Конструкционные решения реакторов на быстрых нейтронах учитывают их ядерно-физические особенности и отвечают требованиям максимальной реализации имеющихся преимуществ. Это обеспечивается использованием цилиндрической активной зоны, окруженной по торцам и по боковой поверхности отражателем, содержащим обедненный уран, в котором полезно используются нейтроны утечки. Топливо активной зоны также на 70-80 % состоит из 238U. Таким образом, конверсия вторичного топлива реализуется как в активной зоне, так и в окружающем отражателе. Общий коэффициент воспроизводства складывается из внешнего и внутреннего КВ = КВвн + КВа.з. Естественно стремление приблизить КВ в активной зоне к единице и даже превысить ее. Это ведёт к снижению падения реактивности системы при выгорании топлива, к обеспечению компенсации реактивности более простыми средствами и обеспечению физических возможностей для резкого сокращения числа перегрузок топлива. Для реальных систем с оксидным топливом достижимы значения КВ = 0,7-5-0,9; ВВн = 0,4-5-0,5. В случае применения металлического уран-плутониевого топлива эти показатели повышаются.
Поскольку сечения деления топливных ядер в спектре быстрых нейтронов достаточно малы в сравнении с тепловым спектром, критическая масса в реакторах на быстрых нейтронах возрастает в несколько раз, что в сочетании с требованием достижения высокого коэффициента конверсии за счет предельно возможного повышения флюенса нейтронов, приводит к необходимости максимального сокращения объема активной зоны и достижения, как ранее указывалось, максимально возможного объемного энерговыделения. Это обстоятельство требует эффективного охлаждения активной зоны, что в существующих проектах быстрых реакторов обеспечивается использованием натриевого жидкометаллического теплоносителя. Применение натриевого охлаждения однозначно приводит к трехконтурной схеме реакторной установки. В петлях первого контура циркулирует натрий, охлаждающий активную зону, и, следовательно, с наведенной нейтронным облучением γ-активностью (Na). Через теплообменники натрий-натрий тепло передается неактивному натрию петель второго контура, замкнутых на парогенераторы, относящиеся к третьему контуру, работающему на турбогенераторы и теплофикационные установки.
Устройство бакового реактора БН-600: 1 — корпус; 2 — циркуляционный насос первого контура; 3 — поворотная пробка; 4 — центральная колонна с механизмом СУЗ; 5 — теплообменник; 6 — нейтронная защита; 7 — активная зона; 8 — зона воспроизводства; 9 — напорная камера; 10 — защитный корпус реактора с теплоизоляцией
Реально активная зона реактора на быстрых нейтронах собирается из ТВС шестигранного сечения. В шестигранном чехле ТВС в плотной упаковке находятся твэлы стержневого типа, вариация числа которых и диаметра позволяет достичь требуемых параметров теплообмена. Обычно в одной оболочке с топливным сердечником в твэлах размещаются верхние и нижние сердечники отражателей. Активную зону окружают ТВС радиального отражателя. Снижение радиальной утечки нейтронов с целью повышения КВа.з., эффективности использования топлива и среднего значения мощности реактора (энерговыделения в топливе) осуществляется радиальным профилированием содержания в топливе делящегося изотопа.
В существующих проектах различные модификации активных зон осуществлены были как в двух-, так и в трехзонных компоновках. В соответствии с этим активная зона собирается из двух или трех типов ТВС. ТВС нижними наконечниками вводятся в напорный коллектор реактора, из которого теплоноситель, распределяясь по радиальным зонам профилирования топлива, подается вверх индивидуально в каждую сборку, включая боковой экран. Теплогидравлическое профилирование, с целью выравнивания температур натрия на выходе из активной зоны, осуществляется калибровкой входных участков в нижнем наконечнике ТВС. Верхние наконечники ТВС приспособлены под захваты перегрузочной машины и имеют отверстия для протечки теплоносителя. Перегрузочная машина смонтирована на поворотной крышке реактора и позволяет перемещать ТВС после выгорания во внутри-реакторное хранилище. Треугольный шаг расположения цилиндрических отверстий на напорном коллекторе для ввода нижних наконечников ТВС (хвостовиков) выполнен с запасом, предусматривающим гарантированный зазор между стенками шестигранных ТВС, обеспечивающий свободную разгрузку активной зоны, в том числе в случае возможного коробления сборок при воздействии длительного реакторного облучения.
В некоторых случаях конструкция реактора предусматривает приспособления, удерживающие весь набор ТВС в реакторе в горизонтальной плоскости в сжатом состоянии (реактор типа FFTF, США), предупреждающие всплытие ТВС под напором теплоносителя. В конструкциях отечественных реакторов хвостовики ТВС вводятся в отверстия напорного коллектора свободно без защемления (как в случае цанговых защелок реактора «Феникс», Франция). Всплытию ТВС под действием напора натрия, давление которого в напорном коллекторе достигает 0,6-0,9 МПа, препятствует боковая подача натрия в хвостовики, отверстия в которых находятся между двух опорных коллекторных плит. Подъемная сила возникает в этом случае только вследствие протечек натрия в зазоры между хвостовиками и коллекторной плитой и легко (с запасом) компенсируется собственным весом ТВС. Уровень натрия в реакторе над ТВС достаточен для перемешивания теплоносителя, поступающего из различных ТВС, и окончательного усреднения температуры натрия на выходе из реактора. Пространство над натрием до верхних устройств крышки реакторного бака заполнено инертным газом.
Существует два принципиально различных варианта решения реакторов на быстрых нейтронах: петлевая и баковая компоновки. При петлевой компоновке тепло из заполненного натрием реакторного бака, в котором расположена активная зона, отводится несколькими независимыми циркуляционными петлями, работающими на свой теплообменник, например, шесть петель в реакторе БН-350. Таким образом, все оборудование петель, включая циркуляционные насосы, находится вне реакторного бака. При баковой (или интегральной) компоновке все петлевое оборудование (например, трех петель реактора БН-600), включая циркуляционные насосы и теплообменники натрий-натрий, расположено вместе с активной зоной и отражателем в натрии реакторного корпуса, из которого тепло отводится натрием второго контура. Такая компоновка существенно повышает надежность и безопасность эксплуатации реактора, исключая пролив радиоактивного натрия первого контура за пределы реакторного корпуса. Как тому, так и другому варианту компоновок реакторов на быстрых нейтронах присуща напорная камера высокого давления, в которую нагнетается охлажденный в теплообменнике натрий. Верхняя часть камеры является напорным коллектором. Нагрузка от давления натрия в основном воспринимается стенками напорной камеры и шестигранными чехлами ТВС, поэтому к реакторному корпусу не предъявляются требования высокой прочности, однако размеры его велики. Так, корпус реактора БН-600 имеет диаметр 12,8 и высоту 12,5 м.
Управление реакторами на быстрых нейтронах значительно проще в сравнении с реакторами на тепловых нейтронах. Это связано с двумя обстоятельствами. В первую очередь, при выгорании ядерного топлива под воздействием нейтронов больших энергий в нем не накапливается заметных количеств осколков с аномально большими сечениями поглощения нейтронов таких, как 135Хе, 149Sm и др. Отсутствует эффект йодной ямы. Во-вторых, компактная активная зона быстрого реактора содержит всего лишь одну критическую массу делящегося вещества в отличие, например, от реакторов типа ВВЭР-1000, содержащих в активной зоне до 30 взаимодействующих критических масс. Отсутствие нестационарных динамических процессов типа ксеноновых колебаний и деформаций нейтронных полей позволяет с большей точностью поддерживать реактивность, обходясь по-существу одним-двумя регулирующими стержнями. Компенсация реактивности осуществляется системой компенсирующих ТВС, состоящих из твэлов поглощающей части и топливной части (содержащих делящийся материал). По мере выгорания топлива реактивность восполняется перемещением пакетов, постепенно выводящим поглощающую часть из активной зоны и вводящим топливную часть. Например, управление реактором БНг350 осуществляется двумя стержнями-регуляторами, одним стержнем компенсации температурного и мощностного эффектов реактивности, тремя стержнями аварийной защиты и шестью компенсирующими пакетами — всего двадцать. По данным http://docs.cntd.ru/, СУЗ реактора БН-600 состоит из 26 исполнительных органов (18 комплектующих пакетов, два регулятора, три стержня аварийной защиты, остальное — стержни компенсации температурного и мощностного эффектов).