Важной проблемой развития ядерной энергетики является обеспечение ЯЭУ ядерным топливом. Выгорание урана на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, топливом которых служит уран-235 (его содержание в природном уране составляет 0,7 %), даже с учетом обогащения топлива составляет всего 1-2 %. Поэтому сочетание мощных водо-водяных ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах, производящих кроме энергии вторичное ядерное топливо — плутоний, позволяет обеспечить потребности народного хозяйства. Реакторы на быстрых нейтронах (БН) характеризуются относительно малыми габаритными размерами активной зоны и ее высокой удельной энергонапряженностью. В активной зоне реактора не должны находиться материалы, замедляющие БН. Такие особенности быстрых реакторов (БР) ограничивают выбор для них теплоносителей.
В настоящее время основным теплоносителем БР является натрий. Жидкометаллический натрий слабо замедляет БН и одновременно обеспечивает необходимый теплосъем в активной зоне. Натрий имеет хорошую совместимость с конструкционными материалами и топливными композициями. Высокая температура его кипения позволяет поддерживать низкое давление в первом контуре (около 1,0 МПа), которое определяется гидравлическим сопротивлением тракта.
БР с натриевым теплоносителем имеют трехконтурную систему отвода тепла.
Строящейся реактор БН-800 на Белоярской АЭС
Натрий служит теплоносителем первого и второго контуров, а вода и пар — третьего контура. Для предотвращения утечки радиоактивного натрия первого контура во втором контуре давление натрия выбирается несколько большим. Таким образом, теплообмен между теплоносителями контуров осуществляется последовательно: в промежуточном теплообменнике (натрий-натрий) и в парогенераторе (натрий-вода). Этим способом в трехконтурной схеме исключается попадание воды в первый контур.
Компоновка первого контура реактора БР может быть двух типов: интегральной и петлевой. В интегральной компоновке активная зона, промежуточные теплообменники, ГЦН и трубопроводы размещаются в одном баке — корпусе реактора, заполненном натрием. При петлевой (раздельной) компоновке каждая циркуляционная петля со всем входящим в ее состав оборудованием выносится за пределы корпуса реактора, в котором расположены только активная зона и зона воспроизводства. Основное преимущество петлевой компоновки заключается в лучшей ремонтопригодности оборудования первого контура. Интегральная же компоновка первого контура БР дает большие возможности для повышения температуры теплоносителя и позволяет проще обеспечить герметичность натриевого контура.
Несмотря на ряд преимуществ и определенный положительный опыт эксплуатации БР с жидкометаллическим теплоносителем, эти ЯЭУ имеют ряд недостатков:
- они не могут обеспечить требуемое время удвоения T2 = 4 — 6 лет (при удельной теплонапряженности активной зоны 450-550 кВт/л Т2 = 9 — 12 лет);
- использование натрия обусловливает дополнительные требования к конструкции оборудования, условиям эксплуатации и конструкции ЯЭУ (на предварительный подогрев оборудования и трубопроводов перед пуском требуется 20-35 сут, необходимость устранения контакта между натрием и водой, переход к бессальниковым конструкциям циркуляционных насосов и арматуры и др.).
Поэтому в России и за рубежом ведутся работы по исследованию газоохлаждаемых БР. В качестве газовых теплоносителей исследованы гелий, диоксид углерода и «Нитрин» (на основе диссоциирующей смеси N2O4). Не потерян интерес к использованию в БР традиционных теплоносителей — воды и водяного пара. Предполагается, что использование газовых теплоносителей для БР позволит иметь ряд преимуществ по сравнению с применением жидкометаллического натрия: реализация одно- и двухконтурных схем, более высокий коэффициент воспроизводства ядерного топлива и меньшее время удвоения. Весьма перспективной для газоохлаждаемых БР считается шаровая засыпка твэлов.
Отопительное и котельное оборудование из Бельгии, в том числе ACV бойлер, доступен для заказа по ссылке.