Содержание материала

ОБЩИЕ ВОПРОСЫ
Первая вводная часть книги дает общие представления о БР. В гл. 1 излагается концепция воспроизводства (бридинга) и возрастающая роль БР в энергетической структуре развитых стран; гл. 2 является сжатым введением по основным конструкционным особенностям, присущим БР; гл. 3 содержит основные идеи по экономике для коммерческих оценок.

1 Английской аббревиатуре LMFBR (Liqued Metal Fast Breeder Reactor) соответствует принятое в отечественной литературе обозначение БН (быстрый натриевый реактор).

Глава 1
ВОСПРОИЗВОДСТВО И РОЛЬ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ

ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

На современном уровне развития цивилизации необходимы разнообразные виды энергии и в больших количествах. Вплоть до последних столетий ее производство было крайне ограничено, движение создавалось в основном мускульной силой человека и животных. В начале XIX в. человеческие возможности совершать работу существенно расширились благодаря применению силы ветра и воды и сжиганию древесного топлива. Затем уголь и нефть постепенно вытесняли дерево, воду и ветер в качестве первичных энергетических источников.
Открытие ядерного деления в конце 30-х годов дало надежду, что взамен быстро истощающихся видов органического топлива придет новый вид чистой и сравнительно недорогой энергии. Хотя основные источники ядерной энергии — уран и потенциально торий имеются в природе в больших количествах, они не могут использоваться непосредственно в процессе деления. Как показали ранние эксперименты, для реализации этого нового источника энергии нужны определенные изотопы урана и плутония.
В начале 40-х годов стало известно, что при бомбардировке ядер 233U, 235U, 239Ри нейтронами разных энергий (как при тепловых энергиях Е <С 1 эВ, так и при энергиях в области 1 МэВ) эти ядра претерпевают деление. Их называют делящимися ядрами. Соответственно говорят о делящихся нуклидах. Обнаружили также, что основные природные нуклиды 238U и 232Th будут также претерпевать деление, но под воздействием падающих нейтронов лишь высоких энергий (порядка 1 МэВ или более). Было найдено, что для поддержания нейтронной цепной реакции нужны делящиеся нуклиды. Однако процентное содержание делящихся нуклидов в природном уране очень мало (0,7 %), а вся остальная часть состоит из 238U. Стало ясно, что для полного освоения ядерной энергии следует найти способ использования энергии, скрытой в оставшихся 99 % урана.
Как показал опыт, ядра 238U и 232Th могут захватывать нейтроны при энергиях ниже 1 МэВ и посредством этого превращать 238U в 239Pu, a 232Th в 233U. Поэтому нуклиды 238U и 232Th были названы сырьевыми. Если делящихся нуклидов удалось бы получить из сырьевых больше, чем расходуется в цепной реакции, то можно бы переводить имеющиеся в изобилии сырьевые материалы в делящиеся. Возможность этого процесса была действительно показана, и этот процесс получил наименование воспроизводства, или бридинга.
Вскоре нашли, что величина η (число нейтронов, испущенных в процессе деления на один акт поглощения нейтрона в данном нуклиде) для делящегося нуклида 239Ри имеет более высокое значение для быстрых нейтронов, чем тепловых. Большее число испущенных нейтронов означает, что имеется больший избыток нейтронов для превращения 238U в 239Ри. Отсюда возникла идея, что в реакторе-размножителе, работающем на быстрых нейтронах, использование 238U будет более эффективным, чем в реакторе на тепловых нейтронах. Выяснилось, что воспроизводство топлива возможно и в тепловых реакторах, причем для этой цели наилучшим является ториевый цикл (232Th — 233U). Ториевый цикл осуществим и в быстрых реакторах, однако воспроизводство оказывается более эффективным в плутониевом цикле (238U — 239Pu). Плутониевый цикл предпочтителен и по другой причине: он используется в существующих энергетических тепловых реакторах.
Первый быстрый реактор под названием «Клементина» был сооружен в Лос-Аламосе в 1946 г. Следующим шагом было строительство экспериментального быстрого реактора EBR-1, спроектированного в Аргоннской национальной лаборатории. Этот реактор был создан в значительной мере благодаря энтузиазму Энрико Ферми и Уолтера Цина. 20 декабря 1951 г. реактор EBR-1 заработал как первый в мире ядерный источник электрической энергии. Это была демонстрация быстрых реакторов, вселившая веру в перспективность нового ядерного источника энергии.
Примерно 30 лет спустя после пуска EBR-1 в трех европейских странах уже работали четыре быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим (натриевым) охлаждением (реакторы типа БН), назначением которых было производство электроэнергии (частично — опреснение воды) при электрической мощности в диапазоне от 250 до 600 МВт. Конструируются БН электрической мощностью 1200МВт. Ожидается, что к концу 80-х годов сооружение БН электрической мощностью от 1200 до 1600 МВт будет осуществляться в пяти странах. А до 1990 г. восемь стран на трех континентах будут эксплуатировать промышленные либо исследовательские реакторы этого типа. Для многих стран с недостаточными собственными энергетическими ресурсами возникшая в середине XX в. идея практически неисчерпаемого источника энергии стала обретать реальные черты и учитываться в экономических прогнозах на XXI столетие.

МЕЖДУНАРОДНЫЙ ХАРАКТЕР РАБОТ ПО БР

О международном характере проблемы БР можно судить по данным рис. 1.1. Он дает представление о том, какие наиболее важные проекты БР реализованы и какие находятся в стадии планирования. Кроме указанных на рисунке, планируется, как объявлено во Франции, после ввода в строй реактора «Супер-Феникс» приступить к конструированию двух атомных станций электрической мощностью 1500 МВт. Проекты перечислены в хронологическом порядке (по времени достижения критичности) по разным странам. Из

Рис. 1.1. Проекты БР в разных странах:
1 — экспериментальные и исследовательские реакторы; 2 — реакторы-прототипы; 3 — демонстрационные реакторы (относительные размеры значков характеризуют размеры и форму активной зоны)
рисунка видно также назначение каждого проекта: предназначен ли он для получения экспериментальной информации либо для демонстрации производства энергии.

Таблица 1.1. Быстрые экспериментальные и исследовательских реакторы

С участием ФРГ и Евроатома.
В табл. 1.1 и 1.2 приведены основные сведения по реакторным системам, отмеченным на рис. 1.1.
Таблица 1.2. Прототипы и демонстрационные БР

* Плюс 5000 т опресненной воды в 1 ч.
** С участием Италии, ФРГ, Бельгии и Нидерландов
*** С участием Бельгии и Нидерландов.
Таблица 1.1 касается быстрых реакторов, построенных в экспериментальных целях либо для исследования топлива и материалов, хотя в некоторых из перечисленных в таблице реакторах осуществлена выработка электроэнергии. В табл. 1.2 перечислены прототипы быстрых реакторов и демонстрационные атомные электростанции. Прототипы — это специфического типа атомные электростанции электрической мощностью обычно в пределах от 250 до 350 МВт, предназначенные для получения количественных данных и опыта работы в целях перехода к коммерческим АЭС. Демонстрационные станции по размерам такие же, как и коммерческие, однако они предназначены для демонстрации работы энергетических БР и их надежности, что необходимо для строительства и эксплуатации коммерческих станций.
Следует отметить два интересных факта (табл. 1.1 и 1.2). Первый заключается в том, что все быстрые реакторы, построенные и планируемые для сооружения, основаны на U — Pu-цикле; второй — использование жидкого металлического теплоносителя [ни в одном из них не применяется газовое охлаждение, несмотря на то, что такая возможность считается реальной (см. гл. 17)1.
Хотя в табл. 1.1 и 1.2 содержатся некоторые основные данные для большинства проектируемых быстрых реакторов, читателя может заинтересовать более подробная информация, в особенности в связи с рассмотрением в последних главах конструкционных особенностей. Такая информация по этим реакторам дается в приложении А.