Быстрый реактор-размножитель с жидкометаллическим теплоносителем LMFBR . Реактор типа LMFBR является первым быстрым реактором, применяемым в гражданских целях. Основными особенностями реактора являются: наработка топлива (нового топлива производится больше, чем расходуется); высокое удельное энерговыделение (из-за отсутствия замедлителя); небольшая активная зона вследствие высокой энергонапряженности; более низкий запас реактивности на выгорание по сравнению с энергетическими реакторами на тепловых нейтронах (см. п. 6.4.1) [36,37].
Прототипом быстрого реактора-размножителя FBR был экспериментальный быстрый реактор EBR-I, введенный в эксплуатацию в 1951 г., в то же время EBR-I стал первым реактором, превратившим энергию ядерного излучения в электричество.
В 1963 г. вступил в эксплуатацию экспериментальный реактор EBR-II с тепловой и электрической мощностью соответственно 62,5 и 20 МВт [39, 40]. На этом реакторе были испытаны материалы и был приобретен большой опыт эксплуатации быстрых реакторов. Топливом для EBR-II служит смесь 48—51% 235U и 45—48% 238U с добавками делящихся радионуклидов (Mo, Zr, Ru и тд.) и плутония, получаемого по пирометаллургическому методу. Теплоносителем является жидкий натрий. Основные структурные компоненты, такие как корпус реактора, оболочки твэлов и каналы циркуляции теплоносителя, изготавливаются из нержавеющей стали. Основное назначение EBR-II состоит в том, чтобы продемонстрировать техническую возможность масштабирования бридерной системы быстрого реактора типа Fast Flux Test Facility (FFTF) и способствовать дальнейшему пониманию принципов построения и масштабирования энергетической системы быстрого реактора типа Clinch River Breeder Reactor (CRBR).
На рис. 1.15 показаны основные компоненты первого контура EBR-II, находящиеся в корпусе реактора или натриевом баке [43]. Первый контур состоит из реактора, системы подачи жидкого натрия, электромагнитных насосов и трубопровода, теплообменника и системы перемещения и хранения топлива.
На рис. 1.16 показана схематичная компоновка EBR-II. Конструкция тепловыделяющей сборки (ТВС) активной зоны реактора изображена на рис. 1.17. ТВС состоит из трех секций: верхнего бланкета, собственно топлива и нижнего бланкета. Секция топлива состоит из 91 цилиндрических твэлов пространственно расположенных по принципу треугольной кристаллической решетки вдоль одного из ребер с внешней стороны каждого твэла. Твэлы удерживаются вместе, так как их концы закреплены специальным креплением на шестигранной оболочке ТВС.
Рис. 1.15. Основные компоненты реактора EBR-II:
1 — теплообменник; 2 — электромагнитный насос; 3 — униполярный генератор; 4 — механизм привода регулирующих стержней; 5 — камера перегрузки топлива; 6 — уровень жидкого натрия; 7 — хранение топлива; 8 — нейтронная защита; 9 — насос теплоносителя 6ланкета зоны воспроизводства
На рис. 1.18 показана система загрузки топлива EBR-II (загрузка, перегрузка и перемещение топлива). После того как отсоединены и подняты механические приводы регулирующих стержней, удаляется крышка реакторного бака и активная зона готова к операции замены топлива.
Параметры конструкции и реакторные материалы, выбранные для реакторов FFTF и CRBR, похожи. На рис. 1.19 показана компоновка АЭС с реактором CRBR, состоящая из реакторного здания и вспомогательных сооружений. На рис. 1.20 представлена схема реактора CRBR - активная зона реактора, механические приводы регулирующих стержней, контрольные сейсмические устройства, системы перемещения и хранения топлива, системы безопасности и т.п. [42]. Каждая ТВС активной зоны содержит 217 (U, Pu)O3-твэлов.
Рис. 1.16. Схема реактора EBR-Q:
1 — входное пространство бланкет; 2 — вход теплоносители активной зоны; 3 — выход теплоносителя; 4 — крышка реакторного бака; 5 — нейтронная защита; 6 — защита реактора; 7 — выходное пространство; 8 — центральный бланкет; 9 — верхний бланкет; 10 — внутренний бланкет; 11 — активная зона; 12 — нижний бланкет; 13 — внешний бланкет; 14 — реакторный бак; 15 — опорные решетки; 16 — вход теплоносителя бланкета; 17 — входное пространство активной зоны
Рис. 1.17. Тепловыделяющая сборка реактора EBR-11:
1 — вид на топливный элемент по А-А; 2 — разрез по сечению В-В; 3 — разрез по сечению С-С; 4 — верхний наконечник; 5 — секция верхнего бланкет; 6 — секция активной зоны; 7 — секция нижнего бланкет; 8 — нижний наконечник
Рис. 1.18. Система загрузки топлива ЕВ R-II:
1 — реактор; 2 — захватный механизм; 3 — захват; 4 - механизм
привода регулирующих стержней; 5 — поворотный пробки; 6 — передаточное пято; 7 — топливный элемент во время переноса; 8 — хранилище топливных элементов; 9 - реакторный бак
Рис. 1.19. План размещения АЭС с реактором CRBR
1 — насосная охлаждающей воды; 2 — зона технического обслуживания; 3 — бетонная площадка; 4 — парогенераторный зал; 5 — корпус обслуживания реактора; 6 — очистные сооружения; 7 — реактор; 8 — проходная; 9 — главный пульт управления; 10 — вспомогательная зона здания; 11 — зал дизельного генератора; 12 — цистерны с мазутом; 13 — вспомогательная галерея; 14 — цистерна конденсата; 15 — цистерна хранения деминерализованной воды; 16 — башня аварийного охлаждения; 17 — распределительное устройство 161 кВ; 18 — резервное распределительное устройство 161 кВ; 19 — бак продувной очистки; 20 — зона очистки загрязненной воды; 21 — зона хлорирования; 22 — зона размещения электрооборудования; 23 — зона обращения с радиоактивными отходами; 24 — здание обслуживания АЭС; 25 — здание реактора; 26 — зал турбогенератора; 27 — мастерские; 28 — градирни
Рис. 1.20. Схема реактора CRBR:
1 — нижний входной модуль; 2 — опорная плита активной зоны; 3 — поддерживающая конструкция активной зоны; 4 — система перегрузки и хранения топлива; 5 — каркас активной зоны; 6 — горизонтальный дефлектор; 7 — смесительная камера; 8 — опорная колонна; 9 — труба; 10 — уровень жидкого натрия; 11 — верхняя часть подъемного механизма; 12 — привод основного регулирующего стержня; 13 — привод регулирующего стержня; 14 — опорная конструкция защиты; 15 — направляющий канал регулирующего стержня; 16 - отражательная плита; 17 — пробка механизма перегрузки топлива; 18 — внутренние детали реактора; 19 — радиальный замок; 20 — узел управления; 21 — ТВС; 22 — активная зона; 23 — оболочка активной зоны; 24 — выходной объем; 25 — входной объем
Кроме указанных реакторов EBR-II FFTF и CRBR в мире эксплуатируются еще три прототипа энергетического быстрого реактора-размножителя с жидкометаллическим теплоносителем, а именно Phenix во Франции, БН-350 в СССР и быстрый реактор PFR в Великобритании. В ходе их эксплуатации выявились общие проблемы, связанные с парогенераторами, промежуточными теплообменниками, образованием трещин и течей в сопле реакторного корпуса [44], а то время как собственно реакторы работали хорошо. Все три имели коэффициенты готовности 80—90% в течение всего периода эксплуатации.
Для лучшего понимания представленных выше реакторных схем на рис. 1.21 показаны упрощенные схемы АЭС с основными типами энергетических реакторов деления.
Рис. 1.21. Упрощенные схемы АЭС с основными типами ядерных реакторов:
1 — вода под давлением; 2 — корпус реактора; 3 — парогенератор; 4 — топливные каналы; 5 — теплообменник, парогенератор; 6 - газ; 7 — газодувки; 8 — жидкий металл; 9 — промежуточный теплообменник
