Для возвращения нейтронов утечки обратно в активную зону как в тепловых, так и быстрых реакторах используется отражатель. Для захвата покидающих активную зону нейтронов и наработки новых ядерных топлив применяется бланкет, который окружает активную зону в быстром реакторе-размножителе и в УТР. В быстром реакторе в роли бланкета выступают сырьевые материалы 238U или 232Th (см. гл. 3).
Бланкет быстрого бридерного реактора обычно состоит из торцевого и бокового бланкетов. Торцевой бланкет соединен с верхней и нижней секциями тепловыделяющих сборок (ТВС), в то время как боковой бланкет окружает ТВС по периферии активной зоны. На рис. 11.13 показаны участки верхнего и нижнего торцевых бланкетов, соединенные с топливной секцией типичных твэлов быстрого реактора-размножителя LMFBR. Для сравнения на рис. 11.14 изображены верхний и нижний торцевые отражатели в ТВС реактора HTGR. Бланкет выполняет две основные функции: захватывает покидающие активную зону нейтроны и производит большее количество делящихся ядер, чем было израсходовано в ходе ядерной реакции. Иными словами, основное назначение бланкета в ядерном реакторе — наработка большего количества ядерного топлива, чем было потреблено.
11.4.1. Коэффициент конверсии, коэффициент воспроизводства и время удвоения. В тепловом энергетическом реакторе коэффициент конверсии определяется как отношение числа образовавшихся делящихся ядер 239Pu к числу израсходованных 235U.
Рис. 11.13. Тепловыделяющая сборка быстрого реактора-размножителя LMFBR
Рис. 11.14. Типичная тепловыделяющая сборка HTGR с торцевыми отражателями
В быстром реакторе-размножителе коэффициент воспроизводства (КВ) определяется аналогичным образом*. Однако если в реакторе на тепловых нейтронах КВ всегда меньше 1 и обычно колеблется от 0,6 до 0,8, то в быстром реакторе КВ всегда больше 1 и находится между 1,2 и 1,8 в зависимости от используемых материалов топлива и бланкета и требуемого времени удвоения tp. Разность между КВ и единицей называется избыточным коэффициентом воспроизводства G, который связан с временем удвоения.
*В отечественной технической литературе применяют единый термин - коэффициент воспроизводства КВ как для тепловых, так и для быстрых реакторов - Прим. ред.
По определению избыточный коэффициент воспроизводства G описывается уравнением
G = КВ - 1. (11.3)
Чем больше КВ, тем больше G быстрого реактора-размножителя. Время удвоения в самом простом виде определяется как время, требуемое реактору-размножителю для удвоения первоначальной топливной загрузки с учетом прохождения всего топливного цикла. Если М— первоначальная загрузка делящегося (или термоядерного) топлива, a W — количество израсходованного (или выгоревшего или термоядерного) топлива, то время удвоения tp можно выразить с использованием G:
*D( дни) = M/WG. (11.4)
При делении 1 г ядерного топлива 235U в сутки выделяется энергия Р (приблизительно 1 МВт; при синтезе 1 г дейтерия выделяется 4 МВт). Из W г использованного ядерного топлива только W/ (1 + а) г разделились, где а = oc/of — отношение сечения захвата нейтронов топливом к сечению деления топлива.
Таким образом, W = Р(1 + а) и из (11.4) находим время удвоения, Дни:
(11.5)
Из (11.5) видно, что для уменьшения времени удвоения (или ускорения наработки топлива) необходимо: 1) увеличить G (т.е. КВ); 2) увеличить удельный энергосъем с топлива (Р/М) быстрого реактора, что и было продемонстрировано на конструкции LMFBR.
С учетом конструкции активной зоны и бланкета быстрого реактора из (11.3) получаем общее выражение для избыточного КВ
(И.6)
где Ф - нейтронный поток; N— ядерная плотность топлива или сырьевого материала. Интегрирование проводится соответственно по всему объему топлива и сырьевого материала в реакторе; КВ, Си/д связаны с характеристиками материалов бланкета и ядерного топлива. Например, избыточный КВ карбидного топлива в быстром реакторе-размножителе обычно превосходит этот показатель для оксидного топлива.
- Ядерные топливные циклы и материалы бланкетов. Уран-233 и плутоний-239 — синтетические ядерные топлива — можно получить путем нейтронного облучения, в процессе которого происходит захват нейтронов и распад ядер сырьевых материалов бланкета 23 2Th и 233U. Уравнения ядерных реакций, описывающих не только образование изотопов и наработку новых топлив, но и топливные циклы энергетических реакторов, приведены выше [см. уравнения (3.1) и (3.2)]. Из этих ядерных реакций можно составить три топливных цикла: 1) уран-плутониевый топливный цикл; 2) топливный цикл с возвратом плутония в цикл; 3) уран-ториевый топливный цикл. Большинство энергетических реакторов на тепловых нейтронах, использующих в качестве топлива 235U, работают в уран-плутониевом топливном цикле, а большинство LMFBR, испоьзующих 239Pu в присутствии обогащенного 238U, - в топливном цикле с возвратом плутония в цикл.
В быстром реакторе-размножителе, работающем в топливном цикле с возвратом плутония в цикл, в качестве материала бланкета используются либо природный уран (содержащий 99,274% 235U), либо обедненный уран. Обедненный уран (содержащий около 100% 235U) обычно поступает с предприятий по переработке отработавшего топлива или с предприятий по обогащению топлива. На предприятиях по обогащению ядерного топлива 235U материал бланкета 38U является отходом процессов газовой диффузии и центрифугирования. Поэтому обедненный 238U, используемый в качестве материала бланкета быстрого реактора-размножителя, может стать крупномасштабным источником плутониевого топлива в будущем.
Что касается уран-ториевого топливного цикла, то в случае успешного решения вопросов, связанных с безопасностью и экономикой, использование в качестве материала бланкета природного 232Th также будет представлять большой интерес для развития ядерной энергетики.
