ГЛАВА 1
ЖИДКОСОЛЕВЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ — ПЕРСПЕКТИВНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ ФИЗИКОХИМИЧЕСКОЙ КОНЦЕПЦИИ РЕАКТОРОСТРОЕНИЯ
§ 1. ДВЕ КОНЦЕПЦИИ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Возрастающее значение ядерной энергетики в общем энергетическом балансе выдвигает сегодня как одну из актуальных задач дальнейшее совершенствование ядерных реакторов [1]. Прежде всего это относится к тем реакторам, на основе которых планируется развитие ядерной энергетики в ближайшие 10—15 лет. Однако не менее важно представлять себе возможности и перспективы использования других типов ядерных реакторов. Это важно для обеспечения альтернативных вариантов развития энергетики будущего и для оптимального решения отдельных проблем при комплексном использовании ядерной энергии.
Вопрос о том, каким должен быть энергетический ядерный реактор, возник уже на самом первом этапе рождения реакторной технологии. Использование энергии деления ядер тяжелых элементов осуществляется через комплекс ядерно-физических, химических и теплофизических процессов, поэтому выбор конструкции и функционального назначения ядерного реактора обусловливается тем, как и где реализуются отдельные звенья этого комплекса. Под этим углом зрения можно достаточно условно выделить две концепции — концепцию реактора как теплотехнического аппарата и концепцию реактора как физико-химического аппарата.
В концепцию реактора как теплотехнического аппарата положены два принципа: а) освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии и б) максимально локализовать в реакторе область, занятую делящимися материалами и продуктами деления.
Такой подход к строительству реакторов дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них полагалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов конструкции.
реакторов, таких, как ВВЭР (PWR, LWR) и РБМК. Эта же концепция лежит в основе разрабатываемых в настоящее время жидкометаллических реакторов на быстрых нейтронах ВНР (LMFBR), газоохлаждаемых высокотемпературных реакторов ВТГР (HTGR) и других типов реакторов с твердыми твэлами.
Недостатком способа утилизации энергии деления ядер в реакторах теплотехнической концепции является неполное использование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых элементов. Во-первых, максимальная локализация ядерного горючего и продуктов деления и организация теплосъема внутри активной зоны приводят к необходимости размещать в ней большое количество конструкционных материалов, а это ведет к ухудшению баланса нейтронов в реакторе. Кроме того, ухудшение баланса нейтронов связано с паразитным захватом нейтронов продуктами деления, которые в течение всей кампании накапливаются в активной зоне. Во-вторых, глубина выгорания топлива ограничена радиационными повреждениями конструкционных материалов твэла. Например, для проектируемых в настоящее время реакторов ВВЭР-1000 [1, 2] максимальная глубина выгорания горючего не превышает 40 МВт · сут./кг. В-третьих, в твердотопливных реакторах необходимо иметь большой начальный запас реактивности для компенсации выгорания топлива и отравления реактора продуктами деления. Так, в реакторе ВВЭР-1000 начальный запас реактивности составляет 22,5% [2]. Наличие такой избыточной реактивности уменьшает ядерную безопасность системы. Наконец, конструкция твердотопливного реактора достаточно сложна, поскольку создание большого числа надежных твэлов — серьезная инженерная задача.
Альтернативной является концепция реактора как физико-химического аппарата.
В реакторах этого типа осуществляется непрерывное управление ядерно-физическими, химическими и теплофизическими процессами, протекающими в топливе, а также непрерывная корректировка физико-химических свойств ядерного топлива. Решение этой задачи в принципе позволяет максимально использовать возможности, заложенные в физической природе деления ядер.
Непрерывное управление составом и физико-химическими свойствами ядерного топлива осуществляется наиболее естественным образом, если оно находится в жидкой или газовой фазе. Отличительной особенностью реакторов физико-химической концепции является объединение с той или иной степенью полноты в одном аппарате собственно ядерного peaктора и системы регенерации горючего. К реакторам этого типа относятся газофазные реакторы [3—6], гомогенные реакторы на водных растворах или суспензиях урана, с жидкометаллическим топливом (LMFR) [7] и жидкосолевые реакторы (ЖСР) .
Очевидно, что ядерная энергетика на первом этапе развития должна базироваться на реакторах теплотехнической концепции и в первую очередь на простейшем из них — легководном реакторе типа ВВЭР. Причин здесь несколько. Во- первых, перед реакторами теплотехнической концепции ставится только одна задача — преобразование энергии деления ядер в тепловую, и поэтому создание таких реакторов связано с освоением сравнительно меньшего числа принципиально новых элементов конструкции. Во-вторых, на первом этапе развития ядерной энергетики проблема исчерпания ресурсов ядерного топлива еще остро не стоит. Поэтому оказалось экономически целесообразным строить ядерные реакторы с неоптимальным использованием нейтронов деления. На этом этапе даже полный отказ от переработки и регенерации топлива не лимитирует развитие ядерной энергетики. Таким образом, оказалось возможным отделить проблему переработки топлива от проблемы утилизации энергии деления в ядерных реакторах.
Однако такая ситуация не может продолжаться неограниченно долго. Оценка промышленных запасов урана и сопоставление их с предполагаемыми темпами развития ядерной энергетики приводят к выводу, что через 20—30 лет ресурсы дешевого урана будут близки к исчерпанию (1, 10]. Поэтому проблема переработки ядерного топлива к этому времени должна быть решена. Решение этой проблемы на основе регенерации твердотопливных твэлов связано с рядом новых дополнительных трудностей. Одна из них—транспортирование облученных элементов на радиохимические предприятия. Это означает, что радиоактивные элементы будут «размазаны» по весьма широкой территории. При этом возрастает как опасность радиоактивного загрязнения среды вследствие возможных аварий, так и опасность хищения радиоактивных материалов. Исходя из сказанного можно ожидать, что, по мерс того как ядерная энергетика будет приобретать доминирующее положение в структуре всей энергетики в целом, преимущества теплотехнической концепции будут все более утрачиваться. В этих условиях, естественно, должна возрасти притягательность концепции физико-химического направления в реакторостроении, которая позволит достигнуть более высоких качественных характеристик АЭС и решить ряд задач энергетики, недоступных для твердотопливных реакторов. В пользу такого понимания диалектики развития реакторостроения говорит и то обстоятельство, что, несмотря на ориентацию на развитие твердотопливных реакторов как основу ядерной энергетики ближайших лет, в ряде стран (США, Франция, Япония и др.) существуют программы
исследования возможностей реакторов с жидким и газофазным ядерным горючим. Эти реакторы рассматриваются как в плане возможной альтернативы современным концепциям твердотопливных реакторов, так и в плане решения ряда специальных задач [5, 12—16].
