Разработка энергетических реакторов

Разработка энергетических реакторов

Ученым, конструкторам и технологам пред­стояло решить труднейшую проблему, от ко­торой зависела осуществимость идеи воспро­изводства: найти главное направление в разра­ботке реакторов на быстрых нейтронах. Эта трудность была преодолена и найдено наиболее верное решение в современных условиях: взята ориентация на использование керамичес­кого (окисного) топлива, в качестве теплоно­сителя выбран натрий, для энергетических ус­тановок с натриевым теплоносителем принята трехконтурная схема теплосъема. Последую­щее развитие работ по реакторам на быст­рых нейтронах, в том числе и за рубежом, полностью подтвердило правильность выбран­ного направления.

Разработка энергетических реакторов вклю­чает в себя широкий круг вопросов ядерной и реакторной физики, теплофизики, химии, фи­зики и технологии теплоносителя, конструкцион­ных материалов и ядерного горючего, создания надежных твэлов и эксплуатационного обору­дования, вопросы контроля за работой реакто­ра и управления реактором, переработки отра­ботанного топлива, экономики топливных цик­лов, ядерной безопасности и т. п.

Создание энергетических установок с реак­торами на быстрых нейтронах является еще более сложной задачей по сравнению с раз­работкой установок с реакторами на тепловых нейтронах. Жесткий нейтронный спектр, боль­шие интегральные дозы облучения топлива и конструкционных материалов, другая кинетика и динамика реактора, более высокая температу­ра в активной зоне, применение принципиаль­но нового теплоносителя выдвинули комплекс проблем, решение которых под силу только весьма квалифицированным научным и инже­нерным кадрам, опирающимся на развитую промышленность с современным высоким уровнем технологии.

В связи с этим стоит задача разработки ре­акторов на быстрых нейтронах с характеристи­ками, при которых коэффициент воспроизвод­ства горючего превышал бы единицу на­столько, чтобы воспроизводство вторичного горючего обеспечивалось со скоростью, дос­таточной не только для догрузки самого реак­тора, но и для ввода новых реакторов. Собст­венный темп роста реакторов на быстрых нейт­ронах должен быть по крайней мере равен темпу роста энергетики или даже опережать его (чтобы эти реакторы успели прийти на смену реакторам на тепловых нейтронах еще до того, как последние исчерпают запасы де­шевого урана).

Разработка реакторов на быстрых нейтро­нах вступила в стадию опробования и практи­ческого крупномасштабного обоснования ин­женерных решений. На полуострове Мангыш­лак, вблизи г. Шевченко, в крае, богатом мине­ральными ресурсами, но бедном водой и электроэнергией, была построена атомная энер­гетическая установка с реактором на быстрых нейтронах БН-350 трехцелевого назначения: для производства электроэнергии (150 Мвт), для выработки 120000 т пресной воды в сутки и для получения плутония как вторичного ядерного горючего. Сооружению такой уста­новки предшествовала четвертьвековая упор­ная и плодотворная работа советских ученых, инженеров и технологов.

На первом этапе работы усилия направля­лись на изучение теории и физики реакторов на быстрых нейтронах, на разработку методов их расчета. Большое внимание уделялось из­мерению микроскопических параметров взаи­модействия быстрых нейтронов с веществом. Были измерены в необходимом диапазоне энергий нейтронов сечения упругого и неуп­ругого рассеяний, радиационного захвата, де­ления. Изучались процесс деления, зависи­мость спектра и числа вторичных нейтронов от энергии падающих на ядро горючего нейтро­нов. Работы по теории взаимодействия быст­рых нейтронов с ядрами обобщались в теорию реакторов на быстрых нейтронах, что позволи­ло разработать соответствующие методы рас­чета и способствовало созданию систем ядер­ных констант для них.

Теоретические выводы проверяли на фи­зических реакторах БР-1, БР-3, а затем на боль­ших физических стендах БФС-1 и БФС-2. Экс­перименты на этих реакторах позволили осуще­ствить необходимую корректировку теории, расчетных методов и ядерных констант, а так же изучить (на БФС-1 и БФС-2) модели актив­ных зон проектируемых исследовательских и энергетических реакторов на быстрых нейтро­нах БР-5, БОР-60, БН-350 и БН-600.

Следующим этапом явилась разработка физических и инженерных вопросов на иссле­довательских реакторах БР-2, БР-5 и БОР-60.

На реакторе БР-2 (мощностью 100 квт) в качестве теплоносителя использовалась ртуть. Создание БР-2 позволило на инженерном уров­не проверить возможность съема тепла с реак­тора на быстрых нейтронах, а также безопас­ность управления реактором.

Мощность реактора БР-5 составляла 5 Мвт, теплоносителем служил натрий, в качестве горючего использовались диоксид плутония или монокарбид урана. Параметры БР-5 были приняты близкими к параметрам энергетичес­ких реакторов. Максимальная плотность тепло­выделения в активной зоне была 500 квт/л, температура натрия на выходе из реактора 500°С и плотность потока нейтронов в центре активной зоны 8-1014 нейтрон/(см2-сек). Были проведены массовые испытания твэлов при глубине выгорания горючего до 6—7%; полу­чен опыт работы с негерметичными твэлами, разработаны методы контроля состояния ак­тивной зоны при наличии в ней негерметич­ных твэлов; изучен выход продуктов деления в теплоноситель и газовые полости; изучены ки­нетические характеристики реакторов на быст­рых нейтронах в условиях больших удельных тепловыделений в активной зоне; испытаны образцы новых типов твэлов для БР; проведе­но большое количество материаловедческих и ядерно-физических экспериментов.