Исследовательские ядерные реакторы Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Легководные реакторы ВВЭР-1500 Гибридный реактор Малые реакторы

Однако переменность мощности реактора, а также темп энерговыделения могут оказаться технически неприемлемыми. В стандартном реакторе топливо в год сгорает на 1%, а в обсуждаемом здесь – в месяц на десятки процентов. Происходит это вследствие чересчур быстрого накопления плутония. Подавить его быстрое появление можно не только выжиганием, но и разбавлением.

Пусть по достижении некоторой мощности начинается подмена материала введением в активную зону инертного 238U и изъятие старого с плутонием. Большая скорость подмены понизит усредненную концентрацию плутония, и реакция затухнет. Следовательно, есть такой темп смены твэлов, при котором можно стабилизировать мощность энерговыделения на произвольном уровне. Более того, при некотором запасе (КВ≥1,5) оказывается возможен выход на стационарный режим, при котором на «вход» реактора равномерно по времени подается свежий урановый твэл, а на «выходе» вынимается старый с остатками урана, плутония, осколками. Можно показать, что если скорость смены твэлов выбрана так, что время «жизни» твэла в реакторе существенно больше t1/2, то скорость смены и определяет темп энерговыделения. Возможность существования делительной волны доказывает возможность создания замкнутой системы энергопроизводства, при которой потребляется только природный уран (или 238U).

Описанная регулировка реактора не должна отожествляться с прежней системой управления реактора, так как не несет предохранительной функции. Этот способ регулировки может быть предоставлен компьютеру, поскольку возможные ошибки не ведут к аварии (в меру ошибки колеблется лишь мощность реактора, которая может быть скорректирована простейшей обратной связью). Заметим, что если подавать на вход не чистый уран-238, а вместе с тем плутонием, который извлекли и очистили от осколков, то стационарный режим облегчается и становится возможным при КВ≥1

Подобные реакторы можно использовать для эффективного и экономного использования военных высокообогащенных 235U и 239Pu, извлекаемых из ядерного горючего. В реакторе осуществляется глубокое выгорание топлива, так что он не рассчитан на поддержку плутонием других реакторов. По этой причине топливо может не подвергаться химической регенерации (открытый цикл) или, если перерабатывается, то – частично с разделением тяжелых и легких (осколки) фракций только для собственных нужд. Отсутствие необходимости в выделении плутония или его изотопного обогащение – важное преимущество обсуждаемого здесь типа реактора.

Замечание 1. В 1980 г. США прекратили развитие и строительство быстрых реакторов, поскольку бридеры выполнили свою функцию (производство ядерного оружия) и начали снабжать топливом другие реакторы, включая тепловые АЭС. Потребовалась мощная сеть химических заводов, извлекающих из отработанного топлива плутоний. В ежегодное обращение между предприятиями атомной промышленности должно поступать огромное количество плутония, сравнимое с тем, какое было изготовлено за десятилетия для военных целей. Возникла угроза неконтролируемого распространения плутония и вместе с ним ядерного оружия. Поэтому быстрые реакторы предпочли запретить. В рассматриваемом здесь типе быстрого реактора подобных проблем не существует.

Замечание 2. Преимущество реактора проявляется в открыто цикле, т.е. в отсутствии регенерации топлива. Однако, как уже упоминалось выше, при этом в несколько раз возрастает КПД выгорания. Это заставляет уменьшить мощность АЭС тоже в несколько раз с целью уменьшения объемного энерговыделения. Это плохо как с точки зрения термодинамики, так и экономики. Но нет худа без добра: станция меньшей мощности будет работать весь срок эксплуатации (30-50 лет) без смены твэлов (предусмотрена лишь добавка природного урана). Это обстоятельство чрезвычайно выгодно, с точки зрения безопасности станции, для ее эксплуатационных служб, вспомогательных помещений, транспорта и т.п. При снижении удельной мощности реактора достигается другое важнейшее конструктивное преимущество: при отказе контура теплосъема мощность остаточного радиоактивного тепловыделения падает настолько, что не способна расплавить твэлы даже при полном отсутствии охладителя.

Современные ядерные реакторы России


На главную