ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
NUCLEAR REACTOR OPERATING ON QUICK NEUTRONS

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах (к быстрым реакторам).
Известен быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, окруженную плотно установленными блоками отражателя и разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы, охлаждаемые теплоносителем [1].
Указанный реактор обладает следующими недостатками. Во-первых, конструктивное выполнение активной зоны и состав топлива обеспечивают в данном реакторе высокий коэффициент воспроизводства активной зоны, равный 1,26, при котором наработка плутония опережает его выгорание, что ведет к росту реактивности по кампании и может привести к аварии с разгоном реактора на мгновенных нейтронах при отказе системы управления и защиты. Во-вторых, утечка нейтронов в отражатель мала и поэтому нейтроны, притекающие из отражателя, не оказывают заметного влияния на баланс цепной реакции в активной зоне.
208
207
206
204
В качестве прототипа выбран ядерный реактор со свинцовым теплоносителем, содержащий, активную зону со стержневыми тепловыделяющими элементами, заполненными плотным нитридным топливом, что обеспечивает коэффициент воспроизводства в активной зоне около единицы. Вокруг активной зоны этого реактора размещен отражатель нейтронов, содержащий свинец природного изотопного состава (52.4%Pb+22.1%Pb+24.1%Pb+1.4%Pb) [2].
Недостатком этого реактора является короткое время жизни мгновенных нейтронов, что обуславливает практически мгновенный разгон реактора при внезапных скачках реактивности, даже незначительно превышающих эффективную долю запаздывающих нейтронов.
Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной безопасности быстрого реактора и исключении разгона реактора при скачках реактивности, близких по величине к доле запаздывающих нейтронов. При решении указанной задачи обеспечивается получение такого технического результата, как повышение безопасности быстрого реактора, когда он по спектру нейтронов в активной зоне остается быстрым, но многократно замедляется цепная реакция на мгновенных нейтронах, благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в свинцовый отражатель, замедлившихся там и в результате диффузии возвратившихся в активную зону.
208
Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающем активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, изотопный состав свинца отражателя выбирают так, чтобы доля изотопа Pb в нем составляла ≥90%.
Кроме того, в частном случае предлагается за свинцовым отражателем дополнительно разместить замедлитель нейтронов с малым атомным весом, например, графит.
Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствии с данным изобретением и показанный на фиг.1, содержит активную зону 1, которая набрана из тепловыделяющих сборок со стержневыми тепловыделяющими элементами с топливом, между которыми находится теплоноситель. Вокруг активной зоны 1 размещен свинцовый отражатель нейтронов 2, который предназначен для снижения утечки нейтронов и возвращения их в активную зону 1.
208
Свинцовый отражатель нейтронов 2 выполнен из блоков, каждый из которых содержит чехол 3, заполненный свинцом 4, доля изотопа Pb в котором ≥90%. Для того, чтобы повысить эффективность замедления эпитепловых нейтронов в наружной области свинцового отражателя, за свинцовым отражателем дополнительно размещен материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом 5, например, графит.
Замедленные нейтроны из глубины отражателя диффундируют частично в сторону активной зоны 1, достигая ее и принимая участие в продолжении цепной реакции деления. Вклад этих нейтронов в цепную реакцию происходит с временной задержкой, определяемой их замедлением и диффузией в материале отражателя.
Для того чтобы замедленные нейтроны из толщи отражателя имели заметную вероятность достичь активной зоны 1 и оказать влияние на цепную реакцию в ней, нужно, чтобы длина диффузии замедленных нейтронов была сопоставима или больше, чем среднее смещение нейтронов вглубь отражателя в процессе их замедления.
208
Как известно, среднее смещение замедляющихся нейтронов вглубь отражателя 2 характеризуется величиной корня квадратного из величины возраста нейтронов при замедлении до области тепловых энергий. Поэтому длина диффузии замедленных нейтронов, возвращающихся в активную зону, должна превышать по крайней мере половину величины среднего смещения замедляющихся нейтронов, чтобы заметная их часть смогла достичь активной зоны. В то же время для свинца природного состава величина длины диффузии в четыре с лишним раза короче, чем величина смещения нейтронов при замедлении. Поэтому при использовании свинца природного состава замедленные нейтроны в глубине отражателя имеют малую вероятность вернуться в активную зону и этот эффект практически незаметен. Когда же в отражателе нейтронов размещается свинец, в изотопном составе которого доля изотопа Pb составляет ≥90%, то указанные параметры миграции нейтронов выполняются и эффект замедления цепной реакции достигается.
Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствие с данным изобретением, работает следующим образом.
В активную зону 1 быстрого реактора загружают тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами (твэлами) и после подачи в активную зону теплоносителя выводят реактор на мощность. В результате цепной реакции деления в активной зоне 1 рождаются быстрые нейтроны. Они претерпевают рассеяние, замедление и поглощение в активной зоне. Причем часть нейтронов претерпевает утечку в отражатель нейтронов 2, окружающий активную зону реактора. В результате диффузии и замедления эти нейтроны углубляются в толщу отражателя, удаляясь от активной зоны. Поскольку при приближении энергии нейтронов к области тепловых энергий замедление на материале отражателя с тяжелым атомным весом становится слабым, то прилегающий к отражателю замедлитель с легким атомным весом 3 это замедление делает более эффективным.
208
208
208
Для достижения положительного эффекта необходимо, чтобы в изотопном составе свинца отражателя доля изотопа Pb составляла ≥90%. Pb. Свинец такого состава можно получить при добыче руды из Th- и (Th-U)-месторождений [3-5], где свинец является конечным продуктом радиоактивного распада тория и урана. В добываемой на этих месторождениях руде содержание изотопа Pb в свинце более 90% (Таблица).
208
Расчетные оценки показывают, что проектная величина времени жизни мгновенных нейтронов для прототипа реактора БРЕСТ-300-ОД составляет ≅0.5 микросекунды (отражатель - свинец природного изотопного состава). При замене свинца отражателя на 100% Pb время жизни мгновенных нейтронов может возрасти до ≅0.1 миллисекунды, т.е. увеличиться в 200 раз.
ef
Даже при скачке реактивности 1.3 β, т.е. заметно больше доли запаздывающих нейтронов, что, как известно, соответствует разгону на мгновенных нейтронах, период разгона реактора составит «всего лишь» около 0.1 сек. А если учесть, что тепловая постоянная твэла для быстрых реакторов с плотным, хорошо проводящим тепло топливом, тоже составляет ≅0.1 сек, то при таком разгоне будут успевать срабатывать почти все обратные связи, «заложенные» в конструкцию активной зоны. Правильно «сконструированные» отрицательные обратные связи должны будут скомпенсировать упомянутый скачок реактивности и сохранить целостность активной зоны и реактора.
Таким образом, технический результат состоит в существенном повышении безопасности реактора на быстрых нейтронах, который может быть устойчивым к внезапным скачкам реактивности, по величине превышающим даже долю запаздывающих нейтронов.
Таблица
Месторождение
U/Th/Pb, % вес. (в минерале)
<sup>204</sup>Pb/<sup>206</sup>Pb/<sup>207</sup>Pb/<sup>208</sup>Pb, % ат.
Украина, бассейн р. Южный Буг [3]
0.18/8.72/0.91
0.01/6.04/0.94/<b><u>93.0</u></b>
Бразилия, провинция Гуаропари [4]
1.26/59.3/1.51
0.005/6.030/0.455/<b><u>93.51</u></b>
Австралия, горный район Айса [5]
0.0/5.73/0.285
0.038/5.44/0.972/<b><u>93.55</u></b>
Список литературы
1. Н.Takano, H.Akie and all. A DESIGN STUDY FOR INHERENT SAFETY CORE, ASEISMICITY AND HEAT TRANSPORT SYSTEM IN LEAD-COOLED NITRIDE-FUEL FAST REACTOR. Proceeding of ARS'94. International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety, vol. 1, April 17-21, 1994, pp.549-556.
2. Международный семинар «Быстрый реактор БРЕСТ и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение», Москва, Министерство РФ по атомной энергии, 2000 г.
3. Каталог изотопных дат пород украинского щита. Киев: «Наукова думка», 1978 г., стр.90-91, 136-137.
4. Jose Marcus Godoy, Maria Luiza D.P. Godoy, Claudia C. Aronne. Application of inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometry for the determination of monazite ages by lead isotope ratios. - Journal Brasilian Chemical Society, vol.18, №5, Sao Paulo, 2007, pp.154-162.
5. A.O.Nier, R.W.Tompson, B.F.Murphey. The Isotopic Constitution of Lead and the Measurement of Geological Time. III. - Physical Review, vol.60, July 15, 1941, pp.112-117.