Альтернативой является концепция реактора как физико-химического аппарата. В реакторах этого типа осуществляется непрерывное управление ядерно-физическими, химическими и теплотехническими 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. Отличительной особенностью реакторов физико-химической концепции является объединение с той или иной степенью полноты в одном аппарате собственно ядерного реактора и системы регенерации горючего. К реакторам этого типа относятся газофазные реакторы, гомогенные реакторы на водных растворах или суспензиях урана, реакторы с жидкометаллическим топливом и жидкосолевые реакторы. [ 3 ]
Ядерная энергетика на первом этапе развития должна базироваться на реакторах теплофизической концепции и в первую очередь на простейшем из них - легководном , т.к. перед реакторами теплофизической концепции ставиться только одна задача - преобразование энергии деления ядер в тепловую, и поэтому создание таких реакторов связано с освоением сравнительно меньшего числа принципиально новых элементов конструкции. Кроме того на первом этапе развития ядреной 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.
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. Поэтому проблема переработки ядерного топлива к этому времени должна быть решена. Решение этой проблемы на основе регенерации твердотопливных урановых стержней связано с рядом новых дополнительных трудностей. Одна из них транспортирование облученных элементов на радиотехнические предприятия.
Ядерные реакторы состоят их пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя быстрых нейтронов, системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и, собственно в которой протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления,. называется активной зоной реактора. [ 3 ]
Если замедлитель и уран составляют равномерную смесь, например, раствор соли урана в воде, реактор называется гомогенным. Если уран размещен в замедлители в виде обособленных блоков, то реактор называется гетерогенным.
Для удобства обращения с ураном и отвода из реактора тепла урановые блоки обычно делают в виде цилиндрических стержней или сборок стержней, или же в виде пластин (кассет), расположенных по объему замедлителя в определенном порядке. Упорядоченная система урановых стержней образует решетку активной зоны гетерогенного реактора. Основными параметрами решетки являются:
- расстояние между осями стержней ( шаг решетки);
- диаметр уранового стержня.
Эти величины определяют соотношение объемов урана и замедлителя в активной зоне и в конечном счете количество вещества активной зоны. Чаще всего оси урановых стержней располагаются либо в углах квадратов и тогда решетка называется квадратной, либо в углах правильных треугольников, тогда решетка называется треугольной или гексогональной. Урановый стержень или сборка стержней вмести с прилегающим к ним замедлителем составляют элементарную ячейку активной зоны. Нейтронный или тепловой баланс одной ячейки является балансом всей активной зоны.
Центральная часть ячейки, свободная от замедлителя , называется технологическим каналом. По оси технологического канала располагается урановый стержень или сборка стержней. В объеме урана выделяется более 90% всей энергии деления b-частиц и около половины энергии g-квантов. Поэтому урановые стержни называют тепловыделяющими элементами или твэлами. Для отвода тепла вдоль поверхности твэла направляется поток вещества - теплоносителя , жидкости или газа. Если теплоноситель должен быть отделен от замедлителя, он направляется по специальной трубе. Этой трубы может и не быть если замедлитель и теплоноситель одно и тоже вещество или если допускается поступление теплоносителя в замедлитель. Тепловыделяющий элемент, как правило имеет оболочку, предотвращающую химическое взаимодействие вещества уранового блока с теплоносителем, его эрозию в потоке теплоносителя, а также поступление в теплоноситель продуктов деления. В случае попадания продуктов деления в теплоноситель его радиоактивность в значительной степени возрастает, что является нежелательным. Материалы труб, оболочек твэлов, а также возможных других конструктивных элементов называют конструкционными материалами активной зоны реактора.
Безопасность ядерных реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения : ядерной и радиационной. Оценка ядерной безопасности предполагает анализ тех характеристик реактора, которые определяют масштаб возможных изменений мощности реактора, возникающих при различных аварийных ситуациях в системе. Под радиационной безопасностью понимают меры , принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный. . Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий.
Можно ожидать, что , по мере того как ядерная энергетика будет приобретать доминирующее положение в структуре всей энергетики в целом, преимущества теплотехнической концепции будут все больше утрачиваться. В этих условиях возрастет притягательность концепции физико-химического направления в реакторостроении, которая позволит достигнуть более высоких качественных характеристик АЭС и решить ряд задач энергетики, недоступных для твердотопливных реакторов.
ЖСР в отношении ядерной безопасности имеют ряд характерных особенностей по сравнению с твердотопливными реакторами состоящими в следующем:
- передача тепла от топлива к промежуточному теплоносителю происходит вне активной зоны реактора, поэтому разрушение поверхности раздела между топливом и теплоносителем не приводит к серьезным нарушениям режима работы активной зоны и изменениям радиоактивности;
- топливо в ЖСР выполняет одновременно функцию теплоносителя первого контура, поэтому в принципе исключается весь комплекс проблем, которые возникают в твердотопливных реакторах при авариях, приводящих к потере теплоносителя;
- непрерывный вывод продуктов деления, особенно нейтронных ядов, а также возможность непрерывной подпитки топливом сводит к минимуму начальный запас реактивности, компенсируемый поглощающими стержнями.
К изменению реактивности ЖСР могут привести следующие аварийные ситуации:
- увеличение концентрации делящихся материалов в топливной соли;
- изменение эффективной доли запаздывающих нейтронов;
- изменение состава и плотности топливной соли и перераспределение ее в активной зоне;
- изменение температуры активной зоны.
Подробный анализ аварийных ситуаций приведенный в [ 3 ] показывает, что особенности присущие ЖСР позволяют обеспечить достаточно высокую ядерную безопасность и надежно исключить возможность нарушения герметичности топливного контура
Высокая ядерная безопасность, присущая ЖСР, имеет свою обратную сторону и сопряжена с проблемами, которых нет у твердотопливных реакторов. В отличии от них радиоактивные материалы в ЖСР находятся в жидкой или газовой форме при высокой температуре и циркулирует в топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при нарушении твэлов. Поэтому радиоактивная безопасность ЖСР в первую очередь связана с надежной герметизацией топливного контура.
Одной из важнейших проблем при создании ядерного реактора является проблема проектирования средств управления и в особенности системы аварийного отключения (САО). САО должна обеспечивать автоматическую остановку реактора ( быстрое гашение цепной реакции) при возникновении аварийной ситуации. Для реализации этого требования САО должна иметь широко разветвленную систему автоматического диагностирования аварийных ситуаций ( событий, состояний оборудования, значений параметров, характеризирующих состояние ядерного реактора и его систем). [ 4 ]
Кроме того существует проблема транспортировки облученных элементов на радиохимические предприятия, что означает что радиоактивные элементы будут “размазаны” по весьма широкой территории. При этом возникает как опасность радиоактивного загрязнения среды вследствие возможных аварий, так и опасность хищения радиоактивных материалов.
Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат,1985.
Яворский Б.М., Детлаф А.А. Справочник по физике . М.: Наука,1974.
Блинкин В.Л., Новиков В.М. Жидкосолевые ядерные реакторы. М.:Атомиздат, 1978.
Ионайтис Р.Р. Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами. М.: Изд-во МГТУ, 1992.