Система автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора на тепловых нейтронах

Единственным имеющимся в природе веществом, ядра которого могут самопроизвольно (спонтанно) делиться, являются изотоп урана ²³⁵U. Ядра изотопов плутония ²³⁹Pu и урана ²³³U, тоже могущие делится самопроизвольно, в природе практически не встречаются; они являются творением рук человека. Изотопы ²³⁸U и тория ²³²Th имеются в природе в от­носительно большом количестве, но их ядра не делятся. Эти изотопы могут быть превращены в ²³⁹Ри и ²³³U пу­тем бомбардировки их ядер нейтронами.

Применительно к реактору на быстрых нейтронах (его еще называют реактор-размножитель, или бридер) можно рассматривать ²³⁹Ри и ²³³U как исходное ядерное топливо, a ²³⁸U и ²³²Th – как своего рода сырье, из кото­рого в реакторе получается вторичное ядерное топли­во – новые порции ²³⁹Ри и ²³³U.

Следовательно, в реактор-размножитель загружается исходное ядерное топливо (²³⁹Ри или ²³³U) и «атомное сырье» (²³⁸U или ²³²Th). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, дает вторичное ядерное топливо (²³⁹Ри или ²³³U) в количест­вах, превышающих первоначальную загрузку (вспомним, что коэффициент воспроизводства равен 1,6), отсюда и название – реактор-размножитель.

Не будем забывать, что начало всем описанным ядер­ным превращениям, дает ²³⁵U – единственное природное первичное ядерное топливо.

На рис. 4 представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденса­тор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, обо­рудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схе­мой, включающей реактор на тепловых нейтронах (см. рис.3), настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной. В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом кон­туре более радиоактивный, во втором – менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар). Как видно из рисунка, парогенератор, конденсатор и сама паровая турбина, образуют вторичный тепловой контур. В парогенераторе охлаждающая жидкость первого контура отдает тепло во вторичный контур.

Рисунок 4 Блок-схема энергетической установки атомной электростанции

где 1 – ядерный реактор; 2 – охлаждающая жидкость (теплоноситель); 3 – парогенератор; 4 – паровая турбина; 5 – турбогенератор (электрогенератор); 6 – конденсатор.

На рис. 5 введены следующие обозначения:

1 – урановое топливо; 2 – замедлитель (бериллий); 3 – кадмиевые стержни (регулирующие число нейтронов, а следовательно и мощности); Р – активная зона реактора; 4 – трубопроводы с теплоносителем; 5 – ионизационная камера;

6 – электронный усилитель; 7 – соленоид; 8 – золотник; 9 – силовой цилиндр;

10 – тахогенератор; 11 – - цепь (корректирующая цепь 10+11); 12 – задачник мощности (при поддержании постоянства мощности в качестве задачника может служить сам генератор электрического напряжения).