Реакторы – размножители на быстрых нейронах

 

РЕАКТОРЫ –  РАЗМНОЖИТЕЛИ НА БЫСТРЫХ НЕЙРОНАХ

 

СОДЕРЖАНИЕ

 

 

Введение  …………..…………………………………………………………….. 3

Реакторы  на быстрых нейронах …………………………………………….. 3

Эффективность вырастает в 70 раз …………………………………………. 6

Плутоний  вместо урана ……………………………………………………..… 7

Концепция применения ……………………………………………………….. 7

Реакторы  нового поколения ………………………………………………….. 9

Реакторы  – будущего: управляемая термоядерная реакция ………….... 10

Заключение  ……………………………………………………………………. 12

Интернет  ресурсы …………………………………………………………….. 12

 

Введение

 

По мнению экспертов, уже к концу нынешнего столетия запасы урана окажутся исчерпанными, и ядерная энергетика останется  без топлива. Выходом из тупика могут  стать реакторы особой конструкции.

В Германии безопасность атомных электростанций и их дальнейшая судьба в преддверии осенних выборов в Бундестаг снова стали предметом жарких дискуссий, хотя принятое прежним правительством политическое решение о постепенном отказе страны от ядерной энергетики никто пока не отменял. Противники "мирного атома" указывают на связанные с ним риски техногенной катастрофы и на нерешенность проблемы захоронения радиоактивных отходов. Сторонники ссылаются на то, что без АЭС невозможно сократить выбросы парниковых газов в атмосферу и остановить глобальное потепление климата.

Так или иначе, во многих странах мира атомная энергетика сегодня снова на марше: в одном только Китае строится 10 новых атомных электростанций, еще шесть - в Индии, три - в России. Этот ренессанс интереса к ядерной энергетике заставил конструкторов вспомнить о так называемом реакторе-размножителе на быстрых нейтронах. В Германии реактор этого типа начали возводить в 80-е годы в городке Калькар близ Дюссельдорфа, но в 1991 году строительство было остановлено. Реактор так и не вступил в строй и был, в конце концов демонтирован. Теперь здесь парк развлечений. Однако конструкция такого реактора может оказаться востребованной - если пока не в Германии, то в других странах.

 

Реакторы  на быстрых нейтронах

 

Названия реакторов связаны  с особенностями происходящих в  них физических процессов: рождением, движением и поглощением нейтронов, вызывающих деление ядерного топлива. Энергия нейтронов в момент их рождения в реакторе очень высока: они движутся со скоростью несколько тысяч километров в секунду. Это – «быстрые» нейтроны. В результате столкновений с окружающими атомами их энергия и скорость уменьшаются. Этот процесс называется замедлением нейтронов. Особенно эффективно замедляются нейтроны в воде и в чистом графите, которые и используются в ядерных реакторах в качестве замедлителя нейтронов. Нейтроны, замедленные до скорости теплового движения атомов, т.е. до нескольких километров в секунду, в ядерной физике принято называть «тепловыми». Тепловые нейтроны имеют наибольшую вероятность вызвать деление ядер топлива. Поэтому реакторы, в которых процесс деления ядер происходит под действием тепловых нейтронов, требуют для своего запуска наименьшего количества ядерного горючего. Иными словами, их «критическая масса» минимальна, что объясняет преимущественное применение тепловых ректоров в современной атомной энергетике.

В реакторах без замедления нейтронов процесс деления ядерного топлива происходит при взаимодействии с быстрыми нейтронами. Поэтому и  называются они реакторами на быстрых  нейтронах, или просто «быстрыми» реакторами. В таких реакторах горение ядерного топлива начинается при большей критической массе ядерного горючего, чем в тепловых. Соответственно и стоимость их топливной загрузки выше. В чем же преимущество быстрых реакторов? В их уникальной возможности обеспечивать себя топливом, и более того, обеспечивать топливом другие ядерные установки.

Существует всего три  вида атомов, которые могут осуществлять цепную ядерную реакцию: плутоний - Pu-239 и два изотопа урана - U-235 и U-233. Из них только уран–235 встречается в природе, и то в малых количествах, а уран–233 и плутоний–239 в природе практически не встречаются. Они образуются в результате бомбардировки нейтронами изотопов урана U-238 и тория Th-232, которые имеются в природе в относительно большом количестве, причем торий приблизительно в три раза более распространен в земной коре, чем уран.

Чтобы резко расширить  топливную базу атомной энергетики, необходимо заставить работать в  реакторах весь природный уран, включая  его «негорючую» часть - уран U-238. Именно такая возможность и реализуется в быстрых реакторах.

Применяя реакторы на быстрых  нейтронах (реакторы-размножители, реакторы-бридеры), можно гораздо полнее использовать природное ядерное горючее. Применительно  к этим реакторам можно рассматривать Pu-239 и U-233 как исходное ядерное топливо, а U-238 и Th-232 - как своего рода сырье, из которого в реакторе получается вторичное ядерное топливо, то есть новые порции Pu-239 и U-233.Таким образом, в реактор–размножитель загружается исходное ядерное топливо (Pu-239 или U-233) и атомное сырье ( U-238 или Th-232). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, и дает вторичное ядерное топливо. В одних реакторах расходуемое и воспроизводимое ядерное топливо -– Pu-239, в других – U-233.

Важной физической особенностью быстрого реактора является то, что в нем образуется больше нейтронов, которые могут поглотиться в уране U-238. Поэтому и процесс образования плутония в нем идет намного быстрее, чем в любом другом реакторе. В результате за время работы в быстром реакторе накапливается примерно столько плутония, сколько сгорает первоначально загруженного урана U-235. Если же быстрый реактор загрузить сразу плутониевым топливом в смеси с неделящимся ураном U-238, то нового плутония в нем образуется даже больше, чем сгорает в процессе работы. Получается, что быстрый реактор обладает уникальным и очень ценным свойством – он способен воспроизводить ядерное топливо, полностью в процессе своей работы восполняя его выгорание и даже увеличивая массу горючего.

 

Реакции расщепления  в реакторах на тепловых и на быстрых  нейтронах 

Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах производят энергию при более полном использовании U-238 в реакторных топливных сборках  путем сжигания плутония, вместо расщепляющегося  изотопа U-235, применяемого в тепловых реакторах. Если такие реакторы используются для производства большого количества плутония (большего, чем они потребляют), их называют реакторами-размножителями (бридерами) на быстрых нейтронах. Многолетний интерес к таким реакторам как раз и обусловлен их способностью производить больше топлива, чем они потребляют. Кроме того, они могут утилизировать оружейный уран и плутоний и сжигать ядерные отходы.

Обычные реакторы на тепловых нейтронах производят два "избыточных" материала: плутоний (появляется при поглощении ураном-238 нейтронов и отделяется затем в процессе переработки) и обедненный уран (получается при обогащении природного урана). Плутоний используется в реакторах на быстрых нейтронах как основное топливо и в то же самое время плутоний образуется из U-238 обедненного урана, которым окружают активную зону реактора в виде специальных "бланкет". Другими словами, реактор одновременно и "сжигает", и "производит" плутоний. В зависимости от конструкции реактора, произведенный расщепляющийся плутоний может использоваться либо в этом же реакторе, либо в будущих реакторах-размножителях, либо в обычных легко-водных реакторах.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют высокую  тепловую эффективность, обусловленную  высокотемпературным режимом их эксплуатации. Охлаждение активной зоны осуществляется в них с помощью жидкого натрия. Хотя с химической точки зрения это довольно сложно, тем не менее, сделать это проще, чем использовать воду при очень высоком давлении. Опыт эксплуатации таких реакторов и экспериментальные исследования показали, что система охлаждения на основе жидкого металлического натрия надежнее, чем системы, использующие воду очень высокого давления или пар (в легко-водных реакторах).

Ядерные реакторы, охлаждаемые легкой водой под большим давлением (до 22.13 МПа), из-за невысокой (не более 374 оС) температуры воды на входе в парогенераторы имеют КПД энергетической установки 30-33%. Реакторы с жидкометаллическим охлаждением при давлении, необходимом для перекачки теплоносителя, могут иметь высокую (ограниченную стойкостью конструкционных материалов) температуру на входе в парогенераторы, что повышает КПД до 40-43%. В итоге для выработки одного и того же количества электроэнергии в ядерных реакторах с высокой температурой теплоносителя тратится меньше ядерного топлива, чем в легководных реакторах.

Топливный цикл быстрых реакторов-размножителей  позволяет извлечь больше энергии  из первоначально добытого урана. Именно поэтому реакторы-размножители очень  привлекательны для производства энергии. Именно быстрые реакторы смогут решить важнейшую проблему энергетики – проблему надежного и долговременного обеспечения ее топливом. Естественно, что для этого доля быстрых реакторов в атомной энергетике должна быть немалой – по крайней мере, 30 % от общего числа ядерных реакторов. Кроме того, должна быть налажена система переработки ядерного топлива с извлечением из него плутония.

 

Эффективность вырастет в 70 раз

 

Дело в том, что запасы урана, используемого  в атомных электростанциях для  производства электроэнергии, отнюдь не безграничны. По оценке Жерара Миньо (Gerárd Mignot), эксперта французского Комиссариата по атомной энергии в Кадараше, их хватит не более чем до конца нашего столетия. Именно с учетом этой невеселой перспективы полузабытое техническое решение, не получившее пока широкого признания, вполне может оказаться подлинным спасением для человечества, потребляющего все больше и больше энергии.

"Реактор-размножитель  на быстрых нейтронах способен  из того же количества топлива  вырабатывать в 70 раз больше энергии, чем реакторы других типов, - говорит Жерар Миньо. - Это гигантская разница. За счет таких реакторов мы сможем растянуть имеющиеся запасы урана не на 100, а на 7 тысяч лет".

 

Плутоний вместо урана

 

Недаром реактор-размножитель на быстрых нейтронах именуется также реактором с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Иными словами, он производит топлива больше, чем потребляет. Реакторы других типов работают на уране, который приходится предварительно обогащать, что является весьма дорогостоящей процедурой: ведь в природном уране доля делящегося изотопа U235, который, собственно, и участвует в цепной реакции, составляет лишь 0,7 процента, и эту долю необходимо увеличить хотя бы до 3-4 процентов.

Противники ядерной энергетики активнее ее сторонников. И сильнее?

Кроме того, после цепной реакции уран оказывается как  бы израсходованным. А в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах для производства электроэнергии используется плутоний, при этом тут же из природного, то есть необогащенного урана вырабатывается новый плутоний, и его количество превышает то, что расходуется на цепную реакцию. До сих пор такие реакторы-размножители, за исключением российских, служили почти исключительно исследовательским целям, но теперь ситуация начинает меняться, - говорит Жерар Миньо: - "Во Франции в 2020 году должен быть построен еще один, новый прототип. Он станет предшественником коммерческого реактора, который, как мы полагаем, вступит в строй между 2040 и 2050 годами. В Японии тоже проектируется промышленный реактор этого типа. Он должен быть готов примерно в те же сроки".

Исследовательские программы, касающиеся реакторов-размножителей  на быстрых нейтронах, реализуются  и в России, и в США. Участвует  в такого рода исследованиях и  Германия - правда, не непосредственно, а в рамках Европейского сообщества по атомной энергии. И все же до широкого коммерческого применения этих реакторов дело дойдет очень нескоро, - полагает Роберт Штиглиц (Robert Stieglitz), эксперт Исследовательского центра в Карлсруэ: - "До сих пор у нас нет практически никаких научных данных о рентабельности этих реакторов. То, что они технически хорошо работают, подтверждают российские установки в Белоярске, эксплуатируемые вот уже почти 30 лет. Но они малорентабельны. Предстоит проделать огромную работу, прежде чем такие реакторы можно будет продавать на мировом рынке как экономичное, коммерчески выгодное оборудование".

 

Концепция применения

 

Первоначальная  концепция применения реакторов-размножителей  на быстрых нейтронах состояла в  том, чтобы "сжигать" в них смесевое оксидное топливо, что сделало бы Японию практически независимой  в том, что касается реакторного  топлива. Однако реакторы данного типа оказались экономически неэффективными в эпоху изобилия недорогостоящего урана, и по этой причине реализация упомянутой концепции замедлилась, а программа применения смесевого оксидного топлива была перенацелена на использование указанного топлива в легководных реакторах, предназначенных для выработки тепловой энергии (тепловых реакторах).

В период с 1961 по 1994 гг. в Японии наблюдалась сильная  приверженность идее развития реакторов-размножителей  на быстрых нейтронах, и главную  роль здесь играла Корпорация по разработке энергетических реакторов и ядерного топлива, известная как PNC. В 1967 г. разработка реакторов данного типа была выдвинута в качестве главной цели японской ядерной программы наряду с созданием перспективных тепловых реакторов ATR. В 1994 г., однако, ожидаемые сроки начала коммерческой эксплуатации реакторов-размножителей на быстрых нейтронах были отодвинуты на 2030 г., а в 2005 г. начало коммерческой эксплуатации реакторов данного типа прогнозировалось уже только в 2050 г.

В 1999 г. японский институт разработки ядерного цикла JNC приступил к выполнению программы, задачи которой состояли в том, чтобы рассмотреть многообещающие концепции, к 2005 г. выработать основные положения плана разработок, а к 2015 г. установить систему технологий, применяемых в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Основными характерными особенностями данных реакторов должны быть следующие: наличие средств пассивной безопасности, экономическая конкурентоспособность в сравнении с легководными реакторами, эффективное использование имеющихся ресурсов (в том числе способность "сжигать" трансурановые элементы и обедненный уран), снижение объемов радиоактивных отходов, устойчивость к попыткам распространения ядерных вооружений и материалов, универсальность применения (в частности, возможность использования для получения водорода). В работе по данной программе принимают участие японское агентство по атомной энергии (JAEA), организация CREIPI, а также энергогенерирующие компании, владеющие атомными электростанциями.