Реактор на быстрых нейтронах

    Одной, если не самой существенной проблемой при использовании энергии деления является проблема утилизации отходов и их радиотоксичность. В течении десятилетий в результате работы реакторов на тепловых нейтронов в мире накопилось около 300 тысяч тонн ОЯТ. Предполагается, что к 2030 году накопится уже 400 тысяч тонн. Частичная переработка облученного топлива позволяет снизить объемы отходов. Однако, она производится далеко не всегда. В отходах тепловых реакторов содержатся уран, в частности большое количество 238U, плутоний, минорные актиниды, продукты деления. Радиотоксичность продуктов деления относительно быстро спадает и через ~200 лет она почти полностью определяется плутонием и америцием. В тепловых реакторах не происходит сжигания четных изотопов плутония и минорных актинидов. Их эффективная трансмутация нуждается в нейтронах с энергиями >0.75 МэВ.
    В реакторах на тепловых нейтронах используется только небольшое количество 238U. Кроме того, в результате работы обогатительных фабрик в мире накопилось большое количество обедненного урана (около 1.5 млн. тонн в 2015 г.). В обедненном уране содержится всего,  0.2 - 0.4 % урана-235. Радиотоксичность природного урана мала. Доза внешнего облучения от обеднённого урана на 60 % меньше чем от природного урана. У обеднённого урана высокая плотность (19.1 г/см³), и большое сечение захвата нейтронов и сегодня он в основном используется для радиационной защиты и в производстве бронебойных снарядов. Однако, применение боеприпасов с обеднённым ураном вызывает химическое заражение местности. Химическая токсичность обеднённого урана в естественных условиях примерно в миллион раз более опасно, чем его радиотоксичность.
    Широкое использование реакторов на быстрых нейтронах позволит использовать не только  ОЯТ из современных реакторов, но и большие запасы обедненного урана, что расширило бы запасы ядерного топлива многократно.
    Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более эффективно используют уран (приблизительно в 60 раз). Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном на тепловых реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отработанного топлива. Они могут быть сконструированы так, чтобы производить больше делящихся изотопов (239Pu, 241Pu), чем используют − реакторы размножители (бридеры). Использование бридеров позволит обеспечить нас энергией на многие миллионы лет. Однако быстрые реакторы дороже и в постройке и в эксплуатации. Их неоспоримое преимущество перед реакторами на тепловых нейтронах заключается в том, что они позволяют сжигать актиниды, которые составляют долгоживущую и высокоактивную часть ядерных отходов реакторов на медленных нейтронах.
    В быстрых реакторах нет замедлителей. Однако, хотя сечения деления U-235 и Pu-239 для быстрых нейтронов  меньше, они делятся и в мэвной области. Таким образом, если обогатить топливо, то можно обеспечить цепную реакцию и на быстрых нейтронах. В случае быстрых нейтронов для реализации цепной реакции необходимо больше делящихся изотопов. Обычно быстрые реакторы в качестве базового топлива используют 239Pu. При делении 239Pu выделяется на 25% больше нейтронов, чем у 235U. Таким образом, при делении 239Pu получается столько нейтронов (даже с учетом потерь), чтобы не только поддерживать цепную реакцию, но и конвертировать 238U в 239Pu.  В  реакторе на тепловых нейтронах отношение делящихся ядер к "новым" делящимся ядрам приблизительно 0.6. В быстрых реакторах это отношение может быть больше 1. Таким образом, запустив быстрый реактор, заложив в него достаточное количество делящихся изотопов, в результате бридинга через некоторое время в него можно будет добавлять естественный и даже обедненный уран.
   Использование бридера позволяет снабжать топливом один или несколько реакторов на медленных нейтронах. Меняя материал бланкета, быстрый реактор может и не быть бридером, например, если у него заменить урановые бланкеты на стальные рефлекторы. В этом случае он применяется, чтобы сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.
   У быстрых реакторов отрицательный температурный коэффициент  − при увеличении температуры цепная реакция затухает и при потере теплоносителя реакция прекращается.
   Рассмотрим для примера устройство быстрого реактора БН-600.

Быстрый реактор БН-600

    БН-600 − энергетический реактор на быстрых нейтронах, введенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области. Электрическая мощность −
600 МВт.

    Быстрый реактор БН-600 состоит из двух частей − активной зоны, куда помещают диоксид урана (UO2), обогащенного по урану-235 до 17-26 процентов. Такое обогащение по урану-235 необходимо для запуска реактора.  В активной зоне происходит в основном деление  урана-235 и плутония-239.
    Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание урана-235 в нем меньше, чем в природном уране. В основном это уран-238. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов. Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, уран-238 в бланкете превращается в плутоний-239. После того, как из урана-238 будет наработано достаточное количество плутония-239 из него изготовляют MOX-топливо (PuO2 + UO2), которое будет использоваться в дальнейшем. Переработка использованного топлива, особенно в бланкете, типична для циклов в быстрых реакторах. Обычно, выделенный с помощью переработки, плутоний вводится в активную зону как MOX-топливо. Причем, такая переработка топлива бланкета может осуществляться до трех раз.

    Теплоносителем в первых контурах реактора служит жидкий натрий. Одним из следствий применения натрия в БР стало то, что процессы получения энергии деления и производства плутония в этих реакторах пространственно разделены. Новые делящиеся изотопы образуются в боковой и торцевых зонах воспроизводства, окутывающих активную зону наподобие одеяла – откуда и пошло их английское название blanket.
    Давление в реакторе держится чуть выше атмосферного даже если температура натрия около
600 °С. Таким образом, реактор работает под небольшим давлением, что достаточно безопасно. Натрий практически не вызывает коррозию конструкционных материалов. Кроме того, натрий обладает прекрасными теплофизическими свойствами: он хорошо принимает, проводит и отдает тепло. Натрий практически не снижает энергию нейтронов и не является замедлителем, что существенно для быстрых реакторов.
    Активная зона и зона воспроизводства расположены в баке реактора. Через активную зону циркулирует натрий первого контура, который разогревается с 347 до 550 °С. В теплообменнике он передает тепло натрию второго контура. Второй контур служит для того, чтобы радиоактивный натрий из первого контура не мог проникнуть во второй, а затем и в третий контур. Теплоносителем третьего контура служит вода. Вода закипает, и пар поступает на турбину.
    Кроме натрия в качестве теплоносителя в быстрых реакторах используют также свинец и сплав свинца с висмутом. Достоинствами свинца по сравнению с натрием является его химическая инертность особенно относительно воды и воздуха. Недостатком является его гораздо большая вязкость, увеличивающая давление в топливном элементе. Кроме того, нейтронное облучение вызывает в свинце образование радиоактивных продуктов, что не характерно для натрия. От использования ртути пришлось отказаться из-за ее токсичности, высокой коррозионной способности, кроме того ртуть имеет довольно большое сечение (n,γ), что приводит к ее активации, а также уменьшает количество нейтронов, необходимых для взаимодействия с топливом.

previoushomenext

На головную страницу

Рейтинг@Mail.ru