Р. А. Шоркин

Реакторы на тепловых нейтронах

Введение

    Важнейшим фактором научно-технического прогресса является развитие энергетической отрасли, лежащей в основе производства. Открытие энергии, заключенной в атомных ядрах, дало новый толчок к развитию человечества. Развитие области ядерной энергетики происходило стремительно: в 1942 г. в Чикаго Э. Ферми был построен первый ядерный реактор, а уже в 1954 г. в Обнинске была запущена первая атомная электростанция (АЭС). В настоящее время около 11% производства электроэнергии в мире принадлежит ядерной энергетике [1]. Так, в 2016 году АЭС выработали 2477 ТВт·ч электроэнергии, а в 2017 – уже 2506 ТВт·ч. Доля АЭС в энергетическом секторе растет, и аналитики предсказывают, что она достигнет 25% к 2050 году.


Рис. 1. Производство ядерной энергии в мире с 1970 по 2017 гг., ТВт·ч [1]

    В настоящее время наиболее распространены АЭС с использованием реакторов на тепловых нейтронах. Они требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу, а с увеличением энергии нейтронов требуется все более высокообогащенное топливо. Реакторы на быстрых нейтронах эффективнее используют топливо и позволяют сжигать долгоживущие изотопы. В настоящее время достигнут значительный прогресс в создании энергоблоков с их использованием. Реакторы на промежуточных нейтронах на данный момент используются только в специальных исследовательских установках [2].

1. Принцип работы реактора на тепловых нейтронах

    Реакторы на тепловых нейтронах вырабатывают энергию за счет процесса деления изотопа урана 235U. В природе в основном распространен 238U, и только 0.72% из естественной смеси изотопов приходится на 235U, который используется в качестве реакторного топлива. Под действием нейтронов 235U делится на осколки с испусканием вторичных нейтронов. При этом за один акт деления выделяется энергия около 200 МэВ [2]. Вторичные нейтроны от реакции деления могут, в свою очередь, вызвать деление других ядер 235U. Таким образом может быть осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция.


Рис. 2. Сечение взаимодействия 235U в зависимости от энергии нейтрона.
Рис. 3. Поведение сечения деления нейтронов для 235U и 238U

    Энергия нейтронов, рождающихся при делении – порядка 2 МэВ. Основная проблема, возникающая при создании реактора, заключается в том, что при данной энергии сечение взаимодействия с вторичными нейтронами 235U мало и составляет около 1.25 барн. Однако, при уменьшении энергии нейтронов сечение деления 235U растет.
    Зависимость сечения взаимодействия нейтронов с 235U приведена на рис. 2. Если замедлить нейтроны до тепловых энергий (энергия тепловых нейтронов составляет 0,025 эВ), то сечение деления 235U вырастет до 580 барн.
    В свою очередь 238U не испытывает деления по действием тепловых нейтронов, так как реакция деления 238U(n,f) имеет порог 1.4 МэВ (рис. 3). В результате захвата нейтронов 238U и последующих реакций бета-распадов и нейтронных захватов образуются изотопы плутония:

(1)

    При этом изотопы 239Pu и 241Pu тоже делятся, принося дополнительный выход электроэнергии реактора. Ядра-осколки деления урана и плутония перегружены нейтронами, так как отношение числа нейтронов к числу протонов N/Z растет с ростом Z. Соответственно, эти осколки проходят череду бета-распадов, высвобождая дополнительную энергию. Продукты этих распадов являются основной частью радиоактивных отходов АЭС.
    Одной из основных характеристик работы реактора является коэффициент размножения нейтронов k [3]. Он равен отношению чисел нейтронов, вызывающих деление, в данном и предыдущем поколениях. При k < 1 реакция гаснет (подкритический режим), при k = 1 – протекает стационарно (критический режим), в случае k > 1 интенсивность реакции растет (надкритический режим). Как было показано выше, вторичные нейтроны неэффективны для поддержания реакции в силу малой величины сечения взаимодействия. Если бы в реакторе нахо­дилось одно только горючее, коэффициент размножения был бы меньше единицы и реакция бы гасла. Однако, добавив в реакторный объем замедлитель нейтронов, можно добиться увеличения количества распадов, вызванных одним поколением нейтронов, и повысить k.

2. Устройство ядерного реактора на тепловых нейтронах

    Принцип переработки энергии деления атомных ядер в электроэнергию одинаков для большинства типов реакторов. Энергия реакции деления в основном преобразуется в кинетическую энергию осколков, из-за чего ядерное топливо начинает нагреваться. Тепловая энергия снимается теплоносителем, обычно водой, которая превращается в пар. Пар вращает турбины, которые производят электричество [4, 5].

2.1 Компоненты ядерного реактора

  • Топливо (твэлы – тепловыделяющие элементы). Обычно в качестве топлива используют уран. Топливные стержни, сформированные из гранул обогащенного UO2, помещенных в трубы, формируют тепловыделяющие сборки (ТВС). ТВС располагаются в активной зоне реактора. В реакторах на 1000 МВт могут находиться до 51 000 стержней с более чем 18 миллионами гранул.
  • Замедлитель. Материал в активной зоне реактора, который позволяет уменьшить энергию нейтронов до тепловых. Обычно в роли замедлителя выступает легкая вода, но это может быть тяжелая вода, или графит. Разница между легкой и тяжелой водой заключается в том, что в молекулу воды входят разные изотопы водорода. В легкой воде это 1H, а в тяжелой – 2H. В первом случае нейтроны теряют большую долю энергии за один акт упругого соударения, чем во втором. Однако, 1H имеет более высокое сечение захвата нейтронов, чем 2H.
  • Управляющие стержни. Они созданы из материала с высоким сечением захвата нейтронов (кадмий, гафний, бор). С помощью управляющих стержней можно замедлить ход реакции или вовсе остановить её.
  • Теплоноситель. Жидкость, циркулирующая через активную зону реактора и охлаждающая его. В реакторах, где в роли замедлителя выступает легкая вода, она же используется в качестве теплоносителя. Реакторы такого типа называются водо-водными реакторами с водой под давлением или с кипящей водой. В тяжеловодных реакторах теплоносителем может быть как сама тяжелая вода, так и легкая вода или газ. В графитовых реакторах теплоноситель – легкая вода или газ.
  • Герметичный корпус. В зависимости от сочетания топлива, теплоносителя и замедлителя, корпус может нести или не нести давление теплоносителя, омывающего твэлы. В первом случае контакт теплоносителя и замедлителя разрешен, и корпус снаб­жается входными и выходными патрубками для тепло­носителя и несет полное его давление. Если непосредственный контакт тепло­носителя и замедлителя недопустим, ТВС размещают в параллельных герметичных каналах, несущих давление теплоносителя.
  • Отражатель. Активную зону реактора окружают отражателем, чтобы уменьшить утечку нейтронов.
  • Парогенератор. Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением, где основной теплоноситель превращается в пар для вращения турбины во вторичном контуре.
  • Герметичная оболочка. Структура, в которой располагается активная зона реактора и парогенератора. Защищает реактор от внешнего воздействия и сотрудников АЭС от радиации. Обычно представляет собой слой бетона и стали метровой толщины.

    В настоящее время самым распространенным типом реактора является водо-водный реактор на тепловых нейтронах с водой под давлением. В 2015 году их число составляло 292 (из 448 промышленных реакторов по всему миру). Следом по числу установок идет реактор с кипящей водой (75 реакторов). Рассмотрим их устройство.

2.2 Реакторы с водой под давлением

    Рассмотрим устройство реакторов с водой под давлением (ВВЭР или PWR). ВВЭР изначально были разработаны в качестве компактных реакторов, используемых на атомных подводных лодках. ВВЭР используют легкую воду в качестве теплоносителя и замедлителя. Конструкция этого реактора отличается наличием основного контура охлаждения, проходящего через активную зону под давлением порядка 10 – 15 МПа, и вторичного контура, в котором создается пар для вращения турбины.

Рис. 4. Схема устройства ВВЭР.

    Тепловыделяющие сборки ВВЭР состоят из 200 − 300 твэлов каждая и располагаются вертикально в активной зоне. Большие реакторы имеют 150 − 250 ТВС, содержащие 80–100 тонн урана.
    Вода в активной зоне реактора достигает температуры 325 °С, поэтому она должна находиться под давлением в 150 атмосфер, чтобы не кипеть. В основном контуре охлаждения вода также играет роль замедлителя, и, если она начнет испаряться, реакция деления начнет угасать (k уменьшится). Эта система отрицательной обратной связи увеличивает безопасность системы. Для того, чтобы теплоноситель циркулировал в активной зоне, используется главный циркулярный насос (ГЦН). Система управления и защиты (СУЗ) реактора подразумевает ввод борсодержащих стержней в основной контур.
    Вторичный контур охлаждения находится под меньшим давлением, и вода в нем кипит в парогенераторе, где происходит обмен тепла между основным и вторичным теплоносителем. Пар вращает турбины для выработки электроэнергии, а потом конденсируется и возвращается в парогенератор, где вновь приходит в контакт с основным теплоносителем.
    Первая станция с реактором PWR была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппинг. В России реакторы ВВЭР используются на Балаковской, Калининской, Кольской, Нововоронежской и Ростовской АЭС. Также эти реакторы (и аналогичные им PWR) используются на АЭС Армении, Бангладеш, Белоруссии, Болгарии, Венгрии, Германии, Индии (Куданкулам), Ирана (Бушер), Китая, Словакии, Украины и Чехии.

2.3 Кипящий водо-водный реактор

Рис. 5. Схема кипящего водо-водного реактора (BWR).

    На рис. 5 представлена схема типичного кипящего водо-водного реактора. Его основными элементами являются:

  1. Теплоноситель (вода);
  2. Главный циркулярный насос (ГЦН) для циркуляции теплоносителя;
  3. Система управления и защиты;
  4. Активная зона, твэлы;
  5. Пар (вращает турбины);
  6. Стальная оболочка;
  7. Защитная оболочка;

    Кипящий водо-водный реактор (BWR) имеет много схожего с ВВЭР, однако он имеет только один контур охлаждения, в котором вода находится под более низким давлением (75 атмосфер), благодаря чему она кипит при температуре 285 °С. Пар генерируется непосредственно в активной зоне, что приносит очевидные преимущества:

  1. Отсутствие промежуточного контура с парогенераторами;
  2. Более низкое давление облегчает изготовление корпуса реактора и другого оборудования.

    Однако, есть и недостатки. В частности, 12 − 15% воды постоянно находится в газообразном состоянии в верхней части активной зоны, следовательно, эффект замедления там ниже, что уменьшает эффективность реактора. Пар проходит через пароразделители над активной зоной и направляется сразу к турбинам, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Так как вода в активной зоне содержит радиоактивные ядра, турбины должны быть защищены и персонал должен быть обеспечен защитой от радиации во время технического обслуживания турбин. Эти затраты компенсируются упрощенной по сравнению с ВВЭР конструкцией. Большая часть радиоактивных изотопов в воде короткоживущая (17N, T1/2 = 7 с), поэтому помещение с турбинами может быть открыто вскоре после остановки реактора.
    ТВС кипящего реактора содержит 90-100 твэлов, в активной зоне располагается до 750 ТВС, содержащих суммарно 140 тонн урана. Система управления и защиты подразумевает уменьшение потока воды через активную зону, что уменьшает замедление нейтронов.
    Реакторы данного типа используются на АЭС Германии, Испании, Италии, Мексики (Лагуна – Верде), Нидерландов (Додевард), США, Тайваня.

2.4 Реакторы на тяжелой воде под давлением

Рис. 6. Схема реактора на тяжелой воде под давлением (PHWR/Candu)

На рис. 6 продемонстрирована схема типичного реактора на тяжелой воде под давлением. Его основные элементы:

  1. Топливные элементы;
  2. Контрольные стержни;
  3. Каландрия;
  4. Трубы под давлением;
  5. Теплоноситель (тяжелая вода);
  6. Парогенератор;
  7. Пар;
  8. Защитная оболочка.

    Реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR) разрабатывался с 50-х годов в Канаде (CANDU – Canada Deuterium Uranium), а также в Индии с 80-х. Эти реакторы не получили широкого распространения (49 реакторов по всему миру). CANDU использует оксид необогащенного урана в качестве топлива. Реакторы CANDU производят больше энергии в отношении на килограмм добытого урана чем другие типы, но при этом создают значительно больше. Замедлитель располагается в большом резервуаре – каландре, пронизанном несколькими сотнями горизонтальных труб, формирующими каналы для топлива. Топливо охлаждается потоком тяжелой воды под большим давлением в основ­ном охлаждающем контуре, при этом ее температура может достигать 290 °С. Как и в ВВЭР, основной теплоноситель генерирует пар во вторичном контуре для вращения турбин. Наличие отдельных труб с твэлами, окруженными замедлителем, означает, что реактор может быть заправлен топливом без необходимости отключения всей системы. Также такая конструкция дешевле, чем реакторы с большим корпусом, находящимся под давлением, однако прочность труб ниже.
    Реакторы такого типа используются на АЭС в Аргентине, Индии, Канаде, Румынии, Южной Корее (АЭС Вольсон).

2.5 Улучшенные реакторы с газовым охлаждением

    Это второе поколение британских газоохлаждаемых реакторов. Они используют графит в качестве замедлителя и CO2 как основной теплоноситель. Топливом являются гранулы UO2 (уран обогащен до 2.5 − 3.5%), расположенные в нержавеющих стальных трубах. CO2 циркулирует сквозь активную зону, достигая температуры в 650 °С, а затем приходит в контакт с трубами парогенератора вне активной зоны. При этом все вышеперечисленные части расположены внутри герметичного корпуса и бетонной оболочки. Стержни системы управления и защиты пронизывают замедлитель, вторичная система отключения предполагает ввод азота в теплоноситель.

3. Топливный цикл. Отходы

    В водо-водных реакторах используется однократный топливный цикл, состоящий из семи ступеней.

  1. Добыча урана. Как было отмечено выше, водо-водные реакторы требуют для работы от 80 до 140 тонн урана.
  2. Конверсия. Добытый в виде оксида U3O8 уран очищается и переводится в форму UF6 для дальнейшего обогащения.
  3. Обогащение. Доля 235U в топливе повышается с 0.7% до 3-5%.
  4. Производство топлива. Обогащенный уран переводят в форму оксида UO2, в виде гранул или таблеток, которые собираются в твэлы, объединяемые в тепловыделяющие сборки.
  5. Выработка энергии (реактор на тепловых нейтронах). Твэлы находятся в реакторе около 3 операционных циклов (6 лет), пока не выгорит 3% урана. После чего они вынимаются и помещаются во временное хранилище. При этом во время работы реактора в нем образуются изотопы плутония, актиниды, и продукты деления.
  6. Временное хранение. Облученное топливо хранится в водяных ваннах. Из-за сильной радиоактивности оно выделяет большое количество тепла (распад продуктов деления), однако тепло­выде­ление быстро спадает. Время хранения облученного топлива – от нескольких месяцев до пяти лет.
  7. Длительное хранение. Если не предполагается использования 238U или плутония, облученное топливо классифицируется как отходы и помещается для длительного хранения.

    У водо-водяных реакторов количество твердых и жидких радиоактивных отходов (далее ТРО и ЖРО, соответственно), образующихся при эксплуатации АЭС, и их радионуклидный состав не зависят от типа и мощности реактора, установленного на АЭС, а химический состав ЖРО определяется тем, какая вода используется при охлаждении конденсаторов турбин. ТРО в основном представляют собой отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) – топливо, более не способное поддерживать цепную реакцию. 96% массы ОЯТ составляет 238U, 1% – 239Pu (T1/2 = 24110 лет) и 240Pu (T1/2 = 6561 лет), менее процента 235U (T1/2 = 703.8·106 лет) и 236U (T1/2 = 23.5·106 лет).
    Самый большой вклад в краткосрочную радиоактивность ТРО вносят радионуклиды с коротким временем жизни. Часть из них представлена в табл. 1.
    После нескольких лет хранения, основной вклад в активность отработавшего топлива приходится на изотопы цезия 137Cs и стронция 90Sr, которые рождаются примерно в 6% актов деления урана.
    После того, как большая часть 137Cs и 90Sr распадется, основным источником радиоактивности ТРО становятся актиниды, в частности 239Pu, 240Pu, 241Am (T1/2 = 432 лет), 243Am (T1/2 = 7370 лет), 245Cm (T1/2 = 8500 лет) и 246Cm (T1/2 = 4730 лет). Их можно переработать, что позволяет сильно уменьшить радиоактивность отработавшего топлива. Продукты переработки могут быть использованы как топливо для реакторов на тепловых и на быстрых нейтронах. Это ведет к возможности создания закрытого топливного цикла.
    Только семь продуктов деления имеют периоды полураспада, превышающие 105 лет. В долгосрочной перспективе они могут представлять опасность из-за своей большей, чем у актинидов мобильности. Однако ко времени порядка их периода полураспада (100 000 лет) радиотоксичность ОЯТ снизится до уровня радиотоксичности урановой руды [9].

Основные виды радионуклидов, образующихся на АЭС с водно-водными реакторами [8, 9]

Радионуклид T1/2, дн. Радионуклид T1/2, годы. Радионуклид T1/2, годы.
133Xe 5.25 155Eu 4.76 99Tc 0.211·106
140Ba 12.75 85Kr 10.76 126Sn 0.230·106
140La 1.68 113Cd 14.1 79Se 0.327·106
95Zr 64.03 90Sr 28.9 93Zr 1.53·106
91Y 58.51 137Cs 30.23 135Cs 2.3·106
95Nb 94.90 121Sn 43.9 107Pd 6.5·106
89Sr 50.52 151Sm 88.8 129I 17.5·106
132Te 3.20        
131I 8.03        
103Ru 39.26        
141Ce 32.51        
143Pr 13.57        

4. Следующие поколения реакторов. Перспективы

    Обычно выделяют несколько поколений реакторов. Реакторы I поколения были разработаны в 1950-60-х годах. Последний из них (Wylfa 1 в Англии) был отключен в конце 2015 года. В основном они использовали необогащенный уран в качестве топлива и графит – в качестве замедлителя. Реакторы II поколения применяются на флоте и функционируют на АЭС. Их топливо – обогащенный уран. В основном это водно-водные реакторы. III поколение представлено модернизированными реакторами, которые эволюционировали из реакторов предыдущего поколения. Первые из них уже введены в строй в Японии и, с начала 2018 года, в Китае и ОАЭ. Другие сейчас находятся в состоянии проектирования и строительства. Также проводятся работы по улучшению безопасности реакторов II поколения. Таким образом, сейчас нет четкой границы между II и III поколениями.
    Реакторы IV поколения пока существуют только на бумаге и не будут введены в строй до середины 2020-x. Они будут иметь закрытые топливные циклы и смогут сжигать долгоживущие актиниды, которые сейчас формируют часть отработанного топлива. Из семи разви­вающихся проектов пять являются реакторами на быстрых нейтронах. В четырех проектах планируется использовать жидкий металл или жидкие соли металлов в качестве теплоносителя, что позволит работать при низком давлении. Два проекта рассчитаны на газовый тепло­но­ситель. Большинство реакторов будет работать при значительно более высоких температурах, чем современные водоохлаждаемые реакторы [10].
    Более десятка реакторов III поколения находятся в различных стадиях разработки. Некоторые из них являются дальнейшей модификацией водо-водяных реакторов и проекта CANDU, другие принципиально отличаются от старых устройств. Один из “новых” проектов (very-high-temperature reactor VHTR или high-temperature gas-cooled reactor HTGR) использует гелий в качестве теплоносителя. При этом предполагается очень высокая температура газа (900-1000 ˚C) и возможность вращать с его помощью турбины.
    Многие из проектов модифицированных реакторов являются небольшими модульными единицами, которые могут быть объединены в крупную электростанцию, что позволяет наращивать выработку энергии постепенно. Помимо стандартного оксида урана, в качестве топлива предполагается использовать металл, карбиды, нитриды и жидкие соли.

Заключение

    Реакторы на тепловых нейтронах проще и дешевле в создании, чем реакторы на быстрых нейтронах. Однако они имеют ряд недостатков и ограничений. В частности, применение однократного топливного цикла вызывает рост экологического заражения местности. Другой серьезной проблемой является низкая эффективность в использовании уранового топлива. Реактора на быстрых нейтронах использую уран примерно в 60 раз более эффективно, чем реакторы на тепловых нейтронах. Также они способны использовать в качестве топлива обедненный уран (0.2 – 0.4 % 235U) и плутоний. Все это приводит к выводу, что реакторы на быстрых нейтронах постепенно займут доминирующее место в атомной энергетике. Однако их дороговизна и сложность в создании приводят к тому, что реакторы на тепловых нейтронах более коммерчески выгодны на данный момент.

Литература

  1. World Nuclear Association, “World Nuclear Performance Report 2018”, 2018, http://www.world-nuclear.org/getmedia/b392d1cd-f7d2-4d54-9355-9a65f71a3419/performance-report.pdf.aspx
  2. Э. Кэбин, “Атомная энергетика”, 2018, http://nuclphys.sinp.msu.ru/ne/index.html
  3. К.Н. Мухин, “Экспериментальная ядерная физика”, кн. 1, ч. 2, Москва, 1993;
  4. Б.А. Дементьев, “Ядерные энергетические реакторы”, Москва, 1990;
  5. World Nuclear Association, “Nuclear Power Reactors”, http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/nuclear-power-reactors.aspx
  6. Петунин В. П. “Теплоэнергетика ядерных установок” Москва: Атомиздат, 1960;
  7. Левин В. Е. “Ядерная физика и ядерные реакторы”, 4-е изд., Москва: Атомиздат, 1979;
  8. Ключников А.А., Пазухин Э.М., Шигера Ю.М., Шигера В.Ю., “Радиоактивные отходы на АЭС и методы обращения с ними”, Чернобыль: ИПБ АЭС НАН Украины, 2005
  9. М.С. Хвостова, “Экологические проблемы накопления отработавшего ядерного топлива в России”, Москва: Вестник РУДН, Экология и безопасность жизнедеятельности. 2012. No 2. С. 104-114
  10. World Nuclear Association, “Generation IV Nuclear Reactors”, http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors.aspx

На головную страницу

Рейтинг@Mail.ru

 

Таблица 1.