И. Волков

Реакторы на быстрых нейтронах

     В активных зонах ядерных реакторов протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана, где ядро ²³⁵U делится на два осколка под действием лишь одного нейтрона, но с испусканием уже двух-трех. Они, в свою очередь попадают в соседние ядра, при этом вызывают цепную реакцию. Осколки реакции деления имеют большую кинетическую энергию, которую они передают теплоносителю, который в свою очередь нагревается и испаряет контактирующую с ним воду, а образовавшийся пар вращает турбину генератора.
    Следует сделать одно уточнение: под действием медленных нейтронов делится только ²³⁵U. В природной смеси его содержится всего 0.7%, а в обогащённой 4–5%. Оставшуюся часть ²³⁸U, который не делится, и не участвует в цепной реакции. Используя слабоактивный ²³⁸U, эффективность топлива возрастет в несколько раз.
    Для начала надо обратить внимание на нейтроны, испускаемые в реакции деления. При реакции деления вылетают нейтроны с большой кинетической энергией. Такие нейтроны называются быстрыми. Затем нейтроны проходят через воду, которая является теплоносителем. При прохождении они теряют свою энергию в несколько раз. Так они становятся медленными нейтронами, или тепловыми.
     Но с тепловыми нейтронами взаимодействует только ²³⁵U, а что касается ²³⁸U, его сечение взаимодействие с медленными нейтронами на несколько порядков меньше. Но при взаимодействии с нейтроном он по средству цепочки реакций превращается в ²³⁹Pu. Последний так же может быть использован в качестве ядерного топлива. Но как же его получить в достаточных количествах?

Рис. 1. Реакция получения ²³⁹Pu

     Решить эти задачи можно используя быстрые нейтроны. Оказывается, под действием быстрых нейронов ²³⁸U тоже делится и выделяет энергию, а также поглощает быстрые нейтроны с образованием ²³⁹Pu.
    Но теперь вода, которая используется в качестве теплоносителя становится помехой: ведь она замедляет нейтроны, а нужны быстродвижущиеся частицы. И для этого нужно найти такое вещество, которое было бы жидким при температурах, существующих в реакторе, и при этом не замеляла нейтроны.
    Проблемы с водой могут решить такие металлы как: натрий, калий, свинец и висмут, а также газ, такой как гелий. В наше время наибольшую популярность получил натрий. Хотя он бурно реагирует с водой. А при небольшом нагреве воспламеняется. Но по остальным характеристикам он оказался удобен и ученые решили пойти на риск, предложив его использовать в качестве теплоносителя.
    Во-первых, натрий не замедляет нейтроны.
    Во-вторых, в реакторах у которых вода является теплоносителем, требуется поддерживать высокое давление, так как воду приходится нагревать до 330°С, а ее давление составляет 160 атмосфер. Натрий при такой же температуре находится в жидком состоянии при нормальном давлении, и это гораздо безопаснее.
    В-третьих, натрий не вызывает коррозию конструкционных материалов, из которых изготовлено реакторное оборудование и трубопровод. Так же натрий хорошо проводит и отдает тепло.

Многоразовое топливо

    Плюсы использования натрия ясны, теперь поговорим о плюсах реактора на быстрых нейтронах.
    Основным плюсом его является то, что он может производить топливо для реакторов на медленных нейтронах. Так как ²³⁸U в активной зоне ядерного реактора превращается в ²³⁹Pu, который сам является радиоактивным изотопом и его можно использовать как топливо на реакторах на медленных нейтронах.
    Это актуальная задача в наше время, так как подавляющее большинство ядерных реакторов – это реакторы на тепловых нейтронах. Топливом для них является низкообогащенный ²³⁵U (5%), где основную долю урана является ²³⁸U (95%). После того как топливо отработало, ²³⁵U уже мало ~ 1%, но изотопа ²³⁸U содержится 94%. Также в небольших количествах содержится ²³⁹Pu и около 4% занимают продукты распада ²³⁵U.
    Если выделить весь уран из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) химически, то можно облучить его в реакторе на быстрых нейтронах, таким образом наработать топливо для реактора на медленных нейтронах.
    Мы получаем замкнутый цикл, где максимально эффективно используем урановое топливо. Уже не нужно будет добывать уран в больших количествах из земли и нарушать природный баланс. У нас накопилось большое количество отработанного ядерного топлива. Оно захоронено в специальных бункерах, чтобы не заразить природу, но используя его, мы сможем обеспечить себя большим количеством энергии.
    Сейчас уран пока еще довольно дешев. С экономической точки зрения выгоднее добывать его из земли, обогащать и использовать в реакторах на медленных нейтронах. Технология реакторов уже давно исследована, но не поставлена на массовое производство, так как такие реакторы значительно дороже ректоров на тепловых нейтронах. Так как самым дорогостоящим пунктом в цепочке ядерного топлива является хранение ОЯТ, которого появляется все больше, но давно захороненное топливо все еще остается радиоактивным. Когда расходы на захоронение превысят постройку и обслуживание реакторов на быстрых нейтронах, тогда пойдет массово строительство их.
    Исчезнут ли реакторы на медленных нейтронах? Нет, на месте их построят реакторы на быстрых нейтронах. И на ядерных электростанциях будут использовать несколько реакторов на медленный нейтронах и один на быстрых нейтронах, который будет производить топливо для остальных реакторов. Но остается вопрос, чем будет он «питаться»?
    И здесь появляется еще одно преимущество реактора на быстрых нейтронах. Он способен производить больше топлива чем потребляет. Так, израсходовав 100 килограммов делящегося изотопа, можно получить 120 килограммов свежего ядерного топлива. Из-за этой особенности реакторы на быстрых нейтронах называют бридерами (от анлг. breeder – размножитель). Бридер производит плутоний не только для соседей, работающих на медленных нейтронах, но и для самого себя.

Внутри реактора на быстрых нейтронах

    Топливом для реактора служит оксид урана (UO₂) обогащенный ²³⁵U. Это более обогащенное топливо по сравнению с реакторами на медленных нейтронах. Это обогащенное топливо нужно только для запуска реактора.
    В дальнейшем, когда из ²³⁸U накопится достаточное количество ²³⁹Pu, можно произвести топливо и дальше использовать его в реакторе. Такое топливо называется МОХ-топливом, и оно представляет собой смесь диоксидов (PuO₂ + UO₂). Созданием МОХ-топлива происходит с помощью радиохимической обработки.

Рис. 2. Таблетки 238U

  Из высокообогащенного ²³⁸U делают небольшие цилиндрические таблетки диаметром 7,57 мм и высотой 9-12 мм. Их помещают внутри полых стержней, изготовленных из циркония. Заполненные таблетками стержни (тепловыделяющие элементы, или твэлы) собирают в шестигранные тепловыделяющие сборки (ТВС). В каждой ТВС в среднем 126 твэлов.
  Активная зона реактора БН-800 состоит из 644 ТВС. Вокруг нее расположена зона воспроизводства, в которой находятся еще 617 сборок из обедненного диоксида урана. Во внешней части ядерного реактора происходит производство ядерного топлива. В активной зоне происходит деление ядер ²³⁵U или ²³⁹Pu. Иными словами, под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, мы по средствам цепочки ядерных реакций преобразуем ²³⁸U в ²³⁹Pu. Активная зона и зона воспроизводства расположена в баке реактора.

   
 Рис. 3. Тепловыделяющая сборка (ТВС)

БН-800

    В наши дни в мире действуют всего 4 научно-исследовательских реакторов: ИБР-2 (Россия, Дубна), БОР-60 (Россия, Димитровград), FBTR (Индия, Калпаккам), CEFR (Китай, Пекин). И всего 2 промышленных реактора на быстрых нейтронах: БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. БН-800 является самым мощным в мире реактором на быстрых нейтронах. Сокращение «БН» означает «быстрые нейтроны», а цифры – электрическую мощность энергоблока. Он был в первый раз запущен 10 декабря 2015 года. Его электрическая и тепловая мощность 885 МВт и 2100 МВт соответственно. КПД энергоблока составляет 39.4%.
     Ректор состоит из двух частей – активной зоны, куда помещают диоксид урана UO² обогащенного по ²³⁵U до 17-26%. Столь высокая степень обогащения необходима только для запуска реактора. В активной зоне происходит деление ²³⁵U и ²³⁹Pu.
    Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание ²³⁵U в нем меньше, чем в природном уране. В основном это ²³⁸U. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов. Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, ²³⁸U в бланкете превращается в ²³⁹Pu. После того, как их ²³⁸U будет наработано достаточное количество ²³⁹Pu из него изготовляют MOX-топливо, состоящее из PuO₂ + UO₂. Полученное топливо вводится в активную зону реактора, причем подобная переработка топлива может осуществляться до трех раз.
     При замене урановых бланкетов на стальные рефлекторы, реактор перестанет быть бридером и получит возможность сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.

1.  Также основную роль в реакторе играют три контура теплообмена. В первом контуре расположен ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция. В нем выделяется большее количество теплоты, которое при помощи расплавленного натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря насосу натрий циркулирует по первому контуру, перенося тепло. Температура натрия на входе в активную зону составляет 354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике он передает через стенку тепло натрию второго контура.
2.  Второй контур служит для передачи тепла от первого к третьему (воде). Он нужен для того, чтобы радиоактивный натрий не попал в воду. В нем поддерживается более высокое давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы при пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй контур.
3.  В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со вторым контуром нагревается, при это испаряясь, и дальше этот пар вращает турбину, которая крутит генератор, вырабатывая электрическую энергию.

Первый запуск БН-800

    Обсудим последовательность действий, которые принимались, для запуска БН-800. Все начинается с этапа А. Происходит «заправка» теплоносителем.
     Вторым этапом является физический пуск. Этот этап – важнейший этап, на нем реакторы впервые начинает «дышать». Вначале этапа происходит загрузка ТВС в реактор. На погрузку одного ТВС приходится 40-45 минут, поэтому группы работают круглосуточно довольно продолжительное время, так как в нашем реакторе 1261 ТВС.
     После погрузки всех тепловыделяющих сборок в ячейки реактора происходит поднятие стержней, содержащих карбид бора. Они применяются, так как они хорошо поглощают нейтроны, и когда они полностью выдвинуты, цепная реакция невозможно. При поднятии стержней начинается цепная реакция. При физическом пуске реактор разгоняют до 0,1% номинальной мощности. Разогрев на такой   мощности настолько мал, что реактор охлаждается за счет естественного рассеяния. При этом он находится в критическом состоянии: можно проводить физические испытания и эксперименты. Во время физического запуска уточняют расчетные нейтронно-физические характеристики первой топливной загрузки и проверяют аварийную защиту.

Система безопасности на БН-800

    На Белоярской атомной электростанции на реакторе БН-800 разработаны новые системы безопасности. Площадка БН-800 не затапливается при ветровом нагоне и накате волн на берег со стороны Белоярского водохранилища. Сейши (стоячие волны) и цунами не характерны для водохранилища, поэтому опасности не представляют. Подтверждено также, что проект станции имеет достаточную защиту от ветра, смерча, экстремальных снегопадов и снегозапасов, гололеда, экстремальных температур воздуха, снежных лавин и наводнений, экстремальных осадков, приливов и отливов, ледовых заторов и зажоров на водотоках.
    Помимо стандартных способов защиты реакторов на БН-800 разработан новый способ. Он способен погасить цепную реакцию в реакторе за 4 секунды. Он состоит из стержней, содержащих карбид бора. При включённом питании работают насосы, которые поддерживают положение стержней над активной зоной. При отключении питания они благодаря силе тяжести опускаются вниз и начинают поглощать нейтроны. Так они останавливают цепную реакцию. В БН-800 содержится 3 таких стержня.
    Так же помимо пассивных стержней, в реакторе присутствуют активные стержни. Они срабатывают при подаче сигнала от аварийных датчиков. При повышении цепной реакции, сразу срабатывает система крепления стержней и они падают в активную зону, глуша цепную реакцию.

    Рис. 5. Метод активных и пассивных стержней

 Реакторы на быстрых нейтронах в мире. Итоги

     Реакторы на быстрых нейтронах являются перспективной сферой производства эклектической энергии. По оценкам специалистов, на земле осталось ²³⁵U на 100 лет. А значит, что в ближайшем будущем человечество начнет искать другие способы производства электроэнергии. Но легким и относительно дешевым способом производства будет использование реакторов на быстрых нейтронах, так как отработанного ядерного топлива будет в большем количестве и не надо будет добывать новую руду.
     Также о реакторах можно сказать, что они также безопасны, как и любая другая электростанции. В наше время придумывается большое количество способов нейтрализации чрезвычайных происшествий, а это значит, что при должном контроле, этот способ производства электроэнергии является одни им самых выгодных и безопасных для природы и человечества.

Литература

1. Акатов А. А., Коряковский Ю. С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах. АНО «ИЦАО», Москва, 2012
2. Сидоров И. И. Головной блок нового поколения БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию. Материалы 10й Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной отрасли», Москва, 25-27 мая 2016. http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/Golovnoj_blok_novogo_pokoleniya._Osobennosti_VE.pdf
3. The Database on Nuclear Power Reactors URL: https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=451
4. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1990 г.
5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987