Энергетический реактор на быстрых нейтронах Действующие реакторные технологии Перспективы развития быстрых реакторов Российская программа по быстрым реакторам  Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика

Энергетический реактор на быстрых нейтронах

Технико-экономические показатели быстрых реакторов

Пока запасы органического топлива продолжали стремительно иссякать, миллиарды долларов в развитых странах были истрачены на разработку альтернативных способов получения энергии, но эффективных технологий так и не нашли. Американцы, например, потратили несколько миллиардов долларов на развитие ветряных станций, но в итоге признали, что их доля едва ли когда-нибудь превысит 5% от общего объема производимого в стране электричества.

Распространенные сейчас типы реакторов на медленных нейтронах требуют уранового топлива, в котором содержание изотопа урана U235 достигает 2−4,5%, тогда как в природной руде он присутствует в ничтожно малой концентрации — 0,7%. Природную руду приходится обогащать, используя дорогостоящие технологии, а топливо в современных АЭС выгорает всего на 1%, после чего его приходится либо хранить (что тоже недешево), либо перерабатывать, выделяя из него ценные изотопы, прежде всего оружейные U235 и плутоний (Pu239).

В принципе специалисты утверждают, что уже давно знают панацею от всех этих «атомных бед»— реакторы, работающие не на медленных, а на быстрых нейтронах. В них уран-235 сжигается на порядок эффективнее — до 12%. Более того, они позволяют и вовсе обойтись без урана-235, а в качестве топлива использовать плутоний и уран-238, который составляет 99,28% природного урана и в колоссальных количествах хранится в отвалах руды после извлечения из нее урана-235. Но главное, так как в реакторах на быстрых нейтронах уран-238 превращается в плутоний (причем на выходе при определенных технологических ухищрениях плутония может получиться больше, чем на входе), самой ценной составляющей ядерного горючего он обеспечивает себя сам.

Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп U-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239.

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы-бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений.

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей. К их числу относятся: большая энергонапряженность топлива; необходимость обеспечить его интенсивное охлаждение; высокие рабочие температуры теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования; радиационные повреждения конструкционных материалов, вызванные интенсивным облучением быстрыми нейтронами. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, во Франции, в Великобритании и Германии. Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды - теплоносителя - для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на то, что он активно реагирует с водой и водяным паром. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства (высокая теплопроводность, большая теплоемкость, высокая температура кипения), низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота его очистки в процессе эксплуатации.

Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно "сжигать" наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формаций, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому, применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов атомной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

Обеспечение безопасности быстрых реакторов

Вопросы безопасности атомной энергетики с момента ее зарождения рассматривались и достаточно эффективно решались системно и на научной основе. Однако в период ее становления все-таки возникали аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС "Три Майл Айленд" (США) в 1979 году и на Чернобыльской АЭС (СССР) в 1986-м. В связи с этим мировое сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. Они, в частности, предусматривают: если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора исключается, возможность такой аварии необходимо учитывать и доказывать, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных реакторов, описаны ниже на примере реакторов БН-600 и БН-800.

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при их нормальной работе, так и при аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключить недопустимые воздействия на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных систем локализации потенциально возможных аварий, ограничивающих их последствия.

Самозащищенность реактора основана в первую очередь на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при повышении температуры и мощности реактора, а также на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Высокая температура кипения натрия (883°С при нормальных физических условиях) позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. Но даже такая авария в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в него незначителен. Разгерметизация трубопроводов с натриевым теплоносителем в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Поскольку теплоемкость натрия достаточно велика, даже при полном прекращении отвода тепла в пароводяной контур температура теплоносителя в реакторе будет повышаться со скоростью примерно 30 градусов в час. При нормальной работе температура теплоносителя на выходе из реактора составляет 540°С. Значительный запас температуры до закипания натрия дает резерв времени, достаточный, чтобы принять меры, ограничивающие последствия подобной маловероятной аварии [12].

В проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия на окружающую среду, даже при гипотетической крайне маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, ими легко управлять. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует его пожароопасность. Утечки и горение натрия персонал уверенно обнаруживает, а их последствия надежно ликвидирует. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии со стороны.


Заказать и купить диплом техникума подробнее на сайте нашей фирмы. | Наша компания предлагает купить диплом Набережные Челны недорого со скидкой. Повреждений, вызванных в живом организме излучением