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

Сложности, связанные с быстрыми реакторами

Удивляться тому, что внедрение столь привлекательного на первый взгляд ноу-хау в массовое производство так и не состоялось, не стоит.

В атомных реакторах в качестве топлива используются изотопы тяжелых элементов: урана и плутония. В ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное - нейтронов. У урана, например, 15 изотопов, но в качестве топлива подходят только три из них: 238, 235 и 233. Ядра урана или плутония при взаимодействии с нейтронами делятся чаще всего на два осколка и испускают при этом 2-3 нейтрона. Осколки обладают огромной кинетической энергией в десятки тысяч электрон-вольт и, тормозя свое движение в топливном материале, преобразуют эту энергию в тепло. Теплотворная способность ядерного топлива в миллионы раз выше органического топлива: при распаде одного грамма урана может образоваться столько же тепла, что и при сгорании почти трех тонн угля.

При делении ядер возникают только быстрые нейтроны (в среднем около 2 млн электрон-вольт). Но вероятность деления ядер урана-235 значительно выше при взаимодействии с медленными (или тепловыми, с кинетической энергией менее 1 электрон-вольта). Поэтому в активной зоне теплового реактора вместе с топливом размещают замедлитель - воду, графит или тяжелую воду, - который тормозит рождающиеся быстрые нейтроны до тепловых скоростей.

Реактор на быстрых нейтронах (БР) не имеет замедлителя, поэтому размер активной зоны, в которой происходит деление, у него меньше, чем у теплового. Вокруг активной зоны можно разместить зону воспроизводства (бланкет), состоящую из урана-238. Процесс начинается с деления урана-235 или плутония-239 в активной зоне. При делении одного ядра испускается в среднем немногим больше двух нейтронов (у плутония эта величина выше, чем у урана). Один из них идет на деление нового ядра U235 и тем самым поддерживает цепную реакцию с выделением новых нейтронов, другой захватывается ядрами U238. Происходит реакция: U238 + n -> U239 + гамма-излучение, далее ядро U239 испускает электрон, в результате чего получается Np239, ядро которого также испускает электрон и превращается в Pu239. Таким образом в процессе работы БР происходит не только генерация тепловой энергии, но и воспроизводство плутония-239. Поэтому БР еще называют бридером (от английского breed - размножать), хотя существуют "безбридерные" проекты БР, у которых воспроизводящая зона отсутствует и дополнительный плутоний не накапливается.

Для прохождения реакции в быстром реакторе из-за низкой вероятности деления ядер урана быстрыми нейтронами необходимо создать нейтронный поток, в 2,5 раза превышающий поток в тепловом реакторе. Интенсивный нейтронный поток, сжигающий значительную часть долгоживущих радиоактивных элементов, предъявляет особые требования к конструкционным материалам. К примеру, обычная сталь под его воздействием «распухает» (ее плотность снижается в десятки раз). Поэтому в БР используются специальные дорогостоящие стали.

Еще одна технологическая проблема, вызывающая резкое повышение стоимости установки, — использование особого теплоносителя. Так как реакция происходит в небольшой активной зоне при высокой концентрации делящегося вещества, энерговыделение происходит в десятки раз интенсивнее, чем в тех же объемах активной зоны тепловых реакторов. Традиционные теплоносители, как вода например, просто не справляются с переносом этого количества тепловой энергии, и поэтому необходимо использование жидкометаллических теплоносителей с высокой удельной теплопроводностью, таких, как натрий или свинец. БН-600 требует 1500 тонн натрия со степенью очистки 99,95%. Натрий горит в воздухе и других окисляющих средах, а при соединении с водой или компонентами бетона выделяется взрывоопасный водород. Из-за высокой температуры жидкого натрия (370 градусов на входе в активную зону и 550 — на выходе) компоненты энергоблока необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов.

Национальные разработки по быстрым реакторам

Первые два бридера появились в США: сначала появился стенд «Клементина» (работал с 1946−го по 1952 год в Лос-Аламосе), а в 1951 году — EBR-1 (experimental breeder reactor), который показал, что можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить топливо в одном устройстве.

Первый советский экспериментальный стенд нулевой мощности БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 году и проработал два года, подтвердив возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5 (после модернизации 1973 года — БР-10), работающем с 1959 года, были получены первые принципиальные данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. В конце 50−х к лидерам атомной гонки поспешила присоединиться Англия с установкой DFR в Даунри.

Первый опытно-промышленный БР под названием «Энрико Ферми», построенный на озере Эри около Детройта, дал ток в 1965 году, правда, уже в 1966 году на нем произошла авария. После ее ликвидации станцию вновь запустили, но дела опять пошли неважно. Коэффициент использования установленной мощности равнялся 3,4% — установка выдавала чуть более 2 МВт электричества вместо запланированных 66. Поэтому в 1974 году на ее месте установили обычный тепловой реактор [13].

В СССР в 1970 году появился экспериментальный реактор БОР-60, который до сих пор снабжает теплом и электричеством Димитровград, а в 1973 году вступил в строй реактор, предназначенный для выработки электричества и тепла для опреснительной станции в прикаспийском городке Шевченко и остановленный нашими казахстанскими соседями уже в конце 90−х.

Впрочем, массового ввода промышленных быстрых реакторов так и не произошло. В 70−х годах при президенте Картере американцы отказались от строительства бридеров, обосновав это тем, что из-за возможности выработки высококачественного плутония их эксплуатация могла привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия.

По мнению некоторых экспертов, еще одним препятствием на пути развития технологий БР в США стал энергетический кризис начала 70−х, возникший из-за дефицита органического топлива. Он до такой степени впечатлил американцев, что в течение пяти-шести лет, с 1970−го по 1975 год, они достраивают и пускают около сорока реакторов с суммарной установленной мощностью более 35 тыс. МВт (для сравнения — сейчас в России 30 энергоблоков мощностью около 22 тыс. МВт), предпочтя проверенные установки на тепловых нейтронах дорогостоящим недоработанным «быстрым» и «опасным» технологиям.

Ряд европейских стран продолжил исследования в области БР. Успех этих проектов сделал бы их рынки ядерного топлива, где не так много или вовсе нет разведанных запасов урана, достаточно независимыми от внешних поставщиков атомного сырья. Успешный опыт эксплуатации французской станции «Феникс», при строительстве которой использовались многие идеи, ранее воплощенные в советском промышленном реакторе БН-350, подвигнул Францию, Германию, Бельгию, Италию и Швейцарию на создание совместной АЭС «Суперфеникс» (SFX), которая была пущена в 1986 году. Оба реактора были устроены по так называемому интегральному типу (при такой схеме активная зона, насос и теплообменник первого контура находятся в одном корпусе), оба работали на диоксидном топливе и имели натриевый охладитель. Но на проектную мощность на «Суперфениксе» выйти не удалось, хотя его эксплуатация по выработке электроэнергии и признавалась экономически целесообразной.

Так или иначе, в XXI век с отработанными технологиями и успешным опытом эксплуатации не только экспериментальных, но и промышленных быстрых реакторов вошла только одна страна — Россия.

После чего США продолжали исследования и строительство быстрых реакторов (EBR-2, FERMI и FFTF). Пик развития энергетики по быстрым реакторам приходится примерно на 1980 год.

В это время экспериментальные реакторы работали во многих странах, например. Phénix и Superphénix во Франции, SNR-300 в Германии, MONJU в Японии, PFR в Великобритания, CRBR в США, BN-350 и BN-600 в СССР. В то время как интерес к быстрым реакторам возрастал в развивающихся странах, большинство развитых стран решили прекратить программы по быстрым реакторам. К 1994 США решило закрыть FFTF и EBR-2. Во Франции Superphénix был закрыт в конце 1998; в Германии SNR-300 был построен, но не пущен в эксплуатацию, KNK-2 был закрыт в 1991. В Великобритании PFR был закрыт в 1994, так же как и БН-350 в Казахстане в 1998. В то время просто не было никакой нужды в использовании быстрых реакторов. Сегодня, однако, интерес к ним значительно возрос [13].

Основные сложности развития быстрых реакторов заключаются в стоимости, безопасности, проблемах нераспространения и общественном восприятии.

Уменьшение стоимости может быть достигнуто через упрощение конструкций, серийного строительства, продление жизненного цикла, увеличение термодинамической эффективности и надежности. Многие из этих факторов связаны с дизайном ядерного реактора, топлива, теплоносителя и отдельных компонентов. Упрощение может быть достигнуто, например, устранением промежуточной системы теплопередачи. НИОКР в этой области ведутся в двух направлениях: по газо- и свинцовым теплоносителям. Использование гелия или свинца позволяет избежать проблем связанных с натрием: того, что натрий интенсивно реагирует с водой. Таким образом, использование гелия или свинца в качестве теплоносителя позволяет значительно упростить проектирование быстрого реактора.

В Китае экспериментальный реактор CEFR находится в стадии строительства, ожидается, что критичности он достигнет в середине 2009. Топливом в нем является оксид урано-плутониевой смеси, а теплоносителем - натрий.

Следующей стадией китайской программы по быстрым реакторам является строительство 600 Мвт экспериментального быстрого реактора CPFR и демонстрационного быстрого реактора CDFR мощностью 1000-1500 Мвт.

Франция построила 250 Мвт демонстрационный быстрый реактор Phénix и 1200 МВТ демонстрационный быстрый реактор Superphénix. Оба реактора используют МОКС топливо и натрий в качестве теплоносителя. Phénix достиг критичности в 1973 и все еще находится в эксплуатации.

Решение закрыть Superphénix было связано с низкими ценами на уран в 90-ых годах 20 века.

Основные НИОКР во Франции направлены на развитие быстрых реакторов с замкнутым ядерным циклом, особенно на те, где в качестве теплоносителя используется натрий. Эти реакторы способны оптимизировать использование природного урана и уменьшить количество высокоактивных радиоктивных отходов.

Индия имеет ограниченные ресурсы урана, но приблизительно 32 % всемирного запаса тория (Th). Поэтому Индия развивает три ядерных направления, от тяжелых водных реакторов (HWRs), использующих естественный уран, до быстрых реакторов, использующих U и Pu, и совремменых реакторных систем, основанных на Th.

Если Индия будет использовать имеющийся у нее уран на реакторах с тяжелой водой, то его запасов хватит примерно на 40 лет. То же самое количество урана, используемого на быстрых реакторах, хватит примерно на 100 лет. Запасы тория в Индии таковы, что при его правильном использовании Индия может обеспечить себя электроэнергией на многие века.

Сегодня в Индии действует экспериментальный быстрым реактор FBTR, строится демонстрационный быстрый реактор PFBR.

После ввода в эксплуатацию PFBR, Атомное Агентство по ядерной энергеике Индии планирует строительство четырех быстрых реакторов мощностью 500 МВТ с улучшенными показателями по экономике и безопасности.

Комиссия по ядерной энергии Японии в октябре 2005 одобрила документ по ядерной энергетической политике, который подчеркнул особое значение развития быстрых реакторов и их технологий топливного цикла.

Экспериментальный быстрый реактор JOYO достиг критичность в 1977. Это обеспечило основу для усовершенствований технологий по быстрым реакторам.

MONJU – быстрый реактор с натриевым теплоносителем, работающий на урано-плутониевом топливе. Впервые MONJU достиг критичности в апреле 1994, а первая электроэнергия выработана в августе 1995. Однако, в декабре 1995 произошла утечка натрия. Вскоре планируется перезапуск MONJU.

В Южной Корее начало исследований по быстрых реакторных относится к 1992, когда Комиссия по ядерной энергии Кореи одобрила план относительно ракторов на быстрых нейтронах. В феврале 2007 был подготовлен проект KALIMER-600 – проект современного быстрого реактора с натриевой системой охлаждения.

Главной технической особенностью проекта KALIMER-600 является сейсмически устойчивое здание реактора.


Машина для очистки зерна подробности на сайте. | Аккумулятор калининград источник. Повреждений, вызванных в живом организме излучением