Реакторы на быстрых нейтронах

Принципиальный недостаток реакторов на тепловых нейтронах - низкая эффективность использования топлива. Тепловые реакторы способны использовать не более 0,5% энергетического потенциала природного урана. Запасы изотопа урана 235 (по энергетическим характеристикам) меньше, чем запасы нефти. При широкомасштабном развитии атомной энергетики и столь нерациональным потреблением урана можно очень быстро столкнуться с его дефицитом. Выход из этой ситуации один - создание реакторов на быстрых нейтронах (БН).

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы. В 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в СССР, США и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. В настоящее время в промышленном режиме работают два реактора на быстрых нейтронах в России (Белоярская АЭС, блок БН-600) и Франции (PHENIX). Однако ранее эксплуатировалось несколько таких реакторов: Великобритания блок мощностью 250 МВт (1970-1994); США блок мощностью 98 МВт (1963-1972) и мощностью 400 МВт (1982-1992); Франция блок мощностью 1,2 Гвт (1984-1997), г. Шевченко мощностью 350 МВт (БН-350) (1973-1999).

В настоящее время реализуется ряд проектов по разработкам реакторов на быстрых нейтронах. В 2008-2009 гг. Курчатовский институт разработал вариант развития реакторов ВВЭР для работы в замкнутом ядерном топливном цикле с самообеспечением топливом и предложена концепция двухконтурного быстрого пароводяного реактора ПВЭР-650. Разработка таких реакторов ведётся также в Индии, Китае, Южной Корее, Японии. В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PBFR-500 мощностью 500 МВт (эл).

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют поддерживать цепную реакцию не только с изотопами ²³⁵U, но и с изотопами ²³⁸U, а также изотоп 232 тория (²³²Th). При попадании быстрых нейтронов в ядро ²³⁸U протекает несколько реакций, в результате которых образуется новое делящееся вещество изотоп плутония 239 (²³⁹Pu), которое можно использовать в качестве ядерного топлива.

Схема реакции имеет вид:

²³⁸U+n → ²³⁹U beta- → ²³⁹ Np beta- → ²³⁹Pu

В случае использования изотопа 232 тория (²³²Th) схема реакции имеет вид:

²³²Th +n → ²³³Th beta- → ²³³Pu beta- → ²³³U.

При облучении ²³²Th нейтронами образуется неустойчивый изотоп, который после ряда реактивных превращений превращается в расщепляющийся изотоп ²³³U.

В реакторе сведены к минимуму всевозможные замедлители и сокращены бесполезные потери нейтронов. В реакторах БН в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. Активная зона состоит из топливных сборок со стержнями обогащённого урана. Она окружена экраном из стержней с воспроизводящим материалом: ²³⁸U или ²³²Th. Это зона воспроизводства.

Цепная реакция протекает в активной зоне реактора. Поглощение нейтронов в конструкционных материалах и теплоносителе в реакторе БН сравнительно мало.

Регулирование скорости протекания реакции производится изменением количества стержней урана в активной зоне. При делении ядра высвобождается 2,5 - 2,9 нейтрона. Один из них производит новое деление, а остальные 1,5 - 1,9 выходят из активной зоны и поглощаются в экране, состоящем из стержней ²³⁸U или ²³²Th.

При этом в экране идёт образование искусственного ядерного горючего ²³⁹Pu или ²³³U. Сжигая 1 кг ²³⁹Pu, реактор БН не только воспроизводит его, вырабатывает дополнительно 0,4 - 0,7 кг плутония, который может использоваться как новое горючее. Таким образом, реактор БН является наработчиком ядерного топлива с коэффициентом воспроизводства (КВ) 1,4 - 1,7. Ядерно-энергетическая система с реакторами на тепловых нейтронах и реакторами БН может отдавать энергию почти без поступления извне исходного ядерного топлива ²³⁵U.

На рис.5.10 приведен реактор БН-600, где 1-шахта, 2-корпус, 3-ГЦН 1 контура, 4-электродвигатель насоса, 5-большая поворотная пробка, 6-радиционная защита, 7-теплообменник натрий - натрий, 8-центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ, 9-активная зона.

Рисунок 5.10. Ядерный реактор на быстрых нейтронах БН-600

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов 1 контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки ТВС. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путём сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.

Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа размерами 96 мм. ТВС состоит из ТВЭЛов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. ТВЭЛы по длине активной зоны заполнены втулками из обогащённого окиси урана (или смеси окиси урана и окиси плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси «отвального» урана (²³⁸U). ТВЭЛы зоны воспроизводства заполнены брикетами из «отвального» урана.

История атомной энергетики охватывает период менее полувека, и к настоящему времени доля выработки электроэнергии на АЭС во многих странах достигала достаточно больших значений. В настоящее время в мире работает 436 АЭС. Установленная мощность АЭС в США составляет около 90 млн кВт, в России — более 23 млн кВт.

На рис. 5.11 показаны гистограммы абсолютной суммарной выработки электроэнергии, а также доли выработки на АЭС для различных стран мира. Хотя эти данные относятся к 2000 году, они отражают с достаточной точностью положение и в настоящее время. Определенные отклонения могут быть только для небольших стран, где ввод даже одного энергоблока на АЭС мощностью 1 ГВт может существенно изменить ситуацию.

Рисунок 5.11. Доля выработки электроэнергии на АЭС в общей выработке

Главенствующее положение по доле выработки электроэнергии на АЭС занимает Франция, а по абсолютному производству электроэнергии на АЭС она уступает лишь США.

Россия вырабатывала на АЭС к 2000 году около 12 % электроэнергии, сейчас эта цифра достигла примерно 15 %. Почти все АЭС России сконцентрированы в европейской части, где имеется серьезный дефицит органического топлива. И если оценить долю выработки АЭС для европейской части России, то она достигает примерно 30 %. Еще большее значение АЭС имеют в некоторых регионах: в Северо-Западном регионе России они обеспечивают 40 % энергопотребления, а в Центрально-Черноземном — более 60 %.

В настоящее время, несмотря на ряд аварий АЭС, как в мировой энергетике, так и в российской - ведётся проектирование и строительство новых АЭС.

Концерн «Энергоатом» в 2008 году развернул работы для дальнейшего инновационного развития атомной энергетики. Атомная энергетика 21 века должна строиться на основе замкнутого ядерного топливного цикла главным звеном, которого, должна стать АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, использующих в качестве ядерного топлива ²³⁸U и обеспечивающих наработку ядерного топлива с К_В=1.

Кроме создания замкнутого ядерного топливного цикла в области атомной энергетики ведутся работы в других направлениях.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов.

С уменьшением мощности установки растёт предполагаемый масштаб производства. Малогабаритные реакторы (например, Hyperion АЭС) создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Ведутся работы (совместно с Южной Кореей) по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород. INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина. Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза. Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны. В настоящее время при участии России во Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

При работе АЭС в атмосферу выбрасывается некоторое количество ионизированного газа. Обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит ещё большее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле.

Недостатки атомных станций:

u облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;

u нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;

u большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700 - 800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ К ЛЕКЦИИ 5

1. Принципиальное отличие АЭС от ТЭС. Структурная схема АЭС. КПД АЭС – 3 балла.

2. Выделение энергии делении тяжёлых ядер урана (О. Ган, Ф. Штрасман,

1938 г.) – 3 балла.

3. Первый в мире ядерный реактор (Э. Ферми, 1942 г.) – 3 балла.

4. Первый в СССР ядерный реактор (И. Курчатов, 1946 г.) – 3 балла.

5. Первая в мире промышленная атомная электростанция (г. Обнинск, Калужской области, 1954 год) – 3 балла.

6. Топливо для АЭС – 3 балла.

7. Устройство и работа ядерного реактора – 5 баллов.

8. Основные типы атомных реакторов – 3 балла.

9. Реакторы на тепловых нейтронах – 3 балла.

10. Устройство реактора типа ВВЭР – 3 балла.

11. Устройство реактора типа РБМК – 3 балла.

12. Производство электроэнергии на АЭС с тепловыми реакторами – 3 балла.

13. Параметры пара на АЭС – 3 балла.

14. Тепловые схемы АЭС – 3 балла.

15. Реакторы на быстрых нейтронах – 5 баллов.

16. Надёжность и экология современных АЭС – 3 балла.

17. Основные направления в развитии АЭС – 3 балла.

ЛЕКЦИЯ 6