Реакторы на быстрых нейтронах представляют собой тип ядерных реакторов, которые используются для превращения урана и отработанного ядерного топлива в новое топливо для атомных электростанций. В этой статье мы рассмотрим основные характеристики, задачи, проблемы, достижения и опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Узнайте больше на NOCFN.
Cодержание
Введение
Реакторы на быстрых нейтронах представляют собой тип ядерных реакторов, в которых спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления. Такие реакторы не используют замедлители нейтронов и имеют возможность превращать обедненный уран и отработанное ядерное топливо в новое топливо для атомных электростанций, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива. В этой статье мы рассмотрим основные характеристики, задачи, проблемы, достижения и опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах.
История развития реакторов на быстрых нейтронах
В Советском Союзе первые исследования по использованию быстрого спектра нейтронов в ядерных реакторах начались в 1946 году по инициативе И.В. Курчатова. В 1949 году А.И. Лейпунский стал руководителем работ по быстрым реакторам и в то же время была показана возможность использования жидкометаллического теплоносителя в реакторах с быстрым спектром нейтронов. Обширные исследования для разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов начались в Физико-энергетическом институте в Обнинске и других организациях.
Для проведения исследований по физике и инженерным проблемам реакторов на быстрых нейтронах были построены критические сборки и исследовательские реакторы. Среди них были БР-1 (1955 г.), БР-2 (1956 г.), БР-5 (1959 г.), БФС-1 (1961 г.), БФС-2 (1969 г.), и БР-10 (реконструкция БР-5, 1973 г.). В результате исследований на этих установках была подтверждена возможность достижения коэффициента воспроизводства ядерного горючего КВ>1, а также были определены рекомендации по выбору основного ядерного топлива и теплоносителя.
Опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах
В Советском Союзе были запущены первые промышленные реакторы на быстрых нейтронах. Это включает исследовательский реактор БОР-60, который является первым демонстрационным быстрым реактором. Реактор БН-350, который генерировал электроэнергию в Казахстане в течение 27 лет до 1999 года, и БН-600, который работает с 1980 года и поставляет электроэнергию в сеть.
Реактор БН-600 работает на основе оксида урана, обогащенного до 17, 21 и 26%, а также МОКС-топлива. В качестве теплоносителя используется натрий. Этот реактор является интегрального типа с промежуточными натриево-натриевыми теплообменниками и главными циркуляционными насосами, находящимися в корпусе реактора. Парогенераторы, установленные за пределами корпуса, снабжают паром турбогенераторы.
Реактор БН-600 имеет значительный опыт эксплуатации и продемонстрировал высокую эффективность в генерации электроэнергии.
См. также
Перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах
На основе коммерческих быстрых реакторов БН-1200 и серийных тепловых реакторов ВВЭР планируется создание двухкомпонентной системы ядерной энергетики с совместным замкнутым топливным циклом. Тепловые реакторы типа ВВЭР являются основной энергетической нагрузкой, а реакторы на быстрых нейтронах выполняют функцию обеспечения топливных услуг тепловым реакторам.
Заключение
Реакторы на быстрых нейтронах представляют собой инновационное решение в области использования ядерной энергии. Они обеспечивают эффективное использование ядерного топлива, утилизацию отходов и перспективы для развития ядерной энергетики на тысячелетия. Россия является лидером в разработке и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах, что открывает новые возможности для развития этой сферы.
Что нам скажет Википедия?
Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать обеднённый уран и отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 3%, использовать около 30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.
Первые научно-исследовательские и промышленные реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и успешно запущены в эксплуатацию в Советском Союзе, а в данный момент России принадлежит технологический приоритет в их разработке и эксплуатации, что открывает практически неограниченные возможности для использования энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе отходов АЭС и оружейного плутония.
Россия занимает первое место в мире в развитии технологий строительства таких реакторов, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны. Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 был запущен в СССР в 1973 году и проработал в Актау по 1999 год. Второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлен на 10 лет[1]. Там же 10 декабря 2015 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800.
В связи с малым сечением деления 235U быстрыми нейтронами для поддержания цепной реакции необходимо поддерживать гораздо бо́льшие напряженности нейтронных полей по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо бо́льшая доля 238U вовлекается в процесс трансмутации в плутоний, что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.
В активной зоне реактора не должно быть эффективных замедлителей нейтронов, в первую очередь, принципиально недопустимы вещества с легкими ядрами вроде водорода. Поэтому вода и углеводороды не могут использоваться в системе охлаждения реактора. Это требование вынуждает использовать в качестве теплоносителя легкоплавкие металлы, например ртуть, натрий, свинец или висмут. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности и высокой токсичности паров ртути. Сегодня получили развитие реакторы с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым теплоносителями.
Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима относительно высокая удельная плотность делящегося вещества в активной зоне по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это вынуждает применять особые конструктивные решения, например отражатели нейтронов и высокоплотное топливо, увеличивающие стоимость строительства и эксплуатации. Радиационные нагрузки на конструкционные материалы также значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.
По сравнению с распространенным реактором на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом достоинств с точки зрения безопасности: в реакторе нет высокого давления, в них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания, нет риска пароциркониевой реакции, ставшей одной из причин взрывов на Фукусимской АЭС. С другой стороны, популярный теплоноситель натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Именно поэтому после 3-летней эксплуатации единственной подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf (SSN-575) были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на водо-водяной, и конструкция с натриевым теплоносителем больше не применялась в ВМС США, а ВМФ СССР не применялась вообще. ВМФ СССР имел на вооружении серийные АПЛ с реактором со свинцово-висмутовым теплоносителем – проект 705(К) «Лира» в количестве 7 единиц, но к настоящему времени они все также выведены из эксплуатации.
Основным достоинством этого типа реакторов считается возможность вовлечь в топливный цикл такие материалы как уран-238 и торий-232. Это значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Кроме того, эти реакторы позволяют относительно безопасно избавиться от самых активных и долгоживущих изотопов в отработавшем ядерном топливе, значительно сократив срок его биологической опасности.
В сентябре 2016 года российские атомщики успешно протестировали на полной мощности новый и мощнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах — БН-800 Белоярской АЭС. Вместе с запущенным годом ранее производством МОКС-топлива Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счет вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3 % энергетического потенциала ядерного топлива[1].
Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах
Промышленные реакторы на быстрых нейтронах
В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах, как правило, используются конструктивные схемы с жидкометаллическим теплоносителем. Обычно это или жидкий натрий, или эвтектический сплав (точнее жидкая смесь) свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались и расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.
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. Первый промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 был запущен в СССР в 1973 году, второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600). После закрытия в 2009 году французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix) Россия осталась в мире единственной страной с действующими быстрыми энергетическими реакторами: БН-600 в 3-м энергоблоке Белоярской АЭС[2][3] и БН-800 в 4-м энергоблоке Белоярской АЭС[4][неавторитетный источник]. Последний запущен 10 декабря 2015 года, в промышленную эксплуатацию вошёл в 2016 году, а в 2018 году на нём началось использование произведенного на Горно-химическом комбинате «Росатома» серийного МОХ-топлива[5].
Реактор БН-800 используется для отработки ряда технологий замыкания ядерного топливного цикла использованием «быстрых» реакторов, решающих проблему утилизации отработавшего ядерного топлива. Блок №4 Белоярской АЭС стал прототипом более мощных коммерческих «быстрых» энергоблоков БН-1200, строительство которых планируется в 2030-х[5].
Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого был намечен на 2014 год[6], но на 1 июля 2017 реактор так и не был запущен[7]. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же мощности.
8 мая 2010 года в Японии, после четырнадцатилетнего перерыва в работе, вызванного пожаром в 1995 году, когда произошла утечка 640 килограммов металлического натрия, впервые вывели в критическое состояние реактор «Мондзю».
Ртуть первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо замедляет нейтроны. Спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического контура для пуска), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий КПД при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась её высокая коррозийная активность.
Строящиеся и проектируемые реакторы на быстрых нейтронах
Примечания
Литература
Ссылки
