Реакторы на быстрых нейтронах

Принцип действия

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. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности. 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 безопаснее: 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, что усложняет задачу охлаждения топлива при запроектных авариях с разрушением активной зоны.

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 отработанном ядерном топливе, принципиально сократив срок его биологической опасности.

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 США, СССР и ряде европейских стран.

2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix). Теперь в мире осталась единственная страна с действующими быстрыми энергетическими реакторами — это Россия и реакторы БН-600 в 3-м энергоблоке Белоярской АЭС и БН-800 в 4-м энергоблоке Белоярской АЭС. 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, но на 1 июля 2017 реактор ещё не пущен. 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». Пуско-наладочные работы для ввода его в эксплуатацию, частью которых являлись серии экспериментальных выводов реактора на минимально-контролируемый уровень, планировалось завершить в 2013 году. Однако в августе 2010 года при работах по перегрузке топлива в корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива — 12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая утонула в натрии. Почти сразу было объявлено, что продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск, откладывается на 1—1,5 года. 27 июня 2011 года утонувшая деталь была извлечена из реактора Мондзю. Для извлечения детали специалистам пришлось разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъем трехтонной конструкции на поверхность занял восемь часов. В течение нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны, финансирование не выделялось. В декабре 2016 правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС «Мондзю». В 2022 году планируется извлечь топливо из реактора и в 2047-м завершить его разборку.

10 декабря 2015 года в России был запущен энергоблок №4 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800.

С ртутным теплоносителем

  • Россия/СССР
    • БР-2 ФЭИ, г.Обнинск, 1956

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. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются: токсичность, дороговизна, большие энергозатраты на перекачку. В результате ртуть была признана экономически невыгодным теплоносителем. Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива — металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства.

Действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах

Реактор Страна АЭС Запуск Эксплуатация Тепловая
мощность МВт
Электрич.
мощность МВт
Тепло-
носитель
Особенности
с до
БН-600 СССР / Россия Белоярская АЭС 26.02.1980 08.04.1980 1470 600 Натрий
БН-800 Россия Белоярская АЭС 06.2014 10.12.2015 2100 880 Натрий
Закрытые промышленные реакторы на быстрых нейтронах

Реактор Страна АЭС Запуск Эксплуатация Тепловая
мощность МВт
Электрич.
мощность МВт
Тепло-
носитель
Особенности
с до
БН-350 СССР /
Казахстан
Мангистауский АЭК 1973 16.07.1973 1999 1000 150 Натрий Дополнительно 100 МВт для отопления и 100 МВт для опреснения
Феникс Франция Маркуль 1973 14.07.1974 2009 563 250 Натрий С 2003 года электр. мощность была снижена до 140 МВт
Суперфеникс Франция Крес-Мепьё 1985 1986 1998 3000 1200 Натрий
Мондзю Япония АЭС Монджу 1994 29.08.1995 22.09.2016 714 280 Натрий Реактор в течение 20 лет проработал в общей сложности около одного года
PFR Великобритания Центр Дунрей 01.03.1974 01.07.1976 31.03.1994 650 234 Натрий
Ферми-1 США АЭС Энрико Ферми 23.08.1963 29.11.1972 200 65 Натрий
KNK-I Германия ТИ Карлсруэ 1971 21.02.1974 1.09.1974 21 Натрий
KNK-II Германия ТИ Карлсруэ 1976 3.03.1979 23.05.1991 21 Натрий В основу лёг советский реактор БОР-60
SNR-300 Германия АЭС Калькар 1500 300 Натрий Реактор так и не был запущен. Общая стоимость проекта — 7 млрд DM.

Примечания

  1. :: Ядерное топливо для реактора БН-600
  2. http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/event_anons/index.php?id4=17998
  3. Физпуск PFBR-500 пройдёт в сентябре 2014 года. ATOMINFO.RU (28.07.2013). Дата обращения 15 июня 2014.
  4. Физпуск PFBR-500 отложен на неопределённый срок. ATOMINFO.RU (01.07.2017). Дата обращения 1 июля 2017.
  5. Монджу вышел на 0,03% номинала. AtomInfo.Ru (9 мая 2010). Дата обращения 30 января 2011. Архивировано 24 августа 2011 года.
  6. Один из узлов системы перегрузки топлива обрушился внутрь корпуса реактора Монджу. AtomInfo.Ru (30 августа 2010). Дата обращения 30 января 2011. Архивировано 24 августа 2011 года.
  7. В Японии опубликованы фотографии и схема по инциденту 26 августа на АЭС Монджу. AtomInfo.Ru (11 сентября 2010). Дата обращения 30 января 2011. Архивировано 24 августа 2011 года.
  8. Извлечение трубы из корпуса Монджу обычными методами невозможно. AtomInfo.Ru (10 ноября 2010). Дата обращения 30 января 2011. Архивировано 24 августа 2011 года.
  9. Японцы проектируют устройство для подъёма сорвавшейся в Монджу трубы. AtomInfo.Ru (8 февраля 2011). Дата обращения 30 января 2011. Архивировано 24 августа 2011 года.
  10. Специалисты извлекли трехтонную деталь из реактора Мондзю в Японии, упавшую туда в 2010 г.. AtomInfo.Ru (27.06.2011). Архивировано 24 августа 2011 года.
  11. Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г | Экономический фактор | Экология
  12. Япония признала невозможность запустить АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Дата обращения 7 января 2017.
  13. Monju prototype reactor, once a key cog in Japan’s nuclear energy policy, to be scrapped (англ.), The Japan Times Online (21 декабря 2016). Дата обращения 7 января 2017.
  14. Запущен реактор БН-800 | MINING24.ru. mining24.ru. Дата обращения 23 декабря 2015.
  15. Лев Кочетков: от ртути до натрия, от БР-1 до БН-600
  16. Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии
  17. В Японии окончательно закроют АЭС на быстрых нейтронах. ТЭС и АЭС (10.02.2014). Дата обращения 24 октября 2016.

> Литература

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.

Ссылки

  • Ф-1
  • БР(-2,-5,-10)
  • РГ-1М
  • ВВР-С
  • РФТ
  • МР

  • НИИАР
    • БОР-60
    • СМ
    • МИР
    • РБТ(-6,-10)
    • ВК-50
  • ОИЯИ
    • ИБР-2
  • ПИЯФ
    • ВВР-М
  • НИЦ КИ
    • ИР-8
    • Аргус
  • НИФХИ
    • ВВР-ц
  • НИТИ
  • ИРМ
    • ИВВ-2
  • МИФИ
    • ИРТ-2000
  • СГУ
    • ИР-100

  • РБМК-1000
  • РБМК-1500
  • РБМКП-2400
  • МКЭР-1500

  • ЭГП-6
  • БРЕСТ
  • СВБР
  • ВТГР-300
  • ВБЭР-300
  • АСТ-500
  • KC-150
  • ПАТЭС
    • КЛТ-40
    • РИТМ 200

Исследовательские Исторические Действующие Строящиеся
Оружейные
  • А-1
  • АВ(-1,-3)
  • АИ
  • АДЭ(-1,-2,-3,-4,-5,-6)
Энергетические ВВЭР (список) РБМК (список) БН Другие
Судовые Водо-водяные подводных лодок ВМ-А ВМ-4 ОК-650 надводных кораблей ОК-150 (ОК-900) ОК-900А КН-З КЛТ-40 РИТМ 200 Жидкометаллические РМ-1 БМ-40А (ОК-550)
Космические
  • Ромашка
  • Бук
  • Топаз
  • Тополь
  • Енисей

1 · 2 · 3 · 4

По корпусу:

Корпусной ядерный реактор · Канальный ядерный реактор · Гомогенный

По регуляции:

  • Вода — Сверхкритический водоохлаждаемый · Водо-водяной (Кипящий) · на растворах солей
  • Тяжёлая вода — Тяжеловодный
  • Графит — Графито-газовый (Магноксовый · С гранулированным топливом · Сверхвысокотемпературный) · Графито-водный (С водой под давлением/Кипящий) · на расплавах солей
  • Саморегуляция активного вещества: Реактор на быстрых нейтронах (с жидкометаллическим теплоносителем (Со свинцовым) · На бегущей волне · Газоохлаждаемый · SSTAR · Интегральный)

Инерциальный синтез

Инженерия Ядерная физика · Деление ядра · Термоядерная реакция · Излучение · Ионизирующее излучение · Атомное ядро · Ядерная безопасность · Ядерная химия
Материалы Ядерное топливо (Отработанное · Сырье) · Ядерный топливный цикл
Торий · Уран (Обогащение урана • Обеднённый уран) · Плутоний · Дейтерий · Тритий · Гелий-3 · Литий-6
Ядерная энергетика Главные темы Поколения реакторов Типы реакторов
Ядерная медицина Медицинская визуализация Терапия
Ядерное оружие

Рекордсмен на быстрых нейтронах

Нейтроны?
Нейтроны — это частицы, входящие в состав большинства атомных ядер наряду с протонами. В ходе реакции ядерного распада ядро урана делится на две части и вдобавок испускает несколько нейтронов. Они могут попасть в другие атомы и спровоцировать еще одну или несколько реакций деления. Если каждый выпущенный при распаде ядер урана нейтрон будет попадать в соседние атомы, то начнется лавинообразная цепочка реакций с выделением все большей и большей энергии. При отсутствии сдерживающих факторов произойдет ядерный взрыв.
Но в ядерном реакторе часть нейтронов либо выходит наружу, либо поглощается специальными поглотителями. Поэтому число реакций деления все время остается одним и тем же, ровно таким, какое необходимо для получения энергии. Энергия реакции радиоактивного распада дает тепло, которое затем используется для получения крутящего турбины электростанции пара.
Нейтроны, которые поддерживают ядерную реакцию на постоянном уровне, могут иметь разную энергию. В зависимости от энергии их называют либо тепловыми, либо быстрыми (есть еще холодные, но те для АЭС не годятся). Большинство реакторов в мире основаны на использовании тепловых нейтронов, а вот на Белоярской АЭС стоит реактор на быстрых. Почему?
В чем преимущества?
В реакторе на быстрых нейтронах часть энергии нейтронов идет, как и в обычных реакторах, на поддержание реакции деления основного компонента ядерного топлива, урана-235. А еще часть энергии поглощается оболочкой, сделанной из урана-238 или тория-232. Эти элементы для обычных реакторов бесполезны. Когда в их ядра попадают нейтроны, они превращаются в изотопы, пригодные для использования в ядерной энергетике в качестве топлива: плутоний-239 или уран-233.
Обогащенный уран. В отличие от отработанного ядерного топлива уран далеко не столь радиоактивен, чтобы с ним приходилось работать только при помощи роботов. Его даже можно ненадолго брать руками в плотных перчатках. Фото: Департамент энергетики США
Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах можно использовать не только для энергоснабжения городов и заводов, но и для получения нового ядерного топлива из сравнительно недорого сырья. В пользу экономической выгоды говорят такие факты: килограмм выплавленного из руды урана стоит около полусотни долларов, содержит всего два грамма урана-235, а остальное приходится на уран-238.
Однако реакторы на быстрых нейтронах в мире практически не используются. БН-600 можно считать уникальным. Ни японский «Мондзю», ни французский «Феникс», ни ряд экспериментальных реакторов США и Великобритании сейчас не работают: реакторы на тепловых нейтронах оказались проще в сооружении и эксплуатации. На пути к реакторам, которые смогут сочетать производство энергии с производством ядерного топлива, стоит ряд препятствий. И как минимум часть препятствий конструкторы БН-600, судя по его успешной эксплуатации в течение 35 лет, смогли обойти.
В чем проблема?
В натрии. В любом ядерном реакторе обязательно должно быть несколько узлов и элементов: тепловыделяющие сборки с ядерным топливом, элементы для управления ядерной реакцией и теплоноситель, который забирает выделяющееся в устройстве тепло. Конструкция этих узлов, состав топлива и теплоносителя могут отличаться, но без них реактор невозможен по определению.
В реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нужно использовать материал, который не задерживает нейтроны, иначе они из быстрых станут медленными, тепловыми. На заре атомной энергетики конструкторы попробовали использовать ртуть, но она растворила трубы внутри реактора и начала протекать наружу. Нагретый ядовитый металл, который к тому же стал под действием облучения радиоактивным, причинил так много хлопот, что проект ртутного реактора быстро закрыли.
Кусочки натрия хранят обычно под слоем керосина. Эта жидкость хоть и горюча, с натрием не реагирует и не пускает к нему пары воды из воздуха. Фото: Superplus / Wikipedia
В БН-600 используется жидкий натрий. На первый взгляд, натрий немногим лучше ртути: он чрезвычайно активен химически, бурно реагирует с водой (проще говоря, взрывается, если кинуть в воду) и вступает в реакцию даже с входящими в состав бетона веществами. Однако он не мешает нейтронам, а при должном уровне строительных работ и последующего техобслуживания риск утечки не так уж велик. Кроме того, натрий, в отличие от водяного пара, можно перекачивать при нормальном давлении. Струя пара из прорвавшегося паропровода под давлением в сотни атмосфер режет металл, так что в этом смысле натрий безопаснее. А что касается химической активности, то и ее можно обратить во благо. В случае аварии натрий реагирует не только с бетоном, но и с радиоактивным йодом. Йодид натрия уже не покидает пределы здания АЭС, в то время как на газообразный йод пришлась едва ли не половина выбросов при аварии на АЭС в Фукусиме.
Советские инженеры, разрабатывавшие реакторы на быстрых нейтронах, сначала построили опытный БР-2 (тот самый неудачный, ртутный), а потом экспериментальные же БР-5 и БОР-60 с натрием вместо ртути. Полученные на них данные позволили спроектировать первый промышленный «быстрый» реактор БН-350, который использовался на уникальном атомном химико-энергетическом комбинате — АЭС, совмещенной с опреснителем морской воды. На Белоярской АЭС построили уже второй по счету реактор типа БН — «быстрый, натриевый».
Реакторный зал БН-350.
Несмотря на накопленный к моменту запуска БН-600 опыт, первые годы были омрачены серией утечек жидкого натрия. Ни одно из этих происшествий не несло радиационной угрозы для населения и не приводило к серьезному облучению персонала станции, а с начала 1990-х годов утечки натрия вовсе прекратились. Для помещения этого в мировой контекст отметим, что на японском «Мондзю» в 1995 произошла серьезная утечка жидкого натрия, которая привела к пожару и остановке станции на 15 лет. Воплотить идею реактора на быстрых нейтронах в промышленном, а не экспериментальном устройстве удалось только советским конструкторам, опыт которых позволил российским атомщикам разработать и построить реактор следующего поколения — БН-800.
Что дальше?
БН-800 уже построен. 27 июня 2014 года реактор заработал на минимальной мощности, а в 2015 году ожидается и энергетический пуск. Поскольку запуск ядерного реактора представляет собой весьма сложный процесс, специалисты разделяют физический пуск (начало самоподдерживающейся цепной реакции) и энергетический пуск, при котором энергоблок начинает выдавать в сеть первые мегаватты электроэнергии.
Белоярская АЭС, пульт управления. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
В БН-800 конструкторы воплотили ряд важных усовершенствований, включая, к примеру, аварийную систему воздушного охлаждения реактора. Ее достоинством разработчики называют независимость от источников энергии. Если, как на Фукусиме, на АЭС исчезнет электричество, то охлаждающий реактор поток все равно не исчезнет — циркуляция будет поддерживаться естественным путем, за счет конвекции, поднятия вверх нагретого воздуха. А если вдруг произойдет расплавление активной зоны, то радиоактивный расплав уйдет не вовне, а в специальную ловушку. Наконец, защитой от перегрева выступает большой запас натрия, который в случае аварии может принять выделяемое тепло даже при полном отказе всех систем охлаждения.
Вслед за БН-800 предполагается построить и реактор БН-1200, еще большей мощности. Разработчики рассчитывают, что их детище станет серийным реактором и будет применяться не только на Белоярской АЭС, но и на других станциях. Впрочем, пока это планы — для крупномасштабного перехода на реакторы на быстрых нейтронах еще предстоит решить ряд проблем.
Белоярская АЭС, строительная площадка нового энергоблока. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
В чем проблема?
В экономике и экологии топлива. Реакторы на быстрых нейтронах работают на смеси обогащенной окиси урана и окиси плутония — это так называемое мокс-топливо. Теоретически оно может быть дешевле обычного в силу того, что использует плутоний или уран-233 из облученного в других реакторах недорогого урана-238 или тория, но пока мокс-топливо проигрывает в цене обычному. Получается своего рода замкнутый круг, который не так просто разорвать: нужно отладить и технологию постройки реакторов, и извлечение плутония с ураном из облученного в реакторе материала, и обеспечить контроль за нераспространением высокоактивных материалов. Некоторые экологи, к примеру представители некоммерческого центра «Беллона», указывают на большой объем получаемых при переработке облученного материала отходов, ведь наряду с ценными изотопами в реакторе на быстрых нейтронах образуется значительное количество радионуклидов, которые нужно где-то захоранивать.
Иными словами, даже успешная эксплуатация реактора на быстрых нейтронах сама по себе еще не гарантирует революции в атомной энергетике. Она является необходимым, но не достаточным условием для того, чтобы все-таки перейти с ограниченных запасов урана-235 на куда более доступные уран-238 и торий-232. Смогут ли технологи, занятые процессами переработки ядерного топлива и утилизацией ядерных отходов, справиться со своими задачами — тема для отдельного рассказа. Быть в курсе событий мировой и отечественной науки