Реактор на быстрых нейтронах

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 БН-350 в Актау
Опреснители на основе БН-350

Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать 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.

История

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.

Принцип действия

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. 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 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-х 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, принципиально 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
Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах
РеакторСтранаМестоЗапускОстановкаТепловая
мощность
МВт		 Электрич.
мощность
МВт		Тепло-
носитель
БР-2СССР / Россия Обнинск, ФЭИ195619570,1—Ртуть
БР-5СССР / Россия Обнинск, ФЭИ195820025—Натрий
ИБРСССР / Россия Дубна, ОИЯИ1960———Натрий
ИБР-2СССР / Россия Дубна, ОИЯИ1981действует——Натрий
БОР-60СССР / Россия Димитровград, НИИАР 1968действует6012Натрий
ClementineСША Лос-Аламос, ЛАНЛ194619520,025—Ртуть
EBR-1США Айдахо, INL195119641,40,2Натрий/Калий
EBR-2США Айдахо, INL196419946219Натрий
SEFORСША Арканзас1969197220Натрий
FFTFСША Хэнфордский комплекс19821993400—Натрий
DFRВеликобритания Центр Дунрей195919776511Натрий/Калий
RapsodieФранция Буш-дю-Рон, Кадараш1967198340Натрий
JōyōЯпония АЭС Дзёё19772007150—Натрий
FBTRИндия Калпаккам, IGCAR1985действует4013Натрий
CEFRКитай Пекин, CIAE2010действует6520Натрий

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.

Приоритет СССР и России

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]. 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. Россия создает двухкомпонентную атомную энергетику, в которую будут включены реакторы на тепловых и быстрых нейтронах, что позволит значительно расширить топливную базу мирного атома, а попутно уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря «выжиганию» опасных радионуклидов. Блок № 4 Белоярской АЭС стал прототипом более мощных коммерческих «быстрых» энергоблоков БН-1200, строительство которых планируется в 2030-х[5].

Эксперименты азиатских стран

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». 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[8][9][10][11][12]. 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[13]. В течение нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны, финансирование не выделялось[14]. 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[15][16].

Реакторы с ртутным теплоносителем

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.[17][18]

Список реакторов
Действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах
Реактор Страна АЭС Запуск Эксплуатация Тепловая
мощность МВт		 Электрич.
мощность МВт		 Тепло-
носитель		 Особенности
сдо
БН-600СССР / РоссияБелоярская АЭС 26.02.198008.04.19801470600Натрий
БН-800РоссияБелоярская АЭС 10.12.201501.11.20162100880Натрий
Остановленные промышленные реакторы на быстрых нейтронах
Реактор Страна АЭС Запуск Эксплуатация Тепловая
мощность МВт		 Электрич.
мощность МВт		 Тепло-
носитель		 Особенности
сдо
БН-350СССР/ Казахстан Мангистауский АЭК197316.07.197319991000150 НатрийДополнительно 100 МВт для отопления
и 100 МВт для опреснения
ФениксФранция Маркуль197314.07.19742009563250Натрий С 2003 года электр. мощность была
снижена до 140 МВт
СуперфениксФранция Крес-Мепьё19851986199830001200Натрий
МондзюЯпония АЭС Монджу199429.08.199522.09.2016714280Натрий Реактор в течение 20 лет проработал
в общей сложности около одного года[19]
PFRВеликобритания Центр Дунрей01.03.197401.07.197631.03.1994650234Натрий
Fermi-1США АЭС Энрико Ферми23.08.1963—29.11.197220065Натрий
KNK-IГермания ТИ Карлсруэ197121.02.19741.09.197421Натрий
KNK-IIГермания ТИ Карлсруэ19763.03.197923.05.199121Натрий В основу лёг советский реактор БОР-60
Так и не запущенные
CRBRPСША Долина Теннесси———1000350 Суммарные затраты — 8 млрд $.
IFRСША —————
SNR-300Германия АЭС Калькар———1500300Натрий Суммарные затраты — 7 млрд DM.

Строящиеся и проектируемые реакторы на быстрых нейтронах
Строящиеся реакторы на быстрых нейтронах для производства электроэнергии
РеакторСтранаАЭСНачало
строительства		Завершение
строительства		 Тепловая
мощность, МВт		Электрич.
мощность, МВт		Тепло-
носитель
PFBRИндия АЭС Мадрас2004—1250500Натрий
CFR-600Китай Сяпу2017—1500600Натрий
БРЕСТ-ОД-300Россия Северск2021—700300Свинец
Проектируемые реакторы на быстрых нейтронах
БН-1200Россия Белоярская АЭС——28001220Натрий
СВБР-100Россия ———280100Сплав

См. также

Примечания
  1. Россия делает очередные шаги по переходу на замкнутый ядерный топливный цикл. Официальный сайт Росатома. www.rosatominternational.com (29 ноября 2016). Дата обращения: 17 декабря 2019.
  2. :: Ядерное топливо для реактора БН-600 (недоступная ссылка). Дата обращения: 23 июня 2010. Архивировано 14 марта 2010 года.
  3. Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина
  4. Запущен реактор БН-800. mining24.ru. Дата обращения: 23 декабря 2015.
  5. Эксперт: Росатом сделал шаг к освоению технологий энергетики будущего. РИА Новости (27 августа 2019). Дата обращения: 17 декабря 2019.
  6. Физпуск PFBR-500 пройдёт в сентябре 2014 года. ATOMINFO.RU (28 июля 2013). Дата обращения: 15 июня 2014.
  7. Физпуск PFBR-500 отложен на неопределённый срок. ATOMINFO.RU (1 июля 2017). Дата обращения: 1 июля 2017.
  8. Монджу вышел на 0,03% номинала. AtomInfo.Ru (9 мая 2010). Дата обращения: 30 января 2011.
  9. Один из узлов системы перегрузки топлива обрушился внутрь корпуса реактора Монджу. AtomInfo.Ru (30 августа 2010). Дата обращения: 30 января 2011.
  10. В Японии опубликованы фотографии и схема по инциденту 26 августа на АЭС Монджу. AtomInfo.Ru (11 сентября 2010). Дата обращения: 30 января 2011.
  11. Извлечение трубы из корпуса Монджу обычными методами невозможно. AtomInfo.Ru (10 ноября 2010). Дата обращения: 30 января 2011.
  12. Японцы проектируют устройство для подъёма сорвавшейся в Монджу трубы. AtomInfo.Ru (8 февраля 2011). Дата обращения: 30 января 2011.
  13. Специалисты извлекли трехтонную деталь из реактора Мондзю в Японии, упавшую туда в 2010 г.. AtomInfo.Ru (27 июня 2011).
  14. Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г | Экономический фактор | Экология
  15. Япония признала невозможность запустить АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Дата обращения 7 января 2017.
  16. Monju prototype reactor, once a key cog in Japan’s nuclear energy policy, to be scrapped (англ.), The Japan Times Online (21 December 2016). Дата обращения 7 января 2017.
  17. Лев Кочетков: от ртути до натрия, от БР-1 до БН-600
  18. Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии
  19. В Японии окончательно закроют АЭС на быстрых нейтронах. ТЭС и АЭС (10 февраля 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.
  • Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

Ссылки
This article is issued from Wikipedia. The text is licensed under Creative Commons - Attribution - Sharealike. Additional terms may apply for the media files.