Реактор на быстрых нейтронах

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск

Смотри также статью БН

Реактор БН-350 в Актау
Опреснители на основе БН-350

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ.

Принцип действия[править | править исходный текст]

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах экономически выгодно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготавливают из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Более холодные нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками — ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах на быстрых нейтронах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

Промышленные реакторы на быстрых нейтронах[править | править исходный текст]

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется 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. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат[источник не указан 1413 дней].

2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix). Теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором — это Россия и реактор БН-600 в 3-м энергоблоке Белоярской АЭС[1][2]. 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 намечен на 2013 год. 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[3][4][5][6][7]. 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[8]. Дальнейшие перспективы Мондзю туманны: неизвестно, будет ли он запущен вообще когда-либо, или проект закроют, во всяком случае в текущем финансовом году, который заканчивается 31 марта 2013, денег на запуск Мондзю не выделено[9].

С ртутным теплоносителем[править | править исходный текст]

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.[10][11]

C натриевым теплоносителем[править | править исходный текст]

  • Япония
    • Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в 1994—1995
  • Германия
    • SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.

C жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем[править | править исходный текст]

С газовым теплоносителем[править | править исходный текст]

  • Россия / СССР
    • ВТГР-300 (проект) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах

См. также[править | править исходный текст]

Примечания[править | править исходный текст]

  1. :: Ядерное топливо для реактора БН-600
  2. http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/event_anons/index.php?id4=17998
  3. Монджу вышел на 0,03% номинала. AtomInfo.Ru (9 мая 2010). Проверено 30 января 2011. Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  4. Один из узлов системы перегрузки топлива обрушился внутрь корпуса реактора Монджу. AtomInfo.Ru (30 августа 2010). Проверено 30 января 2011. Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  5. В Японии опубликованы фотографии и схема по инциденту 26 августа на АЭС Монджу. AtomInfo.Ru (11 сентября 2010). Проверено 30 января 2011. Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  6. Извлечение трубы из корпуса Монджу обычными методами невозможно. AtomInfo.Ru (10 ноября 2010). Проверено 30 января 2011. Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  7. Японцы проектируют устройство для подъёма сорвавшейся в Монджу трубы. AtomInfo.Ru (8 февраля 2011). Проверено 30 января 2011. Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  8. Специалисты извлекли трехтонную деталь из реактора Мондзю в Японии, упавшую туда в 2010г. AtomInfo.Ru (27.06.2011). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  9. Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г | Экономический фактор | Экология
  10. Лев Кочетков: от ртути до натрия, от БР-1 до БН-600
  11. Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии
  12. На БАЭС запустили крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах
  13. Статья на сайте Lenta.ru: «Атомный поезд. „Росатом“ и РЖД создадут подвижной состав с ядерным реактором» — 21.02.2011.
  14. Сайт Atomic-energy.ru: «Россия и Индия будут сотрудничать по быстрым реакторам — Hindu» — 13.01.2011.

Литература[править | править исходный текст]

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

Ссылки[править | править исходный текст]