Атомной энергетике всегда уделялось повышенное внимание из-за ее перспективности. В мире около двадцати процентов электроэнергии получают при помощи атомных реакторов, а в развитых странах этот показатель продукта атомной энергетики еще выше – больше трети от всего электричества. Однако, основным видом реакторов остаются тепловые, типа LWR и ВВЭР. Ученые считают, что одной из основных проблем этих реакторов в ближайшее время будет нехватка природного топлива, урана, его изотопа 238, необходимого для проведения цепной реакции деления. Исходя из возможного истощения ресурсов этого естественного материала топлива для тепловых реакторов, на развитие атомной энергетики накладываются ограничения. Более перспективным считается применение ядерных реакторов с использованием быстрых нейтронов, при котором возможно воспроизводство топлива.
История разработки
Исходя из программы Министерства атомной промышленности РФ в начале века были поставлены задачи по созданию и обеспечению безопасной работы ядерных комплексов энергетики, модернизированных АЭС нового типа. Одним из таких объектов стала Белоярская атомная электростанция, расположенная в 50-и километрах под Свердловском (Екатеринбург) Решение о ее создании принято в 1957 году, а в 1964 – запущен в работу первый блок.
В двух ее блоках работали тепловые ядерные реакторы, которые к 80-90 годам прошлого века исчерпали свой ресурс. На третьем блоке впервые в мире был апробирован реактор на быстрых нейтронах БН-600. За время его работы были получены планируемые разработчиками результаты. На высоте оказалась и безопасность процесса. В течение проектного срока, а он закончился в 2010 году, не произошло никаких серьезных нарушений и отклонений. Окончательный срок его работы истекает к 2025 году. Уже сейчас можно сказать, что ядерные реакторы на быстрых нейтронах, к которым относятся БН-600 и его преемник, БН-800, имеют большое будущее.
Запуск нового БН-800
Ученые ОКБМ им. Африкантова из Горького (нынешний Нижний Новгород) подготовили проект четвертого энергоблока Белоярской АЭС еще в 1983 году. В связи с аварией, произошедшей в Чернобыле в 1987 и введения новых нормативов безопасности в 1993 работы были прекращены и запуск отложен на неопределенное время. Только в 1997 году после получения лицензии на возведение блока №4 с реактором БН-800 мощностью 880 МВт от Госатомнадзора процесс возобновился.
25-го декабря 2013 началось разогревание реактора для дальнейшего вхождения теплоносителя. В июне четырнадцатого, как и намечалось по плану, произошел выход на массу, достаточную для проведения минимальной цепной реакции. Дальше дело застопорилось. МОКС-топливо, состоящее из делящихся оксидов урана и плутония, аналогичное тому, что применялось в энергоблоке №3, и не было готово. Именно его хотели использовать разработчики в новом реакторе. Пришлось комбинировать, искать новые варианты. В результате, чтобы не переносить запуск энергоблока, решили применять в части сборки урановое топливо. Запуск ядерного реактора БН-800 и блока №4 состоялся 10 декабря 2015.
Описание процесса
Во время работы в реакторе с быстрыми нейтронами происходит образование, вследствие реакции деления, вторичных элементов, которые при процессе поглощения урановой массой образуют вновь созданный ядерный материал плутоний-239, способный продолжать процесс дальнейшего деления. Главным достоинством этой реакции является получение нейтронов плутония, который применяется в качестве топлива для ядерных реакторов АЭС. Его наличие позволяет сократить добычу урана, запасы которого ограничены. Из килограмма урана-235 можно получить чуть более килограмма плутония-239, обеспечивая тем самым воспроизводство топлива.
В результате производство энергии в атомных энергоблоках при наименьших расходах дефицитного урана и отсутствия ограничений на производство возрастет в сотни раз. Подсчитано, что в этом случае урановых запасов хватит человечеству на несколько десятков веков. Оптимальным вариантом в атомной энергетике для сохранения баланса по минимальному расходу урана будет соотношение 4 к 1, где на четыре тепловых реактора будет использоваться один, работающий на быстрых нейтронах.
Цели БН-800
Во время срока эксплуатации в энергоблоке №4 Белоярской АЭС перед ядерным реактором были поставлены определенные задачи. Реактор БН-800 должен работать на MOX топливе. Небольшая заминка, произошедшая в начале работы, планы создателей не поменяла. По словам директора Белоярской АЭС г-н Сидорова переход в полном объеме на MOX топливо будет осуществлен в 2019 году. Если это осуществится, то местный ядерный реактор на быстрых нейтронах станет первым мире, полностью работающим с таким топливом. Он должен стать прототипом будущих подобных быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, более производительных и безопасных. Исходя из этого на БН-800 проходит апробирование инновационного оборудования в рабочих условиях, проверка правильности применения новых технологий, влияющих на надежность, экономичность работы энергоблока.
class="eliadunit">
Проверка работы новой системы топливного цикла.
Испытания по выжиганию радиоактивных отходов с длительным сроком жизни.
Утилизация, накопленного в больших количествах, оружейного плутония.
БН-800, так же, как и его предшественник, БН-600, должны стать отправной точкой для накопления бесценного опыта создания и эксплуатации быстрых реакторов российским разработчикам.
Преимущества реактора на быстрых нейтронах
Применение в атомной энергетике БН-800 и ему подобных ядерных реакторов позволяет
Существенно увеличить срок по запасам урановых ресурсов, что значительно увеличивает полученный объем энергии.
Возможность сокращать срок жизни радиоактивных продуктов деления до минимального (от несколько тысяч лет до трехсот).
Повысить безопасность АЭС. Применение реактора на быстрых нейтронах позволяет нивелировать до минимального уровня возможность расплавления активной зоны, позволяет существенно повысить уровень самозащиты объекта, исключить выделения плутония при переработке. Реакторы такого типа с натриевым теплоносителем обладают повышенным уровнем безопасности.
17 августа 2016 года энергоблок №4 Белоярской АЭС вышел на режим работы мощности 100%. В объединенную систему «Урал» с декабря прошлого года поступает энергия, выработанная на быстром реакторе.
class="eliadunit">Наибольшее распространение сегодня получили водно-водяные и кипящие тепловые реакторы. Состав ОЯТ различных реакторов несколько различается. Он зависит, в частности от выгорания, но не только. В типичном реакторе типа ВВЭР электрической мощностью 1000 МВт при использовании уранового топлива ежегодно образуется 21 т отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) объемом 11 м 3 (1/3 общей загрузки топлива). В 1 т ОЯТ, только что извлеченного из реактора типа ВВЭР, содержится 950- 980 кг урана-235 и 238, 5 - 10 кг плутония, продуктов деления (1.2 - 1.5 кг цезия-137, 770 г технеция-90, 500 г стронция-90, 200 г иода-129, 12 - 15 г самария-151), минорных актинидов (500 г нептуния-237, 120 - 350 г америция-241 и 243, 60 г кюрия-242 и 244), а также в меньшем количестве радиоизотопы селена, циркония, палладия, олова и других элементов. При использовании МОХ-топлива в ОЯТ будет больше америция и кюрия.
Продукты деления
В течении первых десяти лет тепловыделение ОЯТ после выгрузки падает приблизительно на два порядка и определяется в основном продуктами деления. Наибольший вклад в активность отработавшего топлива с трехлетним временем выдержки вносят: 137 Cs + 137m Ba (24%), 144 Ce + 144 Pr (21%), 90 Sr + 90 Y (18%), 106 Ru + 106 Rh (16%), 147 Pm (10%), 134 Cs (7%), относительный вклад 85 Kr, 154 Eu, 155 Eu равен приблизительно 1% от каждого изотопа.
Короткоживущие продукты деления
| Нуклид | Т 1/2 | Нуклид | Т 1/2 |
| 85 Kr | 10.8года | 137 Cs | 26.6 года |
| 90 Sr | 29 лет | 137m Ba | 156 сут |
| 90 Y | 2.6 сут | 144 Ce | 284.91 сут |
| 106 Ru | 371.8 сут | 144 Pr | 17.28 м |
| 106 Rh | 30.07 с | 147 Pm | 2.6 года |
| 134 Cs | 2.3 года | 154 Eu | 8.8 года |
| 155 Eu | 4.753 года |
В течение нескольких лет после выгрузки, в то время как отработавшее топливо хранится в водонаполненных бассейнах, основной риск состоит в том, что потеря охлаждающей воды может привести к нагреву топлива до температуры, достаточно высокой, чтобы воспламенить циркониевый сплав из которого изготавливаются ТВЭЛы, что приведет к выбросу летучих радиоактивных продуктов деления.
Долгоживущие продукты деления
В долгосрочном плане (10 4 -10 6 лет) эти продукты могут представлять опасность из-за своей большей, чем у актинидов мобильности.
Актиниды
К минорным актиноидам относятся долгоживущие и относительно долгоживущие изотопы нептуния (Np-237), америция (Am-241, Am-243) и кюрия (Cm-242, Cm-244, Cm-245).
Нептуний
Нептуний, который преимущественно представлен единственным изотопом Np-237 нарабатывается на изотопе урана U-235 по следующей цепочке:
Схема его распада до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид
Np-237 (T 1/2 = 2.14·10 6 лет; α) → Pa-233 (T 1/2 = 27 суток; β) → U-233 (T 1/2 = 1.59·10 5 лет; α)
Анализируя динамику изменения активностей ядер в цепочке распадов, можно сказать, что Np-237 и Ра-233 будут находиться в вековом равновесии и их активности будут равны, а активность Ра-233 будет очень мала и ее можно не учитывать.
Радиационные характеристики Np-237 и Ра-233
C 0 – удельная активность материала в расчете на 1 кг Np-237
(Ки/кг); Q – энергия распада (МэВ);
E α – энергия α-частиц (МэВ); E β
– средняя энергия β-частиц (МэВ);
E γ – общая энергия γ-квантов (кэВ); W –
тепловыделение (Вт/кг).
Нептуний, который преимущественно представлен единственным изотопом Np-237, вносит значительным вклад в долгосрочную радиотоксичность из-за его большого периода полураспада. Однако Np-237 не вносят существенного вклада в тепловыделение. Np-237 может быть трансмутирован как в тепловых, так и в быстрых реакторах.
Америций
К долгоживущим изотопам америция, нарабатываемым в значимых
количествах в реакторах на тепловых нейтронах, относятся
изотопы Аm-241 и Am-243. Изотоп Аm-242m нарабатывается в
существенно меньших количествах, однако его содержание в
америции, выделяемом из ОЯТ, может оказывать значительное влияние на
характеристики нейтронного излучения материала.
Изотопы америция Am-241, Am-243 и изотопы
кюрия Cm-242, Cm-244 и Cm-245 нарабатываются на изотопе урана U-238 по следующим
цепочкам:
Am-241
В ОЯТ Am-241 является доминирующим изотопов
америция, хотя там есть также Am-242, Am-242m и
Am-243.
Схема распада Am-241 до ближайшего долгоживущего
дочернего ядра имеет вид
Am-241 (T 1/2 = 4.32·10 2 лет; α) → Np-237 (T 1/2 = 2.14·10 6 лет; α)
Так как T 1/2 (Am-241) << T 1/2 (Np-237), то радиационные характеристики процесса определяются исключительно параметрами распада собственно Аm-241
Am-243
Схема распада Am-243 до ближайшего долгоживущего
дочернего ядра имеет вид
Am-243 (T 1/2 = 7.38·10 3 лет; α) → Np-239 (T 1/2 = 2.35 суток; β) →Pu-239 (T 1/2 = 2.42·10 4 лет; α)
Am-243 и Np-239 находятся в радиационном равновесии и их активности равны.
Am-242m
В реакторах на тепловых нейтронах нарабатывается также
долгоживущий изомер Am-242m
Am-242m (T 1/2 = 1.52·10 2 лет; γ) → Am-242 (T 1/2
= 16 часов; 82% β ; 18% ЭЗ*) →
→ Pu-242 (T 1/2 = 3.76·10 5
лет; α) → Cm-242 (T 1/2 = 1.63·10 2 суток; α) → Pu-238 (T 1/2
= 88 лет; α)
В радиоактивность материала, содержащего Am-242m, дают вклад следующие
радионуклиды:
Am-242m, Am-242, Cm-242
Радиационные характеристики Аm-241, Am-243, Np-239, Am-242m, Am-242 и Cm-242
| Изотоп | T 1/2 | C 0 | Тип распада |
Q | E α | E β | E γ | W |
| Am-241 | 4.32·10 2 лет | 3.44·10 3 | α | 5.64 | 5.48 | 29 | 1.11·10 2 | |
| Am-243 | 7.38·10 3 лет | 200 | α | 5.44 | 5.27 | 0 | 48 | 6.6 |
| Np-239 | 2.35 суток | β | 0.72 | 0 | 0.118 | 175 | ||
| Am-242m | 1.52·10 2 лет | 9.75·10 3 | γ | 0.072 | 0 | 0 | 49 | 310 |
| Am-242 | 16 часов | 1.75·10 3 8·10 3 |
ЭЗ β |
0.75, 17.3% 0.66, 82.7% |
0 0 |
0 0.16 |
18 | |
| Cm-242 | 1.63·10 2 суток | 8·10 3 | α | 6.2 | 6.1 | 0 | 1.8 |
Америций является основным вкладчиком гамма-активности и радиотоксичности ОЯТ прилизительно через 500 лет после выгрузки, когда вклад продуктов деления уменьшается на на несколько порядков. Весь америций поддается трансмутации в интенсивном потоке нейтронов помощью реакций захвата и деления.
Кюрий
Cm-242
Схема распада Cm-242 имеет вид:
Сm-242 (Т 1/2 = 163 суток; α) → Pu-238 (Т 1/2 = 87.7 лет; α) → U-234 (Т 1/2 = 2.46·10 5 лет; α)
Активность Сm-242 быстро спадает, при этом активность Pu-238 увеличивается и, довольно быстро, за ≈ 3.4 года, активности Pu-238 и Сm-242 сравниваются при этом активность Cm-242 уменьшается приблизительно в 200 раз по сравнению с первоначальным уровнем.
Радиационные характеристики Сm-242 и Pu-238
Сm-244
Схема распада Сm-244 имеет вид:
Сm-244 (Т 1/2 = 18.1 лет; α) → Pu-240 (Т 1/2 = 6.56·10 3 лет; α).
Радиационные характеристики Сm-244
Сm-245
Схема распада Сm-245 имеет вид:
Сm-245 (Т 1/2 = 8.5·10 3 лет; α) → Pu-241 (Т 1/2 = 14.4 лет; β) → Am-241 (Т 1/2 = 4.33·10 2 лет; α).
При t >> Т 1/2 (Pu-241) активность Pu-241 находится в равновесии с активностью Cm-245.
Радиационные характеристики Cm-245 и Pu-241
Кюрий вносит значительный вклад в гамма-активность, нейтронное излучение и радиотоксичность.
Кюрий плохо подходит для трансмутации,
поскольку сечения деления и захвата основных изотопов (Cm-242 и Cm-244) довольно
малы. Хотя Cm-242 имеет очень короткий период
полураспада (163 дней), он постоянно генерируется в облученном топливе в
результате
распада
Am-242m (период полураспада 141 год).
Тепловыделение и радиотоксичность ОЯТ
Рис.
3. Тепловыделение отработавшего топлива легководного реактора с выгоранием 50 ГВт·дн/ттм
На рис. 3 показана тепловыделение
отработавшего топлива легководного реактора с выгоранием 50 ГВт·д/ттм.
Выгорание определяется как отношение выработанной тепловой энергии
за время кампании реактора к массе загруженного топлива. После
хранения в течение примерно 40 лет в отработавшем топливе остается
лишь несколько процентов от исходной радиоактивности. Тепловыделение
быстро падает в течение первых 200 лет после выгрузки. Причем первые
60 лет основной вклад в тепловыделение вносит распад продуктов
деления. Наибольший вклад вносят 137 Cs +
137 Ba и 90 Sr + 90 Y. Несмотря на то,
что минорные актиниды в реакторах производятся в относительно
небольших количествах, они вносят существенный вклад в
тепловыделение, выход нейтронов и радиотоксичность ОЯТ. Через 60 лет
в величине тепловыделения превалируют актиниды. После 200 лет
тепловыделение почти полностью вызвано актинидами − плутонием и
америцием. Медленное снижение тепловыделения обусловлена
относительно большими периодами полураспадов
241 Am, 238 Pu, 239 Pu и 240 Pu.
На рис. 4 показано как изменяется со временем мощность дозы
внешнего облучения от ОЯТ.
Рис.
4. Зависимость от времени мощности
дозы излучения от одной тонны отработавшего ядерного
топлива после выгрузки из реактора с выгоранием 38 Гвтּ
дн/т на расстоянии 1 метра.
Примерно через год после загрузки топлива, когда ОЯТ выгружается из реактора, мощность дозы
от 1 т
составляет около 1000 Зв/ч. Это означает, что смертельная доза, около 5 Зв, принимается примерно
за 20 секунд. Доза полностью полностью зависит от вклада
гамма излучения. Излучение уменьшается со временем, но мощность дозы после 40
лет, когда отработавшее топливо должно быть размещено в глубоком хранилище,
по-прежнему высока − 65 Зв/ч. Поэтому при обращении с отработавшим ядерным
топливом требуются защитные меры против
внешнего облучения, от выгрузки из
реактора до окончательного захоронения. Из рис. 4 видно, что
доза от нейтронного излучения всегда много меньше, чем от гамма-излучения, но
нейтронное излучение снижается медленнее.
В течение первых нескольких десятилетий радиотоксичность в основном
определяется такими продуктами деления как 90 Sn и 137 Cs
и продуктами их распада. После промежуточного хранения в течение примерно 40 лет
в отработавшем топливе остается только несколько процентов от первоначальной
радиоактивности. В течение нескольких сотен лет большинство радионуклидов
распадается и основной вклад в радиотоксичность вносят долгоживущие актиниды
(плутоний и америций). Радиотоксичность ОЯТ снизится
до уровня радиотоксичности урановой руды примерно через 100 000 лет.
Рис. 5. Зависимость от времени радиотоксичности ОЯТ при выгорании 60 Гвтּ
дн/т.
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».
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.
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.
В 40 км от Екатеринбурга, посреди красивейших уральских лесов расположен городок Заречный. В 1964 году здесь была запущена первая советская промышленная АЭС — Белоярская(с реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт). Сейчас Белоярская АЭС осталась единственной в мире, где работает промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах — БН-600.
Представьте себе кипятильник, который испаряет воду, а образовавшийся пар крутит турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию. Примерно так в общих чертах и устроена атомная электростанция. Только «кипятильник» — это энергия атомного распада. Конструкции энергетических реакторов могут быть различными, но по принципу работы их можно разделить на две группы — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.
В основе любого реактора лежит деление тяжелых ядер под действием нейтронов. Правда, есть и существенные отличия. В тепловых реакторах уран-235 делится под действием низкоэнергетических тепловых нейтронов, при этом образуются осколки деления и новые нейтроны, имеющие высокую энергию (так называемые быстрые нейтроны). Вероятность поглощения ядром урана-235 (с последующим делением) теплового нейтрона гораздо выше, чем быстрого, поэтому нейтроны нужно замедлить. Это делается с помощью замедлителей- веществ, при столкновениях с ядрами которых нейтроны теряют энергию. Топливом для тепловых реакторов обычно служит уран невысокого обогащения, в качестве замедлителя используются графит, легкая или тяжелая вода, а теплоносителем является обычная вода. По одной из таких схем устроены большинство функционирующих АЭС.
Быстрые нейтроны, образующиеся в результате вынужденного деления ядер, можно использовать и без какого-либо замедления. Схема такова: быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении ядер урана-235 или плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (после двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 или плутония-239 образуется 120−140 ядер плутония-239. Правда, поскольку вероятность деления ядер быстрыми нейтронами меньше, чем тепловыми, топливо должно быть обогащенным в большей степени, чем для тепловых реакторов. Кроме того, отводить тепло с помощью воды здесь нельзя (вода- замедлитель), так что приходится использовать другие теплоносители: обычно это жидкие металлы и сплавы, от весьма экзотических вариантов типа ртути (такой теплоноситель был использован в первом американском экспериментальном реакторе Clementine) или свинцово-висмутовых сплавов (использовались в некоторых реакторах для подводных лодок- в частности, советских лодок проекта 705) до жидкого натрия (самый распространенный в промышленных энергетических реакторах вариант). Реакторы, работающие по такой схеме, называются реакторами на быстрых нейтронах. Идея такого реактора была предложена в 1942 году Энрико Ферми. Разумеется, самый горячий интерес проявили к этой схеме военные: быстрые реакторы в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия. По этой причине реакторы на быстрых нейтронах называют также бридерами (от английского breeder- производитель).
Что у него внутри
Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями. 370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 — 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства). Реактор БН-600 относится к размножителям (бридерам), то есть на 100 разделившихся в активной зоне ядер урана-235 в боковых и торцевых экранах нарабатывается 120−140 ядер плутония, что дает возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива.
Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) — трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части. В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней — головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно. Для управления реактором используются 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» — фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).
Зигзаги истории
Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).
В СССР этой темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под руководством которого в Обнинском физико-энергетическом институте (ФЭИ) были разработаны основы теории быстрых реакторов и построены несколько экспериментальных стендов, что позволило изучить физику процесса. В результате проведенных исследований в 1972 году вступила в строй первая советская АЭС на быстрых нейтронах в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250). Она не только вырабатывала электроэнергию, но и использовала тепло для опреснения воды. Вскоре были запущены французская АЭС с быстрым реактором Phenix (1973) и британская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.
Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.
Они возвращаются
Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн. Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года). Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238. Однако, если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!
Цех сборки реактора, где из отдельных деталей методом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора
Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.
Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.
Перезагрузка вслепую
В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. В верхней части реактора расположены большая и малая поворотная пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены. Процесс перегрузки выключает множество этапов. Сначала захват подводится к одной из сборок, находящихся во внутриреакторном хранилище отработанных сборок, извлекает ее и переносит в элеватор выгрузки. Затем ее поднимают в передаточный бокс и помещают в барабан отработавших сборок, откуда она после очистки паром (от натрия) попадет в бассейн выдержки. На следующем этапе механизм извлекает одну из сборок активной зоны и переставляет ее во внутриреакторное хранилище. После этого из барабана свежих сборок (в который заранее устанавливают ТВСы, пришедшие с завода) извлекают нужную, устанавливают ее в элеватор свежих сборок, который подает ее к механизму перегрузки. Последний этап — установка ТВС в освободившуюся ячейку. При этом на работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: например, нельзя одновременно освобождать две соседние ячейки, кроме того, при перегрузке все стержни управления и защиты должны находиться в активной зоне. Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность). Правда, сейчас выгорание топлива увеличили, и перегружается только четверть активной зоны (примерно 90 ТВС). При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи, и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования — менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки.
Процесс перезагрузки включает множество этапов, производится с помощью специального механизма и напоминает игру в «15». Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в нужное гнездо, а отработавших — в свой барабан, откуда они после очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки.
Гладко только на бумаге
Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).
«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, — объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию". С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно лишь чуть выше атмосферного».
По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы — как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».
«Проблемы действительно были одни и те же, — добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, — но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения" сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола, — открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».
Быстрое будущее
«В мире не было бы такого интереса к технологии быстрых реакторов, если бы не успешная многолетняя эксплуатация нашего БН-600, — говорит Николай Ошканов.- Развитие атомной энергетики, на мой взгляд, в первую очередь связано с серийным производством и эксплуатацией именно быстрых реакторов. Только они позволяют вовлечь в топливный цикл весь природный уран и таким образом увеличить эффективность, а также в десятки раз уменьшить количество радиоактивных отходов. В этом случае будущее атомной энергетики будет действительно светлым».
В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, и энергия вырабатывается за счёт деления урана и плутония быстрыми нейтронами. В качестве топлива используется диоксид урана U0 2 с большим обогащением по 2 3sU (17^-26%) или смесь U0 2 и Ри0 2 . Активная зона окружается зоной воспроизводства (бланкетом), состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный 228 U или 2 з 2 ТЬ). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо - делящиеся изотопы 239PU и ^зи. Поэтому" такой реактор называется размножитель (breeder). Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.
Реактор на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией >о,1 МэБ. Реактор-конвертер - ядерный реаюпор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.
Реактор-размножитель (бридер) - ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Обычно это быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В таком реакторе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 233 U), взаимодействуют с ядрами помещённого в реактор сырьевого материала (например, 238 U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239 Ри). В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем сгорает в реакторе.
В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 2 35U, воспроизводится ^U), в реакторе типа конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 2 39Ри).
В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащённая смесь, содержащая не менее 15% изотопа ^и. Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причём каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 2 3 8 U превращает их (посредством двух последовательных /?-распадов) в ядра 2 39Pu. Обычно на юо разделившихся ядер горючего (2 35U) в быстрых реакторах образуется 150 ядер 2 з9Ри, способных к делению (коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг ^su получается до 1,5 кг 2 39Pu). Воспроизводство - размножение делящегося вторичного топлива из сырьевого (воспроизводящего) материала, т.е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся цепной реакции деления, расходуются не только на её поддержание, но и поглощаются 238 U или 232 Th с образованием делящихся нуклидов (например, 239 Ри или 233 U). Вторичным делящимся топливом считают 239 Ри и 233 U, материалом воспроизводства - 238 U и 232 Th.
Воспроизводящий материал - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.
Воспроизводящий нуклид - нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счёт захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - 238 U и 232 Th.
Коэффициент конверсии , Кк - отношение числа ядер)ювого делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала. Большинство тепловых реакторов имеют коэффициент конверсии 0?Ю,9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. В реакторах-размножителях коэффициент конверсии гщевышает единицу (1,15+1,30).
Коэффициент воспроизводства , Кв - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива.
Коэффициент воспроизводства представляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (для реакторов БН-боо /Св=1,4). Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший коэффициент воспроизводства имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,74-0,8). Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший коэффициент воспроизводства (0,54-0,6).
Отношение скорости накопления новых делящихся нуклидов, образующихся при захвате нейтрона воспроизводящими нуклидами, к скорости выгорания делящихся нуклидов называется коэффициентом конверсии, Кк. Кк называется коэффициентом воспроизводства (Кв), если он >1. Большинство тепловых реакторов имеют Кк=о,5*Н),9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. Из-за такого низкого значения Кк они называются конвертерами. Если Кк=1, то количество делящегося материала в активной зоне в процессе работы реактора не изменяется. Коэффициент воспроизводства 1,15-7-1,30 может быть достигнут только в быстрых размножителях, использующих U-Pu топливо. В таких реакторах с U-Pu оксидным топливом, со сталью в качестве конструкционного материала и натриевым теплоносителем, достигают Кв=1,15^-1,30 при среднем значении числа вторичных нейтронов tj «2,4. Доля делений на быстрых нейтронах, т. е. вклад воспроизводящих нуклидов в общий процесс деления, для теплового реактора составляет 0,014-0,03. В активной зоне быстрого бридера доля делений на быстрых нейтронах может достигать значения 0,15.
Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. В бридерах из одного и того же количества урана можно получить в 6о раз больше энергии, чем в обычных реакторах на тепловых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать как топливо изотопы тяжёлых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл мог>т быть вовлечены запасы 2 з 8 и и 2 з 2 ТЬ, которых в природе значительно больше, чем 2 35U. Может сжигаться и обеднённый уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего 2 ззи.
При работе быстрого реактора происходит интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем 2 з 8 и, расположенным вокруг активной зоны. Средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в быстром реакторе составляет 1004-150 МВтсут/кг, т.е. она в 2,54-3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Для достижения этой глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛов, необходима стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛов, их совместимость с продуктами деления, устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т.п. По своим физическим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности.
Быстрые реакторы практически не имеют ограничений по топливным ресурсам. К достоинствам быстрых реакторов можно также отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам - дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя - воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.
Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в 104-15 раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоёмких газовых теплоносителей, обладающих наилу"чшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы.
Преимущество натрия как теплоносителя по сравнению с друтими жидкими металлами: низкая температура плавления (7^=98°), низкое давление пара, высокая температура кипения, превосходная теплопроводность, низкая вязкость, небольшой вес, тепловая и радиационная стабильность, малое коррозионное воздействие на конструкционные материалы, доступный и дешёвый материал, умеренные затраты мощности на его перекачку (из-за лёгкого веса и низкой вязкости). Натрий реагирует со следами кислорода и воды, содержащимися в окружающей среде, с образованием гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие компоненты реактора от коррозии. Лёгкий вес (низкая плотность) натрия улучшает устойчивость при землетрясениях. При работе с натрием следует учитывать, что чистота натрия высока: иногда требуется 99,95 %.
Натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и в атмосфере других окисляющих агентов. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Возможны реакции натрия с водой и органическими материалами, сопровождающиеся воспламенением. Продукт активации натрия нейтронами 2Tj/ 2 =14,96 ч).
В связи с большим тепловыделением и чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима теплообмена, технологическую схему реактора выбирают трёхконтурной: в первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, в третьем - вода и пар. Натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура. В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике. В парогенераторах второго контура натрий передаёт тепло воде третьего контура, в результате чего вырабатывается пар высокого давления, который направляется в турбину, соединённую с электрогенератором. Из турбины пар послушает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя и парогенератора работают по замкнутым циклам.
Использование в качестве теплоносителя химически инертного вы- сококипящего расплавленного свинца (или РЬ/Bi-эвтектики) позволяет отказаться от трёхконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. Реактор с таким теплоносителем обладает естественной безопасностью: даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.
В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным 2 35U топливом (не менее 15% изотопа 2 35U). Активная зона окружается зоной воспроизводства - бланкетом, состоящим из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обеднённый уран). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами урана, в результате образуется новое ядериое топливо - 2 39Ри, которое простыми операциями может быть доведено до оружейного качества.
Рис. 7.
Реакторы на быстрых нейтронах создавались для производства оружейного плутония. Сейчас они нашли применение в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 2 з9Ри из 2 з 8 и с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Быстрые реакторы привлекают внимание как аппараты для сжигания актинидов (в первую очередь - оружейного и реакторного плутония) и отходов рециклинга ОЯТ, что позволяет решить как проблему распространения оружейных нуклидов, так и проблему безопасного обращения с радиоактивными отходами. Внедрение реакторов на быстрых нейтронах в энергетику могло бы 6о раз увеличить эффективность использования урана.
В России на Белоярской АЭС работает БН-боо - корпусной реактор -размножитель с интегральной компоновкой оборудования на быстрых нейтронах.
Интсгралъноея компоновка - схема реактора, при которой все элементы первичной системы охлаждения монтируются в одном объёме с реактором.
Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной ёмкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора. Теплоноситель - натрий.
Электрическая мощность реактора боо МВт, тепловая - 1470 МВт. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 0 , а на выходе - 550°, давление пара 14,2 МПа, температура пара 505 0 .
Ядериый реактор БН-боо выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. ТВЭЛы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенного оксида урана (или смеси оксида урана и оксида плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов оксида обеднённого урана. ТВЭЛы зоны воспроизводства заполнены брикетами из обедненного урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.
Рис. 8. Конструкция реактора БН-боо: 1 - шахта; 2 - корпус; з - главный циркуляционный насос первого контура; 4 - электродвигатель насоса; 5 - большая поворотная пробка; 6 - радиационная защита; 7 - теплообменник «натрий-натрий»; 8 - центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 - активная зона.
Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20-^27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создаёт основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.
В настоящее время на Белоярской АЭС строится реактор БН-8оо мощностью 88о МВ, призванный существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ЯТЦ.