Реактор на быстрых нейтронах принцип работы кратко
Обновлено: 02.07.2024
Водо-водяные реакторы - наиболее изученное и отработанное направление ядерной энергетики, потому наиболее распространенное.
Количество коммерческих запасов Урана 235 на Земле таково, что его хватит ещё на 50 лет.
После исчерпания этих залежей дальнейшая переработка Урана 235 из руды или воды будет столь затратной, что выработка энергии на атомной станции потеряет практический смысл.
А какой смысл развивать столь высокотехнологичную энергетику, с настолько ограниченной ресурсной базой? Правильно – не имеет, лучше найти более перспективное направление с неисчерпаемыми энергетическими ресурсами (Солнце, ветер, или термоядерная энергетика).
И как мы видим сегодня, атомная отрасль начала деградировать и уступать место альтернативной возобновляемой энергетике. В принципе, можно было поставить крест на дальнейшем развитии атомной энергии, если бы не один физический эффект.
Часть 4. Трансмутация Урана 238.
После того, как Уран 238 захватил нейтрон, образуется ядро Урана 239 в возбуждённом состоянии.
Это возбуждённое ядро с большой долей вероятности начнёт излучать электрон (частица с отрицательным зарядом), то есть произойдет бета-распад ядра Урана 239. В результате такого распада образуется новый элемент - Нептуний 239 с 93 протонами.
Нептуний 239 - искусственно созданный нестабильный элемент. Он также распадается посредством бета-распада, превращаясь в Плутоний 239 с 94 протонами. Новый элемент относительно стабилен, с периодом полураспада более 24 тысяч лет.
РЕА́КТОР НА БЫ́СТРЫХ НЕЙТРО́НАХ, ядерный реактор, использующий быстрые нейтроны для поддержания цепной реакции деления ядер топлива. В таком реакторе активная зона окружена боковой и торцевой зонами воспроизводства ядерного топлива, в которых наличие материалов, замедляющих нейтроны, сведено к возможному минимуму. Различают Р. на б. н. с активной зоной, которая должна быть загружена высокообогащённым по делящемуся нуклиду топливом, а зона воспроизводства – необогащённым топливом (внешнее воспроизводство), и Р. на б. н., в которых активная зона загружается смешанным топливом (высокообогащённым и частично выгоревшим), а зона воспроизводства – необогащённым топливом (внутр. воспроизводство).
Недавно общался тут с несколькими людьми, и пришёл к неожиданному выводу: многие знают, что ядерные реакторы на быстрых нейтронах это круто, но почти никто не понимает, почему именно. Попробую очень коротенечко пояснить, а заодно и вообще объяснить за ядерные реакторы и чем они дышат.
В основе ядерной энергетики лежит одно интересное свойство ядер урана и некоторых других элементов: если мы выстрелим в такое ядро нейтроном (и попадём), то оно сначала поглотит его, а затем взорвётся. В результате образуется два ядра атомов других элементов (например, барий и криптон, но вообще есть другие варианты), довольно значительное количество энергии и от 2 до 3 (в среднем, 2,75) нейтронов. Каждый из них, в свою очередь, может попасть в другой атом урана и взорвать и его.
Если процесс будет продолжаться, то вскоре в него окажутся вовлечены уже миллиарды атомов, при делении которых будут высвобождаться колоссальные объёмы энергии. Цепная ядерная реакция станет неуправляемой. Произойдёт то, что мы называем ядерным взрывом.
Но и это лишь полпроблемы. В нашем примере выше мы для простоты рассматривали случай, когда каждый нейтрон находит свой атом-цель. На практике это, конечно, не так. В реальности выделившиеся при распаде ядра нейтроны летят слишком быстро для того, чтобы успеть слиться с атомами. В результате они просто пролетают через объём вещества и улетают прочь. Для того, чтобы атомы стали поглощать эти нейтроны, их сначала надо замедлить — до скоростей, с которыми движутся сами атомы в веществе. Это движение ещё называют тепловым, а нейтроны, летящие с такими скоростями зовут тепловыми, или медленными нейтронами - в противовес быстрым нейтронам, выделяющимся при реакции непосредственно. Для замедления нейтронов их поток пропускают через материалы, имеющие свойство уменьшать скорость проходящих через них нейтронов без поглощения — например, воду, графит или свинец.
Но и это ещё не всё. Самая главная проблема в том, что в природе существует несколько видов (изотопов) атомов урана. Как известно, ядро атома состоит из протонов и нейтронов. Так вот, протонов во всех ядрах урана 92 (собственно, мы называем ураном атомы, в которых 92 протона) а вот количество нейтронов может меняться: их может быть от 125 до 151. Суммарно же общее число протонов и нейтронов может, соответственно, меняться от 217 до 243. Вот эта вот цифра (сумма количества протонов и нейтронов) используется для обозначения разных изотопов.
В природе наиболее распространён уран-238: 92 протона, 146 нейтронов. 99,3% всего урана на Земле — именно такой уран. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. Делает это так, как мы описали выше, другой изотоп — уран-235 (92 протона, 143 нейтрона), которого в природе всего 0,7%. Точнее, некоторые другие изотопы тоже умеют делиться подобным образом, но они встречаются ещё реже.
То есть, если мы загрузим природный уран в реактор, то работать он не будет — в природном уране просто недостаточно нужного вида урана.
И это, кстати, хорошо: в противном случае любые залежи урана представляли бы собой естественный ядерный реактор со всеми вытекающими (и вылетающими) последствиями. А оно нам надо?
Те самые урановые рудники. Ну, точнее, урановые карьеры
Простенькая и миниатюрная установочка по обогащению урана
Создать такой реактор оказалось теоретически возможно, но практически — вовсе не так уж просто.
К примеру, как мы уже говорили, уран-235 неохотно захватывает быстрые нейтроны. Т.е. его можно заставить это сделать, но плотность нейтронного потока должна быть гораздо выше. Для этого надо использовать более концентрированное топливо, условия в активной зоне реактора (температура, нейтронные потоки) тоже будут более жёсткими, что потребует более устойчивых материалов.
Вторая проблема: так как нам нужны именно быстрые нейтроны, нужно максимально избегать присутствия в реакторе замедляющих их материалов. В привычных нам реакторах, к примеру, для снятия выработавшейся внутри активной зоны энергии используется вода: она под давлением омывает раскалённое ядерное топливо, нагревается, затем испаряется, а получившийся пар вращает турбину, которая и вырабатывает электричество. Но вода сильно замедляет нейтроны; в реакторе на медленных нейтронах это плюс, а вот в реакторе на быстрых — критический минус. То есть, вместо воды нужно придумать какую-то другую жидкость. Сначала пробовали использовать ртуть, но она оказалась слишком неудобной в работе, так как вызывала бурную коррозию других материалов. Сегодня используются другие легкоплавкие металлы — например, свинец, висмут или натрий.
В первую очередь — именно натрий. Он, конечно, тоже не подарок: бурно реагирует и с кислородом, и с водой, причём в последнем случае ещё и выделяет взрывоопасный водород. Однако советским инженерам удалось найти с натрием общий язык, создав первый в мире коммерческий (в смысле, вырабатывающий энергию для хозяйственных нужд) реактор на быстрых нейтронах БН-600. А в 2015 году, уже в Российской Федерации, был запущен реактор БН-800 — ещё один быстрый реактор, приспособленный уже для работы на плутониевом топливе с замкнутым циклом воспроизводства.
Реактор БН-800. Ня!
Кроме того, реактор на быстрых нейтронах является более экологически чистым и более безопасным. К примеру, аварии типа чернобыльских на таких реакторах будут в принципе невозможны. В Чернобыле собственно взрыв произошёл из-за того, что перегретый водяной пар системы охлаждения начал разлагаться (соединяться с цирконием конструктивных элементов), выделяя водород, который отлично взрывается при взаимодействии с кислородом воздуха. Но в реакторах на быстрых нейтронах вода не используется, а значит, и водороду взяться неоткуда.
"Феникс". Птичку жалко!
Так что Россия в этой сфере реально впереди планеты всей, и на месте стоять не собирается: сейчас идут работы по созданию следующего поколения быстрых реакторов, БН-1200, который уже планируют пустить в полномасштабную серию около 2030 года.
Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10 5 эВ.
Содержание
Принцип действия
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 оправданно, 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 изготовляют из тяжёлых материалов: 238 U, 232 Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238 U, 232 Th, расходуются на получение делящихся ядер 239 Pu и 233 U.
Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах 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.
Реакторы на быстрых нейтронах
В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались 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 930 дней] .
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 ее высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие затраты энергии на перекачку. В результате ртуть была признана бесперспективным 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]
Читайте также: