Реактор на быстрых нейтронах (Jygtmkj ug Qdvmjd] uywmjkug])

Перейти к навигации Перейти к поиску
Реактор БН-350 в Актау
Опреснители на основе БН-350

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 на быстрых нейтронах позволяет превращать обеднённый уран и отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 0,7%, использовать весь потенциал ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

История

[править | править код]

Clementine[англ.] — первый в мире реактор на быстрых нейтронах, запущен в 1946 году в США в Лос-Аламосской национальной лаборатории[1]; в качестве теплоносителя использовалась ртуть. Реактор проработал до 1952 года, показав, в частности, что ртуть в качестве теплоносителя для быстрых реакторов бесперспективна из-за своих плохих характеристик теплопередачи.

Первые научно-исследовательские[источник не указан 371 день] и промышленные реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и успешно запущены в эксплуатацию в Советском Союзе, а Россия занимает первое место в мире в развитии технологий строительства таких реакторов, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны.

Первый советский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах — БР-2 (также с ртутью в качестве теплоносителя) — работал в Обнинске с 1955 года, затем был демонтирован и в том же здании № 85 на том же месте установлен реактор БР-5, который дал возможность получить первые данные, необходимые для разработки быстрых энергетических реакторов с натриевым охлаждением. Реактор обладал всеми основными чертами атомной электростанции и стал прототипом будущих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

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 (БН-600) был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлен на 10 лет[2]. Там же 10 декабря 2015 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения — БН-800. 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.

Принцип действия

[править | править код]

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 или висмут. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности и высокой токсичности паров ртути. 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-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, значительно 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[2].

Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах

[править | править код]
Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах
Реактор Страна Место Запуск Остановка Тепловая
мощность
МВт 		Электрич.
мощность
МВт		 Тепло-
носитель
БР-2 СССР / Россия Обнинск, ФЭИ 1956 1957 0,1 — Ртуть
БР-5 СССР / Россия Обнинск, ФЭИ 1958 2002 5 — Натрий
ИБР СССР / Россия Дубна, ОИЯИ 1960 — — — Натрий
ИБР-2 СССР / Россия Дубна, ОИЯИ 1981 действует — — Натрий
БОР-60 СССР / Россия Димитровград, НИИАР 1968 действует 60 12 Натрий
Clementine США Лос-Аламос, ЛАНЛ 1946 1952 0,025 — Ртуть
EBR-1 США Айдахо, INL 1951 1964 1,4 0,2 Натрий/Калий
EBR-2 США Айдахо, INL 1964 1994 62 19 Натрий
SEFOR США Арканзас 1969 1972 20 Натрий
FFTF США Хэнфордский комплекс 1982 1993 400 — Натрий
DFR Великобритания Центр Дунрей 1959 1977 65 11 Натрий/Калий
Rapsodie Франция Буш-дю-Рон, Кадараш 1967 1983 40 Натрий
Jōyō Япония АЭС Дзёё 1977 2007 150 — Натрий
FBTR Индия Калпаккам, IGCAR 1985 действует 40 13 Натрий
CEFR Китай Пекин, CIAE 2010 действует 65 20 Натрий

Промышленные реакторы на быстрых нейтронах

[править | править код]

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.

Также рассматриваются в качестве перспективных теплоносителей расплавы разных концентраций систем свинец-олово, висмут-свинец (не только эвтектика), галлий-индий.

Приоритет СССР и России

[править | править код]

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[3][4] и БН-800 в 4-м энергоблоке Белоярской АЭС[5][неавторитетный источник]. 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[6].

Реактор БН-800 используется для отработки ряда технологий замыкания ядерного топливного цикла использованием «быстрых» реакторов, решающих проблему утилизации отработавшего ядерного топлива. Блок №4 Белоярской АЭС стал прототипом более мощных коммерческих «быстрых» энергоблоков БН-1200, строительство которых планируется в 2030-х[6].

Эксперименты азиатских стран

[править | править код]

Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PFBR-500[англ.] мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого был намечен на 2014 год[7], но на 1 июля 2017 реактор так и не был запущен[8]. 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». Пусконаладочные 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[9][10][11][12][13]. 27 июня 2011 года утонувшая деталь была извлечена из реактора Мондзю. Для извлечения детали специалистам пришлось разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъём трехтонной конструкции на поверхность занял восемь часов[14]. В течение нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны, финансирование не выделялось[15]. 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[16][17].

Реакторы с ртутным теплоносителем

[править | править код]

Ртуть первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжёлый элемент, поэтому плохо замедляет нейтроны. Спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (для пуска реактора не надо предварительно подогревать металл-теплоноситель в первом контуре), 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.[18][19]

Реакторы с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем

[править | править код]

Отдельным перспективным направлением считаются реакторы с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) — свинец или эвтектический сплав свинца и висмута.

  • Спектр ещё более жёсткий, чем у натриевых БН. Чем тяжелее ядро, тем слабее оно замедляет нейтроны, а свинец и висмут — самые тяжёлые стабильные ядра.
  • Тяжёлые металлы гораздо менее химически активны, чем натрий — практически не реагируют с водой или воздухом (натрий самовоспламеняется на воздухе и взрывается при контакте с водой).
  • С помощью ТЖМТ можно добиться более высокой температуры теплоносителя, что повышает термодинамический КПД.

Однако теплопроводность тяжёлых металлов в несколько раз ниже натрия, а вязкость в несколько раз выше. При определённых условиях расплавленный свинец способен растворять сталь и образовывать шлаки, забивающие трубопроводы (что стало причиной аварии на К-27). Отдельной проблемой является наработка в ТЖМТ долгоживущих радиоактивных изотопов, самый опасный из которых — полоний-210 с периодом полураспада T1/2 = 138 дней. Поэтому пока нет ни одного промышленного реактора с ТЖМТ[20]. Для отработки технологий ТЖМТ строится опытно-демонстрационный реактор БРЕСТ-ОД-300.

Список реакторов

[править | править код]
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 10.12.2015 01.11.2016 2100 880 Натрий
Остановленные 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 Мондзю 1994 29.08.1995 22.09.2016 714 280 Натрий Реактор за 20 лет проработал
совокупно около одного года[21]
PFR Великобритания Центр Дунрей 01.03.1974 01.07.1976 31.03.1994 650 234 Натрий
Fermi-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
Так и не запущенные
CRBRP США Долина Теннесси — — — 1000 350 Суммарные затраты — 8 млрд $.
IFR США — — — — —
SNR-300 Германия АЭС «Калькар» — — — 1500 300 Натрий Суммарные затраты — 7 млрд DM.

Строящиеся и проектируемые реакторы на быстрых нейтронах

[править | править код]
Строящиеся реакторы на быстрых нейтронах для производства электроэнергии
Реактор Страна АЭС Начало
строительства		 Завершение
строительства 		Тепловая
мощность, МВт		 Электрич.
мощность, МВт		 Тепло-
носитель
PFBR Индия АЭС Мадрас 2004 — 1250 500 Натрий
CFR-600 Китай Сяпу 2017 — 1500 600 Натрий
БРЕСТ-ОД-300 Россия Северск 2021 — 700 300 Свинец
Проектируемые реакторы на быстрых нейтронах
БН-1200 Россия Белоярская АЭС — — 2800 1220 Натрий
СВБР-100 Россия — — — 280 100 Свинец-висмут

См. также

[править | править код]

Примечания

[править | править код]
  1. ↑ назван «Клементиной» по имени дочки шахтера из песни «Oh My Darling, Clementine[англ.]»; главное сходство было в том, что реактор располагался в глубоком каньоне — примерно таком же, где работал песенный шахтер. [1] Архивная копия от 14 декабря 2023 на Wayback Machine
  2. ↑ 1 2 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. Архивировано 17 декабря 2019 года.
  3. ↑ :: Ядерное топливо для реактора БН-600. Дата обращения: 23 июня 2010. Архивировано из оригинала 14 марта 2010 года.
  4. ↑ Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина. Дата обращения: 23 июня 2010. Архивировано 14 июня 2010 года.
  5. ↑ Запущен реактор БН-800. mining24.ru. Дата обращения: 23 декабря 2015. Архивировано 23 декабря 2015 года.
  6. ↑ 1 2 Эксперт: Росатом сделал шаг к освоению технологий энергетики будущего. РИА Новости (27 августа 2019). Дата обращения: 17 декабря 2019. Архивировано 3 декабря 2019 года.
  7. ↑ Физпуск PFBR-500 пройдёт в сентябре 2014 года. ATOMINFO.RU (28 июля 2013). Дата обращения: 15 июня 2014. Архивировано 11 сентября 2013 года.
  8. ↑ Физпуск PFBR-500 отложен на неопределённый срок. ATOMINFO.RU (1 июля 2017). Дата обращения: 1 июля 2017.
  9. ↑ Монджу вышел на 0,03% номинала. AtomInfo.Ru (9 мая 2010). Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано 24 апреля 2013 года.
  10. ↑ Один из узлов системы перегрузки топлива обрушился внутрь корпуса реактора Монджу. AtomInfo.Ru (30 августа 2010). Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано 3 июля 2011 года.
  11. ↑ В Японии опубликованы фотографии и схема по инциденту 26 августа на АЭС Монджу. AtomInfo.Ru (11 сентября 2010). Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано 1 декабря 2012 года.
  12. ↑ Извлечение трубы из корпуса Монджу обычными методами невозможно. AtomInfo.Ru (10 ноября 2010). Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано 2 августа 2011 года.
  13. ↑ Японцы проектируют устройство для подъёма сорвавшейся в Монджу трубы. AtomInfo.Ru (8 февраля 2011). Дата обращения: 30 января 2011. Архивировано 24 апреля 2013 года.
  14. ↑ Специалисты извлекли трехтонную деталь из реактора Мондзю в Японии, упавшую туда в 2010 г. AtomInfo.Ru (27 июня 2011). Архивировано 24 апреля 2013 года.
  15. ↑ Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г | Экономический фактор | Экология
  16. ↑ "Япония признала невозможность запустить АЭС с реактором на быстрых нейтронах". Архивировано 8 января 2017. Дата обращения: 7 января 2017.
  17. ↑ "Monju prototype reactor, once a key cog in Japan's nuclear energy policy, to be scrapped". The Japan Times Online (англ.). 2016-12-21. Архивировано 7 января 2017. Дата обращения: 7 января 2017.
  18. ↑ Лев Кочетков: от ртути до натрия, от БР-1 до БН-600. Дата обращения: 29 июля 2012. Архивировано 24 апреля 2013 года.
  19. ↑ Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии. Дата обращения: 29 июля 2012. Архивировано 11 июня 2012 года.
  20. ↑ Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ—2018) : материалы конференции. — Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 8–10 октября 2018. — Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2019. — 581 с. Открытый доступ
  21. ↑ В Японии окончательно закроют АЭС на быстрых нейтронах. ТЭС и АЭС (10 февраля 2014). Дата обращения: 24 октября 2016. Архивировано 25 октября 2016 года.

Литература

[править | править код]
  • 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

[править | править код]
Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Реактор_на_быстрых_нейтронах&oldid=141879801