В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона - делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов - стать плутонием-239:

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше - воду в быстром реакторе использовать нельзя - она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 - опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику - и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы - обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных - топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно - оно уже добыто, и лежит на

О нейтронах и уране

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

О теплоносителе

Действующие реакторы и интересные проекты

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику - и это-то после Фукусимы?

Заключение

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 года. Мощность ее была весьма скромной – 5 МВт. Однако она сыграла роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.

АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия – она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное – нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран-235.

Реакция деления протекает следующим образом. Ядро урана самопроизвольно распадается на несколько осколков; среди них есть частицы высокой энергии – нейтроны. В среднем на каждые 10 распадов приходится 25 нейтронов. Они попадают в ядра соседних атомов и разбивают их, высвобождая нейтроны и огромное количество тепла. При делении грамм урана выделяется столько же тепла, сколько при сгорании трех тонн каменного угля.

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимают из активной зоны, количество нейтронов, участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, освобождая скрытую в них тепловую энергию.

На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.

Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус-цилиндр с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее. И первый и второй контуры – замкнутые.

Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего надо реактор остановить и охладить. В России по этой схеме работают Нововоронежская, Кольская и другие АЭС.

В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.

Первая в мире Обнинская АЭС относится именно к этому типу. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.

Одной из серьезных проблем АЭС является утилизация ядерных отходов. Во Франции, к примеру, этим занимается крупная фирма «Кожема». Топливо, содержащее уран и плутоний, с большой осторожностью, в специальных транспортных контейнерах – герметичных и охлаждаемых – направляется на переработку, а отходы – на остекловывание и захоронение.

«Нам показали отдельные этапы переработки топлива, привезенного с АЭС с величайшей осторожностью, – пишет в журнале «Наука и жизнь» И. Лаговский. – Разгрузочные автоматы, камера разгрузки. Заглянуть в нее можно через окно. Толщина стекла в окне 1 метр 20 сантиметров. У окна манипулятор. Невообразимая чистота вокруг. Белые комбинезоны. Мягкий свет, искусственные пальмы и розы. Теплица с настоящими растениями для отдыха после работы в зоне. Шкафы с контрольной аппаратурой МАГАТЭ – международного агентства по атомной энергии. Операторский зал – два полукруга с дисплеями, – отсюда управляют разгрузкой, резанием, растворением, остекловыванием. Все операции, все перемещения контейнера последовательно отражаются на дисплеях у операторов. Сами залы работ с материалами высокой активности находятся довольно далеко, на другой стороне улицы.

Остеклованные отходы невелики по объему. Их заключают в стальные контейнеры и хранят в вентилируемых шахтах, пока не повезут на место окончательного захоронения…

Сами контейнеры являют собой произведение инженерного искусства, целью которого было соорудить нечто такое, что невозможно разрушить. Железнодорожные платформы, груженные контейнерами, пускали под откос, таранили на полном ходу встречными поездами, устраивали другие мыслимые и немыслимые аварии при перевозке – контейнеры выдерживали все».

После чернобыльской катастрофы 1986 года ученые стали сомневаться в безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности, реакторов типа РБМК. Тип ВВЭР в этом отношении более благополучен: авария на американской станции Тримайл-айленд в 1979 году, где частично расплавилась активная зона реактора, радиоактивность не вышла за пределы корпуса. В пользу ВВЭР говорит долгая безаварийная эксплуатация японских АЭС.

И, тем не менее, есть еще одно направление, которое, по мнению ученых, способно обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах, или реакторы-размножители. В них используется уран-238, но для получения не энергии, а горючего. Этот изотоп хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – плутоний-239. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны: им не нужны ни замедлители, ни поглотители – их роль играет уран-238. Называются они реакторами-размножителями, или бридерами (от английского слова «breed» – размножать). Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из перспективных направлений атомной энергетики.

В реакторах такого типа, кроме тепла, нарабатывается еще и вторичное ядерное топливо, которое можно использовать в дальнейшем. Здесь ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоноситель – жидкий натрий. Он циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго контура, а тот, в свою очередь, нагревает воду в пароводяном контуре, превращая ее в пар. Теплообменники изолированы от реактора.

Одна из таких перспективных станций – ей дали название Монзю – была построена в районе Шираки на побережье Японского моря в курортной зоне в четырехстах километрах к западу от столицы.

«Для Японии, – говорит руководитель отдела ядерной корпорации Кансаи К. Такеноучи, – использование реакторов-размножителей означает возможность уменьшить зависимость от привозного природного урана за счет многократного использования плутония. Поэтому понятно наше стремление к разработке и совершенствованию "быстрых реакторов", достижению технического уровня, способного выдержать конкуренцию с современными АЭС в отношении экономичности и безопасности.

Развитие реакторов-размножителей должно стать основной программой выработки электроэнергии в ближайшем будущем».

Строительство реактора Монзю – уже вторая стадия освоения реакторов на быстрых нейтронах в Японии. Первой было проектирование и постройка экспериментального реактора Джойо (что по-японски означает «вечный свет») мощностью 50-100 МВт, который начал работать в 1978 году. На нем исследовались поведение топлива, новые конструкционные материалы, узлы.

Проект Монзю стартовал в 1968 году. В октябре 1985 года начали сооружать станцию – рыть котлован. В процессе освоения площадки 2 миллиона 300 тысяч кубометров скального грунта было сброшено в море. Тепловая мощность реактора – 714 МВт. Топливом служит смесь окислов плутония и урана. В активной зоне 19 регулирующих стержней, 198 топливных блоков, в каждом из которых по 169 топливных стержней (тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов) диаметром 6,5 миллиметров. Они окружены радиальными топливовоспроизводящими блоками (172 штуки) и блоками нейтронных экранов (316 штук).

Весь реактор собран как матрешка, только разобрать его уже невозможно. Огромный корпус реактора, из нержавеющей стали (диаметр – 7,1 метра, высота – 17,8 метра), помещен в защитный кожух на случай, если при аварии разольется натрий.

«Стальные конструкции камеры реактора, – сообщает в журнале «Наука и жизнь» А Лаговский, – обечайки и стеновые блоки – в качестве защиты заполнены бетоном. Первичные натриевые системы охлаждения вместе с корпусом реактора окружены противоаварийной оболочкой с ребрами жесткости – ее внутренний диаметр 49,5 метра, а высота – 79,4 метра. Эллипсоидное дно этой громады покоится на сплошной бетонной подушке высотой 13,5 метра. Оболочка окружена полутораметровым кольцевым зазором, а далее следует толстый слой (1-1,8 метра) армированного бетона. Купол оболочки также защищен слоем армированного бетона толщиной 0,5 метра.

Вслед за противоаварийной оболочкой устроен еще один защитный корпус – вспомогательный – размером 100 на 115 метров, удовлетворяющий требованиям противосейсмического строительства. Чем не саркофаг?

Во вспомогательном корпусе реактора размещены вторичные системы натриевого охлаждения, пароводяные системы, топливные загрузочно-разгрузочные устройства, резервуар для хранения отработанного топлива. В отдельных помещениях расположены турбогенератор и резервные дизель-генераторы.

Прочность противоаварийной оболочки рассчитана как на избыточное давление в 0,5 атмосферы, так и на вакуум в 0,05 атмосферы. Вакуум может образоваться при выгорании кислорода в кольцевом зазоре, если разольется жидкий натрий. Все бетонные поверхности, которые могут войти в контакт с разлившимся натрием, сплошь облицованы стальными листами, достаточно толстыми для того, чтобы выдержать тепловые напряжения. Так защищаются на тот случай, которого вообще может и не произойти, поскольку должна быть гарантия и на трубопроводы, и на все другие части атомной установки».

Из книги Непознанное, отвергнутое или сокрытое автора Царева Ирина Борисовна

Из книги Большая Советская Энциклопедия (ПР) автора БСЭ

Из книги Большая Советская Энциклопедия (РЕ) автора БСЭ

Из книги Большая Советская Энциклопедия (ЯД) автора БСЭ

Ядерные боеприпасы Ядерные боеприпасы, боевые части ракет, торпед, авиационные (глубинные) бомбы, артиллерийские выстрелы, фугасы с ядерными зарядами. Предназначены для поражения различных целей, разрушения укреплений, сооружений и других задач. Действие Я. б. основано

Из книги Энциклопедический словарь крылатых слов и выражений автора Серов Вадим Васильевич

Из книги Эксплуатация электрических подстанций и распределительных устройств автора Красник В. В.

Из книги 100 великих тайн Востока [с иллюстрациями] автора Непомнящий Николай Николаевич

Из книги Большая энциклопедия консервирования автора Семикова Надежда Александровна

Из книги Большая энциклопедия техники автора Коллектив авторов

Из книги Бестселлер на миллион. Как написать, издать и раскрутить ваш бестселлер автора Масленников Роман Михайлович

Может собственных Платонов / И быстрых разумов Невтонов / Российская земля рождать Из оды «На день восшествия на престол императрицы Елизаветы» (1747) Михаила Васильевича Ломоносова (1711 - 1765).«Невтон» - старинное произношение имени английского физика и математика Исаака

Из книги автора

Что может собственных Платонов / И быстрых разумом Невтонов / Российская земля рождать Из «Оды на день восшествия на всероссийский престол ее Величества Государыни Императрицы Елисаветы Петровны 1747 года» Михаила Васильевича Ломоносова (1711 - 1765). «Невтон» -

Из книги автора

2.6. Заземление нейтралей трансформаторов. Дугогасящие реакторы для компенсации емкостных токов Электрические сети 35 кВ и ниже работают с изолированной нейтралью обмоток трансформаторов или заземлением через дугогасящие реакторы, сети 110 кВ и выше - с эффективным

Из книги автора

Реакторы химические Реакторы химические – устройства, обеспечивающие химические реакции. Различаются по конструкции, условиям протекания реакции, состоянию веществ, которые в реакторе взаимодействуют (их концентрации, давлению, температуре). В зависимости от

Из книги автора

Три раздела для самых быстрых Эта книга небольшая, так задумано специально. Как волшебный пинок! Прочитали – сделали – получили результат.Сейчас будут три раздела для самых активных. Если вы быстро схватываете, вам будет достаточно уже этих пяти страниц, чтобы совершить

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	200	β	0.72	0	0.118	175	6.6
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.

Реактор на быстрых нейтронах.

В структуре крупномасштабной атомной энергетики важная роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и, тем самым, снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.
В 30 странах мира сейчас работает около 440 ядерных реакторов, которые обеспечивают производство около 17% всей электроэнергии, вырабатываемой в мире. В промышленно развитых странах доля "атомного" электричества составляет, как правило, не менее 30% и неуклонно увеличивается. Однако, по мнению ученых, быстро растущая атомная энергетика, основанная на современных «тепловых» ядерных реакторах, используемых на действующих и строящихся АЭС (большинство - с реакторами типа ВВЭР и LWR), неизбежно уже в текущем столетии столкнется с нехваткой уранового сырья по причине того, что делящимся элементом топлива для этих станций является редкий изотоп урана-235.
В реакторе на быстрых нейтронах (БН) при ядерной реакции деления рождается избыточное количество вторичных нейтронов, поглощение которых в основной массе урана, состоящей из урана-238, ведет к интенсивному образованию нового ядерного делящегося материала плутония-239. В результате, из каждого килограмма урана-235 наряду с выработкой энергии можно получать более одного кг плутония-239, который можно использовать в качестве топлива в любых реакторах АЭС вместо редкого урана-235. Этот физический процесс, называемый воспроизводством топлива, позволит вовлечь в оборот атомной энергетики весь природный уран, включая основную его часть - изотоп уран-238 (99,3% от общей массы ископаемого урана). Этот изотоп в современных АЭС на тепловых нейтронах практически не участвует в производстве энергии. В результате производство энергии при существующих ресурсах урана и при минимальном воздействии на природу, можно было бы увеличить почти в 100 раз. В таком случае атомной энергии человечеству хватит на несколько тысячелетий.
По оценкам ученых, совместная работа "тепловых" и "быстрых" реакторов в пропорции примерно 80:20% обеспечитатомной энергетике наиболее эффективное использование урановых ресурсов. При таком соотношении быстрые реакторы будут производить достаточное количество плутония-239 для работы атомных электростанций с реакторами на тепловых нейтронах.
Дополнительным преимуществом технологии быстрых реакторов с избыточным количеством вторичных нейтронов является возможность "выжигать" долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада не более 200-300 лет. Такие преобразованные радиоактивные отходы могут быть надежно захоронены в специальных хранилищах без нарушения природного радиационного баланса Земли.

Работы в области ядерных реакторов на быстрых нейтронах реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г.
В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне - около 80%. Внеплановые потери менее 1,5%.
За последние 10 лет эксплуатации энергоблока не было ни одного случая аварийного останова реактора.
Выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов в окружающую среду отсутствует. Выход инертных радиоактивных газов в настоящее время пренебрежимо мал и составляет <1% от допустимого по санитарным нормам.
Эксплуатация реактора убедительно продемонстрировала надежность проектных мер по предотвращению и локализации течей натрия.
По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР).

Рисунок 1. Реакторный (центральный) зал БН-600

В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей. Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2013 г.

Рисунок 2. Реактор на быстрых нейтронах БН-800 (вертикальный разрез)

Рисунок 3. Макет реактора БН-800

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:

испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.

Рисунок 3. Реактор БН-1200 (вертикальный разрез)

Планируется следующая программа реализации этого проекта:

2010…2016 гг. - разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР.
2020 г. - ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства.
2023…2030 гг. - ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

Наряду с решениями, подтвержденными положительным опытом эксплуатации БН-600 и заложенными в проект БН-800, в проекте БН-1200 используются новые решения, направленные на дальнейшее улучшение технико-экономических показателей и повышение безопасности.
По технико-экономическим показателям:

повышение коэффициента использования установленной мощности с планируемой величины 0,85 для БН-800 до 0,9;
поэтапное повышение выгорания МОХ-топлива с достигнутого уровня в экспериментальных ТВС 11,8 % т.а. до уровня 20 % т.а. (среднее выгорание ~140 МВт сут/кг);
увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе;
снижение удельных показателей металлоёмкости в ~1,7 раза по сравнению с БН-800
увеличение срока службы реактора с 45 лет (БН-800) до 60 лет.

По безопасности:

вероятность тяжёлого повреждения активной зоны должна быть на порядок меньше требований нормативных документов;
санитарно-защитная зона должна находиться в границах площадки АЭС для любых проектных аварий;
граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей площадки АЭС для тяжёлых запроектных аварий, вероятность реализации которых не превышает 10-7 на реактор/год.

Оптимальное сочетание референтных и новых решений и возможность расширенного воспроизводства топлива позволяют отнести данный проект к ядерным технологиям IV поколения.

ОАО "ОКБМ Африкантов" активно участвует в международном сотрудничестве по быстрым реакторам. Оно являлось разработчиком проекта китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR и главным подрядчиком по изготовлению основного оборудования реактора, участвовало в осуществлении физического и энергетического пусков реактора в 2011 г. и оказывает помощь в освоении его мощности. В настоящее время идет подготовка межправительственного соглашения о сооружении в КНР демонстрационного быстрого реактора с натриевым теплоносителем (CDFR) на базе проекта БН-800 с участием ОКБМ и других предприятий Госкорпорации "Росатом".

Почему сша так и не создали коммерческую аэс на быстрых нейтронах. Баллада о быстрых нейтронах: уникальный реактор Белоярской АЭС

О нейтронах и уране

Замкнутый топливный цикл

О теплоносителе

Действующие реакторы и интересные проекты

О безопасности ядерной энергетики

Заключение

О нейтронах и уране

Замкнутый топливный цикл

О теплоносителе

Действующие реакторы и интересные проекты

О безопасности ядерной энергетики

Заключение

Продукты деления

Актиниды

Нептуний

Америций

Кюрий

Тепловыделение и радиотоксичность ОЯТ

Реактор на быстрых нейтронах.