Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла

в 7:00, , рубрики: АЭС, Научно-популярное, экология, Энергия и элементы питания, ядерная энергия, ядерные реакторы

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 1

Открытие деления ядер в 1930-х повлекло за собой первую угрозу ядерного уничтожения посредством ядерного оружия в 1940-х, за которой последовало обещание чистой и обильной энергии в 1950-х благодаря появлению ядерных электростанций. Они должны были заменить другие тепловые электростанции на такую, которая не производит выхлопных газов, не выбрасывает пепел и требует лишь периодической перезаправки ураном и другим ядерным топливом, которое можно найти практически везде.

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 2
Оборудование, на котором впервые была доказана возможность экспериментального расщепления атомов в 1938 году

Новые ядерные реакторы со всё возрастающей скоростью появлялись в 1950-х и 1960-х, что породило опасения по поводу возможной нехватки уранового топлива, что привело к увеличению количества исследований в области т.н. «реакторов на быстрых нейтронах», которые в своей модификации реакторов-размножителей могут использовать урановое топливо значительно эффективнее. Они используют нейтроны, чтобы превращать («размножать») уран-238 в плутоний-239, который затем можно смешивать с урановым топливом и создавать MOX-топливо для реакторов на медленных нейтронов, в результате чего в однократном цикле можно использовать не 1%, а до 60% энергии урана.

Бум открытий залежей урана в 1970-х приостановил исследования в этой области, однако, например, Франция последовательно работала над своими проектами Rapsodie, Phénix и SuperPhénix, и только недавно отказалась от технологической демонстрации 4-го поколения реактора ASTRID, после того как много лет пыталась довести его до конца.

Однако это не конец быстрых реакторов. В этой статье мы рассмотрим инженерные чудеса, и различные типы быстрых реакторов, которые используют или разрабатывают такие страны, как Россия, Китай и Индия.

Что «быстрого» в быстрых реакторах

Быстрыми реакторы делает скорость нейтронов в процессе деления ядер. Если в легководных реакторах для замедления нейтронов используется обычная вода, то в быстрых реакторах-размножителях (БРР) это не так. Нейтроны, испускаемые ураном-235 и другими изотопами во время цепной реакции, движутся со значительными скоростями. Что интересно, скорость движения нейтрона определяет вероятность того, что он провзаимодействует с определённым ядром.

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 3
Производство трансурановых актинидов в реакторах на тепловых нейтронах

Для категоризации нуклидов используется такое свойство, как нейтронное сечение. Когда ядро поглощает нейтрон, и либо сохраняет его, либо распадается, говорят, что оно попало в нейтронное сечение. У расщепляющихся нуклидов имеется расщепляющее нейтронное сечение. Другие же нуклиды просто рассеивают нейтроны – у них рассеивающее нейтронное сечение. Нуклиды с большими поглощающими нейтронными сечениями называют «нейтронным ядом», поскольку они просто поглощают нейтроны, не распадаясь, и, по сути, лишают ядерную реакцию нейтронов.

Нуклид типа урана-238 интересен ненулевым процентным соотношением каждой из этих категорий нейтронного сечения, что частично объясняет, почему он так плохо подходит в качестве топлива для легководных реакторов. Это совершенно не так в случае урана-235 – у него большое расщепляющее нейтронное сечение, но только при скоростях нейтронов гораздо ниже тех, которыми обладают нейтроны, выделяющиеся во время ядерной реакции. Это означает, что нейтроны в легководных реакторах нужно замедлять (до «температурных» скоростей) для поддержания процесса распада.

И тут между топливных стержней оказывается вода, а нейтроны летают повсюду туда и сюда после запуска процесса распада при помощи стартового источника нейтронов. Эти быстрые нейтроны без труда сталкиваются с атомами водорода в молекуле воды, теряют кинетическую энергию и замедляются. В итоге они влетают в другой (или тот же самый) топливный стержень и успешно расщепляют ещё один нуклид урана-235.

Также это замедляющее свойство воды работает как средство безопасности. При увеличении температуры в ядре вода вскипит и превратится в газ, из-за чего в единице объёма будет находиться меньше молекул воды, замедление нейтронов приостановится, и скорость цепной ядерной реакции упадёт. Этот отрицательный паровой коэффициент реактивности повсеместно присутствует в современных реакторах, за исключением печально известной модели РБМК и тяжеловодных канадских реакторов CANDU.

Выращиваем плутоний для развлечения и заработка

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 4
Кольцо из практически чистого плутония

Как уже было упомянуто ранее, уран-238 обладает довольно странными характеристиками нейтронных сечений. Он как поглощает, так и рассеивает нейтроны, а иногда производит и расщепление ядра, при этом первое действие происходит значительно чаще. Поймав нейтрон, нуклид урана-238 превращается (трансмутирует) в плутоний-239 (а некоторые нуклиды плутония-239 превращаются в плутоний-240). Этот процесс протекает и в легководном реакторе, но там он идёт намеренно – в БРР так изготавливают плутоний.

В БРР нет никакого замедлителя нейтронов, поскольку ему нужны быстрые нейтроны, превращающие как можно большую часть урана-238 в плутоний-239. В БРР обогащённое ядро из урана-235 покрыто кожухом, состоящим преимущественно из урана-238, медленно превращающегося в плутоний-239 и плутоний-240, которые затем используют в качестве MOX-топлива. Получается, что схема работы БРР относительно проста, и использует либо охлаждающий контур, либо бассейн. В качестве охладителей обычно используют жидкий металл или хладагент на основе натрия, поскольку они слабо задерживают нейтроны, но при этом прекрасно передают тепло.

Французские БРР использовались как для выработки электричества на манер обычных тепловых электростанций, так и для получения плутония, необходимого для создания MOX-топлива, которое затем можно будет использовать в легководных реакторах. Основной причиной организации этого процесса было стремление к энергетической независимости, поскольку во Франции отсутствуют значительные запасы урана. А таковой процесс позволил бы получить до 60 раз больше энергии из импортируемого урана, что означало, что каждый килограмм прослужит в 60 раз дольше.

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 5
Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II)

Среди других попыток создания реакторов на быстрых нейтронах – быстрый интегральный реактор в США и японский Мондзю (последователем которого стал реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением Дзойо). Приятным побочным эффектом размножения уранового топлива является экономия объёма потраченного топлива в конце открытого топливного цикла, поскольку изначально присутствовавший уран-238 сжигается до плутония-239 в легководном реакторе. Потраченное топливо можно вновь пропустить через реактор на быстрых нейтронах, где сгорят «отходы» изотопов, которые не может использовать легководный реактор, а также создастся дополнительное топливо для легководного реактора.

К сожалению, БРР получаются дороже легководных, а проблемы с натриевым охлаждением (в основном необходимость не допускать контакта с водой) привели к тому, что с момента падения цен на уран в 1970-х экономически обычно более выгодно создавать новое топливо из урановой руды, а использованное топливо хранить или избавляться от него после одного открытого топливного цикла в легководном реакторе.

Несмотря на то, что легководный реактор тоже немного размножает топливо, преобразуя уран-238 в плутоний, в его отработавшем топливе всё равно содержится порядка 96% изначального урана, порядка 3% изотопов «отходов», и порядка 1% изотопов плутония.

Гори, детка, гори

Хотя большая часть реакторов на быстрых нейтронах используется для размножения топлива для легководных реакторов, ещё один их тип предназначен для местного использования всего топлива. Такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах (РБН), и конфигурация его ядра отлична от конфигурации БРР, но не имеет фундаментальных отличий. Теоретически, любой РБН можно использовать для размножения и сжигания топлива.

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 6
Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением

Для изменения схемы с БРР на РБН нужно убрать покрытие урана-238 и установить отражатели нейтронов из нержавеющей стали (или чего-то подобного). В полученном реакторе освободившиеся нейтроны остаются внутри ядра, и могут взаимодействовать с нуклидами, продолжая процесс расщепления.

В итоге РБН могут расщеплять и превращать нуклиды в топливе до тех пор, пока в нём не останется никакого значительного количества актинидов (включая уран и плутоний). Этот процесс можно скомбинировать с пирометаллургической регенерацией топлива, позволяющей переработать отработавшее в легководном реакторе топливо для его использования в РБН, что, по сути, замыкает цикл ядерного топлива.

Французское сопротивление

В приостановке развития РБН на Западе сыграла роль не только экономика. РБН привлекли внимание как террористов, так и политиков. Примером работы первых может служить ракетный обстрел атомной электростанции Суперфеникс, осуществлённый 18 января 1982 года экологическим террористом Хаимом Ниссимом. Он обстрелял АЭС из советского ручного противотанкового гранатомёта РПГ-7, веря в то, что РБН «может взорваться со всеми его быстрыми нейтронами». АЭС была совместным проектом Франции, Италии и Германии, и изначально планировалось построить АЭС этого проекта как во Франции, так и в Германии.

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 7
Здание реактора Суперфеникс

С самого начала Суперфеникс столкнулся с активным политическим сопротивлением антиядерных групп, и прототип реактора закрыли в 1998 году, когда французским правительством руководили министры из «зелёных». Единственной объявленной причиной закрытия стало то, что проект оказался нежизнеспособным из-за его «чрезмерной стоимости», поскольку на него с 1976 года потратили 9,1 млрд евро, то есть, около 430 млн евро в год. И это несмотря на то, что в 1996 году проблемы с натриевой петлёй были решены, и реактор реально зарабатывал деньги, выдавая электричество большую часть своего существования.

Текущие разработки

Ситуация в США, Франции и других западных странах разительно отличается от происходившего в СССР, Китае и Индии. С 1973 года БН-350, расположенный на берегу Каспийского моря (сейчас это территория Казахстана) обеспечивал близлежащий город Актау 135 МВт электричества и опреснённой водой. Закрыли его только в 1994 году, поскольку у управляющей компании кончились средства на закупку топлива. В 1999 году, после 26 лет работы, его полностью закрыли.

Серию БН продолжил реактор БН-600, построенный на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный в России. Он использует охлаждающий бассейн с натрием, и работает с 1980 года, поставляя в местную энергосеть 600 МВт. Несмотря на несколько мелких неприятностей, в основном связанных с утечкой натрия, его история работы была беспроблемной, несмотря на то, что он был вторым прототипом в данной серии [с момента остановки реактора «Феникс» во Франции в 2009 году до середины 2014 года (запуска БН-800) БН-600 был единственным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах / прим. перев.].

Долгая история реакторов на быстрых нейтронах и обещания использования закрытого топливного цикла - 8
БН-800 в Белоярске

Реактор БН-800, построенный там же, в Белоярске, является окончательным прототипом серии БН, и обеспечивает 85% экономии в обслуживании по сравнению с легководным реактором ВВЭР-1200. Проектируемый БН-1200 станет первым РБН массового производства. Китайские экспериментальные реакторы CEFR FNR и CFR-600 основаны на российских технологиях реакторов БН. Россия также работает над РБН со свинцовым охлаждением БРЕСТ.

Индия обнаружила у себя изобилие тория-232, что привело к созданию амбициозной программы разработке на основе тория параллельно урановым реакторам. Ториевая программа состоит из трёх этапов. Сначала они производят плутоний из урана при помощи легководных реакторов. Затем РБН создаёт из тория-232 уран-233, сжигая плутоний. Наконец, передовые тяжеловодные реакторы должны будут использовать полученный торий в качестве топлива, а уран-233 и плутоний – как вспомогательное топливо.

Также разрабатываются и другие РБН IV поколения – к примеру, газоохлаждаемый быстрый реактор (ГБР) с гелием.

Замыкая топливный цикл

Как упоминалось ранее, РБН способны использовать всё сегодняшнее отработанное топливо (которое часто называют «ядерными отходами»). Вместе с пирометаллургической регенерацией топлива это позволит реакторам на ядерном делении работать практически с нулевыми отходами, используя всё урановое топливо, вторичные актиниды, и так далее. Этот процесс является основной целью российской ядерной программы, а также учитывается в ядерных программах Китая, Японии и Южной Кореи.

Параллельно с проектами в США (в основном в Аргоннской национальной лаборатории и её проекте интегрального быстрого реактора с пирометаллургической регенерацией топлива), в Корейском исследовательском институте атомной энергии в Южной Корее активно работают над замыканием топливного цикла. Цель – отделить отработанное топливо от всего, что ещё годится в качестве топлива – то есть, от того, что ещё остаётся радиоактивным. К сожалению, по политическим причинам Россия практически не работает совместно над этими проектами с другими странами, за исключением Китая, а Южная Корея не сотрудничает ни с кем, кроме Японии и Китая.

Но, несмотря на это, продолжаются попытки создать РБН IV поколения и сделать его предпочтительным реактором для новых АЭС – это позволит не только полностью использовать переработанное ядерное топливо и закрыть топливный цикл, но и увеличить объёмы энергии, которые мы можем извлечь из урана (и, возможно, тория) во много раз. Это позволит нам как увеличить даже самые пессимистические оценки сроков, которые мы можем продержаться на существующем уране, с сотни лет до комфортабельных нескольких тысяч, так и не оставлять после себя отходы в виде уранового топлива.

Автор: Вячеслав Голованов

Источник


* - обязательные к заполнению поля


https://ajax.googleapis.com/ajax/libs/jquery/3.4.1/jquery.min.js