Реакторы на быстрых нейтронах

    В активных зонах ядерных реакторов протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана, где ядро ²³⁵U делится на два осколка под действием лишь одного нейтрона, но с испусканием уже двух-трех. Они, в свою очередь попадают в соседние ядра, при этом вызывают цепную реакцию. Осколки реакции деления имеют большую кинетическую энергию, которую они передают теплоносителю, который в свою очередь нагревается и испаряет контактирующую с ним воду, а образовавшийся пар вращает турбину генератора.
    Следует сделать одно уточнение: под действием медленных нейтронов делится только ²³⁵U. В природной смеси его содержится всего 0.7%, а в обогащённой 4–5%. Оставшуюся часть ²³⁸U, который не делится, и не участвует в цепной реакции. Используя слабоактивный ²³⁸U, эффективность топлива возрастет в несколько раз.
    Для начала надо обратить внимание на нейтроны, испускаемые в реакции деления. При реакции деления вылетают нейтроны с большой кинетической энергией. Такие нейтроны называются быстрыми. Затем нейтроны проходят через воду, которая является теплоносителем. При прохождении они теряют свою энергию в несколько раз. Так они становятся медленными нейтронами, или тепловыми.
    Но с тепловыми нейтронами взаимодействует только ²³⁵U, а что касается ²³⁸U, его сечение взаимодействие с медленными нейтронами на несколько порядков меньше. Но при взаимодействии с нейтроном он по средству цепочки реакций превращается в ²³⁹Pu. Последний так же может быть использован в качестве ядерного топлива. Но как же его получить в достаточных количествах?

Рис. 1. Реакция получения ²³⁹Pu

     Решить эти задачи можно используя быстрые нейтроны. Оказывается, под действием быстрых нейронов ²³⁸U тоже делится и выделяет энергию, а также поглощает быстрые нейтроны с образованием ²³⁹Pu.
    Но теперь вода, которая используется в качестве теплоносителя становится помехой: ведь она замедляет нейтроны, а нужны быстродвижущиеся частицы. И для этого нужно найти такое вещество, которое было бы жидким при температурах, существующих в реакторе, и при этом не замеляла нейтроны.
    Проблемы с водой могут решить такие металлы как: натрий, калий, свинец и висмут, а также газ, такой как гелий. В наше время наибольшую популярность получил натрий. Хотя он бурно реагирует с водой. А при небольшом нагреве воспламеняется. Но по остальным характеристикам он оказался удобен и ученые решили пойти на риск, предложив его использовать в качестве теплоносителя.
    Во-первых, натрий не замедляет нейтроны.
    Во-вторых, в реакторах у которых вода является теплоносителем, требуется поддерживать высокое давление, так как воду приходится нагревать до 330°С, а ее давление составляет 160 атмосфер. Натрий при такой же температуре находится в жидком состоянии при нормальном давлении, и это гораздо безопаснее.
    В-третьих, натрий не вызывает коррозию конструкционных материалов, из которых изготовлено реакторное оборудование и трубопровод. Так же натрий хорошо проводит и отдает тепло.

Многоразовое топливо

    Плюсы использования натрия ясны, теперь поговорим о плюсах реактора на быстрых нейтронах.
    Основным плюсом его является то, что он может производить топливо для реакторов на медленных нейтронах. Так как ²³⁸U в активной зоне ядерного реактора превращается в ²³⁹Pu, который сам является радиоактивным изотопом и его можно использовать как топливо на реакторах на медленных нейтронах.
    Это актуальная задача в наше время, так как подавляющее большинство ядерных реакторов – это реакторы на тепловых нейтронах. Топливом для них является низкообогащенный ²³⁵U (5%), где основную долю урана является ²³⁸U (95%). После того как топливо отработало, ²³⁵U уже мало ~ 1%, но изотопа ²³⁸U содержится 94%. Также в небольших количествах содержится ²³⁹Pu и около 4% занимают продукты распада ²³⁵U.
    Если выделить весь уран из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) химически, то можно облучить его в реакторе на быстрых нейтронах, таким образом наработать топливо для реактора на медленных нейтронах.
    Мы получаем замкнутый цикл, где максимально эффективно используем урановое топливо. Уже не нужно будет добывать уран в больших количествах из земли и нарушать природный баланс. У нас накопилось большое количество отработанного ядерного топлива. Оно захоронено в специальных бункерах, чтобы не заразить природу, но используя его, мы сможем обеспечить себя большим количеством энергии.
    Сейчас уран пока еще довольно дешев. С экономической точки зрения выгоднее добывать его из земли, обогащать и использовать в реакторах на медленных нейтронах. Технология реакторов уже давно исследована, но не поставлена на массовое производство, так как такие реакторы значительно дороже ректоров на тепловых нейтронах. Так как самым дорогостоящим пунктом в цепочке ядерного топлива является хранение ОЯТ, которого появляется все больше, но давно захороненное топливо все еще остается радиоактивным. Когда расходы на захоронение превысят постройку и обслуживание реакторов на быстрых нейтронах, тогда пойдет массово строительство их.
    Исчезнут ли реакторы на медленных нейтронах? Нет, на месте их построят реакторы на быстрых нейтронах. И на ядерных электростанциях будут использовать несколько реакторов на медленный нейтронах и один на быстрых нейтронах, который будет производить топливо для остальных реакторов. Но остается вопрос, чем будет он «питаться»?
    И здесь появляется еще одно преимущество реактора на быстрых нейтронах. Он способен производить больше топлива чем потребляет. Так, израсходовав 100 килограммов делящегося изотопа, можно получить 120 килограммов свежего ядерного топлива. Из-за этой особенности реакторы на быстрых нейтронах называют бридерами (от анлг. breeder – размножитель). Бридер производит плутоний не только для соседей, работающих на медленных нейтронах, но и для самого себя.

Внутри реактора на быстрых нейтронах

Топливом для реактора служит оксид урана (UO₂) обогащенный ²³⁵U. Это более обогащенное топливо по сравнению с реакторами на медленных нейтронах. Это обогащенное топливо нужно только для запуска реактора.
В дальнейшем, когда из ²³⁸U накопится достаточное количество ²³⁹Pu, можно произвести топливо и дальше использовать его в реакторе. Такое топливо называется МОХ-топливом, и оно представляет собой смесь диоксидов (PuO₂ + UO₂). Созданием МОХ-топлива происходит с помощью радиохимической обработки.

Рис. 2. Таблетки ²³⁸U

Из высокообогащенного ²³⁸U делают небольшие цилиндрические таблетки диаметром 7,57 мм и высотой 9-12 мм. Их помещают внутри полых стержней, изготовленных из циркония. Заполненные таблетками стержни (тепловыделяющие элементы, или твэлы) собирают в шестигранные тепловыделяющие сборки (ТВС). В каждой ТВС в среднем 126 твэлов.
Активная зона реактора БН-800 состоит из 644 ТВС. Вокруг нее расположена зона воспроизводства, в которой находятся еще 617 сборок из обедненного диоксида урана. Во внешней части ядерного реактора происходит производство ядерного топлива. В активной зоне происходит деление ядер ²³⁵U или ²³⁹Pu. Иными словами, под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, мы по средствам цепочки ядерных реакций преобразуем ²³⁸U в ²³⁹Pu. Активная зона и зона воспроизводства расположена в баке реактора.

Рис. 3. Тепловыделяющая сборка (ТВС)

БН-800

    В наши дни в мире действуют всего 4 научно-исследовательских реакторов: ИБР-2 (Россия, Дубна), БОР-60 (Россия, Димитровград), FBTR (Индия, Калпаккам), CEFR (Китай, Пекин). И всего 2 промышленных реактора на быстрых нейтронах: БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. БН-800 является самым мощным в мире реактором на быстрых нейтронах. Сокращение «БН» означает «быстрые нейтроны», а цифры – электрическую мощность энергоблока. Он был в первый раз запущен 10 декабря 2015 года. Его электрическая и тепловая мощность 885 МВт и 2100 МВт соответственно. КПД энергоблока составляет 39.4%.
    Ректор состоит из двух частей – активной зоны, куда помещают диоксид урана UO² обогащенного по ²³⁵U до 17-26%. Столь высокая степень обогащения необходима только для запуска реактора. В активной зоне происходит деление ²³⁵U и ²³⁹Pu.
    Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание ²³⁵U в нем меньше, чем в природном уране. В основном это ²³⁸U. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов. Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, ²³⁸U в бланкете превращается в ²³⁹Pu. После того, как их ²³⁸U будет наработано достаточное количество ²³⁹Pu из него изготовляют MOX-топливо, состоящее из PuO₂+ UO₂. Полученное топливо вводится в активную зону реактора, причем подобная переработка топлива может осуществляться до трех раз.
    При замене урановых бланкетов на стальные рефлекторы, реактор перестанет быть бридером и получит возможность сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.

Также основную роль в реакторе играют три контура теплообмена. В первом контуре расположен ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция. В нем выделяется большее количество теплоты, которое при помощи расплавленного натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря насосу натрий циркулирует по первому контуру, перенося тепло. Температура натрия на входе в активную зону составляет 354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике он передает через стенку тепло натрию второго контура.
Второй контур служит для передачи тепла от первого к третьему (воде). Он нужен для того, чтобы радиоактивный натрий не попал в воду. В нем поддерживается более высокое давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы при пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй контур.
В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со вторым контуром нагревается, при это испаряясь, и дальше этот пар вращает турбину, которая крутит генератор, вырабатывая электрическую энергию.

Первый запуск БН-800

    Обсудим последовательность действий, которые принимались, для запуска БН-800. Все начинается с этапа А. Происходит «заправка» теплоносителем.
    Вторым этапом является физический пуск. Этот этап – важнейший этап, на нем реакторы впервые начинает «дышать». Вначале этапа происходит загрузка ТВС в реактор. На погрузку одного ТВС приходится 40-45 минут, поэтому группы работают круглосуточно довольно продолжительное время, так как в нашем реакторе 1261 ТВС.
     После погрузки всех тепловыделяющих сборок в ячейки реактора происходит поднятие стержней, содержащих карбид бора. Они применяются, так как они хорошо поглощают нейтроны, и когда они полностью выдвинуты, цепная реакция невозможно. При поднятии стержней начинается цепная реакция. При физическом пуске реактор разгоняют до 0,1% номинальной мощности. Разогрев на такой мощности настолько мал, что реактор охлаждается за счет естественного рассеяния. При этом он находится в критическом состоянии: можно проводить физические испытания и эксперименты. Во время физического запуска уточняют расчетные нейтронно-физические характеристики первой топливной загрузки и проверяют аварийную защиту.

И. Волков