Жесткое нейтронное излучение, жар в сотни градусов, поток кипящей
воды или жидкого металла внутри реактора не очень уютно. Ядерная
реакция только на бумаге выглядит простым умножением нейтронов
поколение за поколением: на самом деле в активной зоне протекает
множество процессов, любой из которых может сделать реактор
неуправляемым или остановить навсегда. Вместе с физиком Виктором
Цибульским разбираемся, как устроены реакторы, что такое самариевая
смерть и как, загрузив в реактор 1000 кг топлива, получить 1300
кг.Это материал из гида Энергия атома, приуроченного к 75-летию
атомной промышленности. Партнер гида Росатом. Итальянский штурман
только что прибыл в Новый Свет. Были ли туземцы дружелюбны? Все
пришвартовались в целости и сохранности.Эта странная беседа
состоялась 2 декабря 1942 года,спустя несколько часов после запуска
Чикагской поленницы первого в мире ядерного реактора. Артур
Комптон, директор Металлургической лаборатории Чикагского
университета, позвонил в Гарвард своему боссу Джеймсу Конанту,
чтобы сообщить, что эксперимент под руководством итальянца Энрико
Ферми удался.1 Ученые смогли провести самоподдерживающуюся
управляемую цепную ядерную реакцию деления на первый взгляд в
довольно примитивной установкеиз графитовых блоков, напоминавшей
поленницу.В СССР первый реактор Ф-1 был запущен в 1946 году в
Лаборатории 2 Академии наук лабораториябыла создана в короткое
время на картофельном поле у подмосковной деревни Щукино.2Как и
американская поленница, советский физический первый был набран из
графитовых блоков, а в качестве топлива использовался природный
уран. Его закладывали в реактор в виде металлических урановых
блоков без процедуры обогащения (напомним, что сейчас ядерное
топливо обогащают, то есть увеличивают в нем концентрацию
делящегося изотопа урана-235). Для первого советского атомного
котла было построено несколько версий графитовой кладки, с
постепенным увеличением числа графитовых блоков и приближением
формы кладки к сферической последний вариант и был в итоге запущен.
Перед запуском Игорь Курчатов, руководивший проектом, велел
положить возле троса, на котором был подвешен кадмиевый стержень
аварийной защиты, обычный топор. В том случае,если бы в аварийной
ситуации не сработали приборы защиты, экспериментаторы должны были
перерубить трос топором, чтобы стержень упал в активную зону котла
и прервал цепную реакцию. Но топор не пригодился: запуск реактора
прошел успешно.3
Первые ядерные реакторы были этапом подготовки к созданию
промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. Однако с
тех пор их конструкция была существенно усовершенствована, а
задачипересмотрены. После окончания войны Чикагский университет
установил в память о поленнице бронзовую мемориальную доску: 2
декабря 1942 года здесь человек осуществил первую
самоподдерживающуюся цепную реакцию и тем самым инициировал
контролируемое высвобождение ядерной энергии (директор по печати
предлагал добавить в конец фразу к лучшему или к худшему, но идею
отклонили).Теперь реакторы используются не в военных целях, а для
выработки энергии на атомных электростанциях. На конец 2019 года в
мире 447 действующих ядерных энергетических реакторов.4Из них около
половины функционируют более 30 лет и будут выведены из
эксплуатации в ближайшие десятилетия, а на смену им придут новые,
более эффективные.5Также существуют исследовательские реакторы,
которые используются в фундаментальных исследованиях, производстве
радиоизотопов (в том числе в медицинских целях), а также для
изучения свойств материалов и их испытания.
Как запустить ядерную реакциюВ реакторе делятся ядра радиоактивного
вещества, которое используется в качестве топлива. В результате
деления ядра распадаются на осколки более легкие ядра с высокой
кинетической энергией. Торможение осколков в ядерном топливе
приводит к его разогреву эта-то тепловая энергия и превращается
потом, уже за пределами реактора,в электрическую.Но, главное,при
каждом акте деления появляются новые нейтроны (для урана-235 в
среднем 2,4 нейтрона за одно деление). Часть из них вылетит за
пределы делящегося объема, часть будет поглощена ядрами без
каких-либо последствий. Но некоторые вызовут новые деления с
вероятностью, которую описывает величина под названием эффективное
сечение деления. Именно это делает ядерную реакцию
самоподдерживающейся.Отношение количества нейтронов в следующем
поколении к количеству нейтронов в предыдущем поколении называется
коэффициентом размножения нейтронов k. Если k>1, скорость
реакции деления быстро нарастает (это называется надкритическим
состоянием). Если k<1, реакция замедляется (подкритическое
состояние). При k=1 реакция проходит стабильно.Коэффициент
размножения зависит от множества переменных, одна из них количество
топлива. Этот параметр влияет на минимальные и максимальные размеры
реактора. Если количество делящегося вещества при k>1 превышает
критическую массу, реакция начнет стремительно разгоняться, и
реактор станет неуправляемым. Если делящегося вещества мало,
реакция может просто затухнуть.Но, помимо делящихся атомов, в
реакторе находятся и неделящиеся, напримерцирконий в оболочках
твэлов. Они поглощают нейтроны, изымая их из реакции и снижая k.
Чтобы восполнить эти потери, можно добавить еще топлива, а можно
замедлить нейтроны до энергии, которая соответствует высоким
значениям эффективного сечения деления. Нейтроны рождаются с
энергией в несколько МэВ, а область высоких значений сечений
деления находится около 0,025 эВ.6Иными словами, нужно замедлить
нейтроны в сотни тысяч раз. Для этого в реакторе присутствует
вещество-замедлитель.Элемент тем лучше замедляет нейтроны, чем ниже
его атомная масса, поэтому лучший замедлитель водород. Чистый
водород взрывоопасен, но можно использовать воду, тем более что она
также является хорошим теплоносителем; так, например, устроены
реакторы ВВЭР. Впрочем, у воды есть свои минусы: она не только
замедляет, но и поглощает нейтроны. Другой хороший замедлитель
углерод: он используется в качестве замедлителя в реакторах типа
РБМК та самая графитовая кладка. Хорошо замедляет нейтроны
бериллий, однако это вещество токсично, и от его использования в
энергетических реакторах отказались.7Чтобы снизить утечки
нейтронов, реактор окружают отражателем веществом, которое
рассеивает нейтроны и частично возвращает их в активную зону. Таким
образом повышается эффективность использования нейтронов в цепной
реакции и снижается необходимая для нее критическая масса.Наконец,
чтобы управлять реакцией например, при необходимости замедлить ее,
нужен поглотитель. Хорошо поглощают нейтроны бор, гадолиний, эрбий.
Степень отклонения реактора от его критического состояния
характеризуется величиной под названием реактивность. Реактивность
зависит от формы реактора, расположения материалов и их
нейтронно-физических свойств. В частности, изменяя глубину
погружения регулирующих стержней в реакторе, мы влияем на
реактивность.Итак, чтобы реактор работал, в нем должно быть топливо
в количестве, необходимом для набора критической массы,
теплоноситель, который отведет вырабатывающееся тепло в
парогенератор, замедлитель, который повысит долю нейтронов,
участвующих в реакции (исключение реакторы на быстрых нейтронах, о
них речь пойдет дальше), отражатель, который не даст нейтронам
вылетать за пределы активной зоны, и поглотитель на случай, если
реактор придет в надкритическое состояние, атакже всевозможные
конструктивные элементы, не участвующие в собственно реакции
(оболочки твэлов и другие), ибиозащита, препятствующая выходу
радиации за пределы активной зоны.
Как управляют реакторомНа ход реакции влияет множество параметров,
и главная сложность в управлении реактором поддерживать в нем
равновесие генерации и отвода энергии. Ядерные реакции должны
стабильно протекать на заданном уровне мощности, контролируемо
изменяться при запуске, остановке и переводе реактора с одного
уровня мощности на другой, а также быстро прекращаться при
аварийной ситуации. Чтобы добиться этого, необходима совокупность
технических и программных средств система контроля, управления и
защиты (СКУЗ).Для управления скоростью цепной реакции используются
стержни с поглотителем нейтронов (карбидом бора), которые
перемещаются в активной зоне реактора.В течение всей кампании
реактор должен оставаться в критическом состоянии, поэтому, чтобы
компенсировать изменение реактивности с выгоранием, топливо
загружают в реактор с запасом в количестве, превышающем критическую
массу. Чтобы нейтрализовать избыточную реактивность, вместе с
топливом в активную зону вводятся компенсирующие стержни,
поглощающие нейтроны, по мере выгорания топлива их выводят из
активной зоны. Но если загрузить в активную зону количество топлива
больше критического и ввести в реактор положительную реактивность,
он может стать неуправляемым.Некоторые процессы в реакторе требуют
оперативного регулирования, поэтому в общем запасе реактивности
предусмотрена часть, которая позволяет оператору быстро реагировать
на любые изменения реактивности реактора и компенсировать их с
помощью передвижения регулирующих стержней-поглотителей. Эта часть
называется оперативным запасом реактивности.Здесь стоит упомянуть,
что осколки, образовавшиеся при делении ядер, иногда претерпевают
дополнительные превращения с испусканием нейтронов эти нейтроны
называются запаздывающими. Мгновенные нейтроны возникают всего
через 17-10 секунд после деления8 при такой быстрой смене поколений
управлять реакцией невозможно. Запаздывающие нейтроны появляются
через несколько секунд.Их доля в общем числе нейтронов в реакторе
до 0,7%,9но, если подобрать состав и объем топлива так, чтобы
только вместе с запаздывающими нейтронами k=1, скорость смены
поколений нейтронов (а значит, и скорость, с которой нужно вносить
изменения в состав активной зоны, чтобы управлять реакцией)
становится человеческой.На случай аварии предусмотрены стержни
аварийной защиты, которые сбрасываются в активную зону и
останавливают цепную реакцию. На российских АЭС стержни аварийной
защиты удерживаются над активной зоной реактора при помощи
электромагнитов, и, даже если произойдет обесточивание энергоблока,
стержни все равно войдут в активную зону под действием силы тяжести
и остановят реакцию.В некоторых реакторах конструкция активной зоны
обеспечивает саморегулирование реактора. Например, при увеличении
потока нейтронов в реакторе повышается температура и увеличивается
количество пара. При увеличении количества пара замедление
нейтронов ухудшается и увеличивается поглощение нейтронов вне
делящихся ядер, цепная реакция замедляется и прекращается. Этот
эффект называется обратной связью с вводом отрицательной
реактивности.Слишком быстро, слишком медленно: проблемы и
опасностиПри делении ядер топлива появляются самые разные продукты
(осколки) деления. Например, может появиться йод-135 нестабильный
изотоп, который распадается до ксенона-135. Этот материал очень
хорошо поглощает нейтроны, что приводит к отрицательной
реактивности. При работе реактора на постоянной мощности
нарабатывающийся ксенон выходит на равновесное количество за счет
захвата нейтронов, а спад реактивности, обусловленный равновесным
количеством ксенона, компенсируется небольшим движением
регулирующих стержней. Но если мощность реактора сильно
уменьшается, выгорание ксенона снижается, он начинает
накапливаться. У оператора есть несколько часов после остановки
реактора, чтобы снова его запустить,пока потери реактивности из-за
ксенонового отравления не превысили оперативный запас реактивности.
Этот период называется оперативным временем: если реактор не
удается запустить за это время, ксенон продолжает накапливаться, и
реактивность становится отрицательной. Это состояние называют
йодной или ксеноновой ямой. Приходится ждать 12 суток, пока ксенон
не распадется;до этих пор запуск реактора невозможен.Кроме того,
при делении появляются осколки в виде прометия-149,
которыйраспадается до стабильного изотопа самарий-149. Этот изотоп
тоже хорошо поглощает нейтроны и выгорает при работе на мощности,
но сам по себе распадается очень долго, и накопление самария может
привести к тому, что после остановки реактора его не получится
запустить вновь,до тех порпока топливо не будет заменено на новое.
Это явление называется самариевой смертью. Оно происходит, когда
отравление реактора самариемстановится больше стационарного
отравления ксеноном при больших значениях плотности нейтронного
потока. Особенно велик риск запирания реактора в конце кампании,
когда оперативный запас реактивности становится мал.8Вносимую
самарием отрицательную реактивность можно компенсировать стержнями
регулирования реактора. Однако если реактор долго простаивает,
концентрация самария возрастает более чем в десять раз, и
компенсировать такой спад реактивности с помощью стержней уже не
получится придется менять топливо.9В реакторе может произойти
авария с неконтролируемым ростом мощности, связанным с резким
возрастанием реактивности (реактивностная авария, или
Reactivity-initiated Accident, RIA). Именно это произошло на
Чернобыльской АЭС.10Для предотвращения таких аварий в конструкцию
реактора вносят элементы, которые не позволяют слишком быстро
вводить положительную реактивность, и аварийную защиту, которая
ограничивает мощность реактора.Не менее серьезная опасность потеря
охлаждения активной зоны (Loss-of-pressure-control accident, LOPA).
Если реактор, даже остановленный,останется без охлаждения по любой
причине, будь то потеря электропитания насосов (так было на АЭС
Фукусима-1) или потеря питательной воды в парогенераторе и
незакрытие обратного клапана в компенсаторе давления (авария на АЭС
Three Mile Island),реактор будет нагреваться за счет остаточного
энерговыделения: накопленные в ходе реакции продукты деления
продолжают распадаться и выделять энергию. В течение многих суток
после прекращения цепной реакции мощность реактора будет
достаточной, чтобы разогреть топливо до опасных температур при
потере отвода тепла. Когда топливо разогревается до высоких
температур, активная зона реактора начинает плавиться: разрушаются
оболочки твэлов и конструкционные материалы. На этот случай
предусмотрены ловушки расплава, которые сооружаются прямо под
реактором и удерживают топливо от попадания в окружающую среду.
Ловушки расплава представляют собой помещение либо конструкцию,
напоминающую огромную кастрюлю, с наполнителем из оксидов железа и
алюминия так называемым жертвенным материалом.11При расплавлении
все, что осталось от активной зоны реактора, стекает в ловушку и
смешивается с жертвенным материалом, который помогает поглотить
часть тепла, а затем эта масса охлаждается водой. Минус ловушек в
том, что продукты деления, хотя и локализуются, все же оказываются
за пределами реактора, поэтому придумываются альтернативы, которые
позволяют удержать расплавленное топливо в корпусе реактора.12Кроме
того, охлаждать расплав водой следует очень осторожно, чтобы
избежать парового взрыва и выделения водорода.При перегреве
активной зоны вода начинает закипать, и образуется пар, который при
температуре 861 C вступает в реакцию с цирконием (из него делают
оболочки твэлов). В результате пароциркониевой реакции выделяется
водород и большое количество тепла. Кроме того, за счет окисления
циркония оболочки твэлов истончаются, теряют прочность. Чтобы
пароциркониевой реакции с выделением водорода не происходило,
предлагается заменить циркониевые сплавы на композиционный материал
на основе карбида кремния (SiC).13
Графит, вода, газ: какими бывают реакторыВо всех современных
реакторах ядерное горючее конструктивно отделено от
теплоносителя,то есть упаковано в твэлы. Такие реакторы называют
гетерогенными. Есть и другой вариант конструкции реакторов
гомогенный, где ядерное топливо смешано с замедлителеми твэлы не
требуются. Но такие реакторы не получили широкого распространения,
они применяются только в исследовательских целях.Гетерогенные
реакторы различаются по типу конструкции. Активная зона канального
реактора представляет собой набор технологических каналов в массе
замедлителя. В технологических каналах размещают тепловыделяющие
сборки, которые индивидуально охлаждаются теплоносителем. Например,
можно разместить технологические каналы в отдельных блоках из
твердого замедлителя, а можно пропустить их через корпус,
заполненный жидким замедлителем. Такая конструкция позволяет
заменять топливо, не останавливая реактор. В корпусных реакторах
активная зона, состоящая из набора тепловыделяющих сборок, помещена
внутрь полого цилиндрического корпуса порядка 20
сантиметровтолщиной. Заменить топливо в таких реакторах можно
только после полной остановки.
Реакторы также классифицируют по типу теплоносителя. Более 95% всех
действующих энергетических реакторов в миреводоохлаждаемые, то есть
те, в которых в роли теплоносителя выступает обычная вода
(H2O).14Из водоохлаждаемых реакторов в мире наиболее распространены
легководные реакторы (Light-water reactor, LWR), где и
теплоносителем, и замедлителем является легкая вода. В реакторах с
водой под давлением (Pressurized water reactor, PWR, в России ВВЭР)
пар, приводящий в действие турбину, вырабатывается в отдельно
стоящих парогенераторах. В кипящих водо-водяных реакторах (Boiling
Water Reactor, BWR) пар вырабатывается в активной зоне реактора и
направляется прямо в паровую турбину. Такие реакторы используются в
основном в США и Японии.Существуют также водо-графитовые реакторы
(Light-Water-cooled Graphite-moderated Reactor, LWGR), в которых
замедлителем выступает графит, а теплоносителем обычная вода. К
водо-графитовым реакторам относятся советские реакторы РБМК.
Реакторы с замедлителем из графита использовались во всем мире в
качестве промышленных реакторов для наработки плутония, а в СССР в
энергетических целях.
В тяжеловодных реакторах (Pressurised Heavy Water Reactor, PHWR)в
качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется тяжелая
вода (D2O). В ней оба атома водорода, ядро которого состоит из
одного протона, заменены на атомы тяжелого изотопа водорода
дейтерия, ядро которого состоит из протона и нейтрона. Обычный
водород может поглощать нейтроны, превращаясь в дейтерий, поэтому в
реакторах с замедлителем из легкой воды теряется некоторое
количество нейтронов, которые могли бы быть задействованы в цепной
реакции. А в тяжеловодных реакторах нейтроны теряются принципиально
в меньшей степени. В таких реакторах можно использовать
необогащенное топливо из природного урана. Недостаток дороговизна
производства тяжелой воды. Чтобы экономить тяжелую воду, необходимо
свести возможность ее утечки из реактора к минимуму, что
существенно усложняет его конструкцию и эксплуатацию. К
тяжеловодным реакторам относятся канадские СANDU.Предлагается также
использовать в качестве теплоносителя воду в сверхкритическом
состоянии.20Термин критический в этом контексте относится к
состоянию воды, и его не следует путать с критическим состоянием
ядерного реактора. Реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического
давления (Supercritical-Water-Cooled Reactor, SCWR), должны
работать выше термодинамической критической точки фазового
равновесия, которая наступает, когда температура воды достигает 374
C, а давление составляет 22,1 МПа. При этих и более высоких
параметрах вода не является жидкостью или паром это субстанция с
уникальными свойствами. Одним из таких свойств является хорошая
теплопередача, что может обеспечить высокую удельную мощность,
меньшие размеры активной зоны и защитных структур. Ожидается, что
КПД станций сосверхкритическими водоохлаждаемыми реакторами будет
приблизительно в 1,3 раза выше, чем у обычных станций с
водоохлаждаемыми реакторами.21Газоохлаждаемые реакторы (Gas-cooled
reactor, GCR) составляют около 3% общего числа реакторов во всем
мире, находящихся в коммерческой эксплуатации.22В качестве
замедлителя, как правило, используется графит, а в качестве
теплоносителя CO2. Оболочки твэлов для GCR делают из сплава магния,
поэтому такие реакторы называют Magnox. Первый реактор такого типа
был сооружен в Великобритании на станции Calder Hall в 1956 году.
Оказалось, что использование газа в качестве теплоносителя менее
эффективно, чем использование воды. Коммерческие газоохлаждаемые
реакторы (Magnox & AGR) в настоящее время используются только в
Великобритании и будут постепенно выведены из эксплуатации в
середине 2020-х годов.Однако это не означает, что газоохлаждаемые
реакторы окончательно уходят в прошлое: в качестве перспективной
технологии рассматриваются усовершенствованные высокотемпературные
газоохлаждаемые реакторы (High-Temperature Gas-Cooled Reactor,
HTGR) c гелиевым теплоносителем. Для них существуют варианты малой
мощности с модульной конструкцией (Small modular reactor, SMR),
которые можно производить на заводах серийно быстрее и дешевле, чем
реакторы большой мощности.23Кроме того, такие реакторы открывают
возможность сочетания ядерных источников энергии с возобновляемыми.
По оценкам МАГАТЭ, сейчас в мире рассматриваются около 50 проектов
малых модульных реакторов различных типов на разных стадиях
разработки. Ожидается, что Аргентина, Китай и Россия начнут
коммерческую эксплуатацию первых малых модульных реакторов в
ближайшие годы.24Теплоносителем и топливом одновременно в реакторах
с замедлителем из графита также могут служить расплавы солей.
Реакторы на солевых расплавах (MSR) рассматриваются в некоторых
странах в качестве перспективной технологии: они более
энергоэффективны, чем LWR, способны адаптироваться к различным
топливным циклам и не требуют производства твердого топлива, в них
образуются меньшие объемы высокоактивных отходов. Кроме того,
рабочее давление в них меньше, что снижаетриск аварии.Среди
разработок, которые так и не вышли за рамки экспериментальных
установок, реактор на органическом теплоносителе, в котором
используется газойль25или дифенильная смесь.26Эти вещества имеют
хорошие замедляющие свойства и высокую температуру кипения при
атмосферном давлении. Предполагалось, что использование этих
веществ упростит конструкцию реактора и подбор материалов, однако
оказалось, что при высокой температуре и излучении образовывались
более сложные вязкие органические соединения, загрязняющие реактор.
Кроме того, такие установки оказались пожароопасными и
токсичными.Некоторые разработки ставят своей целью изменить принцип
производства энергии, который во многом остается паровозным (тепло
пар турбина). Разрабатывались идеи создания так называемых
МГД-генераторов магнито-газо-гидродинамических преобразователей
энергии, принцип работы которых основан на явлении электромагнитной
индукции и в которых проводником является рабочее тело генератора
плазма. Они позволяют напрямую преобразовать механическую энергию
движущейся среды в электрическую.Наконец, есть термические
преобразователи энергии. Если специальную конструкцию из сплавов
некоторых металлов с одной стороны нагреть, а с другой охладить,
между ними побежит электрический ток. Но коэффициент полезного
действия этих установок пока составляет не более 10%, и реальных
способов его повышения пока нет. У атомных паровозов КПД выше
3545%.27
Быстрые нейтроны и замкнутый топливный цикл: реакторы, которые
производят топливоНаконец, реакторы классифицируют по
энергетическому спектру нейтронов, которые вызывают и сопровождают
цепную реакцию. Реакторы на тепловых (медленных) нейтронах
подразумевают использование замедлителя в своей конструкции. Они
способны эффективно использовать только изотоп уран-235, в то время
как основная масса топлива, состоящая из урана-238, остается
нетронутой.В реакторах на быстрых нейтронах (Fast breeder reactor,
FBR) замедлителя нет, а вместе с выработкой энергии они производят
ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого
реактора. Это возможно благодаря тому, что в этих реакторах
предполагается использовать в качестве делящегося нуклида
плутоний-239, при делении которого получается 2,9 нейтрона на акт
деления. Ив этом случаедаже при учете всех потерь нейтронов на
поглощение в стальных конструкциях, теплоносителе, продуктах
деления остается больше одного нейтрона для поглощения в уране-238
и получения за счет этого большего количества плутония, чем
сгорает. Избыток получаемого плутония может быть использован для
увеличения мощности системы за счет ввода новых реакторов и для
снабжения топливом реакторов на тепловых нейтронах.Получается
замкнутый ядерный топливный цикл, в котором облученное ядерное
топливо не захоранивается, а поступает на переработку и
превращается в топливо, которое можно загружать в другой реактор.
Загрузив в реактор на быстрых нейтронах 1000 килограммов делящегося
изотопа, можно получить 12001300 килограммов нового ядерного
топлива именно поэтому такие реакторы называют
размножителями.28Искусственное ядерное топливо, произведенное в
быстрых реакторах, может использоваться в реакторах на тепловых
нейтронах (ВВЭР), которые в экосистеме замкнутого топливного цикла
существуют с ними бок о бок. Более того, и сами быстрые реакторы
могут потреблять произведенный ими же плутоний в составеMOX-топлива
смеси обогащенной окиси урана и окиси плутония или в составе
металлическогоили нитридного топлива.Идея создания быстрых
реакторов существует с середины XX века. Основная сложность в их
разработке жесткое ограничение по набору теплоносителей: нужны
материалы, которые слабо замедляют нейтроны. В противном случае
нейтроны замедляются и увеличивается вероятность их поглощения в
конструкционных материалах, теплоносителе, продуктах деления, что
резко снижает возможности производства плутония из урана-238.
Поэтому в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах
используются жидкие металлы (натрий, свинец, эвтектика
свинец-висмут) либо газ, напримергелий.В СССР были разработаны
реакторы БН-350, БН-600 и БН-800 с натриевым теплоносителем.
Реакторы БН-350 и БН-600 были созданы для отработки технологии
натриевого теплоносителя, поэтому они были ориентированы на
использование технологически более простого уранового топлива
(оксидного). БН-800 был запущен в 2015 году на Белоярской АЭСи пока
тоже работает на обычном двуокисном урановом топливе. Но его
планируют поэтапно переводить на MOX-топливо, постепенно заменяя
ТВС. На Белоярской АЭС планируется создание нового реактора на
быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200.
Разрабатывается и другой тип быстрых реакторов СВБР, в котором в
качестве теплоносителя используется эвтектический
свинцово-висмутовый сплав.Реактор на быстрых нейтронах обычно
состоит из активной зоны и окружающей ее зоны воспроизводства. В
активной зоне происходит непосредственно процесс деления ядер
урана-235 или плутония-239. В зоне воспроизводства используются
нейтроны, покидающие активную зону: там уран-238 превращается в
плутоний-239.Также быстрый реактор может работать на плутонии,
выделенном из облученного ядерного топлива с ВВЭР. Каждый год из
реактора ВВЭР-1000 выгружается примерно 20 тонн облученного
топлива, в котором содержится примерно 1% плутония.29Есть и другие
идеи создания реакторов-размножителей, которые пока находятся на
уровне научно-исследовательских работ. Среди них реактор на бегущей
волне, в котором цепная реакция происходит не сразу во всей
активной зоне, а ограничена запальным участком, который с течением
времени перемещается. В активную зону вводится много стержней с
ураном-238 и значительно меньшее количество стержней с ураном-235,
которые играют роль зоны поджига, запускающей цепную реакцию таким
образом, что значительная часть нейтронов улетает и поглощается в
зоне с ураном-238. В ходе реакции уран-238 превращается в
плутоний-239 и затем делится с выделением энергии. Предполагается,
что такой тип реакторов позволит увеличить эффективность
использования урана-238 в разы по сравнению с существующими
реакторами без замыкания топливного цикла бесхимический топливный
цикл.В некоторых исследовательских установках и транспортных
реакторах используются промежуточные нейтроны. Были идеи создания
реакторов на нейтронах со смешанным спектром (то естьспектр
нейтронов сильно различается в разных частях реактора),но пока что
они не реализованы.32Таким образом, система ядерной энергетики на
основе различных типов реакторов с замкнутымтопливным циклом
поможет радикально решить проблему эффективного использования
природных источников топлива. При этом будет решена проблема
радиоактивных отходов все радиоактивные изотопы и стабильные
продукты деления так или иначе послужат человечеству.
Литература1.Росэнергоатом создаст центр по выводу из эксплуатации
энергоблоков с реакторами РБМК // Страна РОСАТОМ. 23 июля 20202.
Arthur. H., Atomic. Quest, New York: Oxford. University. Press,
19563.Energy, Electricity and Nuclear Power Estimates for the
Period up to 2050 // International Atomic Energy Agency. Vienna,
20194. H.J.C. Kouts, G.J. Fischer, R.W.J. Cerbone. The Fast Mixed
Spectrum Reactor Concept // Department of Nuclear Energy Brookhaven
National Laboratory, 19795.Small Nuclear Power Reactors // World
Nuclear Association6.Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR) //
The Generation IV International Forum7.World Nuclear Performance
Report 2020 // World Nuclear Association, 20208. Акатов А. А.,
Коряковский Ю. С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых
нейтронах. М.: АНО ИЦАО, 20129. Боровой А.А., Велихов Е.П.. Опыт
Чернобыля (работы на объекте Укрытие). Часть 1. М.: НИЦ
Курчатовский институт, 201210. Брылева В.А., Войтецкая Е.Ф.,
Нарейко Л.М. Тепловыделяющие сборки реакторов ВВЭР // ГНУ
ОИЭЯИ-Сосны. 201211. Васильев Б.А. Цели и задачи разработок
активных зон реакторов БН // Всероссийская научно-техническая
конференция Нейтронно-технические проблемы атомной энергетики.
Обнинск, 201912.Водоохлаждаемые реакторы // Международное агентство
по атомной энергии13.Вторая жизнь реакторов канального типа //
Атомный эксперт14.Газоохлаждаемые реакторы // Международное
агентство по атомной энергии15.Динамика цепной реакции деления.
Роль запаздывающих нейтронов в управлении ядерным реактором //
Ядерная физика в интернете16.Как делают ядерное топливо для
Белорусской АЭС // Атомная энергия 2.017.Как производится ядерное
топливо // ООО Росатом Восточная Европа18. Ларин И. И., Олитский Л.
Г. Развитие научных направлений и экспериментально-производственной
базы РНЦ Курчатовский институт . Изд. 2-е, испр, и дополн. М.:
ИНЕРТЭК, 200519. Ларин И. Реактор Ф-1 был и остается первым //
Наука и жизнь 8, 200720.Малые модульные реакторы //Международное
агентство по атомной энергии21.Новые способы удержать расплав //
Атомный экспер22.Обращение с облученным ядерным топливом в
Российской Федерации // Атомная энергия 2.023.От циркония к
композитам. ВНИИНМ им. А.А. Бочвара // Открытое атомное общество
Пабликатом24. Попов А.К. Основы управления ядерным реактором:
Учебное пособие / Московский государственный университет М.,
201225. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Васильченко И.Н., Никитенко М.П.,
Махин В.М., Лапин А.В., Четвериков А.Е., Чуркин А.Н., Аникеев Ю.А.,
Шмелев С.В. Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора
ВВЭР-СКД // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение
безопасности АЭС. 3, 200926. Савандер В.И., Увакин М.А.. Физическая
теория ядерных реакторов. Ч. 2 Теория возмущений и медленные
нестационарные процессы: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 201327.
Саркисов А. А., Гусев Л. Б., Калинин Р. И. Основы теории и
эксплуатации судовых ядерных реакторов. М.: Наука, 200828.
Столяревский А. Спасает ли ловушка? // PRoAtom.09.04.201429.Цепная
реакция деления и атомный реактор // Ядерные технологии. Ядерная
физика в Интернете30. Энергетика: история, настоящее и будущее.
Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем / К. Б.
Денисевич, Ю. А. Ландау, В. А. Нейман [и др.]; Ландау Ю. А., Сигал
И. Я., науч. ред. Киев: Ред. изд. 24. Энергетика: история,
настоящее и будущее 2011Обложка: Ксения РыковаИллюстрации: Катя
Золотарева
