Реактор на быстрых нейтронах

Реактор БН-350 на быстрых нейтронах в Актау , Казахстан. Он действовал с 1973 по 1994 год.

Реактор на быстрых нейтронах ( FNR ), или реактор быстрого спектра , или просто быстрый реактор — это категория ядерных реакторов , в которых цепная реакция деления поддерживается быстрыми нейтронами (с энергией выше 1 МэВ в среднем), в отличие от медленных нейтронов. тепловые нейтроны, используемые в реакторах на тепловых нейтронах . Такой быстрый реактор не нуждается в замедлителе нейтронов , но требует топлива , которое относительно богато делящимся материалом по сравнению с тем, которое требуется для реактора на тепловых нейтронах. По всему миру построено около 20 быстрых реакторов наземного базирования, общий срок эксплуатации которых составляет более 400 реакторо-лет. Самым крупным из них был быстрый реактор с натриевым теплоносителем «Суперфеникс» во Франции, рассчитанный на мощность 1242 МВт. Быстрые реакторы изучаются с 1950-х годов, поскольку они обеспечивают определенные преимущества перед существующим парком водо- и водо-водяных реакторов. Это:

• При делении в результате поглощения быстрого нейтрона образуется больше нейтронов, чем в сопоставимом процессе с медленными (тепловыми или замедленными) нейтронами. Таким образом, критичность достичь легче, чем с более медленными нейтронами.
• Во всех конструкциях быстрых реакторов, построенных к настоящему времени, в качестве теплоносителей используются жидкие металлы, например, быстрый реактор с натриевым охлаждением и быстрый реактор со свинцовым охлаждением . Поскольку температуры кипения этих металлов очень высоки, давление в реакторе можно поддерживать на низком уровне, что значительно повышает безопасность.
• Поскольку температуры в активной зоне также могут быть существенно выше, чем в конструкции с водяным охлаждением, такие реакторы имеют больший термодинамический КПД ; больший процент вырабатываемого тепла превращается в полезную электроэнергию.
• Атомы тяжелее урана имеют гораздо большую вероятность деления быстрым нейтроном, чем тепловым. Это означает, что количество более тяжелых атомов в потоке ядерных отходов, например кюрия , значительно сокращается, что приводит к существенному снижению требований к обращению с отходами.

По этим причинам в инициативе GEN IV около двух третей предлагаемых реакторов будущего используют быстрый спектр.

Процессы деления

Быстрые реакторы работают за счет деления урана и других тяжелых атомов, подобно тепловым реакторам . Однако существуют принципиальные различия, обусловленные тем, что в большинстве коммерческих ядерных реакторов используется замедлитель , а в быстрых реакторах — нет.

Замедлители в обычных ядерных реакторах

Природный уран состоит в основном из двух изотопов :

• 99.3% ²³⁸
  В
• 0.7% ²³⁵
  В

Из этих двух, ²³⁸
U подвергается делению только быстрыми нейтронами. Около 0,7% природного урана находится ²³⁵
U , который будет делиться как быстрыми, так и медленными (тепловыми) нейтронами. Когда уран подвергается делению, он высвобождает нейтроны с высокой энергией («быстрые»).Однако эти быстрые нейтроны имеют гораздо меньшую вероятность вызвать новое деление, чем нейтроны, которые замедляются после того, как они были созданы в процессе деления. Более медленные нейтроны имеют гораздо более высокий шанс (примерно в 585 раз) вызвать деление. ²³⁵
U, чем быстрые нейтроны.

Обычное решение этой проблемы — замедлить нейтроны с помощью замедлителя нейтронов , который взаимодействует с нейтронами, замедляя их. Наиболее распространенным замедлителем является обычная вода, которая действует за счет упругого рассеяния до тех пор, пока нейтроны не достигнут теплового равновесия с водой (отсюда и термин «тепловой нейтрон»), после чего нейтроны становятся высокореактивными с водой. ²³⁵
У. ​Другие замедлители включают тяжелую воду , бериллий и графит . Упругое рассеяние нейтронов можно сравнить со столкновением двух мячей для пинг-понга; Когда быстрый мяч для пинг-понга ударяется о неподвижный или медленно движущийся мяч, они оба в конечном итоге будут иметь примерно половину первоначальной кинетической энергии быстрого мяча. Это контрастирует с быстрым ударом мяча для пинг-понга по шару для боулинга, где мяч для пинг-понга сохраняет практически всю свою энергию.

Такие тепловые нейтроны с большей вероятностью будут поглощены другим тяжелым элементом, например ²³⁸
В , ²³²
или ​ ²³⁵
У. ​В этом случае только ²³⁵
U имеет высокую вероятность деления.

Хотя ²³⁸
U подвергается делению быстрыми нейтронами, выделяющимися при делении, примерно в 11% случаев, это не может поддерживать одну цепную реакцию. Нейтроны, образующиеся при делении ²³⁸
U имеет более низкую энергию, чем исходный нейтрон, обычно ниже 1 МэВ, порог деления, вызывающий последующее деление ²³⁸
U , так что деление ²³⁸
U не поддерживает цепную ядерную реакцию. При попадании тепловых нейтронов (т.е. нейтронов, замедленных замедлителем) нейтрон может быть захвачен ²³⁸
Ядро U для превращения урана в ²³⁹
U , который быстро распадается на ²³⁹
Np , который, в свою очередь, распадается на ²³⁹
Мог . ²³⁹
Pu тепловых имеет сечение нейтронов больше, чем у ²³⁵
В .

Около 73% ²³⁹
Созданный таким образом Pu будет подвергаться делению в результате захвата теплового нейтрона, в то время как оставшиеся 27% поглощают тепловые нейтроны, не подвергаясь делению. ²⁴⁰
Pu Создается , который редко делится тепловыми нейтронами. Когда плутоний-240, в свою очередь, поглощает тепловой нейтрон и становится более тяжелым изотопом. ²⁴¹
Pu , который также расщепляется тепловыми нейтронами, очень близкими по вероятности к плутонию-239. В реакторе быстрого спектра все три изотопа имеют высокую вероятность деления при поглощении нейтрона высокой энергии, что ограничивает их накопление в топливе.

В совокупности эти эффекты приводят к появлению в реакторе с замедлителем присутствия трансурановых элементов . Такие изотопы сами по себе нестабильны и подвергаются бета-распаду с образованием еще более тяжелых элементов, таких как америций и кюрий . Таким образом, в реакторах с замедлителем изотопы плутония во многих случаях не делятся (и, следовательно, не выделяют новых быстрых нейтронов), а просто поглощают тепловые нейтроны. В большинстве реакторов с замедлителем используется природный уран или низкообогащенное топливо. По мере продолжения производства электроэнергии, примерно в течение 12–18 месяцев стабильной работы во всех реакторах с замедлителем, реактор не только потребляет больше делящегося материала, чем образует, но и накапливает поглощающие нейтроны продукты деления, что затрудняет поддержание процесса деления. Когда израсходовано слишком много топлива, реактор необходимо дозаправить.

Недостатки легкой воды в качестве замедлителя в обычных ядерных реакторах

Следующие недостатки использования замедлителя побудили к исследованию и разработке быстрых реакторов.

Несмотря на то, что легкая вода дешева, легкодоступна и легко очищается, она может поглотить нейтрон и удалить его из реакции. Этого достаточно, чтобы концентрация ²³⁵
Уровень урана в природном уране слишком низок, чтобы поддерживать цепную реакцию; нейтроны теряются в результате поглощения водой и ²³⁸
U , наряду с теми, которые теряются в окружающей среде, приводит к тому, что в топливе остается слишком мало U . Наиболее распространенным решением этой проблемы является концентрация количества ²³⁵
U в топливе для производства обогащенного урана , а остатки ²³⁸
Вы известны как обедненный уран .

В других конструкциях тепловых нейтронов используются другие замедлители, такие как тяжелая вода или графит , которые с гораздо меньшей вероятностью поглощают нейтроны, что позволяет им работать на природном урановом топливе. См. CANDU , Графитовый реактор X-10 . реактора В любом случае нейтронная экономика основана на тепловых нейтронах .

Второй недостаток использования воды для охлаждения заключается в том, что она имеет относительно низкую температуру кипения. Подавляющее большинство производства электроэнергии использует паровые турбины . Они становятся более эффективными, поскольку давление (и, следовательно, температура) пара выше. Поэтому ядерный реактор с водяным охлаждением и замедлителем должен работать при высоких давлениях, чтобы обеспечить эффективное производство электроэнергии. Таким образом, такие реакторы конструируются с использованием очень тяжелых стальных сосудов, например, толщиной 30 см (12 дюймов). Эта работа под высоким давлением усложняет конструкцию реактора и требует принятия строгих мер физической безопасности. Подавляющее большинство ядерных реакторов в мире имеют водяное охлаждение и водяной замедлитель. Примеры включают реакторы PWR , BWR и CANDU . В России и Великобритании действуют реакторы, в которых в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя соответственно вода в российских и газ в британских реакторах.

Поскольку эксплуатационная температура и давление этих реакторов определяются техническими требованиями и ограничениями безопасности, оба они ограничены. Таким образом, температуры и давления, которые могут подаваться в паровую турбину, также ограничены. Типичная температура воды в современном водо-водяном реакторе составляет около 350 ° C (660 ° F), а давление около 85 бар (1233 фунта на квадратный дюйм). По сравнению, например, с современными паровыми контурами, работающими на угле, где температура основного пара превышает 500 °C (930 °F), это низкий показатель, что приводит к относительно низкому термическому КПД . В современном PWR около 30-33 % ядерного тепла преобразуется в электричество.

Третий недостаток заключается в том, что когда (любой) ядерный реактор останавливается после работы, топливо в реакторе больше не подвергается процессам деления. Однако существует запас высокорадиоактивных элементов, некоторые из которых выделяют значительное количество тепла. Если топливные элементы оказались открытыми (т.е. нет воды для охлаждения элементов), это тепло больше не отводится. После этого топливо начнет нагреваться, и температура может превысить температуру плавления оболочки из циркалоя . Когда это происходит, топливные элементы плавятся, и происходит расплавление , подобное множественным расплавлениям, произошедшим во время катастрофы на Фукусиме . Когда реактор находится в режиме остановки, температура и давление медленно снижаются до атмосферных, в результате чего вода закипает при 100 °C (210 °F). Эта относительно низкая температура в сочетании с толщиной используемых стальных резервуаров может привести к проблемам с поддержанием охлаждения топлива, как показала авария на Фукусиме.

Наконец, деление урана и плутония в тепловом спектре дает меньшее количество нейтронов, чем в быстром спектре, поэтому в быстром реакторе допустимы большие потери.

Предлагаемые быстрые реакторы решают все эти проблемы (не считая фундаментальных свойств деления, например, плутоний-239 с большей вероятностью разделится после поглощения быстрого нейтрона, чем медленного).

Быстрое деление и размножение

Хотя ²³⁵
У и ²³⁹
Pu имеет более низкое сечение захвата нейтронами более высокой энергии, но они по-прежнему остаются реакционноспособными даже в диапазоне МэВ. Если плотность ²³⁵
У или ²³⁹
Pu Достаточно , будет достигнут порог, при котором в топливе будет достаточно делящихся атомов для поддержания цепной реакции с быстрыми нейтронами. Фактически, в быстром спектре, когда ²³⁸
U захватывает быстрый нейтрон, он также подвергается делению примерно в 11% случаев, а остальная часть захвата является «радиационной» и входит в цепочку распада с образованием плутония-239.

Важно отметить, что когда реактор работает на быстрых нейтронах, ²³⁹
Изотоп Pu , вероятно, будет делиться в 74% случаев вместо 62% деления при захвате теплового нейтрона. Кроме того, вероятность ²⁴⁰
Pu при поглощении быстрого нейтрона деления составляет 70%, а теплового нейтрона - менее 20%. У быстрых нейтронов меньше шансов быть захваченными ураном и плутонием, но при их захвате вероятность вызвать деление значительно выше. Таким образом, в отработанном топливе быстрых реакторов практически нет актинидов, за исключением урана и плутония, которые могут быть эффективно переработаны. Даже если в активную зону первоначально загружено 20% массового плутония реакторного качества (содержащего в среднем 2% ²³⁸
Пу , 53% ²³⁹
Пу , 25% ²⁴⁰
Пу , 15% ²⁴¹
Пу , 5% ²⁴²
Пу и следы ²⁴⁴
Pu ), нейтроны быстрого спектра способны вызвать деление каждого из них со значительной скоростью. К концу топливного цикла продолжительностью около 24 месяцев эти соотношения изменятся с увеличением ²³⁹
Содержание Pu превысит 80%, в то время как содержание всех остальных изотопов плутония пропорционально уменьшится.

Удалив замедлитель, можно значительно уменьшить размер активной зоны реактора и в некоторой степени сложность. Как ²³⁹
Пу и особенно ²⁴⁰
Вероятность деления Pu гораздо выше при захвате быстрого нейтрона. Такие реакторы можно заправлять смесью плутония и природного урана или обогащенным материалом, содержащим около 20% ²³⁵
У. ​Тестовые запуски на различных объектах также проводились с использованием ²³³
У и ²³²
чё . Природный уран (в основном ²³⁸
U ) превратится в ²³⁹
Pu , а в случае ²³²
чё , ²³³
У — результат. Поскольку в ходе работы создается новое топливо, этот процесс называется воспроизводством. Все быстрые реакторы можно использовать для воспроизводства или, тщательно отбирая материалы активной зоны и устраняя бланкет, их можно эксплуатировать для поддержания того же уровня делящегося материала без создания какого-либо избыточного материала. Этот процесс называется конверсией, потому что он превращает воспроизводящие материалы в расщепляющееся топливо в соотношении 1:1. Окружив активную зону реактора слоем ²³⁸
У или ²³²
Если захватывает лишние нейтроны, лишние нейтроны порождают больше ²³⁹
Пу или ²³³
У соответственно.

Затем материал бланкета можно переработать для извлечения нового делящегося материала, который затем можно смешать с обедненным ураном для производства МОХ-топлива , а затем смешать со слегка обогащенным урановым топливом для получения топлива REMIX как для обычных реакторов на медленных нейтронах. В качестве альтернативы его можно смешать, например, с более высоким процентом 17–19,75% делящегося топлива для активных зон быстрых реакторов. Таким образом, один быстрый реактор может поставлять собственное топливо в течение неопределенного времени, а также снабжать несколько тепловых реакторов, значительно увеличивая количество энергии, извлекаемой из природного урана. Наиболее эффективная конфигурация селекционера теоретически способна производить 14 ²³⁹
Ядра Pu на каждые 10 (14:10) потребленных ядер актинидов, однако реальные быстрые реакторы до сих пор достигли соотношения 12:10, заканчивая топливный цикл с на 20% большим количеством делящегося материала, чем они содержали в начале цикла. Менее 1% от общего количества добытого урана потребляется в прямоточном термическом цикле , в то время как до 60% природного урана расщепляется в лучших существующих циклах быстрых реакторов.

Учитывая текущие запасы отработавшего ядерного топлива (которое содержит плутоний реакторного качества), можно переработать этот отработавший топливный материал и повторно использовать изотопы актинидов в качестве топлива в большом количестве быстрых реакторов. Это эффективно потребляет ²³⁷
Np , плутоний реакторного качества , ²⁴¹
Я и ²⁴⁴
См . Огромное количество энергии все еще присутствует в запасах отработавшего реакторного топлива; если для использования этого материала будут использоваться быстрые реакторы, эту энергию можно будет извлечь для полезных целей.

Переработка отходов

Реакторы на быстрых нейтронах потенциально могут снизить радиотоксичность ядерных отходов. Если бы наиболее радиоактивные компоненты могли быть переработаны, каждый реактор промышленного масштаба имел бы годовой объем отходов, составляющий немногим более тонны продуктов деления, плюс следовые количества трансурановых соединений. Остальные отходы должны храниться около 500 лет.

Для быстрых нейтронов соотношение между расщеплением и захватом нейтронов часто больше, чем когда нейтроны медленнее, на плутонием . и второстепенными актинидами тепловых или околотепловых «эпитепловых» скоростях Проще говоря, у быстрых нейтронов меньше шансов быть поглощенными плутонием или ураном, но когда они поглощаются, они почти всегда вызывают деление.Трансмутированные четные актиниды (например, ²⁴⁰
Мог , ²⁴²
Pu ) расщепляется почти так же легко, как нечетные актиниды в быстрых реакторах. После разделения актиниды становятся парой « продуктов деления ». Эти элементы обладают меньшей общей радиотоксичностью. Поскольку при утилизации продуктов деления преобладают наиболее радиотоксичные продукты деления , стронций-90 , период полураспада которого составляет 28,8 года, и цезий-137 , период полураспада которого составляет 30,1 года, в результате срок службы ядерных отходов сокращается с десятков тысячелетий (из трансурановых изотопов) до нескольких столетий. Процессы не идеальны, но оставшиеся трансурановые соединения превратились из серьезной проблемы в крошечный процент от общего количества отходов, поскольку большинство трансурановых соединений можно использовать в качестве топлива.

Быстрые реакторы технически решают аргумент «нехватки топлива» против реакторов, работающих на уране, без предположения о неразведанных запасах или экстракции из разбавленных источников, таких как гранит или морская вода. Они позволяют получать ядерное топливо практически из всех актинидов, включая известные богатые источники обедненного урана и тория , а также отходы легководных реакторов. В среднем за одно деление образуется больше нейтронов из быстрых нейтронов, чем из тепловых нейтронов . Это приводит к большему избытку нейтронов сверх необходимого для поддержания цепной реакции. Эти нейтроны можно использовать для производства дополнительного топлива или для преобразования отходов с длительным периодом полураспада в менее опасные изотопы, как это было сделано на реакторе Феникс в Маркуле , Франция , или некоторые из них можно использовать для каждой цели. Хотя обычные тепловые реакторы также производят избыточные нейтроны, быстрые реакторы могут производить их достаточно, чтобы производить больше топлива, чем они потребляют. Такие конструкции известны как быстрые реакторы-размножители .

В отработавшем топливе реакторов с водяным замедлителем присутствуют несколько изотопов плутония, а также более тяжелые трансурановые элементы. Ядерная переработка , сложная серия процессов химической экстракции, в основном основанная на процессе PUREX , может использоваться для извлечения неизмененного урана, продуктов деления , плутония и более тяжелых элементов. Такие потоки отходов можно разделить на категории; 1) неизмененный уран-238 , который составляет большую часть материала и имеет очень низкую радиоактивность,2) сбор продуктов деления и 3) трансурановые элементы .

охлаждающая жидкость

Все ядерные реакторы производят тепло, которое необходимо отводить из активной зоны реактора. Вода , наиболее распространенный теплоноситель в тепловых реакторах , обычно непригодна для быстрого реактора, поскольку действует как эффективный замедлитель нейтронов .

Все действующие быстрые реакторы представляют собой реакторы с жидкометаллическим теплоносителем , в которых в качестве теплоносителей используются натриевые, свинцовые или свинцово-висмутовые эвтектики . В первом реакторе Клементины использовался ртутный теплоноситель и металлическое плутониевое топливо. Помимо своей токсичности для человека, ртуть имеет высокое сечение захвата (поэтому она легко поглощает нейтроны, что вызывает ядерные реакции) для (n,gamma)-реакции, вызывая активацию теплоносителя и потерю нейтронов, которые в противном случае могли бы быть поглощается топливом, поэтому его больше нельзя использовать в качестве охлаждающей жидкости.

Россия разработала реакторы, в которых используются расплавленные сплавы свинца и свинца - висмута эвтектические , которые в больших масштабах использовались в военно-морских двигательных установках, особенно в советских подводных лодках класса «Альфа» , а также в некоторых прототипах реакторов. Натрий-калиевый сплав (NaK) популярен в испытательных реакторах из-за своей низкой температуры плавления .

Другой предлагаемый быстрый реактор — это реактор на расплаве соли , в котором замедляющие свойства соли незначительны. Конкретная используемая формула соли имеет решающее значение, поскольку некоторые формулы являются эффективными замедлителями, а другие - нет.

Быстрые реакторы с газовым охлаждением были предметом исследований, обычно использующих гелий, который имеет малые сечения поглощения и рассеяния, что позволяет сохранить спектр быстрых нейтронов без значительного поглощения нейтронов в теплоносителе. Очищенный азот-15 также был предложен в качестве охлаждающего газа, поскольку он более распространен, чем гелий, а также имеет очень низкое сечение поглощения нейтронов.

Однако во всех крупных быстрых реакторах используется теплоноситель из расплавленного металла. Преимуществами расплавленных металлов являются низкая стоимость, малый потенциал активации и большой диапазон жидкости. Последнее означает, что материал имеет низкую температуру плавления и высокую температуру кипения. Примеры таких реакторов включают быстрый реактор с натриевым охлаждением , разработка которого до сих пор ведется во всем мире. В настоящее время в России в промышленных масштабах эксплуатируются два таких реактора. Кроме того, Россия имеет около восьмидесяти лет опыта работы с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем, интерес к которому быстро растет.

Топливо

На практике поддержание цепной реакции деления с помощью быстрых нейтронов означает использование относительно обогащенного урана или плутония . Причина этого в том, что реакции деления протекают при тепловых энергиях, поскольку соотношение между ²³⁹
Pu Сечение деления и ²³⁸
урана Сечение поглощения составляет ~100 в тепловом спектре и 8 в быстром спектре. Сечения деления и поглощения малы для обоих ²³⁹
Пу и ²³⁸
U при высоких (быстрых) энергиях, что означает, что быстрые нейтроны с большей вероятностью пройдут через топливо, не взаимодействуя, чем тепловые нейтроны; таким образом, требуется больше расщепляющегося материала. Поэтому быстрый реактор не может работать на природном урановом топливе. Однако возможно построить быстрый реактор, который будет производить топлива больше, чем потребляет. После первоначальной загрузки топлива такой реактор может быть дозаправлен путем переработки . Продукты деления можно заменить добавлением природного или даже обедненного урана без дальнейшего обогащения. Это концепция быстрого реактора-размножителя или FBR.

До сих пор в большинстве реакторов на быстрых нейтронах использовалось либо МОХ-топливо (смешанное оксидное топливо), либо топливо из металлических сплавов . Использовались советские реакторы на быстрых нейтронах (очень ²³⁵
U -обогащенное) урановое топливо, затем в 2022 году перешли на использование МОКС-топлива. Индийский прототип реактора использует топливо из карбида урана.

Тогда как критичность на быстрых энергиях может быть достигнута с помощью урана, обогащенного до 5,5 (массовых) процентов. ²³⁵
U , конструкции быстрого реактора были предложены с обогащением в пределах 20 процентов по причинам, включая срок службы активной зоны: если бы быстрый реактор был загружен с минимальной критической массой, то реактор стал бы подкритическим после первого деления. Скорее, избыток топлива вводится с помощью механизмов контроля реактивности, так что контроль реактивности полностью вводится в начале жизни, чтобы перевести реактор из сверхкритического состояния в критическое; по мере того, как топливо исчерпывается, контроль реактивности снимается для поддержания продолжающегося деления. В реакторе на быстрых нейтронах вышеизложенное применимо, хотя реактивность из-за истощения топлива также компенсируется за счет воспроизводства либо ²³³
У или ²³⁹
Пу и ²⁴¹
Пу из ²³²
или ​ ²³⁸
У соответственно. В некоторых конструкциях используются выгорающие яды, также известные как выгорающие поглотители, которые содержат изотопы с высокими сечениями захвата нейтронов. Концентрированный ¹⁰
Бор или ¹⁵⁵
Гадолиний и ¹⁵⁷
гадолиний Для этой цели обычно используется в природном гадолинии. Поскольку эти изотопы поглощают избыточные нейтроны, они преобразуются в изотопы с низкими сечениями поглощения, так что в течение срока службы топливного цикла они устраняются по мере образования большего количества продуктов деления с высоким сечением захвата. Это облегчает поддержание контроля над скоростью реактивности активной зоны при запуске на свежем топливе.

Контроль

Как и тепловые реакторы, реакторы на быстрых нейтронах управляются путем поддержания критичности реактора в зависимости от запаздывающих нейтронов с грубым контролем с помощью поглощающих нейтроны управляющих стержней или лопастей.

Однако они не могут рассчитывать на смену своих модераторов, поскольку модератора нет. Таким образом, доплеровское уширение в замедлителе, влияющее на тепловые нейтроны , не работает, равно как и отрицательный пустотный коэффициент замедлителя. Оба метода распространены в обычных легководных реакторах .

Доплеровское расширение из-за молекулярного движения топлива, из-за его тепла может обеспечить быструю отрицательную обратную связь. Молекулярное движение самих делящихся веществ может отклонить относительную скорость топлива от оптимальной скорости нейтронов. Тепловое расширение топлива может дать отрицательную обратную связь. Небольшие реакторы, такие как подводные лодки, могут использовать доплеровское расширение или тепловое расширение отражателей нейтронов.

Ресурсы

Поскольку восприятие запасов урановой руды в 1960-х годах было довольно низким, а скорость, с которой ожидалось, что ядерная энергетика возьмет на себя производство базовой нагрузки , в 1960-е и 1970-е годы быстрые реакторы-размножители считались решением мировых энергетических потребностей. Используя двойную обработку, быстрый бридер увеличивает энергетическую емкость известных рудных месторождений, а это означает, что существующих источников руды хватит на сотни лет. Недостаток этого подхода заключается в том, что в реактор-размножитель необходимо подавать топливо, которое необходимо перерабатывать на установке по переработке отработавшего топлива. Многие ожидали, что эта цена по-прежнему будет ниже цены на обогащенный уран, поскольку спрос увеличился, а известные ресурсы истощились.

На протяжении 1970-х годов изучались экспериментальные конструкции селекционеров, особенно в США, Франции и СССР. Однако это совпало с обвалом цен на уран. Ожидаемый рост спроса побудил горнодобывающие компании расширить каналы поставок, которые начали действовать как раз тогда, когда в середине 1970-х годов темпы строительства реакторов застопорились. В результате избытка предложения цены на топливо упали примерно с 40 долларов США за фунт в 1980 году до менее 20 долларов к 1984 году. быть экономически нецелесообразным.

Преимущества

Быстрые реакторы широко рассматриваются как важная разработка из-за ряда преимуществ по сравнению с конструкциями с замедлителем. Наиболее изученным и построенным типом быстрого реактора является быстрый реактор с натриевым теплоносителем . Некоторые преимущества этой конструкции обсуждаются ниже; другие конструкции, такие как быстрый реактор со свинцовым охлаждением и FMSR, быстрый реактор на расплавленной соли. имеют аналогичные преимущества.

• В результате деления образуется больше нейтронов, чем в тепловом реакторе. Это дает гибкость и позволяет воспроизводить уран или торий.
• Как ²³⁸
  U, поглощающий быстрый нейтрон, имеет вероятность деления 11%, значительный процент событий деления в реакторе происходит с этим изотопом.
• Существует тонкий баланс между образованием нейтронов в результате деления, с одной стороны, и многими процессами, которые исключают их из уравнения, с другой. Если температура в быстром реакторе увеличится, это будет иметь два эффекта:
  1. Доплеровское уширение спектра нейтронов и
  2. очень небольшое увеличение физического размера активной зоны реактора.

Эти два эффекта служат для снижения реактивности, поскольку позволяют большему количеству нейтронов покинуть активную зону, как было показано на демонстрации на EBR-II в 1986 году. В этом тесте дополнительное тепло было легко поглощено большим объемом жидкого натрия, и реактор отключился без вмешательства оператора.

• Поскольку натрий имеет температуру кипения 883 °C (1600 °F), а свинец имеет температуру кипения 1749 °C (3200 °F), но реакторы обычно работают при температуре от 500 °C (930 °F) до 550 °C (1000 °F). °F), существует большой запас, при котором металлы останутся жидкими, а повышение температуры может быть легко компенсировано без какого-либо повышения давления. Что касается хлоридных солей, которые обычно используются в конструкциях реакторов на быстрых расплавах солей, то хлорид натрия имеет температуру кипения 1465 ° C (2700 ° F).
• Поскольку при высоких температурах в активной зоне нет воды, реактор находится по существу при атмосферном давлении. Чаще всего присутствует подушка из инертного газа при умеренном давлении (например, 0,5 атмосферы), чтобы гарантировать, что любая утечка приведет к переносу массы за пределы реактора. Это означает, что нет сосуда высокого давления с соответствующими проблемами (системы высокого давления сложны), а также не будет утечки из реактора с выбросом струй высокого давления.
• Поскольку весь резервуар находится под атмосферным давлением, а натрий очень горячий и может оставаться при этой температуре даже в остановленном состоянии, возможно пассивное охлаждение (т. е. отсутствие необходимости в откачке) воздухом. Аварии, такие как ядерная авария на Фукусиме-дайити. при такой конструкции невозможно.
• Более высокая температура жидкого металла или соли и, следовательно, более высокая температура пара, вырабатываемого этим теплоносителем, позволяет значительно повысить КПД электрогенерации (около 40% термического КПД вместо 30%).
• Такие реакторы потенциально могут значительно сократить потоки отходов ядерной энергетики и в то же время значительно увеличить использование топлива.

Недостатки

Поскольку на сегодняшний день большинство быстрых реакторов охлаждаются натрием, свинцом или свинцом-висмутом, здесь описаны недостатки таких систем.

• В результате работы реакторов на быстрых нейтронах реактивность активной зоны определяется этими нейтронами, в отличие от реакторов с замедлителем. В реакторах с замедлителем значительная часть контроля реактивности достигается за счет запаздывающих нейтронов , что дает операторам или компьютерам время для регулировки реактивности. Поскольку запаздывающие нейтроны практически не играют роли в быстрых реакторах, для очень кратковременного управления реактивностью (например, в течение одной секунды) в быстрых реакторах необходимы другие механизмы, а именно тепловое расширение и доплеровское уширение. Более долгосрочная реактивность достигается за счет стержней управления , которые заполнены материалом, поглощающим нейтроны.
• Поскольку весь реактор заполнен большими объемами расплавленного металла, дозаправка не является тривиальной, поскольку оптические инструменты (камеры и т. д.) бесполезны. Для операции заправки необходимы дорогостоящие, тщательно откалиброванные и расположенные роботизированные инструменты. Кроме того, полностью удалить твэлы из реактора непросто.
• Поскольку весь реактор заполнен металлом, температура плавления которого намного превышает комнатную температуру, все трубки, теплообменники и весь объем реактора должны быть нагреты электрически, прежде чем может произойти какая-либо ядерная операция. Однако, как только реактор вырабатывает тепло, это больше не вызывает беспокойства.
• На сегодняшний день большинство типов быстрых реакторов оказались дорогостоящими в строительстве и эксплуатации и не очень конкурентоспособны с реакторами на тепловых нейтронах, если только цена урана резко не увеличится или затраты на строительство не снизятся. Считается, что, учитывая проблему утилизации ядерных отходов, такие реакторы будут необходимы. Поскольку затраты на строительство реакторов замедленного типа растут (помимо прочего) из-за все более строгих механизмов безопасности, это может означать повышение экономической рентабельности быстрых реакторов.
• Натрий часто используется в качестве теплоносителя в быстрых реакторах, поскольку он не сильно снижает скорость нейтронов и обладает высокой теплоемкостью. Однако он горит и пенится на воздухе, хотя не следует путать реакцию горения натрия на воздухе с чрезвычайно бурной реакцией натрия и воды. Утечки натрия могут воспламениться вместе с воздухом, вызывая проблемы в таких реакторах, как (например, военный корабль США «Сивулф» (SSN-575) и «Мондзю» ).

Некоторые быстрые реакторы с натриевым теплоносителем безопасно работали в течение длительного периода времени (в частности, « Феникс» и EBR-II в течение 30 лет или БН-600 и БН-800, находящиеся в эксплуатации с 1980 и 2016 годов соответственно, несмотря на несколько незначительных утечек и пожаров). Важно отметить, что утечки натрия (и, возможно, пожары) не приводят к выбросу радиоактивных элементов, поскольку натриевые быстрые реакторы всегда проектируются с двухконтурной системой.

• Поскольку жидкие металлы, кроме лития и бериллия, обладают низкой замедляющей способностью, основным взаимодействием нейтронов с теплоносителем быстрого реактора является (n, гамма)-реакция, которая вызывает радиоактивность в теплоносителе. Натрий-24 ( ²⁴
  Na ) создается в реакторном контуре быстрого реактора с натриевым теплоносителем из природного натрия-23 путем нейтронной бомбардировки . С периодом полураспада 15 часов, ²⁴
  Na распадается на ²⁴
  Mg путем испускания электрона и двух гамма-лучей . Поскольку период полураспада этого изотопа очень короток, например, через две недели, его практически нет. ²⁴
  На остался. Реакторы быстрого спектра, в которых используется натрий, должны удалять этот магний из натрия, что достигается с помощью «холодной» ловушки.
• Из конструкций эвтектики «жидкий свинец» или «свинец-висмут» активацией будет обладать только жидкая эвтектика свинец-висмут. Поскольку чистый свинец практически не активируется, конструкция реактора из чистого свинца может работать в одном контуре, что позволяет сэкономить значительные средства на теплообменнике и отдельных системах.
• Дефектная конструкция быстрого реактора может иметь положительный коэффициент пустотности : кипение теплоносителя при аварии снизит плотность теплоносителя и, следовательно, скорость абсорбции. Для коммерческой эксплуатации такие конструкции не предлагаются, поскольку они потенциально опасны и нежелательны с точки зрения безопасности и аварийности. Этого можно избежать при использовании газоохлаждаемого реактора , поскольку в таком реакторе при аварии не образуются пустоты; однако контроль реактивности в быстром реакторе с газовым охлаждением затруднен.
• Из-за малых сечений большинства материалов при высоких энергиях нейтронов критическая масса в быстром реакторе значительно выше, чем в тепловом реакторе. На практике это означает значительно более высокое обогащение : обогащение >20% в быстром реакторе по сравнению с обогащением <5% в типичных тепловых реакторах. В качестве альтернативы можно использовать смесь плутония из ядерных отходов в сочетании с природным или обедненным ураном.

История

Реактор БН-350 использовался также для опреснения морской воды.

Интерес США к реакторам-размножителям был приглушен решением Джимми Картера в апреле 1977 года отложить строительство реакторов-размножителей в США из-за опасений по поводу распространения ядерного оружия и неоптимальных показателей эксплуатации французского реактора Суперфеникс . Французские реакторы также встретили серьезное сопротивление со стороны групп защитников окружающей среды, которые считали их очень опасными. Несмотря на такие неудачи, ряд стран по-прежнему инвестируют в технологии быстрых реакторов. С 1970-х годов было построено около 25 реакторов, накоплен опыт работы в реакторах более 400 лет.

2008 года Предложение МАГАТЭ по созданию системы сохранения знаний о реакторах на быстрых нейтронах. отметил, что:

В течение последних 15 лет наблюдался застой в разработке быстрых реакторов в промышленно развитых странах, которые ранее активно развивали это направление. Все исследования быстрых реакторов прекращены в таких странах, как Германия, Италия, Великобритания и Соединенные Штаты Америки, и единственная проводимая работа связана с выводом из эксплуатации быстрых реакторов. Многие специалисты, занимавшиеся исследованиями и разработками в этой области в этих странах, уже вышли на пенсию или близки к выходу на пенсию. В таких странах, как Франция, Япония и Российская Федерация, которые все еще активно развивают технологию быстрых реакторов, ситуация усугубляется отсутствием молодых ученых и инженеров, переходящих в эту отрасль ядерной энергетики.

По состоянию на 2021 год в России эксплуатируются два быстрых реактора в промышленном масштабе. Инициатива GEN IV , международная рабочая группа по конструкциям новых реакторов, предложила шесть новых типов реакторов, три из которых будут работать в быстром спектре.

Список быстрых реакторов

Выведенные из эксплуатации реакторы

Соединенные Штаты

• Клементина — первый быстрый реактор, построенный в 1946 году в Лос-Аламосской национальной лаборатории . Он использовал металлическое плутониевое топливо и ртутный теплоноситель, достигал тепловой мощности 25 кВт и использовался для исследований, особенно в качестве источника быстрых нейтронов.
• Экспериментальный реактор-размножитель I (EBR-I) в Аргонн-Уэст, ныне Национальная лаборатория Айдахо , недалеко от Арко, штат Айдахо , в 1951 году стал первым реактором, вырабатывавшим значительное количество энергии. Списан в 1964 году.
• Ферми-1 недалеко от Детройта представлял собой прототип быстрого реактора-размножителя, который был запущен в 1957 году и остановлен в 1972 году.
• Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR-II) в Национальной лаборатории Айдахо , недалеко от Арко, штат Айдахо , был прототипом интегрального быстрого реактора, 1965–1994 годы.
• SEFOR в Арканзасе — исследовательский реактор мощностью 20 МВт , работавший с 1969 по 1972 год.
• Испытательная установка Fast Flux (FFTF) мощностью 400 МВт работала безупречно с 1982 по 1992 год в Хэнфорде , штат Вашингтон. При уходе и обслуживании использовался жидкий натрий, осушенный аргоном.
• SRE в Калифорнии представлял собой коммерческий реактор мощностью 20 МВт и 6,5 МВт, работавший с 1957 по 1964 год.
• LAMPRE-1 представлял собой реактор мощностью 1 МВт, работающий на расплавленном плутонии. С 1961 по 1963 год он работал как исследовательский реактор в национальной лаборатории Лос-Аламоса.

Европа

• Быстрый реактор типа «Петля» Даунри (DFR), 1959–1977 гг., представлял собой реактор мощностью 14 МВт, а прототип быстрого реактора (PFR), 1974–1994 гг., мощностью 250 МВт, в Кейтнессе , в районе Хайленд в Шотландии .
• Быстрый реактор типа Dounrea Pool (PFR), 1975–1994 гг., представлял собой реактор мощностью 600 МВт, 234 МВт, в котором использовалось смешанное оксидное (MOX) топливо.
• Рапсодия в Кадараше , Франция (20, затем 40 МВт) работала с 1967 по 1982 год.
• Superphénix во Франции, 1200 МВт, закрыт в 1997 году из-за политического решения и высоких затрат.
• Феникс , 1973 г., Франция, 233 МВт, перезапущен в 2003 г. на 140 МВт для экспериментов по трансмутации ядерных отходов в течение шести лет, прекратил выработку электроэнергии в марте 2009 г., хотя продолжит испытательную эксплуатацию и продолжит исследовательские программы CEA до конца 2009. Остановлено в 2010 году.
• KNK-II, в Германии, экспериментальный компактный быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 21 МВт, работал с октября 1977 года по август 1991 года. Целью эксперимента было устранение ядерных отходов при производстве энергии. Были незначительные проблемы с натрием в сочетании с общественными протестами, которые привели к закрытию учреждения.

СССР/Россия

• Небольшие быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем использовались для военно-морских силовых установок , особенно в Советском Военно-Морском Флоте .
• БР-5 — научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах Физико-энергетического института в Обнинске с 1959 по 2002 год.
• БН-350 был построен Советским Союзом в Шевченко (сегодняшний Актау ) на Каспийском море . Он производил 130 МВт электроэнергии плюс 80 000 тонн пресной воды в день.
• ИБР — импульсный реактор на быстрых нейтронах исследовательского назначения в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне (под Москвой), введенный в эксплуатацию в 1984–2006 годах.
• RORSAT - 33 космических быстрых реактора были запущены Советским Союзом с 1989 по 1990 год в рамках программы, известной как радиолокационный спутник океанской разведки (RORSAT) в США. Обычно реакторы производили около 3 кВтэ.
• БЭС-5 - космический реактор с натриевым теплоносителем, запущенный в рамках программы РОРСАТ, мощностью 5 кВтэ.
• БР-5 — натриевый быстрый реактор мощностью 5 МВт, эксплуатировавшийся в СССР в 1961 году в основном для испытаний материалов.
• Российский Alpha 8 PbBi — серия быстрых реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, используемых на борту подводных лодок. Подводные лодки действовали как подводные лодки-убийцы, оставаясь в гавани, а затем атакуя из-за высоких скоростей, достигаемых субмариной.

Азия

• Реактор Мондзю мощностью 300 МВт в Японии был закрыт в 1995 году из-за серьезной утечки натрия и пожара. Он был перезапущен 6 мая 2010 года, но в августе 2010 года еще одна авария с падением оборудования снова остановила реактор. По состоянию на июнь 2011 года реактор вырабатывал электроэнергию всего один час с момента его первого испытания два десятилетия назад.
• Реактор Актау мощностью 150 МВт в Казахстане использовался для производства плутония, опреснения и производства электроэнергии. Он закрылся через 4 года после истечения срока действия лицензии на эксплуатацию завода.

Никогда не эксплуатировался

• Реактор-размножитель Клинч-Ривер , США
• Интегральный быстрый реактор , США. В конструкции особое внимание уделялось топливному циклу, основанному на электролитической переработке на месте. Закрыт в 1994 году из-за строительства.
• СНР-300 , Германия

Активный

• ИБР-2 — импульсный реактор на быстрых нейтронах Объединенного института ядерных исследований в Дубне. Расположен в Лаборатории нейтронной физики (ЛНФ) им. И.М. Франк в составе ОИЯИ . С 2006 по июнь 2011 года проходил модернизацию. Единственный в мире ядерный реактор с подвижным отражателем. Введен в строй 10 февраля 1984 года.
• БН-600 — быстрый реактор-размножитель бассейнового типа с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС . Она обеспечивает электросеть Среднего Урала мощностью 560 МВт. В эксплуатации с 1980 года.
• БН-800 — быстрый реактор-размножитель с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС. Он генерирует 880 МВт электроэнергии и начал производить электроэнергию в октябре 2014 года. На полную мощность он вышел в августе 2016 года.
• БОР-60 — реактор с натриевым теплоносителем в НИИ атомных реакторов в Димитровграде, Россия . В эксплуатации с 1968 года. Вырабатывает 60 МВт для экспериментальных целей.
• FBTR - экспериментальный реактор мощностью 40 МВт и 13,2 МВт в Индии, целью которого было достижение значительных уровней выгорания.
• Китайский экспериментальный быстрый реактор — экспериментальный реактор мощностью 60 МВт, 20 МВт, который вышел из критического состояния в 2011 году и в настоящее время находится в эксплуатации. Он используется для исследования материалов и компонентов для будущих китайских быстрых реакторов.
• KiloPower/KRUSTY — исследовательский быстрый натриевый реактор мощностью 1–10 кВт, построенный в Национальной лаборатории Лос-Аламоса. Впервые он достиг критичности в 2015 году и демонстрирует применение энергетического цикла Стирлинга.

В ремонте

• Дзёё ( 常陽 ) , 1977–1997 и 2004–2007 годы, Япония, мощностью 140 МВт — экспериментальный реактор, работавший в качестве испытательной установки для облучения. После инцидента в 2007 году реактор был приостановлен на ремонт, восстановительные работы планировалось завершить в 2014 году.

В разработке

• PFBR , Калпаккам, Индия, реактор мощностью 500 МВт, критичность которого запланирована на 2021 год. Это натриевый быстрый реактор-размножитель.
• CFR-600 , Китай, 600 МВт.
• МБИР Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах. Площадка Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде Ульяновской области на западе России, 150 МВт. Строительство началось в 2016 году, завершение запланировано на 2024 год.
• БРЕСТ-300 , Северск, Россия. Строительство началось 8 июня 2021 года.

В дизайне

• БН-1200 , Россия , выпускаются после 2014 года, с эксплуатацией, запланированной на 2018–2020 годы, теперь отложено как минимум до 2035 года.
• Toshiba 4S Планировалось, что будет отправлен в Галену, Аляска (США), но прогресс застопорился (см. Атомная электростанция Галена ).
• KALIME — это проект мощностью 600 МВт в Южной Корее, реализация которого запланирована на 2030 год. КАЛИМЕР является продолжением реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и металлическим топливом, представленного реактором с усовершенствованной горелкой (2006 г.), S-PRISM (с 1998 г. по настоящее время), интегральным быстрым реактором (1984-1994 гг.) и ЭБР-II (1965-1995).
• Реактор поколения IV ( гелиево - натриево - свинцовое охлаждение). Международная программа, предложенная США, после 2030 года.
• JSFR, Япония, проект реактора мощностью 1500 МВт начался в 1998 году, но безуспешно.
• Компания ASTRID , Франция, отменила проект реактора с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт.
• Марсианский реактор с атмосферным охлаждением (MACR) — это проект мощностью 1 МВт, который планируется завершить в 2033 году. MACR — это реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (теплообразующим углекислым газом), предназначенный для обеспечения электроэнергией предполагаемых колоний на Марсе.
• TerraPower разрабатывает реактор на расплавленной соли в партнерстве с Southern Company , Национальной лабораторией Ок-Ридж , Национальной лабораторией Айдахо , Университетом Вандербильта и Научно-исследовательским институтом электроэнергетики . Они планируют начать тестирование петлевой установки в 2019 году и расширяют процесс производства соли. Данные будут использоваться для оценки теплогидравлики и кодов анализа безопасности.
• Elysium Industries разрабатывает реактор на расплавленных солях быстрого спектра.
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) — демонстратор быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, разработанный итальянской компанией Ansaldo Energia, он представляет собой последний этап проектов ЭЛСИ и ЛИДЕР.
• Ядерный реактор «Аврора» , Айдахо

Планируется

• Будущий FBR, Индия, 600 МВт, после 2025 г.

Диаграмма

Быстрые реакторы

	НАС	Россия	Европа	Азия
Прошлое	Клементина , EBR-I / II , SEFOR , FFTF	БН-350	Дунрей , Рапсодия , Суперфеникс , Феникс (остановлено в 2010 году)
Отменено	Клинч Ривер , IFR		СНР-300 , АСТРИД
В стадии вывода из эксплуатации				Монджу
Операционная		ИБР-2 , БОР-60 , БН-600 , БН-800		ФБТР , CEFR
В ремонте				Джойо
В разработке		МБИР , БРЕСТ-300		ПФБР , CFR-600
Планируется	Gen IV ( газ · натрий · свинец · соль ), TerraPower , Elysium MCSFR, DoE VTR	БН-1200	Молтекс , АЛЬФРЕД	4S , JSFR , КАЛИМЕР

См. также

• Усилитель энергии
• Быстрый реактор-размножитель
• Быстрый реактор с газовым охлаждением
• Реактор IV поколения
• Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем
• Ядерный топливный цикл
• Быстрый реактор с натриевым теплоносителем
• Реактор на тепловых нейтронах

Внешние ссылки

• https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
• Отчет ANL о РАННИХ СОВЕТСКИХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ
• Статья о недавних работах по реакторам на быстрых нейтронах в журнале Scientific American, декабрь 2005 г.
• База данных МАГАТЭ по быстрым реакторам
• Целью проекта «Поиск данных и сохранение знаний о реакторах на быстрых нейтронах» является создание всеобъемлющего международного реестра данных и знаний о реакторах на быстрых нейтронах, которого было бы достаточно, чтобы сформировать основу для разработки реакторов на быстрых нейтронах через 30–40 лет.
• Всемирная ядерная ассоциация: Реакторы на быстрых нейтронах. Архивировано 24 февраля 2013 г. в Wayback Machine.
• Международная организация по ториевой энергетике. Архивировано 6 марта 2016 г. в Wayback Machine.