Подкритический реактор

— Подкритический реактор это деления концепция ядерного реактора , который производит деление без достижения критичности . Вместо поддержания цепной реакции подкритический реактор использует дополнительные нейтроны из внешнего источника. Существует два основных класса таких устройств. Один из них использует нейтроны, полученные от термоядерной машины, концепция, известная как гибрид синтеза-деления . Другой использует нейтроны, создаваемые в результате расщепления тяжелых ядер заряженными частицами, такими как протоны, ускоренные ускорителем частиц , концепция, известная как система с ускорителем (ADS) или подкритический реактор с ускорителем .

Мотивация

Подкритический реактор может быть использован для уничтожения тяжелых изотопов, содержащихся в отработанном топливе обычного ядерного реактора, и одновременно с этим производить электроэнергию. Долгоживущие трансурановые элементы в ядерных отходах в принципе могут расщепляться , выделяя энергию при этом продукты деления и оставляя после себя короткоживущие . Это значительно сократило бы время захоронения радиоактивных отходов . Однако некоторые изотопы имеют пороговые сечения требуется быстрый реактор деления и поэтому для деления . Хотя их можно превратить в делящийся материал с помощью тепловых нейтронов, некоторым нуклидам требуется целых три последовательные реакции захвата нейтронов, чтобы достичь делящегося изотопа, а затем еще одного нейтрона для деления. Кроме того, они выделяют в среднем слишком мало новых нейтронов за одно деление, так что при топливе, содержащем их высокую долю, критичность не может быть достигнута. Реактор с ускорительным приводом не зависит от этого параметра и, следовательно, может использовать эти нуклиды. Три наиболее важных долгоживущих радиоактивных изотопа, с которыми можно было бы успешно обращаться таким образом: нептуний-237 , америций-241 и америций-243 . Материал ядерного оружия для плутоний-239 также пригоден, хотя его можно использовать более дешевым способом в виде МОКС-топлива или внутри существующих быстрых реакторов .

Помимо сжигания ядерных отходов, существует интерес к реактору этого типа, поскольку он считается безопасным по своей природе , в отличие от обычного реактора. В большинстве типов критических реакторов существуют обстоятельства, при которых скорость деления может быстро увеличиваться, повреждая или разрушая реактор и допуская утечку радиоактивного материала (см. SL-1 или Чернобыльская катастрофа ). В подкритическом реакторе реакция прекратится, если в него постоянно не будут поступать нейтроны из внешнего источника. Однако проблема выделения тепла даже после окончания цепной реакции остается, поэтому непрерывное охлаждение такого реактора в течение значительного периода после остановки остается жизненно важным во избежание перегрева. Однако даже проблему остаточного тепла можно свести к минимуму, поскольку подкритическому реактору не нужно собирать критическую массу делящегося материала, и, таким образом, он может быть построен (почти) сколь угодно малым и, таким образом, уменьшить необходимую тепловую массу аварийной системы теплоносителя, способной поглощать все тепло, выделяющееся в течение нескольких часов или дней после кататься .

Запаздывающие нейтроны

Еще одна проблема, которой подкритический реактор отличается от «обычного» ядерного реактора (независимо от того, работает ли он на быстрых или тепловых нейтронах), заключается в том, что все «обычные» атомные электростанции полагаются на запаздывающие нейтроны для поддержания безопасных условий эксплуатации. В зависимости от делящегося нуклида, чуть менее 1% нейтронов высвобождаются не сразу при делении ( мгновенные нейтроны ), а скорее с задержкой от долей секунд до минут из-за продуктов деления , бета-распад которых сопровождается испусканием нейтронов. Эти запаздывающие нейтроны необходимы для управления реактором, поскольку время между «поколениями» деления настолько короткое, что макроскопические физические процессы или вмешательство человека не могут держать под контролем скачок мощности. Однако, поскольку только запаздывающие нейтроны обеспечивают достаточное количество нейтронов для поддержания критичности, время реакции становится на несколько порядков больше, и управление реактором становится возможным. Напротив, это означает, что слишком низкая доля запаздывающих нейтронов делает расщепляющийся материал непригодным для эксплуатации «обычной» атомной электростанции. И наоборот, подкритический реактор на самом деле имеет немного улучшение свойств топлива с низкой долей запаздывающих нейтронов. (См. ниже). Так уж получилось, что пока ²³⁵
Самый используемый в настоящее время делящийся материал имеет относительно высокую долю запаздывающих нейтронов, ²³⁹
У Pu гораздо меньший, что, помимо других физико-химических свойств, ограничивает возможное содержание плутония в «обычном» реакторном топливе. По этой причине отработанное МОХ-топливо , которое все еще содержит значительные количества плутония (в том числе делящегося ²³⁹
Пу и - когда "свежий" - ²⁴¹
Pu ) обычно не перерабатывается из-за врастания неделящихся ²⁴⁰
Pu , для поддержания критичности которого потребуется более высокое содержание плутония в топливе, изготовленном из этого плутония. Другой основной компонент отработавшего топлива – переработанный уран – обычно восстанавливается только как побочный продукт и продается на урановом рынке по более низкой цене , чем природный уран, из-за прироста ²³⁶
U и другие «нежелательные» изотопы урана .

Принцип

высокой интенсивности протонов Большинство современных конструкций ADS предлагают ускоритель с энергией около 1 ГэВ , направленный на расщепленную мишень или источник расщепленных нейтронов. Источник, расположенный в сердце активной зоны реактора, содержит жидкий металл, на который воздействует луч, высвобождая нейтроны, и охлаждается за счет циркуляции жидкого металла, такого как свинец - висмут, по направлению к теплообменнику. Активная зона ядерного реактора, расщепительных окружающая источник нейтронов , содержит топливные стержни, причем топливо представляет собой любую делящуюся или воспроизводящую смесь актинидов, но предпочтительно уже с определенным количеством делящегося материала, чтобы не приходилось работать с нулевой критичностью во время запуска. в среднем 20 нейтронов Таким образом, на каждый протон, пересекающий мишень расщепления, высвобождается , которые расщепляют окружающую делящуюся часть топлива и трансмутируют атомы в воспроизводящей части, «плодя» новый делящийся материал. Если принять значение 20 нейтронов на затраченный ГэВ, то один нейтрон «стоит» 50 МэВ, в то время как при делении (для которого требуется один нейтрон) выделяется порядка 200 МэВ на расщепляющийся атом актинида. Эффективность можно повысить за счет уменьшения энергии, необходимой для производства нейтрона, увеличения доли полезной энергии, извлекаемой при делении (если используется тепловой процесс). Эффективность Карно диктует, что для повышения эффективности необходимы более высокие температуры) и, наконец, приближая критичность к 1, оставаясь при этом ниже нее. Важным фактором как эффективности, так и безопасности является то, насколько подкритичен реактор. Для упрощения, значение k (эффективное), которое используется для определения критичности реактора (включая запаздывающие нейтроны), можно интерпретировать как количество нейтронов каждого «поколения», делящих дальнейшие ядра. Если k(эффективный) равен 1, на каждые 1000 введенных нейтронов образуется 1000 нейтронов, которые также делят другие ядра. Очевидно, что в этом случае скорость реакции будет неуклонно возрастать из-за того, что от источника нейтронов поступает все больше и больше нейтронов. Если k (эффективный) чуть ниже 1, необходимо доставить небольшое количество нейтронов извне реактора, чтобы поддерживать реакцию в устойчивом состоянии, что повышает эффективность. С другой стороны, в крайнем случае «нулевой критичности», то есть k(эффективный)=0 (например, если реактор работает только для трансмутации) все нейтроны «потребляются» и ни один не образуется внутри топлива. Однако, поскольку нейтронотехника может быть известна только с определенной степенью точности, на практике реактор должен допускать запас безопасности ниже критичности, который зависит от того, насколько хорошо известна нейтронно-физика, а также от эффекта врастания нуклидов, которые распадаются в результате испускания нейтронов. спонтанное деление, такое как калифорний-252 , или нуклидов, которые распадаются посредством эмиссии нейтронов .

Нейтронный баланс можно регулировать или даже отключать, регулируя мощность ускорителя так, чтобы реактор находился ниже критического уровня . расщепления, Дополнительные нейтроны, обеспечиваемые источником нейтронов обеспечивают степень контроля, как и запаздывающие нейтроны в обычном ядерном реакторе , с той разницей, что нейтроны, генерируемые источником нейтронов расщепления, легко контролируются ускорителем. Главным преимуществом является присущая безопасность . обычного ядерного реактора обладает Ядерное топливо свойствами саморегулирования, такими как эффект Доплера или эффект пустоты, которые делают эти ядерные реакторы безопасными. В дополнение к этим физическим свойствам обычных реакторов, в подкритическом реакторе при выключении источника нейтронов реакция деления прекращается и остается только тепло распада.

Технические проблемы

Прежде чем ADS сможет стать экономичным и в конечном итоге быть интегрированным в будущую систему управления ядерными отходами, необходимо преодолеть технические трудности. Ускоритель должен обеспечивать высокую интенсивность, а также быть высоконадежным - каждый выход из строя ускорителя не только вызывает аварийный сбой, но и подвергает систему огромному тепловому стрессу . Существуют опасения по поводу окна, отделяющего протоны от мишени расщепления, которая, как ожидается, будет подвергаться стрессу в экстремальных условиях. Однако недавний опыт использования жидкометаллического источника нейтронов MEGAPIE, испытанного в Институте Пола Шеррера, продемонстрировал рабочее окно пучка под интенсивным пучком протонов мощностью 0,78 МВт. Важными вопросами являются химическое разделение трансурановых элементов и производство топлива, а также конструкционных материалов. Наконец, отсутствие ядерных данных при высоких энергиях нейтронов ограничивает эффективность конструкции. Эту последнюю проблему можно решить, введя замедлитель нейтронов между источником нейтронов и топливом, но это может привести к увеличению утечки, поскольку замедлитель также будет рассеивать нейтроны. вдали от топлива. Изменение геометрии реактора может уменьшить, но никогда не устранить утечку. Утечка нейтронов также вызывает беспокойство из-за продуктов активации, которые они производят, а также из-за физического повреждения материалов, которое может вызвать нейтронное облучение. Кроме того, у спектра быстрых нейтронов есть определенные преимущества, которых невозможно достичь с помощью тепловых нейтронов, как результат использования замедлителя. С другой стороны, реакторы на тепловых нейтронах являются наиболее распространенным и хорошо изученным типом ядерных реакторов, и тепловые нейтроны также имеют преимущества перед быстрыми нейтронами.

Некоторые лабораторные эксперименты и многие теоретические исследования продемонстрировали теоретическую возможность создания такого растения. Карло Руббиа ядерщик , физик- , лауреат Нобелевской премии и бывший директор ЦЕРН , был одним из первых, кто задумал конструкцию подкритического реактора, так называемого « усилителя энергии ». В 2005 году в Европе и Японии реализуется несколько крупномасштабных проектов по дальнейшему развитию технологии подкритических реакторов. В 2012 году ученые и инженеры ЦЕРН создали Международный комитет по ториевой энергетике (iThEC). ^[1] организация, преследующая эту цель и организовавшая ThEC13 ^[2] конференция по этой теме.

Экономика и общественное признание

Подкритические реакторы предлагались как в качестве средства выработки электроэнергии , так и в качестве средства трансмутации ядерных отходов , поэтому выигрыш будет двойным. Однако затраты на строительство, безопасность и обслуживание таких сложных установок, как ожидается, будут очень высокими, не говоря уже об объеме исследований, необходимых для разработки практического проекта (см. выше). Существуют более дешевые и достаточно безопасные концепции обращения с отходами, такие как трансмутация в реакторах на быстрых нейтронах . Тем не менее, решение о подкритическом реакторе может быть предпочтительным для лучшего общественного признания – считается более приемлемым сжигать отходы, чем закапывать их на сотни тысяч лет. Для будущего обращения с отходами несколько трансмутационных устройств можно было бы интегрировать в крупномасштабную ядерную программу, что, как мы надеемся, лишь незначительно увеличит общие затраты.

Основной проблемой, стоящей перед операциями по разделению и трансмутации, является необходимость вступления в ядерные циклы чрезвычайно длительной продолжительности: около 200 лет. ^[3] Еще одним недостатком является образование больших количеств долгоживущих радиоактивных отходов среднего уровня активности (САО), для безопасного обращения с которыми также потребуется глубокое геологическое захоронение. Более позитивным аспектом является ожидаемое сокращение размера хранилища, которое оценивается примерно в 4–6 раз. Как положительные, так и отрицательные аспекты были изучены в международном сравнительном исследовании. ^[4] координируется Forschungszentrum Jülich и финансируется Европейским Союзом .

Подкритические гибридные системы

Хотя ADS изначально задумывался как часть конструкции легководного реактора , были сделаны и другие предложения, которые включают ADS в другие концепции реакторов поколения IV . ^{[ нужна ссылка ]}

Одно из таких предложений предусматривает создание быстрого реактора с газовым охлаждением , который будет работать в основном на плутонии и америции . Нейтронно-физические свойства америция затрудняют его использование в любом критическом реакторе, поскольку он имеет тенденцию делать температурный коэффициент замедлителя более положительным, что снижает стабильность. Однако присущая ADS безопасность позволит безопасно сжигать америций. Эти материалы также обладают хорошей нейтронной экономией, что позволяет увеличить соотношение шага к диаметру, что позволяет улучшить естественную циркуляцию и экономику.

Мюонные системы утилизации ядерных отходов

подкритические методы утилизации ядерных отходов , не основанные на источниках нейтронов. Также разрабатываются ^[5] К ним относятся системы, основанные на механизме мюонного захвата , в котором мюоны (μ ⁻), производимые компактным источником с ускорительным приводом, преобразуют долгоживущие радиоактивные изотопы в стабильные изотопы. ^[6]

Естественный

Обычно термин «подкритический реактор» применяется к искусственным системам, но естественные системы существуют — любой природный источник делящегося материала, подвергающийся воздействию космических и гамма-лучей (даже Солнца ), может считаться подкритическим реактором. Сюда входят запускаемые в космос спутники с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами, а также любые подобные открытые резервуары.

См. также

Ссылки

Примечания

^ «ITec | Сайт на WordPress» .
^ «* Конференция по ториевой энергетике 2013 (ThEC13) * ЦЕРН «Глобус науки и инноваций», Женева, Швейцария» .
^ Батсле, Л.Х.; Де Рэдт, Ч. (1997). «Ограничения переработки актинидов и последствия топливного цикла: глобальный анализ. Часть 1: Глобальный анализ топливного цикла». Ядерная инженерия и дизайн . 168 (1–3): 191–201. дои : 10.1016/S0029-5493(96)01374-X . ISSN 0029-5493 .
^ Влияние технологий разделения, трансмутации и сокращения отходов на окончательное захоронение ядерных отходов, 2007 г.
^ Мори, Акихиро, Ясутоши; Иши, Ёсаюки; Окита, Хидефуми; Киншо, Мияке, Ёсимото, Масахиро; Кота (2018). «Установка интенсивного отрицательного мюона с кольцом MERIT для ядерной трансмутации». Материалы 14-й Международной конференции по вращению спина, релаксации и резонансу мюонов (μSR2017) doi : 10.7566 / . JPSCP.21.011063 978-4-89027-130-6 .
^ Нагамине, Канетада (2016). «Способ утилизации ядерных отходов и его устройство с использованием мюонной ядерной абсорбции (WO2016143144A1)» . Espacenet (патентная база данных) .

Источники

Информационный бюллетень Всемирной ядерной ассоциации, заархивированный 11 января 2016 г. в Wayback Machine.
МИРРА (Бельгия)
Реактор GEM STAR, корпорация ADNA
Несколько авторов. «Подкритический реактор быстрой трансмутации с газовым охлаждением и источником термоядерных нейтронов», Nuclear Technology, Vol. 150, № 2, май 2005 г., страницы 162–188. URL: http://www.ans.org/pubs/journals/nt/va-150-2-162-188.
Электростанция с ториевым реактором с ускорительным приводом Aker Solutions. Архивировано 14 марта 2012 г. в Wayback Machine.
Будущие ядерные энергетические системы: производство электроэнергии, сжигание отходов ( МАГАТЭ )

[1] «ITec | Сайт на WordPress» .

[2] «* Конференция по ториевой энергетике 2013 (ThEC13) * ЦЕРН «Глобус науки и инноваций», Женева, Швейцария» .

[3] Батсле, Л.Х.; Де Рэдт, Ч. (1997). «Ограничения переработки актинидов и последствия топливного цикла: глобальный анализ. Часть 1: Глобальный анализ топливного цикла». Ядерная инженерия и дизайн . 168 (1–3): 191–201. дои : 10.1016/S0029-5493(96)01374-X . ISSN 0029-5493 .

[4] Влияние технологий разделения, трансмутации и сокращения отходов на окончательное захоронение ядерных отходов, 2007 г.

[5] Мори, Акихиро, Ясутоши; Иши, Ёсаюки; Окита, Хидефуми; Киншо, Мияке, Ёсимото, Масахиро; Кота (2018). «Установка интенсивного отрицательного мюона с кольцом MERIT для ядерной трансмутации». Материалы 14-й Международной конференции по вращению спина, релаксации и резонансу мюонов (μSR2017) doi : 10.7566 / . JPSCP.21.011063 978-4-89027-130-6 .

[6] Нагамине, Канетада (2016). «Способ утилизации ядерных отходов и его устройство с использованием мюонной ядерной абсорбции (WO2016143144A1)» . Espacenet (патентная база данных) .

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]