1 МАЙБУТНЄ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ. Реактори на швидких нейтронах
if ($ this-> show_pages_images $ Page_num doc [ 'images_node_id']) 
5 Нейтрони повільні і швидкі активних зонах сучасних реакторів протікає самопідтримується В ланцюгова реакція поділу ядер урану. Схематично цей процес зображено на малюнку 1, де наведено графічний образ ділення одного ядра урану, і на малюнку 2, на якому зображена ланцюгова реакція. Зверніть увагу, що ядро з малюнка 1 ділиться на два осколка під дією лише одного нейтрона, але з випусканням вже двох-трьох нейтронів. Вони, в свою чергу, потрапляють в сусідні ядра урану, викликаючи їх розподіл і реакція набирає хід. Атомники навчилися управляти цим процесом і використовують його для виробництва електроенергії. Осколки поділу ядер урану володіють високою кінетичної енергією, яка при їх гальмуванні передається паливу. В результаті воно розігрівається, нагріває і випаровує контактує з паливом воду, а отриманий пар обертає турбогенератор. Вироблене на ньому електрику передається споживачеві. Малюнок 1 Процес поділу ядра урану-235 3
6 Малюнок 2 Ланцюгова реакція поділу ядер урану 4
7 Проте, потрібно зробити одне уточнення: під дією нейтронів діляться тільки ядра урану-235. У природній суміші ізотопів урану його близько 0,7 відсотків (рисунок 3), а в ядерному паливі 4-5 відсотків (рисунок 4). Решта уран-238, який не ділиться і, відповідно, не приймає участі у виробництві електроенергії. Звичайно, природним бажанням фахівців було навчитися використовувати цей «баласт», адже тоді ефективність палива зросте багаторазово! Спочатку звернули увагу на властивості випускаються при розподілі нейтронів. Спочатку вони рухаються дуже швидко, тому їх і називають швидкими нейтронами. Потім, проходячи через воду, яка є теплоносієм, вони сповільнюються. Енергія нейтронів падає в сотні мільйонів разів. Так вони стають повільними, або тепловими. Малюнок 3 Природний уран (частка урану-235 0,7%) Малюнок 4 Збагачений уран ядерне паливо (частка урану-235 5%) 5
8 Як згадувалося вище, повільні нейтрони викликають поділ тільки ядер урану-235. Що стосується ядер урану-238 дуже рідко, зустрічаючись з нейтроном, вони перетворюються в ядра плутонію-239. Останній також може бути використаний в якості ядерного палива. Але як його отримати в достатній кількості? Вирішити ці два завдання (використання урану-238 і одержання плутонію-239) можна, використовуючи швидкі нейтрони. Виявляється, під дією швидких нейтронів уран-238 теж ділиться і виділяє енергію, а також поглинає швидкі нейтрони з утворенням плутонію-239. Але тепер вода, яка використовується в якості теплоносія, стає на заваді: адже вона уповільнює нейтрони, а потрібні швидкого руху частинки. Чим замінити воду? Речовиною, яке було б рідким або газоподібним при температурах, що існують в реакторі, що не поглинало і не уповільнювало нейтрони. 6
9 Проблеми з водою вирішує натрій Цим вимогам відповідають деякі метали (натрій, калій, свинець, вісмут) і гази (наприклад, гелій). Поки найбільше застосування отримав натрій (малюнок 5). Це хімічно активний метал, який енергійно взаємодіє з водою (навіть з її парами в повітрі), а при невеликому нагріванні запалюється. По інших властивостях він виявився зручний, тому розробники пішли на обдуманий ризик, запропонувавши використовувати натрій в якості теплоносія. По-перше, натрій не уповільнює нейтрони. По-друге, вода в ролі теплоносія вимагає створення високого тиску в корпусі реактора і трубопроводах, інакше її не вдасться розігріти до потрібної температури. Наприклад, на виході з реактора ВВЕР-1200 температура води становить 330 С, а її тиск близько 160 атмосфер. Натрій можна сміливо розігрівати до температур близько 600 С, і тиск в реакторі підніметься трохи вище атмосферного. Таким чином, є пряма вигода від використання натрію в якості теплоносія: реактор працює під невеликим тиском, і це набагато безпечніше. Можна встановлювати менш товстий корпус в порівнянні з реакторами, в яких теплоносієм є вода (наприклад, ВВЕР-1200), а значить, знижується витрата досить дорогих сталей. По-третє, натрій практично не викликає корозію конструкційних матеріалів, з яких виготовлено реакторне обладнання і трубопроводи. Звичайно, натрій в цьому відношенні знову виграє у води. Крім того, натрій має прекрасні теплофізичними властивостями: він добре приймає, проводить і віддає тепло. 7
10 Малюнок 5 свіжозрізаних металевий натрій Отже, натрієвий теплоносій дозволяє реалізувати реактор на швидких нейтронах. 8
11 Багаторазове паливо Позитивні ефекти від застосування натрію в якості теплоносія ясні. А які ще плюси характерні для реактора на швидких нейтронах? Головна перевага він може виробляти паливо для реакторів на теплових нейтронах. Адже уран-238 в активній зоні ядерного реактора перетворюється на плутоній-239, який є ефективним ядерним паливом. Значить, можна опромінити уран-238 в реакторі на швидких нейтронах і хімічним способом виділити чистий плутоній, з якого, в свою чергу, можна виготовити паливо для реакторів на теплових нейтронах. Малюнок 6 Збагачений уран ядерне паливо (частка урану-235 5%) Малюнок 7 Опромінений уран відпрацьоване ядерне паливо (Pu плутоній, ПД продукти ділення) 9
12 Це досить актуальне завдання, тому що переважна більшість ядерних енергоблоків у світі працює саме на теплових нейтронах. Паливо для них низькозбагачений уран, в якому частка урану-235 становить кілька відсотків, решта уран-238 (рисунок 6). Після того як паливо відпрацювало в ядерному реакторі на теплових нейтронах, урану-235 там вже мало, але ізотопу з масою 238 цілком достатньо понад 90 відсотків (малюнок 7). А якщо виділити весь уран з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) хімічно, зробити з нього нове ядерне паливо і опромінити в реакторі на швидких нейтронах? Тоді вийде плутоній, з якого можна виготовити ядерне паливо для реактора на повільних нейтронах. Цикл замкнувся (рисунок 8). Вже не потрібно добувати уран із землі і очищати його від супутніх речовин більш немає необхідності завдавати шкоди природі. У нас і так накопичено досить багато урану-238 в формі ВЯП і збідненого гексафториду урану (ОГФУ) «хвостів» збагачувальних виробництв. За наявними оцінками його вистачить на кілька сотень років. Зараз уран поки ще досить дешевий. З економічної точки зору вигідніше добувати його з землі, збагачувати і використовувати в реакторах на теплових нейтронах в світі їх переважна більшість. Технологія реакторів на швидких нейтронах вже досить розвинена, особливо в нашій країні, але їх серійне будівництво поки не організовано, тому вони порівняно дороги. Крім того, має бути організовано великомасштабне радіохімічне виробництво по виділенню плутонію; це дає додаткові витрати. Так що, поки не вигідно. Але фахівці стверджують: до середини століття уран стане важче здобувати (родовища виснажуються), ціна на нього значно зросте. Ось тоді й настане епоха «швидкої енергетики». 10
13 Малюнок 8 Замикання паливного циклу 11
14 Чи зникнуть реактори на теплових нейтронах? Звичайно, ні. Швидше за все, на одному майданчику буде розміщений реактор на швидких нейтронах і кілька реакторів на теплових нейтронах, а також радіохімічне виробництво. Швидкий реактор буде виробляти плутоній для теплових. Але чим він буде «харчуватися» сам? І тут виявляється ще одна перевага реакторів на швидких нейтронах. Швидкий реактор здатний виробляти більше палива, ніж споживає! Так, витративши 100 кілограмів ізотопу, що ділиться, можна отримати кілограмів свіжого ядерного палива. Через цю особливість реактори на швидких нейтронах називають брідер (від англ. Breeder - розмножувач). Отже, брідер виробляє плутоній не тільки для сусідів, які працюють на теплових нейтронах, а й для себе самого! 12
17 Малюнок 11 Схема ядерного енергоблоку з реактором на швидких нейтронах БН-600 (Белоярская АЕС) ся, а пара йде на турбіну. Далі все відбувається, як на звичайній атомної або теплової електростанції (рисунок 11). Проміжний (другий) контур передбачений для того, щоб вода ні за яких умов не могла контактувати з радіоактивним натрієм, що циркулює через активну зону реактора. Теплоносій другого контуру виконує лише роль посередника, не більше. Він знаходиться під підвищеним тиском, щоб радіоактивний натрій з першого контуру не міг проникнути в другій, а потім і в третій контур. 15
19 Малюнок 12 Енріко Фермі () 17
22 Малюнок 14 Енергоблок з реактором БН-350 На БР-5 (Фізико-енергетичний інститут, м Обнінськ) були проведені найважливіші дослідження в галузі фізики і технології радіоактивного натрію, працездатності твелів. Необхідність виконання таких досліджень зрозуміла: вчені не мали достатніх відомостей про те, як поведуть себе в умовах реактора різні матеріали, наскільки вони виявляться надійними і як з ними, в кінці кінців, звертатися. Реактор БОР-60 (Науково-дослідний інститут атомних реакторів, м Димитровград) використовувався для випробувань ядерного палива, відпрацювання нових технологій. Потім, нагромадивши досвід, перейшли до великої промислової установки: реактор БН-350 (рисунок 14) заробив в 1972 році в Актау (м Шевченко, Казахстан). Він не тільки виробляв електроенергію, але і використовувався для опріснення води Каспійського моря, став експериментальною базою для великомасштабного освоєння технології натрію, фізичних досліджень і випробувань паливних збірок та інших елементів активної зони. результати 20
23 Малюнок 15 Белоярская АЕС 21
24 його експлуатації були покладені в основу найбільш успішного в даний час проекту енергетичного реактора на швидких нейтронах БН-600. Цей реактор вже протягом 30 років успішно працює на Белоярской АЕС (м Зарічний, Свердловська область; малюнок 15); досвід його експлуатації сьогодні викликає жвавий інтерес зарубіжних вчених і інженерів. 22
25 Дорога в майбутнє Ви, звичайно, чули, що розвиток світової економіки вимагає все більше енергії, і дуже скоро людство зіткнеться з глобальною енергетичною кризою. Розвивається виробництва і сфері послуг не вистачить електроенергії, зростання економіки сповільниться і це спричинить за собою цілий ряд неприємних наслідків. «Неминучість глобальної енергетичної кризи зараз повністю усвідомлена і тому енергетична проблема для техніки і науки стала проблемою номер один», говорив П.Л. Капіца. Частково проблему нестачі енергії можна вирішити, розвиваючи безпечну атомну енергетику, яка ефективно використовує земні запаси урану. Якщо ми збережемо сьогоднішній вигляд атомної енергетики з реакторами на теплових нейтронах, то урану вистачить лише до кінця Малюнок 16 Дослідницький реактор CEFR (Китай) 23
27 Малюнок 17 Будмайданчик енергоблоку з реактором БН-800 (Белоярская АЕС) 25
29 Слід згадати і про вітчизняний проект реактора БРЕСТ зі свинцевим теплоносієм. Разом з СВБР-100 вони відносяться до четвертого покоління реакторів, які характеризуються як пристрої з природною безпекою. Цей термін означає використання таких матеріалів і технічних рішень, які просто з самого початку не здатні привести до аварій. Відсутність широкомасштабного впровадження реакторів на швидких нейтронах пояснюється не стільки нерозвиненістю технології, скільки відсутністю великих виробництв з переробки ВЯП. Як вже говорилося, такі підприємства потрібні для вилучення як урану, так і плутонію з палива; вони є важливою ланкою, що гарантує замикання ядерного паливного циклу. На сьогоднішній день промислова переробка ВЯП ведеться лише в чотирьох країнах (Франції, Великобританії, Росії та Японії). Головним чином переробляється паливо реакторів на теплових нейтронах, з якого витягується уран і плутоній. Сьогодні цей Малюнок 19 Реакторна установка СВБР-100 компонується в бетонному боксі 27
30 плутоній не знаходить застосування, але ж його можна було б з користю спалити в брідер. Уран, виділений з відпрацьованого ядерного палива, також можна використовувати в реакторі на швидких нейтронах для напрацювання нового плутонію. Інша потенційна перевага брідер: він є потужним інструментом для переробки радіоактивних відходів. При переробці палива утворюються радіоактивні відходи, для яких потрібно будувати досить дорогі сховища, здатні забезпечити їх ізоляцію від навколишнього середовища на протязі декількох мільйонів років. А якщо опромінити такі радіоактивні речовини швидкими нейтронами, час, необхідний для їх ізоляції, різко знизиться. І витрати менше, і вигоди для навколишнього середовища в повній мірі! 28
31 Інноваційний підхід Модернізація російської економіки, безумовно, торкнеться і ядерну енергетику. Впровадження інноваційних підходів до проектування, будівництва і експлуатації атомних електростанцій є вимогою часу. Наприклад, розвиток технології реакторів на швидких нейтронах, як ми вже говорили, дозволяє вирішити цілий ряд найважливіших завдань, таких як забезпечення безпеки АЕС та ефективне використання ядерного палива. Більш того, «швидка енергетика» є ключем до ряду накопичених в ядерній галузі проблем, що мають відношення до національної безпеки і охорони навколишнього середовища. По-перше, в результаті більш глибокого і повного використання урану в брідер знижується потреба в його видобутку, а значить, і вплив на навколишнє середовище. Додаткові заходи дозволять взагалі припинити видобуток урану на досить тривалий термін. Його будуть отримувати з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) і збідненого гексафториду урану (ОГФУ), запаси яких більш ніж достатні. По-друге, знижується вплив на навколишнє середовище при поводженні з радіоактивними відходами. Радіоактивні відходи вимагають облаштування дорогих сховищ, щоб забезпечити їх ізоляцію від навколишнього середовища на протязі тривалого часу. Брідери дозволяють різко знизити час, необхідний для їх ізоляції та зменшити потенційну небезпеку відходів. По-третє, плутоній, отриманий при переробці ВЯП реакторів на теплових нейтронах, також може бути утилізований в брідер. Протилежний підхід (зберігання 29
32 і остаточне захоронення плутонію в якості радіоактивних відходів) вимагає особливих заходів щодо забезпечення безпеки і, відповідно, високих витрат. Отже, переваги швидких реакторів очевидні. Усвідомлені вони і за кордоном, тому сьогодні для Росії як світового лідера в цій галузі відкривається новий ринок, на який ми можемо поставляти технології і високотехнологічне обладнання. Разом з тим виникає ризик програти в гонці «швидких» технологій Китаю або Індії, тому необхідно форсований розвиток цього напрямку в російській ядерній енергетиці. Розлучитися з заслуженим лідерством ми не маємо права, не тільки з економічної точки зору, але з поваги до тих фахівців, які завоювали його своїм талантом і величезним трудом. Хто знає може бути, рішення таких амбітних завдань стане частиною вашої майбутньої кар'єри? 30
33 Корисні посилання Державна корпорація з атомної енергії «Росатом» Філія ВАТ «концер Росенергоатом» Белоярская атомна станція (діючий БН-600, що будується БН-800) ФГУП «Державний науковий центр Російської Федерації Фізико-енергетичний інститут імені А.І. Лейпунського »(наукове керівництво проектами реакторів на швидких нейтронах) ВАТ« Дослідне конструкторське бюро машинобудування ім. І.І. Афрікантова »(проектування промислових реакторів на швидких нейтронах) ВАТ« Державний науковий центр науково-дослідного інституту атомних реакторів »(реактор БОР-60, випробування конструкційних матеріалів) ВАТ« Ордена Леніна науково-дослідних і конструкторський інститут енерготехніки ім. Н. А. Доллежаля »(проект реактора БРЕСТ) ВАТ« акме-інжиніринг »(керівництво роботами по створенню енергоблоку з реакторною установкою СВБР-100) ВАТ« ОКБ ГІДРОПРЕС »(проекти реакторних установок СВБР) belnpp.rosenergoatom.ru
36 Інформаційні центри з атомної енергії