Открытие ядерного деления в 1930-х годах принесло с собой сначала угрозу ядерного уничтожения с помощью ядерного оружия в 1940-х годах, а затем обещание чистой, изобильной энергии в 1950-х годах благодаря атомным электростанциям. Они заменят другие типы тепловых электростанций на такие, которые не будут производить выхлопные газы, летучую золу и будут требовать лишь периодической дозаправки с использованием урана и другого делящегося топлива, которое можно найти практически повсюду.
Оборудование, с помощью которого в 1938 году было экспериментально доказано деление ядер.
По мере того, как в 1950-х и 1960-х годах ядерные реакторы становились все быстрее, тревога по поводу нехватки уранового топлива становилась все более актуальной, что привело к увеличению НИОКР в так называемых быстрых реакторах, которые в реакторе на быстрых нейтронах (FBR) конфигурация может использовать урановое топливо значительно эффективнее за счет использования быстрых нейтронов для преобразования («размножения») 238U в 239Pu, который может затем смешивается с урановым топливом для создания (MOX) топлива для реакторов на медленных нейтронах, что позволяет использовать не 1%, а до 60% энергии урана в прямоточном цикле.
Бум поставок урана, обнаруженный в 1970-х годах, в основном положил конец этим усилиям по НИОКР, при этом некоторые страны, такие как Франция, все еще разрабатывали свои проекты Rapsodie, Phénix и SuperPhénix до недавнего времени, наконец, отменив дизайн демонстратора ASTRID IV поколения спустя годы. попытки сдвинуть проект с мертвой точки.
Однако это не конец быстрых реакторов. В этой статье мы рассмотрим, как работают эти чудеса инженерной мысли и различные типы быстрых реакторов, которые используются и разрабатываются в таких странах, как Россия, Китай и Индия.
«Быстрая» часть быстрых реакторов
Как упоминалось во введении, скорость нейтронов в процессе их деления - это то, что делает «быстрый» реактор быстрым. В то время как в легководных реакторах (LWR: включая PWR, BWR и SCWR) в качестве замедлителя нейтронов используется обычная вода, в быстрых реакторах этого нет. Нейтроны, испускаемые 235U и другими изотопами, когда они подвергаются цепной ядерной реакции, обычно движутся со значительной скоростью. Интересно, что скорость, с которой движется нейтрон, определяет вероятность его взаимодействия с конкретным ядром.
Производство трансурановых актинидов в реакторах деления на тепловых нейтронах. (CC-BY-SA-3.0)
Это свойство нейтронного сечения используется для классификации нуклидов. Когда ядро поглощает нейтрон и либо удерживает его, либо распадается, говорят, что оно имеет сечение захвата. Нуклиды, которые делятся (рассыпаются), имеют сечение деления. Другие нуклиды будут просто рассеивать нейтрон и, как говорят, имеют поперечное сечение рассеяния. Нуклиды с большим поперечным сечением поглощения называются нейтронными ядами, так как они просто поглощают нейтроны, не распадаясь, по существу лишая ядерную реакцию нейтронов.
Нуклид, подобный нуклиду 238U, интересен тем, что имеет ненулевой рейтинг в каждой из этих трех категорий поперечного сечения, что, по крайней мере, частично объясняет, почему он делает для такого плохого топлива для LWR. Это совсем не похоже на 235U, который имеет твердое сечение деления, но только при скоростях нейтронов, которые значительно ниже, чем у свежеиспущенных нейтронов во время цепной ядерной реакции. Это означает, что нейтроны в легководном реакторе должны быть замедлены (уменьшены до «тепловых» скоростей) для поддержания процесса деления.
Здесь вода оказывается среди топливных стержней, а нейтроны летают повсюду, поскольку процесс деления был запущен стартовым источником нейтронов. Эти быстрые нейтроны легко сталкиваются с атомами водорода в молекуле воды, из-за чего первые теряют кинетическую энергию и в результате замедляются. Это позволяет им затем направиться прямо в другой (или тот же) топливный стержень и успешно расщепить другой нуклид 235U.
Это свойство воды как замедлителя также действует как функция безопасности. Если температура в ядре увеличится, вода в конечном итоге закипит, что заставит ее превратиться в газ, что означает меньшее количество молекул воды в объеме и, следовательно, меньшее замедление нейтронов, что эффективно снижает скорость цепной ядерной реакции. Этот отрицательный коэффициент пустотности является общей чертой всех коммерческих реакторов, используемых сегодня, за исключением печально известной конструкции РБМК и тяжеловодных канадских реакторов CANDU..
Наращивание плутония ради удовольствия и прибыли
Кольцо почти чистого плутония. (Как упоминалось ранее, 238U немного странный, когда дело доходит до ее нейтронного сечения. Его тройное погружение означает, что он одновременно поглощает и рассеивает нейтроны в дополнение к случайным событиям деления, причем первое встречается значительно чаще. При захвате нейтрона нуклидом 238U он превращается (трансмутирует) в 239Pu (и некоторое количество 239 Pu в 240Pu). Этот процесс также происходит в реакторе LWR, но он специально проводится в реакторе на быстрых нейтронах (FBR) для создания плутония.
Реактор на быстрых нейтронах полностью исключает замедлитель нейтронов, так как он требует быстрых нейтронов для преобразования как можно большего количества 238U в 239Пу. В FBR обогащенное ядро 235U покрыто оболочкой, состоящей в основном из 238U, которая затем медленно трансмутирует в основном 239Pu и 240Pu для использования в МОКС-топливе. Это означает, что FBR представляет собой относительно простую конструкцию, в которой используется контур охлаждения или бассейн. Используемые хладагенты обычно представляют собой хладагенты на основе жидкого металла или натрия, поскольку они являются слабыми замедлителями нейтронов, но при этом обладают отличными свойствами теплопередачи.
Французские быстрые реакторы использовались как для выработки электроэнергии, как и любые другие тепловые электростанции, так и для получения плутония, необходимого для создания МОКС-топлива, которое можно использовать в ее легководных реакторах. Основной причиной этого процесса была энергетическая независимость, поскольку Франция не обладает значительными ресурсами урана, это позволило бы ей получать в шестьдесят раз больше энергии из импортируемого ею урана, что позволило бы каждому килограмму урана прослужить в шестьдесят раз дольше..
Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II), прототип американского интегрального реактора на быстрых нейтронах.
Другие недавние проекты, связанные с быстрыми реакторами, включают интегральный реактор на быстрых нейтронах в США и японский Monju (на смену которому пришел быстрый реактор FNR Jouyou с натриевым охлаждением). Приятным побочным эффектом воспроизводства уранового топлива является то, что оно значительно уменьшает объем отработавшего топлива в конце прямоточного топливного цикла, поскольку большая часть исходного 238U будет иметь был сожжен как 239 Pu в реакторе LWR. Отработавшее топливо LWR можно затем снова пропустить через FBR для сжигания «отходных» изотопов, которые LWR не могут использовать, а также для создания большего количества топлива для LWR.
К сожалению, у быстрых реакторов есть недостатки, заключающиеся в том, что они более дороги, чем LWR, а проблемы с натриевым охлаждением (в основном избегая контакта с водой) означают, что после падения цен на уран в 1970-х годах, как правило, экономически более целесообразно создавать новое топливо из урановой руды и хранить или сбрасывать отработавшее топливо после однократного прогона в LWR.
Несмотря на то, что LWR занимается собственным разведением, превращая часть 238U в плутоний, отработавшее топливо LWR по-прежнему содержит около 96% исходного урана вместе с 3 % «отходных» изотопов и около 1% изотопов плутония.
Гори, детка, гори
В то время как большинство быстрых реакторов используются для воспроизводства топлива для легководных реакторов, другой тип нацелен на использование всего топлива на месте. Этот тип быстрого реактора называется реактором на быстрых нейтронах (FNR) и, по сути, представляет собой другую конфигурацию активной зоны конструкции FBR без каких-либо принципиальных отличий. Теоретически любой быстрый реактор можно использовать для воспроизводства топлива и его сжигания.
Схема быстрого реактора с натриевым теплоносителем.
Изменение конструкции FBR на FNR включает удаление бланкета 238U и установку отражателей нейтронов из нержавеющей стали (или аналогичной). В полученном реакторе произведенные нейтроны удерживаются внутри активной зоны, сохраняя их доступными для новых взаимодействий с нуклидами и продолжая процесс деления.
В результате FNR может эффективно расщеплять и трансмутировать нуклиды в топливе до тех пор, пока не останется значительного количества актинидов (включая уран и плутоний). Это можно комбинировать с пиропроцессингом, который позволяет перерабатывать сегодняшнее отработавшее топливо LWR для выгорания в FNR, эффективно замыкая ядерный топливный цикл.
Французское сопротивление
Не только холодная экономика сыграла роль в сдерживании развития быстрых реакторов на Западе. Быстрые реакторы привлекли внимание как террористов, так и политиков. Первое иллюстрируется ракетной атакой Хаима Ниссима в 1982 году на FBR Superphénix с пятью реактивными гранатами РПГ-7, запускаемыми с плеча, поскольку он считал, что FBR «может взорваться их быстрыми нейтронами». Этот конкретный FBR был совместным проектом Франции, Италии и Германии, изначально целью которого было создание FBR на основе конструкции Superphénix как во Франции, так и в Германии.
Здание реактора Superphénix. (© Yann Forget / Wikimedia Commons / CC-BY-SA)
С самого начала Superphénix столкнулся с сильным политическим сопротивлением антиядерных групп, с закрытием этого прототипа реактора в 1998 году, в то время, когда французское правительство возглавляли антиядерные Зеленые министры. Единственная указанная причина заключалась в том, что проект не был жизнеспособным из-за его «чрезмерных затрат», которые с 1976 года составили 9,1 миллиарда евро, или около 430 миллионов евро в год. И это несмотря на то, что проблемы реактора с натриевым контуром были решены в 1996 году, а реактор зарабатывал деньги на производстве электроэнергии в течение большей части своего срока службы.
Текущая разработка
Ситуация в США, Франции и других странах Запада резко контрастирует с ситуацией в Советском Союзе, Китае и Индии. Начиная с 1973 года, БН-350 ФНР на берегу Каспийского моря на территории современного Казахстана обеспечивала 135 МВт электроэнергии и опресненной воды в близлежащий город Актау. Он закрылся только в 1994 году, потому что у оператора закончились средства на закупку топлива. В 1999 году реактор был полностью выведен из эксплуатации после 26 лет эксплуатации.
Серия БН продолжилась выпуском БН-600, построенного на Белоярской АЭС в России. Он использует конструкцию на основе натриевого бассейна и работает с 1980 года, обеспечивая 600 МВт электроэнергии в местную сеть. Несмотря на несколько десятков незначительных проблем, в основном связанных с утечками в натриевой трубке, его история эксплуатации была в основном безотказной, несмотря на то, что это был второй прототип в серии BN.
БН-800 ФНР в Белоярске.
Реактор БН-800, построенный на той же Белоярской площадке, является последним прототипом в серии БН, обеспечивающим снижение эксплуатационных расходов на 85% по сравнению с реактором LWR ВВЭР-1200, при этом БН-1200 предназначен для стать первым серийным реактором на быстрых нейтронах. В настоящее время ожидается строительство первых реакторов БН-1200. Китайские экспериментальные реакторы CEFR FNR и пилотные FNR CFR-600 основаны на российской технологии реакторов БН. Россия также работает над реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем под названием БРЕСТ.
Индия оказалась с богатыми ресурсами тория (232Th), что привело к тому, что она сосредоточилась на амбициозной программе разработки на основе тория наряду с урановыми реакторами. Ториевая программа состоит из трех частей. Во-первых, они производят плутоний из урана с помощью легководных реакторов. Затем FNR создает 233U из 232Th при сжигании плутония. Наконец, усовершенствованные тяжеловодные реакторы будут использовать полученный торий в качестве топлива, а 233U и плутоний в качестве топлива для двигателей.
Другие конструкции FNR поколения IV также находятся в стадии разработки, например гелиевый реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GFR).
Замыкание топливного цикла
Как упоминалось ранее, FNR способны использовать все сегодняшнее отработавшее топливо (часто называемое «ядерными отходами») в качестве топлива. В сочетании с пиропроцессингом это позволило бы ядерным реакторам работать практически без отходов, израсходовав все урановое топливо, младшие актиниды и так далее. Это было основной целью ядерной программы России, а также одной из ядерных программ Китая, Японии и Южной Кореи.
Наряду с усилиями в США (в основном Аргоннская национальная лаборатория и ее пиропроцессор IFR) южнокорейский KAERI активно работает над замыканием топливного цикла Южной Кореи. Цель состоит в том, чтобы отделить отработавшее топливо от всего, что еще можно использовать в качестве топлива, то есть от всего, что все еще является радиоактивным. К сожалению, сотрудничество между Россией и другими странами, помимо Китая, а также между Южной Кореей и Японией или Китаем, было очень ограниченным в такого рода исследованиях, в основном по политическим причинам.
Несмотря на это, кажется, что усилия по превращению реакторов FNR поколения IV в реакторы, предпочтительные для новых станций, не только позволяют полностью израсходовать отработавшее топливо и замыкают топливный цикл, но и увеличивают энергию мы можем получить из урана (и, возможно, тория) во много раз, увеличив даже пессимистическую оценку около 100 лет уранового топлива до комфортных нескольких тысяч лет, не оставив при этом миру в наследство отработавшее урановое топливо.