Реакторах размножителях

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на медленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для повышения в нем содержания U235 увеличивает его стоимость. При работе на быстрых нейтронах возможно пользоваться реакторами-размножителями, в которых количество вновь образующегося делящегося материала при протекании цепной реакции превосходит количество первоначально загруженного.

Высокая эффективность ядерного топлива является одним из преимуществ атомных электростанций. Достаточно сказать, что]1 кг урана-235 содер-„„жит такое же количество энергии, что и 2500 т каменного угля, иначе говоря, "l г урана-235 эквивалентен по отдаче тепла 3 т угля, а один грамм дейтерия — ^ГО т угля. В реакторах, работающих на тепловых нейтронах, используется в основном уран-235 и до 1% урана-238. JB недалеком будущем АЭС будут оснащаться реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Эти реакторы не имеют замедлителей, и часть нейтронов, испускаемых в процессе распада урана-235, поглощается ураном-238, который в результате множества производственных циклов превращается в плутоний-239, также используемый в качестве ядерного топлива. По данным академиков В. А. Кириллина и М. А. Стыри-ковича, реактор-размножитель позволит примерно в 20 раз полнее использовать ядерные ресурсы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это позволит резко увеличить ресурсы ядерного топлива г. Д

Ранее об альфа-частицах и протонах уже говорилось как о возможных продуктах различных ядерных реакций. А не могут ли они возникнуть и при распаде ядер-осколков? На первый взгляд это кажется невозможным, поскольку излучение альфа-частицы или протона ядром-осколком, содержащим избыток нейтронов, увеличивает, а не уменьшает этот избыток31. Однако некоторое количество альфа-частиц, несомненно, присутствует в ядерных реакторах, работающих на уране или плутонии, так как эти элементы подвергаются медленному радиоактивному распаду, сопровождающемуся испусканием альфа-частиц32. Кроме того, альфа-частицы могут образовываться в результате ядерных реакций в реакторе, при которых нейтрон поглощается легким ядром, а не ядром урана. Одной из таких реакций, которую и на самом деле используют для управления реактором, является захват нейтрона ядром бора-10, которое затем делится на ядро лития-7 и альфа-частицу (ядро гелия-4):

В качестве замедлителя в современных реакторах широко используются чистый углерод (в виде графита) и тяжелая вода (см. сноску 42 на стр. 69), отвечающие всем требованиям, перечисленным выше. Более эффективным из этих замедлителей является тяжелая вода, поскольку ее атомы легче атома углерода. С другой стороны, производство тяжелой воды весьма дорогостоящий процесс, и поэтому гораздо экономичнее в качестве замедлителя применять графит. Другими возможными «кандидатами» в замедлители являются обычная вода, металлический бериллий, окись бериллия и некоторые органические кислоты. Все они в той или иной степени удовлетворяют второму и третьему требованиям, но меньше отвечают первому: эти «кандидаты» настолько сильно поглощают нейтроны, что их нельзя применять в реакторах, работающих на природном уране. Однако, если в природном уране слегка увеличить содержание урана-235 (так называемый процесс обогащения), то и эти вещества могут быть использованы в качестве замедлителя. Правда, процесс увеличения содержания урана-235 даже на 0,07% требует большого расхода средств, дорогостоящего оборудования и огромного потребления электроэнергии.

и, в частности, для этих целей стала применяться нержавеющая сталь — «испытанный» и «верный» материал с хорошо известными свойствами. Сталь нельзя было использовать в реакторах, работающих исключительно на природном уране, поскольку она значительно поглощает нейтроны, однако в реакторах на обо-

В рассматриваемых нами энергетических реакторах, работающих на слабообогащенной UO2 (от 2,5 до 4%), предположение о постоянстве энерговыделения по радиусу твэла не является точным. Однако существующее отклонение должно привести к некоторому снижению температуры в центре твэла по сравнению с предсказанной уравнением (5.37). Изменение плотности горючего и образование центральной полости также уменьшают максимальную температуру при данном полном энерговыделении.

Измерения на реакторах. Отложения наблюдались практически на всех энергетических реакторах, работающих при высоких тепловых потоках. Место и толщина отложений весьма сильно изменяются в зависимости от типа реактора, топлива, конструкционных материалов оболочек твэлов и контура, а также температуры теплоносителя и водного режима АЭС.

Перспективной областью применения алюминия, с нашей точки зрения, является использование его для отвода тепла в высокотемпературных атомных реакторах. Использование алюминия в качестве теплоносителя в реакторах, работающих на тепловых нейтронах, выгодно, с одной стороны, с точки зрения расхода нейтронов, поскольку сечение захвата нейтронов тепловых энергий для алюминия в два с лишним раза меньше [0,22 барн], чем для натрия (0,49), характеризующегося минимальным сечением захвата тепловых нейтронов по сравнению с другими щелочными металлами. С другой стороны, использование алюминия, как теплоносителя, учитывая его совместимость с графитом в отличие от щелочных металлов, даст возможность существенно упростить конструкцию активной зоны реактора, так как позволяет рассмотреть вопрос об изъятии из активной зоны реактора металла оболочек тепловыделяющих элементов. Наконец, применение алюминия позволит существенно увеличить параметры рабочего тела второго контура и практически облегчит проблемы второго контура из-за отсутствия взрывоопасное™ при соприкосновении алюминия с водой.

174. Чечеткин А. В., Некоторые вопросы аэродинамики и теплообмена в реакторах, работающих со взвешенным катализатором, Труды МХТИ им. Менделеева, 1955, вып. 20.

Из сказанного следует, что производство Ри и 235U и его экономика теснейшим образом связаны с технологией получения и рациональным использованием природного урана и особенно его уникального изотопа 235U. Обеспечить наиболее полное превращение всего природного урана и тория в делящийся материал — одна из важнейших глобальных проблем современной атомной науки и техники. Наиболее подготовленный путь решения этой проблемы — широкое использование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Применение в современных энергетических реакторах, работающих на тепловых нейтронах, слабообогащенного урана, содержащего свыше 95 % воспроизводящего материала (238U), позволяет и в этих реакторах осуществить процесс частичного воспроизводства делящихся нуклидов и таким образом улучшить их баланс в реакторе и получить значительный экономический эффект.

Из сказанного следует, что производство Ри и 235U и его экономика теснейшим образом связаны с технологией получения и рациональным использованием природного урана и особенно его уникального изотопа 235U. Обеспечить наиболее полное превращение всего природного урана и тория в делящийся материал — одна из важнейших глобальных проблем современной атомной науки и техники. Наиболее подготовленный путь решения этой проблемы — широкое использование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Применение в современных энергетических реакторах, работающих на тепловых нейтронах, слабообогащенного урана, содержащего свыше 95 % воспроизводящего материала (238U), позволяет и в этих реакторах осуществить процесс частичного воспроизводства делящихся нуклидов и таким образом улучшить их баланс в реакторе и получить значительный экономический эффект.

Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов БГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. При таком времени удвоения топлива открывается возможность увеличения темпов развития АЭС в стране при запланированных потребностях в урановом сырье (11]. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. В дальнейшем эти концепции были воплощены в разработки проектов реакторов-размножителей с газовым охлаждением [12].

ВОРОХООЧИСТЙТЕЛЬ - с.-х. машина для первичной очистки свежеубранного зерна от крупных и лёгких примесей. От крупных примесей зерно очищается на решётах, от лёгких -путём продувки возд. потоком. ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА - процесс образования в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива - 239Ри (или 233U). Происходит в результате захвата ядрами т.н. сырьевого материала - 238U (или 232Th) - нейтронов, выделяющихся при «горении» первичного ядерного топлива - 235U. Осуществляется в реакторах-размножителях (бридерах). ВОССТАНАВЛИВАЕМОСТЬ - СВ-ВО изделия, заключающееся в возможности (при определ. условиях эксплуатации) восстановления допускаемых (в частном случае - начальных) значений его параметров в результате устранения причин и последствий повреждений и отказов (напр., замена вышедшего из строя транзистора в - радиоприёмнике). В. оценивают отношением параметра изделия после восстановления его исправности (работоспособности) к начальному или номин. (допускаемому) значению этого параметра.

Воспроизводство и накопление делящихся материалов в реакторах-размножителях в будущем может обеспечить развитие мощностей АЭС.

Большая часть электроэнергии, производимой в США, вырабатывается на базе органического (прежде всего — нефти) и ядерного топлива. 3 настоящее время почти во всех районах страны себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, ниже себестоимости электроэнергии, производимой на ТЭЦ, работающих на угле; считается, что плутоний, образующийся в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, станет еще более дешевым источником энергии, хотя многие хорошо осведомленные специалисты с этим не согласны. В следующей главе будут подробно рассмотрены вопросы, относящиеся к использованию ядерной энергии.

В первых реакторах-размножителях основной упор делался на поддержание «жесткого> спектра нейтронов, т. е. на минимизацию замедления. Экономичности топливного цикла уделялось мало внимания. Но в последующие годы, когда начались работы по созданию нового поколения реакторов БН для использования в энергетических целях, все большее внимание стали уделять решению задач по минимизации стоимости топливного цикла. В рабочих условиях это означало, что реактор должен находиться в эксплуатации максимально возможное время при одной и той же загрузке топлива, обеспечивая наибольшую степень его «выгорания».

Из этих данных видно, что запасы угля в мире почти в 13 раз больше, чем нефти и в 16 раз больше, чем газа. Запасы урана при его использовании в реакторах-размножителях в 200 раз превышают запасы всех минеральных источников энергии. Отсюда авторы приведенной выше оценки мировых запасов энергетических ресурсов делают вывод: в переходный к более обильным и «чистым» источникам энергии период уголь должен играть ведущую роль в энергетическом балансе мира.

широко использовать реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Таким образом, современная атомная энергетика, использующая реакторы на медленных нейтронах, не мажет ориентироватъся~на далекую "перспективу. Как уже указывалось, в реакторах-размножителях Вырабатывается и используется в качестве ядерного топлива плутоний, что увеличивает ресурсы ядерного топлива во много раз. *'"'yb! M/. (-1-(Л?

В настоящее время в ряде стран ведутся исследования по созданию реактора-размножителя на быстрых нейтронах. В реакторах-размножителях уран-238 дает плутоний-239, который в свою очередь является еще более активным материалом, чем уран-235. Таким образом, применение реакторов-размножителей позволит использовать более бедные урановые месторождения (вплоть до добычи его из воды океана). Реактор-размножитель на быстрых

а также привлечении ядерного топлива для целей централизованного теплоснабжения потребность в уране быстро возрастает. В то же время известные в настоящее время достоверные запасы урана не столь велики, а по мере выявления новых месторождений добыча урана становится все сложнее и дороже. В результате не исключена возможность того, что в относительно недалеком будущем ресурсы урана могут ограничить масштабы развития атомной энергетики в случае применения только современных реакторов на тепловых нейтронах. В силу этого все большее значение приобретает задача переработки основной массы природного урана (уран-238) в новое делящееся вещество (плутоний), что может осуществляться в специальных реакторах-размножителях на быстрых нейтронах одновременно с производством энергии. Тем самым будет достигнуто многократное расширение топливной базы атомной энергетики.

Атомные реакторы-размножители на быстрых нейтронах (БН). Наибольший прогресс достигнут в технологии реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. На полномасштабной АЭС с реактором такого типа в расчете на единицу ядерного топлива можно будет вырабатывать в 50—80 раз больше электроэнергии, чем на АЭС с традиционным легководным реактором. Топлива для такого реактора (после его начальной загрузки) 1вполне достаточно, и его стоимость составляет ничтожную долю в себестоимости производимой им электроэнергии. Подсчитано, что если использовать в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах весь уран, содержащийся в стволах урановых обогатительных производств США, то можно будет выработать 1,4 млн. ТВт-ч электроэнергии. Для сравнения укажем, что в настоящее время в США потребляется около 2 тыс. ТВт-ч электроэнергии в год.

ственно из урана в так называемых реакторах размножителях.