Мечта современных атомщиков – энергия без радиоактивных отходов.
Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для разных типов реакторов.
При этом потребность в дорогостоящем обогащении урана снижается, а конечный результат — нечто фантастическое и, условно говоря, вечно работающее.
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух действующих реакторов на быстрых нейтронах в мире.
Выведен на номинальную мощность в 2015 г.
Под катом — рассказ о конструкции классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принципе работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (их в мире всего два, и оба в России) и замыкании ядерного топливного цикла.
Уверен, это будет интересно тем, кому понравился рассказ о международных строительство термоядерного реактора мощностью 500 мегаватт. ИТЭР.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и заведующий кафедрой ядерного топливного цикла инженерной школы ядерных технологий Томского политехнического университета, который читал лекция по двухкомпонентной энергетике в Томске Точка кипения .
Сегодняшний рассказ о новых мирных ядерных технологиях: замыкании ядерного топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но давайте начнем с того, как сейчас работает ядерный топливный цикл.
Классический топливный цикл
МОХ (смешанное оксидное топливо) — ядерное топливо, содержащее несколько типов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана).
НАО, САО, ВАО – это разные виды радиоактивных отходов.
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо Центр современного цикла — ядерный реактор в тепловые нейтроны .
Он выделен зеленым цветом.
В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный изотопом-235. Для его получения урановую руду добывают, перерабатывают, а затем подвергают длительному и дорогостоящему обогащению.
Крупные реакторы, преобладающие в атомной энергетике, такие как водо-водяной реактор ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, не перерабатывают отработанное топливо.
Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а затем транспортируют на площадку длительного хранения на горно-химическом комбинате.
Базовый процесс получения топлива дорог, а сырье – это ограниченный ресурс, поэтому человечество усердно работает над решением проблемы замыкания топливного цикла – это когда из ядерных отходов снова производятся ядерные отходы.
Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте атомной энергетики – в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на конструкцию современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематически АЭС с ядерным реактором, использующим тепловые нейтроны, можно представить следующим образом:
Далее речь пойдет о так называемом ядерном острове, включающем в себя реакторную часть.
Давайте посмотрим, какие реакторы используются сейчас и какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Принципиальная схема атомной электростанции
Реактор — устройство, в активной зоне которого протекает управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. На сегодняшний день наиболее распространены водно-водоэнергетические блоки.
На картинке представлена схема именно такого реактора.
Принципиальная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор расположен в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где расположены традиционные энергоблоки - машинный зал и другие, которые есть на обычных теплоэлектростанциях.
Обычно в реакторах для повышения надежности используются четыре охлаждающих канала.
Первый контур охлаждения реактора включает в себя сам реактор, а также главные циркуляционные насосы.
Их количество соответствует количеству нитей охлаждения – четыре.
На каждом из охлаждающих потоков установлен парогенератор, отделяющий первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
электростанция с реактором ВВР
Общий вид самого реактора: 
Стоит отметить, что это реактор высокого давления; такая конструкция позволяет добиться высоких показателей безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Для начала немного физики.Напомню, что изотопы – это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разные атомные массы.
Самое интересное, что они имеют разные свойства.
Например, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 делится.
Для описания вероятности деления изотопа в ядерной физике используется понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтрона
На рисунке хорошо видно, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны.
А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе наиболее распространенным изотопом является уран-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах.
Урана-235 в природе очень мало, и для получения топлива необходимо дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет избежать процедуры обогащения урана-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и вообще на всех современных электростанциях, в качестве теплоносителя используется вода.
Именно она передает тепловую энергию турбинам.
Понятно, как с ним работать, какие строительные материалы использовать.
Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, образующиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя обычно используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.Здесь нам предстоит решить целый пласт научно-технических задач, включая разработку новых материалов.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
В результате природный уран-238 превращается в изотоп плутоний-239, который имеет свойства деления, аналогичные урану-235. И здесь становится возможным перерабатывать практически неделящийся в тепловых реакторах уран-238 в новое ядерное топливо.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам.
На основе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т. д. 
Исторически наиболее развитыми на сегодняшний день реакторами на быстрых нейтронах являются БН-600 и БН-800 .
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.Их конструкция значительно сложнее, чем у двухконтурного водоохлаждаемого реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используется жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем нельзя использовать двухконтурную конструкцию, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям.
При реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать натрий будет крайне проблематично.
Поэтому используется трехконтурная схема.
Первый контур - натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), затем теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в используется вода третьего контура, турбина, тепловая часть и другое оборудование.
Три контура усложняют как эксплуатацию, так и управление реактором.
Следующий шаг – БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 – следующий этап развития.Он создается в рамках проекта Росатома «Прорыв».
Вместо натрия в качестве теплоносителя используется свинец (т. плавать 327℃).
Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: в этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящих к цепным реакциям (ускорению работы реактора на мощности).
На этот реактор возлагаются большие надежды.
Можно «сжечь» делящиеся элементы и произвести плутоний, а затем использовать его для замыкания ядерного топливного цикла.
Цель закрытия — постепенно ликвидировать часть цепочки, связанную с добычей урана и его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двойная ядерная энергетика
Двойное энергоснабжение — это решение, позволяющее сократить количество обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов.Оно еще не достигло пика своего развития – этим будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем производить делящиеся элементы, что в дальнейшем позволит загружать сюда топливо, не обогащенное ураном-235.БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide Fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана.
Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном ураном-235 – и в этом случае производить плутоний-239 – так и на плутонии.
Частично закрытый цикл использования ядерного топлива
В Опытно-демонстрационном центре в Северске, а в перспективе на заводе ФТ-2 в Железногорске имеется хранилище отработавшего ядерного топлива.
Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит перерабатывать топливо реактора ВВР и возвращать из него уран и плутоний в цикл.
Проблема переработки решена очень интересным образом: уран и плутоний не разделяются, а передаются в производство в смешанном виде.
В результате мы получаем ТВС для реакторов, содержащие регенерированные уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный изотопом-235. Конечно, полного замыкания ядерного топливного цикла не бывает, но такой подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из топлива, отработанного в реакторах ВВР, будут использоваться в топливных циклах быстрых реакторов.В настоящее время отработана схема загрузки МОХ-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, в реактор БН-800; его путь показан на рисунке ниже красной линией.
Схема предполагает использование отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реактора ВВ-Р совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН.
В ходе переработки мы извлекаем смесь плутония и урана, которая используется для производства МОКС-топлива.
А отработанное МОКС-топливо перерабатывается вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на основе урана-235 и постепенно, производя плутоний-239 в быстром реакторе, заменяем его МОКС-топливом.Мы не сможем сразу перейти от традиционных реакторов к быстрым, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах нам придется строить инфраструктуру переработки топлива, которая на первых порах не будет загружена, потому что реакторы должны производить топливо, которое в дальнейшем будет перерабатываться.
.
А схема выше предусматривает плавный переход от существующих реакторов к быстрым.
Эта схема предполагает производство плутония на реакторе БН-800. В будущем должны появиться более мощные и экономичные установки - БН-1200, которые воплотят в себе двухкомпонентность нашей атомной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но еще интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ.
Реактор такого типа электрической мощностью 300 МВт уже начали строить в Северске.
Вокруг него будет построен комплекс, который позволит решать проблемы регенерации топлива, то есть все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сконцентрированы в одном месте.
На начальном этапе потребуется пополнение природным или обедненным ураном, как отмечено на рисунке.
Не имея необходимого количества плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, запустить на комбинированном топливе и постепенно производить плутоний, перейдя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагаются большие надежды: упомянутый выше контур естественной защиты не позволяет ему разогнаться до тяжелых аварий.
Но здесь вам придется столкнуться с рядом проблем.
Проблемы, связанные с производством плутония, в некоторой степени уже решены.
А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый.
Здесь необходимо обеспечить кратковременное воздействие топлива: оно горячее и имеет высокий радиационный фон.
Необходимо создавать новые технологические процессы, тестировать их на стендах и внедрять.
Если задача замыкания ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах человеческой жизни мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.Параллельно необходимо завершить решение проблемы вывода отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли.
Разработанный топливный цикл должен гарантировать, что возвращается точно такое же количество радиации, которое мы извлекаем.
Теоретически эта задача рассчитана и может быть решена.
Это вопрос практики.
В отличие от прошлого века, когда нужно было любой ценой получить ядерное оружие и одновременно ядерную энергию, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и обеспечивало естественную безопасность.
И кто-то должен все это делать.
Так что специалисты в этой и смежных областях без работы не останутся.
Теги: #Научно-популярная #физика #Энергетика и аккумуляторы #ядерный реактор #реактор на быстрых нейтронах #Брест-300
-
Джинни: Поиск Фильмов По Настроению
19 Oct, 24
