Что такое быстрый нейтрон
Реакторы на быстрых нейтронах — вот надежда человечества!
В предыдущих статьях — мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии — остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?
Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это — 83.5% по данным на 2008 год).
Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно — вопрос безопасности — под катом.
О нейтронах и уране
Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 — растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название — тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами — в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.
Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать — должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема — нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем
1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…
Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 — были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло, и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.
Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции — делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах — нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы — и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях — остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 — чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в
10-50 раз за счет реакции деления.
Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?
Замкнутый топливный цикл
Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов — стать плутонием-239:
Из отработанного топлива — плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива — может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).
Для природного тория — аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления — становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:
Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах — но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония — меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает — нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).
Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами — меньше, чем тепловыми — приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива — ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.
По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым — в результате реакции выделяется в
1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами — что делает реакцию более реалистичной:
Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.
О теплоносителе
Как мы выяснили выше — воду в быстром реакторе использовать нельзя — она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?
Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости — мощные реакторы охладить таким образом сложно.
Жидкие металлы: Натрий, калий — широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов — низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 — работает именно на натриевом теплоносителе.
Свинец, висмут — используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР. Из очевидных минусов — если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута — разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных — можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.
Ртуть — с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора — так что больше ртутные реакторы не строили.
Экзотика:Отдельная категория — реакторы на расплавленных солях — LFTR — работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.
Действующие реакторы и интересные проекты
Российский БОР-60 — опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.
Российские БН-600, БН-800: Как уже упоминалось выше, БН-600 — единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.
В 2014-м году — планируется к запуску более мощный БН-800. На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200, но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах — Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.
Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы — есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).
Японский Monju reactor — самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году — произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.
Traveling wave reactor: Из известных нереализованных проектов — «реактор на бегущей волне» — traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс — так что об этом дважды писали на Хабре: 1, 2. Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него — кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру — и реакция продолжалась бы. Но в реальности — без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.
О безопасности ядерной энергетики
Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику — и это-то после Фукусимы?
Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества — тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС — погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.
Количество же аварий на АЭС — не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента — причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии — были доработаны все блоки, а после Фукусимы — у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы — у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).
Проблему с отработанным топливом — напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.
Заключение
Быстрые реакторы — обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных — топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно — оно уже добыто, и лежит на складах и отвалах. Технические проблемы — хоть и остаются, но выглядят решаемыми, а не эпическими — как в случае термоядерных реакторов.
Топливо в «замкнутом топливном цикле» появляется не из воздуха, а из бесполезного до этого урана-238 и тория после облучения в быстром реакторе, и дальнейшей химической переработки чтобы из отработанного топлива выделить полезные плутоний-239 и уран-233. Быстрые реакторы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах — дают в 1.5 раза больше нейтронов на 1 деление, и их хватает и на цепную реакцию, и на наработку нового топлива.
С экономической точки зрения — при массовом строительстве быстрые реакторы хоть и дороже обычных тепловых ядерных реакторов, но не на порядки. Массового строительства быстрых реакторов похоже просто не начинают раньше времени, т.к. урана-235 и обычного топлива большинству стран пока хватает в ближайшей перспективе (15-30 лет), и есть время отработать технологию.
Так что когда окончательно закончится дешевая нефть и уран-235 — нашим внукам не придется сидеть без света, будет на чем колонизировать марс, и неспешно допиливать термоядерный синтез следующие 10’000 лет.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: почему это мегакруто
Допустим, при первом взрыве (вынужденном делении) урана образуется два нейтрона, и каждый из них попадёт в другой атом. Те тоже взорвутся, выделив ещё две порции энергии — и уже 5-6 нейтронов. Пусть их будет 5: тогда каждый из них, попав в новые атомы урана, вызовет их деление, породив уже 5 порций энергии и уже 13-14 нейтронов. И если каждый из этих нейтронов тоже найдёт «свой» атом, то мы получим уже 13-14 порций энергии — и уже более 35 нейтронов. Процесс будет идти по нарастающей — со всё большим количеством нейтронов и всё большим выделением энергии. Это называется цепной реакцией. Точнее, это частный случай цепной реакции — процесса, в ходе которого выделяются продукты, требующиеся для возникновения первоначальной реакции, но в большем количестве.
Но и это лишь полпроблемы. В нашем примере выше мы для простоты рассматривали случай, когда каждый нейтрон находит свой атом-цель. На практике это, конечно, не так. В реальности выделившиеся при распаде ядра нейтроны летят слишком быстро для того, чтобы успеть слиться с атомами. В результате они просто пролетают через объём вещества и улетают прочь. Для того, чтобы атомы стали поглощать эти нейтроны, их сначала надо замедлить — до скоростей, с которыми движутся сами атомы в веществе. Это движение ещё называют тепловым, а нейтроны, летящие с такими скоростями зовут тепловыми, или медленными нейтронами — в противовес быстрым нейтронам, выделяющимся при реакции непосредственно. Для замедления нейтронов их поток пропускают через материалы, имеющие свойство уменьшать скорость проходящих через них нейтронов без поглощения — например, воду, графит или свинец.
Но и это ещё не всё. Самая главная проблема в том, что в природе существует несколько видов (изотопов) атомов урана. Как известно, ядро атома состоит из протонов и нейтронов. Так вот, протонов во всех ядрах урана 92 (собственно, мы называем ураном атомы, в которых 92 протона) а вот количество нейтронов может меняться: их может быть от 125 до 151. Суммарно же общее число протонов и нейтронов может, соответственно, меняться от 217 до 243. Вот эта вот цифра (сумма количества протонов и нейтронов) используется для обозначения разных изотопов.
В природе наиболее распространён уран-238: 92 протона, 146 нейтронов. 99,3% всего урана на Земле — именно такой уран. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. Делает это так, как мы описали выше, другой изотоп — уран-235 (92 протона, 143 нейтрона), которого в природе всего 0,7%. Точнее, некоторые другие изотопы тоже умеют делиться подобным образом, но они встречаются ещё реже.
То есть, если мы загрузим природный уран в реактор, то работать он не будет — в природном уране просто недостаточно нужного вида урана.
Те самые урановые рудники. Ну, точнее, урановые карьеры
И здесь есть сразу две очень плохие новости для атомной энергетики и для человечества вообще.
Во-первых, для того, чтобы создать пригодный для «сжигания» в реакторе уран, долю «правильного» урана-235 в нём надо поднять примерно до 10%, где-то так в 700 раз. И сделать это весьма непросто: все виды урана идентичны с химической точки зрения, всё их отличие — небольшое (0,01%) различие по массе. Поэтому если мы, к примеру, приведём уран в газообразное состояние и загрузим в центрифугу, то возле её стенок соберётся газ, немного более богатый тяжёлыми урановыми изотопами. Но легко это только на словах: на самом деле обогащение урана — долгая, технологически сложная и достаточно дорогостоящая процедура. Если, к примеру, 1 килограмм урана естественного изотопного состава стоит около 100 долларов, то 1 килограмм обогащённого урана — уже около 2500.
Простенькая и миниатюрная установочка по обогащению урана
Во-вторых, оказывается, что на самом деле запасы урана лишь кажутся неисчерпаемыми: нас-то интересует не уран вообще, которого действительно очень много, а только уран-235, которого мало. Вероятно, его хватит примерно на 85 лет (есть и более пессимистичные подсчёты — около 50 и даже 30 лет). Нефть и газ, как ожидается, к тому моменту уже закончатся, и человечество попросту останется без электричества (альтернативные, «зелёные» источники энергии не в счёт: в настоящее время её доля в энергетическом балансе человечества — что-то около 5%, и вряд ли эта доля вырастет существенно больше 25-30%).
Впрочем, уран-238 не то чтобы совсем «безразличен» к нейтронам. Захватывая их, он тоже претерпевает некоторые превращения, правда, не порождающие цепную реакцию: превращается сначала в нептуний-239, а затем и в плутоний-239. И вот — первые хорошие новости: оказывается, что плутоний-239 вполне способен поддерживать цепную реакцию деления так же, как это делает уран-235.
То есть, хотя мы и не можем «сжечь» уран-238 в реакторе, но мы можем использовать его для получения плутония, и сжечь уже плутоний.
К сожалению, не всё так просто. Помните ведь: мы не только поглощали лишние нейтроны, но и замедляли оставшиеся? Ну так вот: если уран-235 «не хочет общаться» с быстрыми нейтронами, то уран-238 игнорирует медленные. То есть, для того, чтобы реактор, производящий топливо из урана-238, работал, это должен быть именно реактор на быстрых нейтронах.
Создать такой реактор оказалось теоретически возможно, но практически — вовсе не так уж просто.
К примеру, как мы уже говорили, уран-235 неохотно захватывает быстрые нейтроны. его можно заставить это сделать, но плотность нейтронного потока должна быть гораздо выше. Для этого надо использовать более концентрированное топливо, условия в активной зоне реактора (температура, нейтронные потоки) тоже будут более жёсткими, что потребует более устойчивых материалов.
В первую очередь — именно натрий. Он, конечно, тоже не подарок: бурно реагирует и с кислородом, и с водой, причём в последнем случае ещё и выделяет взрывоопасный водород. Однако советским инженерам удалось найти с натрием общий язык, создав первый в мире коммерческий (в смысле, вырабатывающий энергию для хозяйственных нужд) реактор на быстрых нейтронах БН-600. А в 2015 году, уже в Российской Федерации, был запущен реактор БН-800 — ещё один быстрый реактор, приспособленный уже для работы на плутониевом топливе с замкнутым циклом воспроизводства.
Расчёты показывают, что с помощью этой технологии можно превратить в топливо до 30% урана-238. А это значит, что полезное применение будут находить уже не 0,7% природного урана, а порядка 30. А значит, и «эффективные» запасы мирового урана возрастают примерно в 43 раза. И нам этих запасов хватит уже не на 80, к примеру, лет, а примерно на 3500. Как говорится, почувствуйте разницу.
Более того. В водяных реакторах в системах охлаждения поддерживается очень большое давление (чтобы вода не закипела там, где ей этого не следует делать), а большое давление всегда порождает риск прорыва трубопроводов. Следствие — утечки радиоактивной воды, нарушения работы системы охлаждения и прочее. Более того, стоит «немного» перегреть реактор — и вода, несмотря на все усилия, всё-таки закипит, и будет плохо. С натрием этой проблемы не бывает: плавится он при примерно 100 градусов, а вот закипает — аж при 900. Так что держать натрий можно и практически при атмосферном давлении, а если герметичность реактора по тем или иным причинам нарушится, то ничего смертельного не произойдёт: натрий не вскипит и не испарится, оставив реактор без охлаждения. А химическая активность натрия тут даже пойдёт на пользу: провзаимодействовав с кислородом и водой воздуха, радиоактивный натрий из системы охлаждения окажется связан в стойкие химические непосредственно в помещениях станции, а не разнесётся на многие километры вокруг…
А теперь самое интересное. В настоящее время энергетические реакторы на быстрых нейтронах умеет делать только Россия. США, которые пытались строить свой «быстрый» реактор наперегонки с СССР, так ничего путного и не смогли (у них есть пара экспериментальных реакторов, но не более). У французов получилось лучше: их «Феникс» проработал с большими перерывами 27 лет, но при этом вёл себя весьма стрёмно, пугая эксплуатантов неожиданными скачками мощности и необъяснимыми срабатываниями систем защиты. Понять, в чём заключалась проблема «Феникса», французы так и не смогли, и в 2010 году остановили его от греха подальше, решив начать всё с начала с реактором ASTRID — начать строить его планируют в 2020-х.
«Феникс». Птичку жалко!
Японцы тоже пробовали, но после ряда аварий свой «Мондзю» решили попросту разобрать. Индия собиралась запустить свой реактор в 2015-м, но так и не запустила.
Так что Россия в этой сфере реально впереди планеты всей, и на месте стоять не собирается: сейчас идут работы по созданию следующего поколения быстрых реакторов, БН-1200, который уже планируют пустить в полномасштабную серию около 2030 года.
Быстрый нейтрон
Быстрые нейтроны — свободные нейтроны, кинетическая энергия которых больше некоторой величины, конкретное значение которой зависит от контекста, в котором используется термин.
В физике ядерных реакторов быстрыми обычно называют нейтроны с энергиями больше 0,1 МэВ. Зависимость сечений взаимодействия с веществом для таких нейтронов имеет гладкий характер, без пиков, характерных для более медленных резонансных нейтронов.
Энергия нейтронов может быть уменьшена с помощью замедлителей нейтронов.
См. также
Ссылки
Смотреть что такое «Быстрый нейтрон» в других словарях:
быстрый нейтрон — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN fast neutron … Справочник технического переводчика
быстрый нейтрон — greitasis neutronas statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron; high speed neutron vok. schnelles Neutron, n rus. быстрый нейтрон, m pranc. neutron rapide, m … Fizikos terminų žodynas
Нейтрон-захватная терапия — Схема установки. Нейтрон захватная терапия, или нейтронозахватная терапия (англ. Neutron Capture Therapy) метод радиотерапии. Метод лечения рака с использованием реакций, возникающих между радио … Википедия
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах — μ показатель, учитывающий влияние деления ядер 238U быстрыми нейтронами на ход цепной реакции в реакторе на тепловых нейтронах. Содержание 1 Размножение на быстрых нейтронах 1.1 Гомогенная среда … Википедия
fast neutron — greitasis neutronas statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron; high speed neutron vok. schnelles Neutron, n rus. быстрый нейтрон, m pranc. neutron rapide, m … Fizikos terminų žodynas
greitasis neutronas — statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron; high speed neutron vok. schnelles Neutron, n rus. быстрый нейтрон, m pranc. neutron rapide, m … Fizikos terminų žodynas
high-speed neutron — greitasis neutronas statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron; high speed neutron vok. schnelles Neutron, n rus. быстрый нейтрон, m pranc. neutron rapide, m … Fizikos terminų žodynas
neutron rapide — greitasis neutronas statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron; high speed neutron vok. schnelles Neutron, n rus. быстрый нейтрон, m pranc. neutron rapide, m … Fizikos terminų žodynas
schnelles Neutron — greitasis neutronas statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron; high speed neutron vok. schnelles Neutron, n rus. быстрый нейтрон, m pranc. neutron rapide, m … Fizikos terminų žodynas
Реактор на быстрых нейтронах.
Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более эффективно используют уран (приблизительно в 60 раз). Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отработанного топлива. Они могут быть сконструированы так, чтобы производить больше делящихся изотопов (239Pu, 241Pu), чем используют − реакторы размножители (бридеры). Использование бридеров позволит обеспечить нас энергией на многие миллионы лет. Однако быстрые реакторы дороже и в постройке и в эксплуатации. Их неоспоримое преимущество перед реакторами на медленных нейтронах заключается в том, что они позволяют сжигать актиниды, которые составляют долгоживущую и высокоактивную часть ядерных отходов реакторов на медленных нейтронах.
У быстрых реакторов нет замедлителей. Однако, хотя сечения деления U-235 и Pu-239 меньше, для быстрых нейтронов, они делятся и в мэвной области. Таким образом, если обогатить топливо, то можно обеспечить цепную реакцию и на быстрых нейтронах. В случае быстрых нейтронов для реализации цепной реакции необходимо больше делящихся изотопов. Обычно быстрые реакторы в качестве базового топлива используют плутоний. При делении 239Pu выделяется на 25% больше нейтронов, чем у 235U. Таким образом, при делении 239Pu получается столько нейтронов (даже с учетом потерь), чтобы не только поддерживать цепную реакцию, но и конвертировать 238U в 239Pu. В обычном реакторе отношение делящихся ядер к «новым» делящимся ядрам приблизительно 0.6. В быстрых реакторах это отношение может быть больше 1. Таким образом, запустив быстрый реактор, заложив в него достаточное количество делящихся изотопов, в результате бридинга через некоторое время в него можно будет добавлять естественный и даже обедненный уран.
Использование бридера позволяет снабжать топливом один или несколько реакторов на медленных нейтронах. Меняя материал бланкета, быстрый реактор может и не быть бридером, например, если у него заменить урановые бланкеты на стальные рефлекторы. В этом случае он применяется, чтобы сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.
У быстрых реакторов отрицательный температурный коэффициент − при увеличении температуры цепная реакция затухает и при потере теплоносителя реакция прекращается.
Рассмотрим для примера устройство быстрого реактора БН-600.
Быстрый реактор БН-600
Быстрый реактор БН-600 состоит из двух частей − активной зоны, куда помещают диоксид урана (UO2), обогащенного по урану-235 до 17-26 процентов. Такое обогащение по урану-235 необходимо для запуска реактора. В активной зоне происходит в основном деление урана-235 и плутония-239.
Теплоносителем в первых контурах реактора служит жидкий натрий. Одним из следствий применения натрия в БР стало то, что процессы получения энергии деления и производства плутония в этих реакторах пространственно разделены. Новые делящиеся изотопы образуются в боковой и торцевых зонах воспроизводства, окутывающих активную зону наподобие одеяла – откуда и пошло их английское название blanket.
Давление в реакторе держится чуть выше атмосферного даже если температура натрия около 600 °С. Таким образом, реактор работает под небольшим давлением, что достаточно безопасно. Натрий практически не вызывает коррозию конструкционных материалов. Кроме того, натрий обладает прекрасными теплофизическими свойствами: он хорошо принимает, проводит и отдает тепло. Натрий практически не снижает энергию нейтронов и не является модератором, что существенно для быстрых реакторов.
Активная зона и зона воспроизводства расположены в баке реактора. Через активную зону циркулирует натрий первого контура, который разогревается с 347 до 550 °С. В теплообменнике он передает тепло натрию второго контура. Второй контур служит для того, чтобы радиоактивный натрий из первого контура не мог проникнуть во второй, а затем и в третий контур. Терлоносителем третьего контура служит вода. Вода испаряется, а пар идет на турбину.
Кроме натрия в качестве теплоносителя в быстрых реакторах используют также свинец и сплав свинца с висмутом. Достоинствами свинца по сравнению с натрием является его химическая инертность относительно особенно воды и воздуха. Недостатком является его гораздо большая вязкость, увеличивающая давление в топливном элементе. Кроме того, нейтронное облучение вызывает в свинце образование радиоактивных продуктов, что не характерно для натрия. От использования ртути пришлось отказаться из-за ее токсичности, высокой коррозионной способности, кроме того у ртути довольно большое сечение (n,γ), что приводит к ее активации, а также уменьшает количество нейтронов, необходимых для взаимодействия с топливом.
Мирный атом
144 поста 1.5K подписчиков
Правила сообщества
Можно все, что не запрещено правилами пикабу
25.11.2015 на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС, (с реактором БН-800) впервые был выработан пар, с помощью которого было произведено пробное прокручивание турбины по штатной тепловой схеме[9].
10.12.2015 21:21 по местному времени (19:21 мск) энергоблок с реактором БН-800 включён в энергосистему Урала
В октябре 2016 года старейший американский журнал по энергетике «POWER» присудил четвёртому энергоблоку Белоярской АЭС с реактором БН-800 премию «Power Awards» за 2016[13] в номинации «Лучшие станции»[14]. При награждении было отмечено, что данный энергоблок:
является самым мощным в мире реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем
является универсальным устройством, пригодным для производства электроэнергии, утилизации плутония, утилизации отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах, производства изотопов
играет решающую роль в формировании экологически чистого «замкнутого» ядерного топливного цикла, увеличении объёмов производства ядерного топлива, увеличении мощности АЭС и сокращении ядерных отходов
Поди это из-за вашего просвещения яндекс директ на пикабу настойчиво предлагает многим приобрести атомную лицензию.
Я не претендую на звание «эксперта» в данной области, но какова смысловая нагрузка этого поста? Направление развития, программа «Прорыв», БН-600, БН-1200, БРЕСТ, ничего к сожалению не раскрыто.
А по поводу крутости и ништячности БН-800:
Да, супер, спустя долгие годы, кучу проблем и прочего они его ввели, все супер, но на полную мощность они не могут выйти по многим моментам, включая проблемы с ПГ. На мой взгляд, более приемлемым проектом станет БН-1200, ведь одна из целей, поставленная перед проектировщиками, заключается в том, что бы сравнять стоимость ВВЭР-ТОИ и БНовских станций.
Да и БРЕСТ ОД-300, вроде как тихо-мирно продвигается проект.
Работал на полонии, когда это не было мэйнстримом.
Росатом изготовил прототип ядерного топлива для первой в мире наземной АЭС малой мощности
В Росатоме изготовили опытную тепловыделяющую сборку с ядерным топливом для реактора РИТМ-200Н — он будет установлен в первой в мире наземной атомной станции малой мощности в Республики Саха ⚛️
По данным компании, мощность микрореактора Radiant превышает 1 МВт, этого достаточно для бесперебойного питания около 1000 домов в течение восьми лет, в то время как несколько микрореакторов можно использовать вместе для питания целого города или военной базы. Микрореактор предназначен для размещения в транспортном контейнере, его можно перевозить по дорогам, на кораблях и авиатранспортом.
В Radiant уже получили патенты на важные технологии, способные сделать реакторы максимально «чистыми», эффективными и безопасными. Благодаря использованию топлива из твердых частиц, которое выдерживает более высокие температуры и не плавится. А также использованию гелиевого хладагента, что значительно снижает риски коррозии, кипения и загрязнения, связанные с более традиционным водяным хладагентом.
Обзор всех АЭС России
Всем привет! Это мой первый пост тут.
Хочу поделиться своим видеообзором всех атомных электростанций России. Это популярный обзор глазами реакторщика (как минимум по образованию), так что постарался показать в чем технические и исторические особенности каждой из АЭС, какие реакторы на них работают или работали раньше, какие важные для атомной отрасли технологии там осваивались или осваиваются сейчас. На многих из этих АЭС я был, поэтому иногда разбавлял рассказ и личными впечатлениями и фотографиями.
Помимо действующих АЭС я рассказываю и о тех, что уже остановлены, и тех, что планировались к постройке, но так и не были реализованы, и тех, которые могут появиться в ближайшие годы. Так что это обзор практически всех АЭС, когда–либо работавших на территории России.
Да, подробная текстовая версия со всеми ссылками на источники и цифры тоже есть — https://habr.com/ru/company/itsoft/blog/568546/
«Силовые машины» изготовили первую российскую тихоходную турбину для АЭС мощностью более 1,2 ГВт
На Ленинградском Металлическом заводе (ЛМЗ, входит в «Силовые машины») успешно проведены испытания головного образца отечественной тихоходной турбины мощностью 1255 МВт, сообщает пресс-служба «Силмаша».
«Освоение данной технологии сделало ЛМЗ единственным в мире предприятием, изготавливающим сегодня мощные паровые турбины как в быстроходном, так и в ихоходном исполнении», — отмечается в пресс-релизе.
Сообщается, что правильность сборки и точность центровки всех элементов проточной части турбины были подтверждены в ходе проведения на стенде ЛМЗ испытаний паровой турбины вращением от валоповоротного устройства. На испытаниях присутствовали представители заказчика, отмечается в сообщении.
«Силовые машины» вели проект разработки и производства тихоходной турбоустановки мощностью 1255 МВт в течение нескольких лет. «Последовательно компанией был реализован комплекс научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, экспериментальной отработки новых узлов на модельных и натурных стендах, технологической подготовки производства» — рассказали в «Силовых машинах».
Для производства нового оборудования «Силовыми машинами» был построен и введен в эксплуатацию производственный комплекс по выпуску энергетического оборудования мощностью от 500 МВт, в том числе тихоходных турбоагрегатов для атомных электростанций мощностью выше 1200 МВт с возможностью расширения линейки до мощности 1800 МВт.
Инвестиции в строительство и оснащение комплекса составили около 7 млрд руб.
Тихоходная турбина нового поколения мощностью 1255 МВт спроектирована и разработана сотрудниками специального конструкторского бюро ЛМЗ «Турбина» с учетом требований инновационного проекта «ВВЭР-ТОИ»*, а также в соответствии с требованиями и при поддержке государственной корпорации по атомной энергии «Росатом».
«На сегодняшний день она считается одной из самых перспективных в мире – характеристики основных узлов позволят в будущем создать на ее базе машину, применение которой будет возможно в турбоустановке с единичной мощностью в диапазоне 1600−1800 МВт», — утверждается в сообщении.
Ранее продуктовая линейка ЛМЗ для АЭС была представлена исключительно быстроходными турбинами максимальной мощностью 1200 МВт.
«Производство головного образца тихоходной турбины большой мощности – это важнейший инновационный проект для российской энергетики в целом, который позволяет АО «Силовые машины» выйти на рынок тихоходных турбин большой мощности и составить в этом сегменте конкуренцию мировым энергомашиностроительным компаниям. Действующая государственная политика развития атомной отрасли в полной мере создает условия освоения новой для российского рынка технологии производства тихоходных турбоустановок и импортозамещения высокотехнологичного оборудования», – прокомментировал руководитель дивизиона атомной энергетики «Силовых машин» Антон Викторов, слова которого приводит пресс-служба.
ВВЭР-ТОИ – типовой проект двухблочной оптимизированной по технико-экономическим показателям АЭС поколения III+ с реакторными установками технологии ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), разработанный в современной информационно-технологической среде проектирования.
P.S. Ранее тихоходные турбины большой мощности делал Харьковский турбинный завод (Турбоатом). Начиная с конца 90 начала 00 пошёл тренд в переходе на быстроходные турбины ЛМЗ. Очень много гемора было при вводе первых образцов.
Ядерной энергетике предложили присвоить статус «зелёной» в Европейском Союзе
Похоже, что в ЕС начали понимать, что резко перейти от ископаемой энергетики к возобновляемой не только нельзя, но очень опасно для экономики. Возможно, к этому подтолкнул кризис на фоне пандемии коронавируса COVID-19. Так или иначе, в Европе всё громче и громче раздаются голоса в защиту атомных электростанций, закрывать которые стало модно в прошедшем десятилетии.
На днях группа из 46 неправительственных организаций (НПО) из 18 стран написала президенту Европейской Комиссии Урсуле фон дер Ляйен (Ursula Gertrud von der Leyen) письмо с призывом включить ядерную энергию в перечень категорий ЕС для «зелёных» инвестиций. По их словам, исключение ядерной энергетики будет способствовать осуществлению стратегии, которая «явно неадекватна» для декарбонизации экономики региона.
В письме утверждается, что в угоду несколькими государствами-членами Комиссия принимает решения, которые мешают нормальному развитию ядерной энергетики вплоть до ложного освещения в СМИ вреда ядерной энергетики для здоровья человека. Существуют научно доказанные обоснования безопасности ядерной энергетики на всех этапах производства для экологии и здоровья людей. Ложные заявления, проникающие в СМИ, мешают не только этому виду генерации энергии, но также грозят всей программе декарбонизации Европы.
Очевидно, вскоре в ЕС начнут готовить население к мысли, что атомные электростанции — это естественный путь к нулевым выбросам. Но борьба за умы будет непростой. Свой протест возможному включения ядерной энергетику в перечень «зелёных» уже высказали представители Greenpeace.
В России разрабатывают гибрид ядерного и термоядерного реакторов
Cпециалисты Томского политехнического университета совместно с другими российскими учеными создали и испытали термоядерный компонент уникального гибридного реактора. Результаты их работы опубликованы в журнале Nuclear Engineering and Technology.
Как объяснили авторы исследования, гибридные реакторные системы, или системы «синтез-деление», объединяют в себе надежность привычных реакторов деления и экономность и экологическую безопасность термоядерной энергетики.
Состоят такие системы из источника термоядерных нейтронов и активной зоны (так называемого бланкета), в которой протекает деление тяжелых ядер. Топливом служит смесь тория и оружейного плутония. Торий, по словам ученых, сам по себе не может быть источником энергии, зато из него образуется уран-233, накопление которого в активной зоне увеличивает длительность топливного цикла. Замена торием урана-238, применяющегося в обычных реакторах деления, позволяет резко снизить объем радиоактивных отходов.
По словам ученых, энергия, выделяемая при делении, отводится гелиевым теплоносителем. Разогретый до примерно 730 градусов Цельсия гелий при подключении газотурбинной установки и электрогенератора можно использовать для производства не только электроэнергии, но и водорода методом паровой конверсии метана.
Разрабатываемый гибридный реактор будет отличаться компактными размерами, мощностью около 60-100 мегаватт и способностью работать без перезагрузки топлива более восьми лет. По мнению ученых, его можно применять в труднодоступных регионах и получать электроэнергию, тепло и экологически чистое водородное топливо.
Газодинамическая магнитная ловушка, отмечают авторы исследования, позволяет удерживать высокотемпературную плазму значительно дольше других существующих систем. Это поможет лучше исследовать как процесс термоядерного синтеза, так и работу различных элементов реактора в условиях жесткого нейтронного облучения. Все это должно существенно ускорить развитие термоядерной энергетики, подчеркивают ученые.
«В ходе проведенных исследований мы определили оптимальные параметры термоядерного источника нейтронов для постоянного поддержания бланкета гибридной системы в контролируемом околокритическом состоянии, а также изучили эффект «волны делений ядер», возникающей после однократного импульса термоядерного горения», — рассказал Сергей Беденко.
Концепцию ториевого гибридного реактора предложил в 2019 году коллектив ученых Томского политехнического университета, Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е. И. Забабахина и Института ядерной физики имени Г. И. Будкера Сибирского отделения РАН. Исследования проводятся в рамках гранта Российского фонда фундаментальных исследований.
В европейских странах активно пропагандируется переход от «плохой невозобновляемой» энергетики, к которой относят тепловые электростанции на ископаемом топливе, а также атомные, к «хорошей зелёной», к которой относят в первую очередь солнечные и ветровые. В данной статье будет разобрана зависимость альтернативной энергетики от атомной.
I. «Плохая невозобновляемая» энергетика
К невозобновляемым источникам энергии отнесены все электростанции на ископаемом топливе – тепловые на угле, на мазуте, на газе, ядерные. Действительно, все они используют топливо, добытое из-под земли.
Что касается электростанций на ископаемом углеродном топливе, они действительно серьёзно влияют на экологическую обстановку. Если не говорить о парниковых газах, а только о прямом вреде для живого, даже газовые электростанции дают вредные для живых существ выхлопы, а самые «грязные» среди тепловых — электростанции на торфе и буром угле. Угольные электростанции дают довольно много золы, которая могла бы быть использована, например, в качестве удобрений, если бы она не содержала значимые количества радиоактивных изотопов. В частности, зола тепловых электростанций, работающих на кузбасских углях, содержит уран и торий на уровне, типичном для урановых руд. Зона превышения ПДК по радионуклидам вокруг угольной электростанции охватывает сотни квадратных километров[18].
В выхлопе электростанций на нефтепродуктах (мазуте и твёрдых углеводородах, сюда же относятся дизельная генерация) радионуклидов меньше, зато больше оксидов серы, азота и других не полезных для животных и растений веществ[16].
С ядерными электростанциями ситуация несколько иная. Во время эксплуатации современные АЭС дают сравнительно низкий уровень загрязнений – ни парниковых газов, ни заметной радиоактивности[17]. Даже три худшие аварии на АЭС, двумя из которых медийные персоны любят пугать обывателей – чернобыльской и фукусимской, по своим последствиям менее тяжёлые, чем крупные аварии на неядерных технологических объектах. Например, число жертв крупнейшей ядерной аварии – чернобыльской аварии 1986 года в десятки и тысячи раз меньше, чем число жертв крупной аварии 1984 года на химическом заводе в Бхопале: в Чернобыле умерли 29 человек от острой лучевой болезни, а общее число смертей от последствий аварии по разным оценкам составляет от 50 до 4000 человек[11]; в Бхопале за день умерли 3000 человек, в течение недели – 10 тысяч, за последующие 20 лет – 15 тысяч. Причём данные по бхопальской трагедии не оценочные: это официальная информация об умерших в результате отравления ядохимикатами[3]. В фукусимской аварии 2011 года радиоактивная вода утекла в океан и разбавилась там до безопасных концентраций, и жертвой аварии стал один человек – сотрудник АЭС, который умер в 2018 году от рака лёгкого[1].
С топливом ситуация также сильно отличается в случае угля, нефти, газа с одной стороны, и ядерного – с другой. Для углеродных видов топлива уже видны или достигнуты пределы для их добычи. Пики добычи углеводородов и угля пройдены во многих странах[22]. Что касается топлива для ядерных электростанций, мало того, что оно разведано на 50–80 лет вперёд, так еще и существует рабочая технология для его получения из стабильного изотопа урана, что отодвигает проблему на тысячи лет[19]. При уже достигнутом темпе прогресса это даёт уверенность в том, что до исчерпания запасов будет найден другой удобный источник энергии.
Таким образом, атомная энергетика совершенно зря записана «зелёными» энтузиастами в «плохой» лагерь. Это скорее результат радиофобии, а не реальных недостатков.
II. «Хорошая зелёная» энергетика
К «зелёной» энергетике, использующей возобновляемые ресурсы, в последнее время относят исключительно солнечные и ветровые электростанции. На самом деле старейшие действующие электростанции работают как раз на возобновляемом источнике – энергии падающей воды, и это ГЭС. У гидроэлектростанций есть преимущества по сравнению с тепловыми, есть и недостатки. С точки зрения влияния на экологическую обстановку ГЭС совсем не идеальны, хотя и намного лучше, чем ТЭС. Но не лучше АЭС. Дело в том, что при строительстве ГЭС затопляются большие территории. Водохранилища изменяют локальный и региональный климат и ухудшают экологическую обстановку[12].
Ветровые электростанции, как ни странно, не безвредны. В частности, большие «поля» ветряков приводят к нагреву почвы, что изменяет местный климат[9]. Другой минус ветряков – они убивают птиц и летучих мышей[10].
Солнечные электростанции при массовом строительстве тоже внесут свой вклад, хотя он может считаться скорее положительным – большое количество СЭС в пустынях будет приводить к их увлажнению. Правда и выработка энергии при этом на них снизится[7].
Казалось бы, с фотовольтаикой всё хорошо. Но нет. Срок службы солнечных панелей – не более 50 лет. Их производство и переработка далеко не безопасны для экологии, и массовое производство фотовольтаики чревато серьёзной экологической проблемой[20].
Теперь взглянем на процесс производства электроэнергии. Любая электростанция используют мощное силовое оборудование. У «зелёных» ветровых и солнечных электростанций требования к силовому электрооборудованию намного выше, чем у традиционных. Дело в том, что они вырабатывают электричество недостаточно стабильно. Ветер изменяет скорость и направление, солнце светит тоже по-разному как в течение дня, так и в разные дни. Поэтому вырабатываемое напряжение (и выдаваемая мощность) у «зелёных» источников постоянно меняется. Кроме того, и ветряки, и солнечные панели дают постоянный ток, а вся энергетика работает на переменном. Чтобы передать энергию потребителям, низковольтный постоянный ток нужно преобразовать в высоковольтный, обычно переменный (причём синхронизированный с электросетью), но иногда и постоянный. Таким образом, ВЭС и СЭС нужны мощные преобразователи электроэнергии[2].
В настоящее время все эффективные преобразователи электроэнергии используют мощные высоковольтные полупроводниковые приборы – биполярные транзисторы с изолированным затвором (IGBT) и тиристоры с изолированным затвором (IGCT)[2][4][6]. Мощность таких приборов достигает сотни мегаватт, коммутируемое напряжение – более 6 киловольт. И тут непосвящённых ожидает сюрприз: полупроводники для мощных высоковольтных транзисторов и тиристоров изготавливают методом нейтронно-трансмутационного легирования (англ.: Neutron Transmutation Doping) в ядерных реакторах[4][21]. Наименование этих материалов говорят сами за себя: «ядерно-легированный кремний» (или «радиационно- легированный кремний»), «ядерно-легированный арсенид галлия» (используется реже) и так далее[15]. Химические технологии легирования не способны обеспечить необходимую для мощных силовых приборов чистоту и равномерность легирования полупроводника. Из-за неоднородностей химического легирования возникают области локального перегрева, и прибор выходит из строя[6], а когда силовое высоковольтное оборудование выходит из строя, это сопровождается зрелищными «спецэффектами» с разлетающимися искрами и дуговыми разрядами вплоть до пожара.
Исходя из нынешней ситуации в области производства силового оборудования, вся «зелёная» энергетика фатально зависит от существования ядерных реакторов, и от этой зависимости никуда не деться. Альтернативой будет отказ от единой системы электроснабжения, замена «большой энергетики» на малые электростанции локального электроснабжения и неизбежные блэкауты.
Получается, что «зелёные» активисты, настаивающие на закрытии как АЭС[14], так и исследовательских реакторов[13], действуют довольно недальновидно. Мало того, что негативное влияние «атома» на экологическую обстановку сопоставимо со влиянием альтернативных источников энергии, да и сам вопрос о том, что приносит больший вред остается открытым, так еще ядерные реакторы просто необходимы для самой возможности постройки «зелёных» электростанций.
Над статьей работали:
Автор: Стас Ворчун (творческий псевдоним)
Редактор: Леонид Рогов
Эксперт: Федотов Антон
Подпишись, чтобы не пропустить новые интересные посты!