Аэс на быстрых нейтронах: Реакторы на быстрых нейтронах

И. Волков

     В
активных зонах ядерных реакторов
протекает самоподдерживающаяся цепная
реакция деления ядер урана, где ядро
²³⁵U
делится на два осколка под действием
лишь одного нейтрона, но с испусканием
уже двух-трех. Они, в свою очередь попадают
в соседние ядра, при этом вызывают цепную
реакцию. Осколки реакции деления имеют
большую кинетическую энергию, которую
они передают теплоносителю, который в
свою очередь нагревается и испаряет
контактирующую с ним воду, а образовавшийся
пар вращает турбину генератора.
    Следует
сделать одно уточнение: под действием
медленных нейтронов делится только
²³⁵U.
В природной смеси его содержится всего
0.7%, а в обогащённой 4–5%. Оставшуюся часть
²³⁸U,
который не делится, и не участвует в
цепной реакции. Используя слабоактивный
²³⁸U,
эффективность топлива возрастет в
несколько раз.
    Для
начала надо обратить внимание на
нейтроны, испускаемые в реакции деления.
При реакции деления вылетают нейтроны
с большой кинетической энергией. Такие
нейтроны называются быстрыми.
Затем нейтроны проходят через воду,
которая является теплоносителем. При
прохождении они теряют свою энергию в
несколько раз. Так они становятся
медленными
нейтронами, или тепловыми.
     Но
с тепловыми нейтронами взаимодействует
только ²³⁵U,
а что касается ²³⁸U,
его сечение взаимодействие с медленными
нейтронами на несколько порядков меньше.
Но при взаимодействии с нейтроном он
по средству цепочки реакций превращается
в ²³⁹Pu.
Последний так же может быть использован
в качестве ядерного топлива. Но как же
его получить в достаточных количествах?

Рис. 1. Реакция получения ²³⁹Pu

     Решить
эти задачи можно используя быстрые
нейтроны. Оказывается, под действием
быстрых нейронов ²³⁸U
тоже делится и выделяет энергию, а также
поглощает быстрые нейтроны с образованием
²³⁹Pu.

    Но
теперь вода, которая используется в
качестве теплоносителя становится
помехой: ведь она замедляет нейтроны,
а нужны быстродвижущиеся частицы. И для
этого нужно найти такое вещество, которое
было бы жидким при температурах,
существующих в реакторе, и при этом не
замеляла нейтроны.
    Проблемы
с водой могут решить такие металлы как:
натрий, калий, свинец и висмут, а также
газ, такой как гелий. В наше время
наибольшую популярность получил натрий.
Хотя он бурно реагирует с водой. А при
небольшом нагреве воспламеняется. Но
по остальным характеристикам он оказался
удобен и ученые решили пойти на риск,
предложив его использовать в качестве
теплоносителя.
    Во-первых,
натрий не замедляет нейтроны.
    Во-вторых,
в реакторах у которых вода является
теплоносителем, требуется поддерживать
высокое давление, так как воду приходится
нагревать до 330°С, а ее давление составляет
160 атмосфер. Натрий при такой же температуре
находится в жидком состоянии при
нормальном давлении, и это гораздо
безопаснее.
    В-третьих,
натрий не вызывает коррозию конструкционных
материалов, из которых изготовлено
реакторное оборудование и трубопровод.
Так же натрий хорошо проводит и отдает
тепло.

Многоразовое
топливо

    Плюсы
использования натрия ясны, теперь
поговорим о плюсах реактора на быстрых
нейтронах.
    Основным
плюсом его является то, что он может
производить топливо для реакторов на
медленных нейтронах. Так как ²³⁸U
в активной зоне ядерного реактора
превращается в ²³⁹Pu,
который сам является радиоактивным
изотопом и его можно использовать как
топливо на реакторах на медленных
нейтронах.
    Это
актуальная задача в наше время, так как
подавляющее большинство ядерных
реакторов – это реакторы на тепловых
нейтронах. Топливом для них является
низкообогащенный ²³⁵U
(5%), где основную долю урана является
²³⁸U
(95%). После того как топливо отработало,
²³⁵U
уже мало ~ 1%, но изотопа ²³⁸U
содержится 94%. Также в небольших
количествах содержится ²³⁹Pu
и около 4% занимают продукты распада
²³⁵U.
    Если
выделить весь уран из отработанного
ядерного топлива (ОЯТ) химически, то
можно облучить его в реакторе на быстрых
нейтронах, таким образом наработать
топливо для реактора на медленных
нейтронах.
    Мы
получаем замкнутый цикл, где максимально
эффективно используем урановое топливо.
Уже не нужно будет добывать уран в
больших количествах из земли и нарушать
природный баланс. У нас накопилось
большое количество отработанного
ядерного топлива. Оно захоронено в
специальных бункерах, чтобы не заразить
природу, но используя его, мы сможем
обеспечить себя большим количеством
энергии.
    Сейчас
уран пока еще довольно дешев. С
экономической точки зрения выгоднее
добывать его из земли, обогащать и
использовать в реакторах на медленных
нейтронах. Технология реакторов уже
давно исследована, но не поставлена на
массовое производство, так как такие
реакторы значительно дороже ректоров
на тепловых нейтронах. Так как самым
дорогостоящим пунктом в цепочке ядерного
топлива является хранение ОЯТ, которого
появляется все больше, но давно
захороненное топливо все еще остается
радиоактивным. Когда расходы на
захоронение превысят постройку и
обслуживание реакторов на быстрых
нейтронах, тогда пойдет массово
строительство их.
    Исчезнут
ли реакторы на медленных нейтронах?
Нет, на месте их построят реакторы на
быстрых нейтронах. И на ядерных
электростанциях будут использовать
несколько реакторов на медленный
нейтронах и один на быстрых нейтронах,
который будет производить топливо для
остальных реакторов. Но остается вопрос,
чем будет он «питаться»?
    И
здесь появляется еще одно преимущество
реактора на быстрых нейтронах. Он
способен производить больше топлива
чем потребляет. Так, израсходовав 100
килограммов делящегося изотопа, можно
получить 120 килограммов свежего ядерного
топлива. Из-за этой особенности реакторы
на быстрых нейтронах называют бридерами
(от
анлг. breeder
– размножитель). Бридер производит
плутоний не только для соседей, работающих
на медленных нейтронах, но и для самого
себя.

Внутри
реактора на быстрых нейтронах

    Топливом
для реактора служит оксид урана (UO₂)
обогащенный ²³⁵U.
Это более обогащенное топливо по
сравнению с реакторами на медленных
нейтронах. Это обогащенное топливо
нужно только для запуска реактора.
    В
дальнейшем, когда из ²³⁸U
накопится достаточное количество ²³⁹Pu,
можно произвести топливо и дальше
использовать его в реакторе. Такое
топливо называется МОХ-топливом, и оно
представляет собой смесь диоксидов
(PuO₂
+ UO₂).
Созданием МОХ-топлива происходит с
помощью радиохимической обработки.

 
Из
высокообогащенного ²³⁸U
делают небольшие цилиндрические таблетки
диаметром 7,57 мм и высотой 9-12 мм. Их
помещают внутри полых стержней,
изготовленных из циркония. Заполненные
таблетками стержни (тепловыделяющие
элементы, или твэлы) собирают в шестигранные
тепловыделяющие сборки (ТВС). В каждой
ТВС в среднем 126 твэлов.
 
Активная
зона реактора БН-800 состоит из 644 ТВС.
Вокруг нее расположена зона воспроизводства,
в которой находятся еще 617 сборок из
обедненного диоксида урана. Во внешней
части ядерного реактора происходит
производство ядерного топлива. В активной
зоне происходит деление ядер ²³⁵U
или ²³⁹Pu.
Иными словами, под действием нейтронов,
вылетающих из активной зоны, мы по
средствам цепочки ядерных реакций
преобразуем ²³⁸U
в ²³⁹Pu.
Активная зона и зона воспроизводства
расположена в баке реактора.

   
 Рис. 3. Тепловыделяющая сборка (ТВС)

БН-800

    В наши дни в мире действуют всего 4
научно-исследовательских реакторов: ИБР-2 (Россия, Дубна), БОР-60
(Россия, Димитровград), FBTR (Индия, Калпаккам), CEFR (Китай,
Пекин). И всего 2 промышленных реактора на быстрых нейтронах: БН-600
и БН-800 на Белоярской АЭС. БН-800 является самым мощным в мире
реактором на быстрых нейтронах. Сокращение «БН» означает «быстрые
нейтроны», а цифры – электрическую мощность энергоблока. Он был в
первый раз запущен 10 декабря 2015 года. Его электрическая и
тепловая мощность 885 МВт и 2100 МВт соответственно. КПД энергоблока
составляет 39.4%.
     Ректор состоит из двух частей – активной зоны, куда помещают
диоксид урана UO²
обогащенного по ²³⁵U до 17-26%. Столь высокая степень
обогащения необходима только для запуска реактора. В активной зоне
происходит деление
²³⁵U и ²³⁹Pu.
    Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете
расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание
²³⁵U в нем меньше, чем в природном уране. В основном это
²³⁸U. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он
служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов.
Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, ²³⁸U
в бланкете превращается в ²³⁹Pu. После того, как их
²³⁸U будет наработано достаточное количество
²³⁹Pu из него изготовляют MOX-топливо, состоящее из
PuO₂^{+ UO₂. Полученное топливо вводится в активную зону реактора,
причем подобная переработка топлива может осуществляться до трех
раз.
     При замене урановых
бланкетов на стальные рефлекторы, реактор перестанет быть бридером и
получит возможность сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.}

1.  Также основную роль в реакторе играют три контура теплообмена. В первом
   контуре расположен ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция. В
   нем выделяется большее количество теплоты, которое при помощи расплавленного
   натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря насосу натрий
   циркулирует по первому контуру, перенося тепло. Температура натрия на входе
   в активную зону составляет 354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике
   он передает через стенку тепло натрию второго контура.
2.  Второй контур
   служит для передачи тепла от первого к третьему (воде). Он нужен для того,
   чтобы радиоактивный натрий не попал в воду. В нем поддерживается более
   высокое давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы при
   пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй контур.
3.  В
   третьем контуре содержится вода. Она при контакте со вторым контуром
   нагревается, при это испаряясь, и дальше этот пар вращает турбину, которая
   крутит генератор, вырабатывая электрическую энергию.

Первый запуск БН-800

    Обсудим последовательность
действий, которые принимались, для запуска БН-800. Все начинается с этапа А.
Происходит «заправка» теплоносителем.
     Вторым этапом является физический
пуск. Этот этап – важнейший этап, на нем реакторы впервые начинает «дышать».
Вначале этапа происходит загрузка ТВС в реактор. На погрузку одного ТВС
приходится 40-45 минут, поэтому группы работают круглосуточно довольно
продолжительное время, так как в нашем реакторе 1261 ТВС.
     После погрузки всех
тепловыделяющих сборок в ячейки реактора происходит поднятие стержней,
содержащих карбид бора. Они применяются, так как они хорошо поглощают нейтроны,
и когда они полностью выдвинуты, цепная реакция невозможно. При поднятии
стержней начинается цепная реакция. При физическом пуске реактор разгоняют до
0,1% номинальной мощности. Разогрев на такой   мощности настолько мал, что
реактор охлаждается за счет естественного рассеяния. При этом он находится в
критическом состоянии: можно проводить физические испытания и эксперименты. Во
время физического запуска уточняют расчетные нейтронно-физические характеристики
первой топливной загрузки и проверяют аварийную защиту.

Система
безопасности на БН-800

    На Белоярской атомной электростанции на
реакторе БН-800 разработаны новые системы
безопасности. Площадка
БН-800 не затапливается при ветровом
нагоне и накате волн на берег со стороны
Белоярского водохранилища. Сейши
(стоячие волны) и цунами не
характерны для водохранилища, поэтому
опасности не представляют. Подтверждено
также, что проект станции имеет достаточную
защиту от ветра, смерча, экстремальных
снегопадов и снегозапасов, гололеда,
экстремальных температур воздуха,
снежных лавин и наводнений, экстремальных
осадков, приливов и отливов, ледовых
заторов и зажоров на водотоках.
    Помимо
стандартных способов защиты реакторов
на БН-800 разработан новый способ. Он
способен погасить цепную реакцию в
реакторе за 4 секунды. Он состоит из
стержней, содержащих карбид бора. При
включённом питании работают насосы,
которые поддерживают положение стержней
над активной зоной. При отключении
питания они благодаря силе тяжести
опускаются вниз и начинают поглощать
нейтроны. Так они останавливают цепную
реакцию. В БН-800 содержится 3 таких
стержня.
    Так
же помимо пассивных стержней, в реакторе
присутствуют активные стержни. Они
срабатывают при подаче сигнала от
аварийных датчиков. При повышении цепной
реакции, сразу срабатывает система
крепления стержней и они падают в
активную зону, глуша цепную реакцию.

   
Рис.
5. Метод активных и пассивных стержней

 Реакторы
на быстрых нейтронах в мире. Итоги

     Реакторы
на быстрых нейтронах являются перспективной
сферой производства эклектической
энергии. По оценкам специалистов, на
земле осталось ²³⁵U
на 100 лет. А значит, что в ближайшем
будущем человечество начнет искать
другие способы производства электроэнергии.
Но легким и относительно дешевым способом
производства будет использование
реакторов на быстрых нейтронах, так как
отработанного ядерного топлива будет
в большем количестве и не надо будет
добывать новую руду.
    
Также
о реакторах можно сказать, что они также
безопасны, как и любая другая электростанции.
В наше время придумывается большое
количество способов нейтрализации
чрезвычайных происшествий, а это значит,
что при должном контроле, этот способ
производства электроэнергии является
одни им самых выгодных и безопасных для
природы и человечества.

Литература

1. Акатов
   А. А., Коряковский Ю. С. Будущее ядерной
   энергетики. Реакторы на быстрых
   нейтронах. АНО «ИЦАО», Москва, 2012
2. Сидоров
   И. И. Головной блок нового поколения
   БН-800. Особенности ввода в эксплуатацию.
   Материалы 10й Международной
   научно-технической конференции
   «Безопасность, эффективность и экономика
   атомной отрасли», Москва, 25-27 мая 2016. http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/Golovnoj_blok_novogo_pokoleniya._Osobennosti_VE.pdf
3. The
   Database on Nuclear Power Reactors URL: https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.aspx?current=451
4. Дементьев
   Б. А. Ядерные энергетические реакторы.
   М.: Энергоатомиздат, 1990 г.
5. Камерон
   И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат,
   1987

    Одной, если не самой существенной проблемой при использовании
энергии деления является проблема утилизации отходов и их радиотоксичность.
В течении десятилетий в результате работы реакторов на тепловых нейтронов в мире накопилось около 300 тысяч тонн ОЯТ. Предполагается,
что к 2030 году накопится уже 400 тысяч тонн. Частичная
переработка облученного топлива позволяет снизить объемы отходов. Однако, она
производится далеко не всегда. В отходах тепловых реакторов содержатся уран, в
частности большое количество ²³⁸U, плутоний, минорные актиниды,
продукты деления. Радиотоксичность продуктов деления относительно быстро спадает
и через ~200 лет она почти полностью определяется плутонием и америцием. В
тепловых реакторах не происходит сжигания четных изотопов плутония и минорных
актинидов. Их эффективная трансмутация нуждается в нейтронах с энергиями >0.75
МэВ.
    В реакторах на тепловых нейтронах используется только
небольшое количество ²³⁸U. Кроме того, в результате работы
обогатительных фабрик в мире накопилось большое количество
обедненного урана (около 1.5 млн. тонн в 2015 г.). В обедненном уране содержится
всего,  0.2 — 0.4 % урана-235. Радиотоксичность природного урана мала. Доза
внешнего облучения от обеднённого урана на 60 % меньше чем от природного урана.
У обеднённого урана высокая плотность (19.1 г/см³), и большое сечение захвата
нейтронов и сегодня он в основном используется для радиационной защиты и в
производстве бронебойных снарядов. Однако, применение боеприпасов с обеднённым
ураном вызывает химическое заражение местности. Химическая токсичность
обеднённого урана в естественных условиях примерно в миллион раз более опасно,
чем его радиотоксичность.
    Широкое использование реакторов на быстрых нейтронах позволит
использовать не только  ОЯТ из современных реакторов, но и большие запасы
обедненного урана, что расширило бы запасы ядерного топлива многократно.
   
Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более эффективно используют уран (приблизительно
в
60 раз).
Этот тип
реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном на тепловых 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
тепловых нейтронах заключается в том, что они
позволяют сжигать актиниды, которые составляют долгоживущую и высокоактивную
часть ядерных отходов реакторов на медленных нейтронах.
    В быстрых реакторах нет замедлителей. Однако, хотя
сечения деления U-235
и
Pu-239 для быстрых
нейтронов  меньше, 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
²³⁹Pu. 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  реакторе на тепловых нейтронах 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.

  
В реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя в основном
используется вода. Однако она замедляет нейтроны. В качестве теплоносителя в
быстрых реакторах нужно использовать вещество, которое при температурах,
существующих в реакторе, не поглощало и не замедляло нейтроны.

    Этим требованиям отвечают металлы — натрий, калий, свинец, эвтектика
синец-висмут, ртуть.

    Что касается ртути, то первое использование ее на малых
экспериментальных установках показал неприемлемость ртути из-за
коррозионного воздействия. Ртуть относительно быстро растворяет
конструкционные материалы реактора. Кроме
того ртуть имеет довольно большое сечение (n,γ),
что приводит к ее активации, а также уменьшает количество нейтронов, необходимых
для взаимодействия с топливом.

Натриевый теплоноситель

• Натрий можно смело разогревать до температур около 600°С.
  Избыточное давление составляет всего лишь доли атмосферы. Для
  быстрых энергетических реакторов корпуса имеют толщины всего
  лишь несколько сантиметров!
• Натрий практически не вызывает коррозию конструкционных
  материалов.
• Натрий обладает прекрасными теплофизическими свойствами: он
  хорошо принимает, проводит и отдает тепло. У натрия
  теплопроводность в четыре-пять раз выше, чем у тяжёлых металлов.
•  Натрий легче воды и его легче прокачивать через
  активную зону (без больших потерь мощности на циркуляцию).
• Натрий слабо поглощает и замедляет нейтроны.
• У натрия небольшая температура плавления (96^оС).

   Рассмотрим для
примера устройство быстрого реактора БН-600.

Быстрый реактор БН-600

    БН-600 − энергетический реактор на быстрых нейтронах,
введенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в
Свердловской области. Электрическая мощность −
600 МВт.

    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.
    Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В
бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана.
Содержание урана-235 в нем меньше, чем в природном уране. В основном это уран-238. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер
делящихся с помощью тепловых нейтронов.

Под действием нейтронов, вылетающих из
активной зоны, уран-238 в бланкете превращается в плутоний-239.
После того, как из урана-238 будет наработано достаточное количество
плутония-239 из него изготовляют MOX-топливо (PuO₂
+ UO₂), которое будет
использоваться в дальнейшем. Переработка
использованного топлива, особенно в бланкете, типична для циклов в
быстрых реакторах. Обычно, выделенный с помощью переработки,
плутоний вводится в активную зону как MOX-топливо.
Причем, такая переработка топлива бланкета может осуществляться до
трех раз.

    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 замедлителем, 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. Теплоносителем третьего контура служит
вода. Вода закипает, и пар поступает на турбину.

    Основания для выбора натрия были понятны.
Прогнозировались очень высокие темпы развития ядерной энергетики во
всём мире. Удвоение суммарных мощностей АЭС должно было происходить
за 5-10 лет. Стало понятно, что натрий
является безальтернативным теплоносителем для реакторов-размножителей, если стоит задача получить короткое время
удвоения плутония 10 лет и менее. Разведанных запасов урана для
обеспечения топливом столь большого числа атомных энергоблоков не
хватало. В сценариях с одними только тепловыми реакторами быстро
наступил бы топливный голод. Поэтому во всех странах,
развивавших быстрые программы, в конечном итоге было выбрано
натриевое направление. Однако строительство тепловых реакторов пошло
гораздо более медленными темпами, чем предполагалось и на
сегодняшний день отсутствует острая необходимость достижения высоких
значений КВ, так как природный уран всё ещё относительно доступен и
дёшев, а на складах скопились значительные запасы ОЯТ/плутония.
Таким образом, можно считать, что выбор в пользу натрия перестал
быть безальтернативным, и стало возможным вернуться к
рассмотрению  других теплоносителей для быстрых реакторов.
Возникла потребность в скорейшем развитии быстрых реакторов и
замкнутого топливного цикла. Причём для быстрых реакторов
требовались высокие параметры воспроизводства.

Свинцовый теплоноситель

    Натриевый теплоноситель первого контура БН-реакторов (БН-600,
БН-350, PHENIX, SUPERPHENIX, PFR, FFTF, MONJU и др.) обладает
высокой наведенной активностью — Na-22, высокой активностью
долгоживущих продуктов деления и коррозии — Cs-137, Cs-134, Sb-125,
Mn-54, Co-60, Ag-110m, Zn-65, Ru-106, Ce-144, H-3, загрязнен ядерным
топливом, а также пожаро- и взрывоопасен. Натрий слишком активен для
безопасной эксплуатации. Альтернатива натрия с точки зрения
безопасности — свинец. У свинца малая замедляющая способность, что
позволяет иметь быстрый спектр нейтронов при широкой решетке
тепловыделяющих элементов, обеспечивая тем самым эффективную
циркуляцию во всех режимах работы. Свинец хорошо экранирует
гамма-излучение. В свинцовом теплоносителе удерживаются летучие
продукты деления урана — цезий и йод. Свинец инертен при
взаимодействии с водой и воздухом, что исключает пожары и взрывы, и
не нужен промежуточный контур и многочисленные изолируемые модули
парогенераторов. Кроме того, свинец удерживает в теплоносителе особо неприятных
летучих продукты деления урана — йод и цезий. У свинца высокая
температура кипения (1745°C), что исключает аварии с кризисом
теплообмена и быстрым разрушением тепловыделяющих элементов. Минус
свинца — высокая температуры плавления
327^о С превращается в плюс — при возможной аварии с
разрушением корпуса, свинец застынет.

    Свинцовый теплоноситель однако плохо совместим с двуокисью
урана, который широко использовался в твэлах реакторов  на
тепловых нейтронах. БН топливо, представляющее собой смесь оксида
урана и оксида плутония всплывает в свинце, что ведет к недопустимым
последствиям разрушения ТВЭЛа. Вместо оксидов было решено
использовать нитриды, которые тонут в свинце. Кроме того, высокая
плотность нитридов обеспечивает высокие теплоемкость и коэффициент
воспроизводства топлива, что позволяет делать реакторы более
компактными. Высокая теплопроводность обеспечивает надежность и
температурную стойкость топлива, позволяют работать при температуре
до 700^о С. Выход агрессивных продуктов деления (цезий,
йод, селен, теллур и др.) из таблеток нитрида значительно меньше,
чем из оксидного топлива, — ​меньше коррозия оболочек твэлов.
Недостатком мононитридного топлива является образование
бета-активного улерода-14 по реакции ¹⁴N(n,p)¹⁴С.

БРЕСТ — Быстрый Реактор с ЕСТественной безопасностью.

    В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят
активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО
СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового
теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС,
которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в
облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного
корпуса с тепловой защитой. Ограничение температуры бетона поддерживается
естественной циркуляцией воздуха.

Реактор БРЕСТ-ОД-300: 1 – активная зона; 2 – парогенератор; 3 –
насос; 4 – перегрузочная машина;

5 – шахта реактора; 6 – система расхолаживания

   
Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы
осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей
уровней «холодного» и «горячего» теплоносителей. Такая схема
исключает попадание в активную зону вместе с теплоносителем паровых
и газовых пузырей, что при определенных условиях могло бы привести к
неконтролируемому росту мощности.

Небольшое давление в бетонном корпусе реактора и относительно
высокая температура плавления свинца, способствующая самозалечиванию
возникающих в бетоне трещин, исключают большие утечки свинца, потерю
охлаждения и расплавление топлива.

    В качестве стартовой загрузки используется топливо,
представляющее собой смесь нитридов обедненного урана и плутония
вместе с минорными актинидами (МА) энергетического состава

(U-Pu-MA)N, получаемого при 20-летней выдержке и последующей
переработке ОЯТ ВВЭР.

Перегрузка ТВС и блоков отражателя проводится с помощью поворотных
пробок, внутриреакторной перегрузочной машины и комплекса механизмов
внереакторной перегрузки.

    Активная зона окружена рядами блоков бокового свинцового
отражателя, выполненных в виде плотных стальных кожухов, заполненных
проточным свинцовым теплоносителем.

 Замкнутый
ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ)

    Плутоний в
этой АЭС не выделяется, что обеспечивает технологическую поддержку
режима нераспространения. Отделяются осколки деления от тяжелых
металлов, в полученную композицию из урана, плутония и минорных
актиноидов добавляется уран-238 и из этой смеси формируются твэлы.
Это происходит прямо на АЭС в пристанционном модуле
регенерации-рефабрикации топлива. В результате долгоживущие МА в
составе регенерированного топлива возвращаются в активную зону для
сжигания, а выделенные продукты деления (РАО) направляются на
длительную контролируемую выдержку перед их окончательной изоляцией.
Допускается также подмешивание к регенерату сторонних МА из ОЯТ
тепловых реакторов. При добавлении 241Am в количестве 3-5% от массы
загружаемого топлива за каждую кампанию будет выжигаться до 30%
этого радионуклида.

    Реактор работает с полным воспроизводством делящихся нуклидов
в активной зоне (КВА≈1) и регенерацией топлива в производствах
внешней части замкнутого топливного цикла. При этом массы и
изотопные составы Pu и MА в загружаемом (свежем) и выгружаемом
(отработавшем) топливе практически совпадают, в конечном счете,
выгорает лишь ²³⁸U, масса которого восполняется при
изготовлении нового топлива.

    После выгрузки из активной зоны ТВС с отработавшим топливом
размещаются во внутриреакторном хранилище, где расхолаживаются в
течение одного годового цикла и затем направляются на переработку.
Длительность переработки ОЯТ и изготовления новых ТВС также равна
длительности цикла. Таким образом, уже к началу четвертого цикла
(через три года) в активную зону загружаются ТВС из собственного
регенерированного топлива, которое было выгружено после облучения в
течение первого цикла. Расчеты показывают, что уже к началу восьмого
цикла реактор, загруженный только регенератом собственного
облученного топлива с добавкой отвального урана, начинает работать в
равновесном топливном режиме.

    На площадке АЭС вместе с реакторной установкой, машинным
залом и всеми станционными сооружениями размещаются производства для
переработки ОЯТ и изготовления из полученного регенерата новых ТВС.
Здесь же расположено специальное хранилище для длительной (в течение
150-200 лет) контролируемой выдержки РАО, после чего они будут
захоронены без нарушения долговременного природного радиационного
баланса Земли.

Свинцово-висмутовый теплоноситель

• Эвтектика свинец-висмут кипит при 1670°C.
  Следовательно, нет необходимости поддерживать высокое давление в
  первом контуре реакторной установки.

• Он химически инертен при контактах с водой и
  воздухом. Таким образом, отпадает необходимость в промежуточном
  контуре, как в реакторах с натриевым теплоносителем.

• Способен удерживать продукты деления (йод,
  цезий, и др. — кроме инертных газов), уменьшая возможность и
  тяжесть утечек радиоактивных материалов в окружающую среду.
  
  Отсутствие реакций теплоносителя с водой позволяет говорить об
  отсутствии источников образования водорода в аварийных
  ситуациях.

• Свинцово-висмутовый теплоноситель совместим с
  оксидным топливом.

• Для эвтектики свинец-висмут температура
  плавления составляет 124°C (для свинца – 327°C). Это позволяет
  существенно расширить диапазон рабочих температур для реакторов
  со свинцом-висмутом).

• Объём теплоносителя при расплавлении не
  изменяется. Таким образом, в случае того или иного инцидента,
  приведшего к замерзанию теплоносителя, после его расплавления
  оборудование первого контура окажется в работоспособном
  состоянии.

    Важным недостатком теплоносителя
свинец-висмут является накопление α-активного полония-210
образующего в результате взаимодействия висмута с нейтронами. 
Скорость образования ²¹⁰Po в свинце-висмуте примерно в 10
тысяч раз выше скорости его образования в свинце. В условиях
нормальной эксплуатации опасность полония-210 минимальна, однако её
нужно учитывать при рассмотрении аварийных ситуаций с попаданием
теплоносителя первого контура в помещения реакторного здания.

Свинцово-висмутовый быстрый реактор СВБР-100

    СВБР-100 – это двухконтурный
быстрый реактор малой мощности (100 МВт-э) модульного типа со
свинцово-висмутовым теплоносителем. Цель проекта – разработка
прототипа реактора на быстрых нейтронах модульного типа,
адаптированного к проектам гражданского назначения. На базе
испытанного модуля могут создаваться модульные ядерные
паропроизводящие установки для атомных станций различной мощности,
кратной мощности реактора. Кроме производства электроэнергии они
могут применяться при опреснении воды, производстве водорода, в
нефтехимии и др.
    Серийное производство безопасных модульных атомных
энергоблоков, которые могут доставляться в готовом виде в удаленные
населенные пункты и промышленные предприятия открывает новый класс
потенциальных потребителей, для которых ранее атомная энергетика
была недоступна.
 

Реакторный моноблок СВБР-100

    Особенностью реактора является
моноблочная компоновка оборудования первого контура, при которой все
оборудование первого контура (собственно реактор, модули
парогенераторов, главные циркуляционные насосы и др. ) размещено в
едином корпусе. Тракт теплоносителя первого контура сформирован
внутри корпуса моноблока без трубопроводов и арматуры. Утечки из
первого контура за пределы моноблока исключаются.
    Применены двухконтурная схема теплоотвода с многократной принудительной
циркуляцией теплоносителя второго контура; на вход в паротурбинную
установку подается сухой насыщенный пар.
    Низкое давление в первом контуре исключает утечки из первого
во второй контур.
    Предусмотрена единовременная загрузка свежего топлива в виде
единого картриджа (новой активной зоны) и покассетная выгрузка
топлива из МБР по окончании кампании активной зоны.
    В реакторе можно использовать ядерное топливо различных видов
(на оксиде урана, смешанных нитридах, смешанных оксидах) и работать
в замкнутом ядерном топливном цикле. . На первом этапе – в открытом
топливном цикле с отложенной переработкой ОЯТ, аналогично реакторам
ВВЭР, а в дальнейшем – в замкнутом ядерном топливном цикле с полным
воспроизводством собственного плутония. Реактор СВБР-100 при
использовании МОКС-топлива (коэффициент воспроизводства в активной
зоне КВА~1) может работать в режиме топливного самообеспечения без
потребления природного урана.