Основные принципы работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на тепловых нейтронах реактивностные аварии. Аварии с потерей теплоносителя

Роль быстрых реакторов в будущей атомной энергетике

Вначале мы немного говорили об этом. Ситуация в атомной энергетике за прошедшие тридцать лет радикально изменилась в отношении ожидания темпов ее развития. И та роль, которая для быстрых реакторов, которая для быстрых реакторов, которая была предназначена 30 – 40 лет назад – это производители плутония, с высоким темпом для обеспечения топливом тепловых реакторов, которые более дешевые – сегодня эта задача с повестки дня снята и по-видимому, она уже не встанет никогда, потому что запасы плутония в отработавшем ядерном топливе все возрастает и возрастает с одной стороны, ну и истощение запасов дешевого природного урана пока тоже не видно. Пока цены еще очень низкие. И если говорить о том, могут ли сегодня быстрые реакторы найти свое место в структуре атомной энергетики, то можно ответить только так: только в том случае, если эти быстрые реакторы будут конкурентоспособны с ВВЭР, с реакторами на тепловых нейтронах. Вот это качество наработки плутония в избыточном количестве сегодня не востребовано. Это один момент. И когда сейчас говорят, и в стратегии записано строительство реактора БН-800 с натриевым теплоносителем, то надо ясно себе отдавать отчет, что экономически это будет оправдано только в том случае, если этот реактор будет решать еще другие задачи, кроме производства электроэнергии. Т.е. если все расходы, капитальные и эксплуатационные затраты списывать на электроэнергию, то он будет не конкурентоспособный.

Какие дополнительные задачи могут возникать? Первая задача, которая поддерживается, скажем, США – это сжигать или приводить в форму, непригодную для повторного военного использования тот оружейный плутоний, который декларирован как избыточный в России. И вот если он будет запущен в топливо в реакторе, то потом сильно затруднится его использование в военных целях. Но в этом случае вот эта дополнительная задача, кроме производства электроэнергии тогда должна решаться за счет средств тех стран, которые в этом заинтересованы – Европа, США и т.д. Т.е. избыточные расходы сверх тех, которые просто окупал бы реактор за счет производства электроэнергии.

Еще одна задача, дополнительная, которая может быть – это решение экологических проблем – там, Уральского региона, где комбинат «Маяк», где огромное количество накоплено емкостей с жидкими радиоактивными отходами и просто озера там радиоактивные непроточные есть и т.д. Для того, чтобы кондиционировать эти отходы, упаривать и потом отверждать и хранить уже без опасности выхода радиоактивности в окружающую среду нужны мощные испарительные установки, ну, самый простейший способ кондиционирования отходов. Для этого нужно тепло. Вот если эта задача, которая должна – оздоровление экологической обстановки вот военного наследия должно решаться за счет госбюджетных средств, тогда вот эти избыточные затраты тоже сюда могли бы пойти.

Вопрос – а сколько они могут к данному относиться, к реакторам на быстрых нейтронах?

Это все равно, к какому реактору.

Вопрос – эти затраты нужно включать туда?

Конечно, их можно тогда раскладывать – затраты собственно на производство электроэнергии, затраты на упаривание жидких отходов, эта вот составляющая может финансироваться, поскольку идет оздоровление экологической обстановки за счет бюджета, раз это прошлое наследие холодной войны и т.д. и т.д.

И оружейный плутоний само собой тоже другой источник финансирования. И, наконец, еще одна роль, собственно, которая в стратегии развития сегодня записана сохранится ли она при ее очередной корректировке, которая неизбежно будет, я, вообще-то говоря, сомневаюсь. Потому что там реактору БН-800 отведена роль лидера, что ли, в линии реакторов, которые называются в стратегии «естественной безопасности», которая обеспечивается только при использовании нитридного уранового топлива, смешанного уран-плутониевого. Вот МОХ-топливо – это смесь оксида плутония с оксидом обедненного урана. Вот сокращенно – мох осside (англ. сочетание) – такое топливо, которое используется и сегодня и в ВВЭР, ну, за рубежом, во Франции реактор 1/3 зоны загружаются этими сборками и работают, хотя, в общем, это дополнительные расходы, конечно.

Вопрос – там девятый уран?

 Плутоний? Тот плутоний, который в них же и накапливается. Т.е. сегодня делается один рецикл, т.е. топливо, выгруженное из реактора ВАВЭР перерабатывается. Ну, у нас ВВЭР-440 перерабатывается, ВВЭР-1000 пока нет, а там вот перерабатывается топливо, отделяется осколки, отделяется плутоний, отделяется уран и вот этот выделенный плутоний замешивается с обедненным ураном, отвальным, который лежит в больших количествах, с 8U, и получается вот это МОХ-топливо. Но использование МОХ-топлива в тепловых реакторах в общем-то мало чего изменяет в эффективности использования природного урана, потому что всего один рецикл делается плутоний, а если делать больше, то там накапливается столько высших изотопов плутония – вот америций, кюрий и т.д., которые делают необходимым уже обязательно дистанционное обращение, уж свежее топливо получается светит, его нельзя свежее топливо дистанционно полностью роботизированное должно быть. Вот, многие другие характеристики ухудшаются, так что там этой перспективы нет.

В стратегии записано БН-800 на нитридном топливе. Почему нитридное топливо, а не оксидное топливо? Повсеместно распространено оксидное, а нитридное только делались опытные реакторы, где соединение уран – азот, т.е. соединение азота. Потому что, только потому что у нитрида урана более высокая плотность, примерно на 20 %, если у оксида урана ~ 10 г/см3 (грубо говоря), то у нитрида урана ~ 12 – 12,5 г/см3, т.е. ураносодержание более плотное, более высокое. И втрое – нитридное топливо, хотя это тоже керамика своего рода, но с высокой теплопроводностью. Т.е. если оксидное топливо, неважно, урановое, или смешанное вот это МОХ-топливо обладает очень низкой теплопроводностью, и температура топлива в центре топливных таблеток на номинальной мощности достигает 1000 и больше 10000 и поэтому большие возникают эффекты мощностные эффекты реактивности, о которых мы дальше будем говорить, потому что растет сильно температура топлива при увеличении мощности. То на нитридном топливе, поскольку теплопроводность высокая, такого роста температуры топлива нет, и меньше получается мощностной эффект реактивности.

Вопрос – тоже в нем в середине температура как растет?

 У нитридного топлива градусов на 200 – 300, как минимум, а то и на 4000 меньше, чем у оксидного топлива, может, даже и на 5000. При больших тепловых потоках. Но главное, что дает плотное топливо – оно дает возможность иметь коэффициент воспроизводства активной зоны, который мы обозначали уже не просто КВ, а КВА. Потому что КВ – это коэффициент характеризует накопление плутония, как собственно в активной зоне, в тепловыделяющих сборках, так и в экранах, окружающих активную зону из обедненного урана – в торцевых, верхних и нижних и боковых зонах воспроизводства, где плутоний накапливается, но горит он очень мало, потому что там низкий поток нейтронов по сравнению с активной зоной. Но получается достигается высокий вот этот в целом КВ – в активной зоне КВА низкий коэффициент воспроизводства, меньше 1, но зато в экранах значительно больше 1, потому что там он только накапливается, но не сгорает, и в целом КВ получается высокий. Так вот, на плотном топливе, вот, в частности, на нитридном топливе, на смешанном нитридном, можно получить КВА активной зоны несколько больше 1. Это что означает? Что такой реактор, с таким топливом, если обеспечивается КВА ~ 1, то в нем практически нет, или очень маленький начальный запас реактивности, т.е. превышение коэффициентом единицы. Ведь чтобы реактор работал, нужно всегда поддерживать его критичность, эффективный коэффициент размножения должен быть без органов регулирования больше 1, ну а органы регулирования его освобождают реактивность за счет выгорания топлива, тех процессов, которые мы рассмотрели, и при этом свойства безопасности реактора резко повышаются. Т.е. он получается тогда устойчивым по отношению к мгновенному разгону, о котором мы дальше будем говорить, даже при диверсионном извлечении всех поглощающих стержней из активной зоны. Потому что вот если реактор на тепловых нейтронах или тот же быстрый реактор, но у которого КВА меньше 1, вот традиционный быстрый натриевый реактор, а воспроизводство в экранах, то у него кэфф , если извлечь все органы регулирования из активной зоны, значительно больше 1, там 1,2 – 1,3. Неважно. Вот этот избыток реактивности, запас реактивности он собственно и создает опасность разгона на мгновенных нейтронах. Как бы большой запас, который может быть при ошибочных действиях, при аварийных ситуациях и тем более при диверсионных действиях может быть высвобожден. А вот если в реакторе КВА чуть-чуть больше 1, то это значит, что в реакторе не нужно иметь запаса реактивности на выгорание, совершенно. Вот то, что мы рассматривали – накопление осколков деления, высших изотопов – сколько сгорит плутония в сутки, допустим, если КВА точно равен 1, ровно столько же и образуется. Т.е. он сам для себя в процессе работы готовит топливо, и останавливаться реактор будет не потому, что все органы регулирования выйдут на верхний концевик, значит, израсходуют запас реактивности, а уже совсем по другим параметрам – просто по работоспособности тепловыделяющих сборок. Вот если дальше работать – то начнутся массовые разгерметизации, и все проблемы, связанные с выходом радиоактивности. Это совсем другая причина.

Но если сделать КВА точно равным 1, то все равно эффективный коэффициент размножения в процессе работы будет уменьшаться, кэфф, потому что хотя количество плутония изменяться не будет, если КВА = 1, сколько было в активной зоне – тонна, так эта тонна все время будет там продолжать жить. Но осколки то накапливаются, деления. Осколки захватывают нейтроны, это поглотители. Поэтому нужно, чтобы КВА был чуть-чуть больше 1, чтобы вот этот избыточный, сверх вот этого начального количества плутония, его накопление, как раз бы компенсировало, по влиянию на кэфф осколки деления, и тогда действительно реактор приобретает вот такие свойства, которые названы «естественной безопасностью». Ну, сегодня от этого термина может быть отказываются, потому что он немножко дезориентирует в общем то и персонал и кого угодно, потому что скорее реактор является объектом естественной опасности, потому что внутри громадная радиоактивность есть. Ну, можно говорить, другой термин есть – внутренняя самозащищенность, в отношении аварий это более правильный термин. Так вот, по такому принципу разработан проект быстрого реактора на нитридном топливе, со свинцовым теплоносителем (разработка НИКИЭТ), ну, поскольку там проблем с освоением свинца очень много, нерешенных, то вот в стратегии, когда она формировалась, вот такая роль лидера, прокладывающего дорогу нитридному топливу, была возложена на реактор БН-800.

Ну, поскольку, я думаю, работы по реактору «Брест» перестанут быть приоритетными для Минатома, в силу неподготовленности еще и необходимости проведения большой НИР, эта задача, она также отойдет, я думаю, на второй план. А вот экономически, потому что нитридное топливо – ведь это же производство нужно создать – его нет, потому что вот если производство оксидного топлива есть, освоенное промышленностью – все заводы, два завода работают в России, которые это делают сборки, а по нитридному – только опытное производство, там где-то, т.е. это большие затраты тоже, а положение с финансами сложное. Поэтому главным образом, это будет тормозить.

Ну вот это, собственно то, что я хотел сказать, чтобы завершить работу о воспроизводстве топлива и по быстрым реакторам.

Диффузия тепловых нейтронов. Когда энергия нейтронов снизится до энергий, характерных для энергий теплового движения атомов среды, ней-троны приходят в равновесие с этими атомами. Теперь при столкновении с атомом среды нейтрон может не только передать ему часть своей энергии, но и получить порцию энергии. В результате нейтрон продолжает двигаться в среде, но теперь его энергия от столкновения к столкновению может не только уменьшаться, но и увеличиваться, колеблясь около некоторого среднего значения, зависящего от температуры среды
Основы физики и динамики ядерных реакторов лекции