2.93M
Категория: ФизикаФизика

Нейтронная физика. Нейтроны. Ядерная и радиационная безопасность

1.

Учреждение образования
«Международный государственный экологический
университет им. А.Д. Сахарова»
Факультет мониторинга окружающей среды
НЕЙТРОННАЯ ФИЗИКА
НЕЙТРОНЫ
Специальность 1-100 01 01
Ядерная и радиационная безопасность

2.

Нейтронный цикл в реакторе
на тепловых нейтронах

3.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах

ядерный
реактор,
использующий
для
поддержания цепной ядерной реакции нейтронов тепловой
части спектра энергии.
• Использование нейтронов теплового спектра выгодно
потому, что сечение взаимодействия ядер 235U с нейтронами,
участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения
энергии нейтронов, а сечение поглощения нейтронов
ядрами 238U остаётся при низких энергиях постоянным.
• В результате, самоподдерживающаяся реакция при
использовании природного урана, в котором делящегося
изотопа 235U всего 0,7 %, невозможна на быстрых нейтронах
(спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

4.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит
из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и
конструкционных материалов. В качестве топлива могут
использоваться изотопы урана 235U и 233U, а также
изотоп плутония 239Pu.
• Ядерные реакторы на тепловых или быстрых нейтронах
описываются в первом приближении одними и теми же
основными законами динамики.
• В этом приближении наиболее важное различие между
реакторами на быстрых и тепловых нейтронах заключается в
скорости размножения нейтронов.
• Время жизни поколения нейтронов (среднее время,
необходимое для воспроизводства нейтронов в реакторе) в
таком реакторе составляет порядка 10−3 с, так как нейтроны,
прежде чем вызвать деление, сильно замедляются, затем
диффундируют при тепловых энергиях.

5.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
• Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на
тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с
малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним
относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие
потери нейтронов в замедлителе и конструкционных
материалах дают возможность использовать в качестве
ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах
природный и слабообогащённый уран.
• Для конструкций мощных энергетических реакторов не всегда
удаётся подобрать подходящие материалы с небольшим
сечением поглощения. Часто оболочки, каналы и другие части
конструкции реакторов изготовляют из таких интенсивно
поглощающих нейтроны материалов, как нержавеющая сталь, а
дополнительные
потери
тепловых
нейтронов
в
конструкционных материалах компенсируются использованием
урана с высоким обогащение — до более 10 %.

6.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
• В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно
поглощение нейтронов продуктами деления, для
компенсации которого в активную зону перед
началом кампании добавляют определённую массу
ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом
кампании и удельной мощности реактора.
• Кампания определяется количеством и свойством
загружаемого ядерного топлива (запасом реактивности),
стойкостью тепловыделяющих элементов и мощности
реактора.
• Цепная реакция в процессе работы ядерного реактора
замедляется вследствие выгорания ядерного горючего и
накопления осколков деления („шлаков"). перед
началом кампании добавляют определённую массу
ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом
кампании и удельной мощности реактора.

7.

Деление ядра
• https://www.youtube.com/watch?v=GYCLCC9k2pQ

8.

Эффективный коэффициент размножения
• При делении ядер образуется несколько свободных
нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся
нейтронов
увеличивается,
то
процесс
деления
лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов
при последующих делениях падает, цепная реакция затухает.
• Устройство, в котором осуществляется и поддерживается
управляемая цепная реакция деления урана или плутония и
осуществляется отвод тепла, называется ядерным
реактором.
• Главным элементом ядерного реактора, в котором
размещается ядерное топливо и осуществляется цепная
реакция деления, является активная зона. Цепная ядерная
реакция может осуществляться только при определенном
количестве делящихся ядер.

9.

Эффективный коэффициент размножения
• Это ядра изотопов U-233, U-235, Pu-239, которые делятся под
действием нейтронов любой энергии. Из них только U-235
существует в природе, а U-233 и Pu-239 получаются
искусственным путем при поглощении нейтронов изотопами
Th-232 и U-238.
• Из делящихся материалов важнейшим для ядерной
энергетики является изотоп , доля которого в естественном
уране составляет всего 0,714%.
• Пусть активная зона конечных размеров реактора на
тепловых нейтронах состоит из слабообогащенного ядерного
топлива, замедлителя, теплоносителя, конструкционных
материалов, регулирующих стержней.
• Рассмотрим нейтронный цикл в реакторе, где топливом
служит уран. Допустим, что в некоторый момент времени в
активной зоне в результате деления образовалось N быстрых
нейтронов назовем их нейтронами k-го поколения.

10.

11.

Эффективный коэффициент размножения
• Для описания дальнейшей их судьбы воспользуемся схемой,
где в прямоугольниках вписаны процессы, а в овалах число
нейтронов, участвующих в этих процессах.
• Энергия появляющихся в результате деления U-235 нейтронов
выше порога деления ядер U-238 ; в результате этого процесса
число нейтронов несколько увеличивается.
• Это увеличение учитывается коэффициентом размножения
на быстрых нейтронах , который показывает во сколько
раз
возрастает
число
нейтронов
деления
из-за
дополнительного деления ядер быстрыми нейтронами.
• Значение зависит от состава и геометрии активной зоны.
Обычно = 1,02 1,03.
• В результате этого процесса общее число нейтронов в
активной зоне равно N .

12.

Эффективный коэффициент размножения
• Однако часть быстрых нейтронов может вылететь из активной
зоны. Этот процесс учитывается параметром
Р1 вероятность избежать утечки быстрых нейтронов,
т.е. доля быстрых нейтронов, избежавших утечки из активной
зоны.
• Таким образом, из-за утечки быстрых нейтронов в активной
зоне остается N Рб нейтронов.
• Быстрые нейтроны, претерпевая неупругое рассеяние на
ядрах
и упругое рассеяние на ядрах замедлителя,
замедляются. В процессе замедления имеется определенная
вероятность поглощения нейтронов ядрами без деления в
резонансной
области
энергии.
Из-за
резонансного
поглощения число нейтронов, достигающих тепловой
энергии, будет уменьшаться.

13.

Эффективный коэффициент размножения
• Этот эффект учитывается коэффициентом вероятностью
избежать резонансного захвата, который равен отношению
числа быстрых нейтронов, избежавших захвата в резонансной
области энергии и достигших тепловой энергии, к общему
числу быстрых нейтронов.
• Очевидно, что < 1.
• Значение зависит от типа замедлителя, степени обогащения
ядерного топлива, относительных количеств топлива и
замедлителя и их взаимного расположения.
• Таким образом, в результате всех описанных процессов из N
первоначальных быстрых нейтронов в активной зоне
образуется
• N Рб тепловых нейтронов.

14.

Эффективный коэффициент размножения
• Тепловые нейтроны диффундируют в объеме активной
зоны и могут вылететь за пределы ее. Этот эффект
учитывается
вероятностью
избежать
утечки
тепловых нейтронов Рm, равной доле тепловых
нейтронов, избежавших утечки из активной зоны.
• С учетом этого процесса в активной зоне остается N Рб Рm
тепловых нейтронов, которые диффундируют до тех пор,
пока не поглотятся.

15.

Эффективный коэффициент размножения
• Вероятность того, что тепловой нейтрон поглотится в
уране,
а
не
в
других
веществах,
определяется
коэффициентом использования тепловых нейтронов
, который равен отношению числа тепловых нейтронов,
поглощенных в уране, к общему числу тепловых
нейтронов, поглощенными материалами активной зоны.
Общее число тепловых нейтронов, поглощенных в уране,
равно N Рб Рm .

16.

Эффективный коэффициент размножения
• На один захваченный ураном тепловой нейтрон в среднем в
результате деления 235U выделяется быстрых нейтронов
(1.15), тогда из N быстрых нейтронов, имевшихся в начале
цикла, получается
• N Рб Рm таких же быстрых нейтронов следующего (k+1)го поколения.
• Для определения условий поддержания цепной реакции
деления и баланса нейтронов в конечной размножающей
среде вводят понятие эффективного коэффициента
размножения kэфф.
• Эффективным коэффициентом размножения называют
отношение числа нейтронов последующего поколения к числу
нейтронов предыдущего поколения во всем объеме
размножающей системы, т.е.

17.

Эффективный коэффициент размножения
• Если kэфф < 1, размножающая система находится в
подкритическом состоянии. В этом случае, если в
начальный момент в среде было некоторое число
нейтронов, цепная реакция быстро затухает, в
результате уменьшаются плотность нейтронов и
выделяемая в системе энергия.
• При kэфф = 1 система находится в критическом
состоянии, т.е. число образовавшихся нейтронов равно
числу поглощаемых и утекающих из системы нейтронов,
в такой системе идет стационарная цепная реакция
деления, в результате со временем не меняются
плотность нейтронов и выделяемая в системе в
единицу времени энергия.

18.

Эффективный коэффициент размножения
• При kэфф > 1 система находится в надкритическом
состоянии, цепная реакция деления экспоненциально
(лавинообразно) нарастает, увеличиваются со временем
плотность нейтронов и выделяемая в системе в единицу
времени энергия. Этот процесс идет до тех пор, пока в
силу каких-либо причин в системе не станет kэфф 1.
• kэфф = N Рб Рm / N = Рб Рm .
• Систему бесконечно больших размеров нейтроны не
могут покинуть; вероятность избежать утечки равна
единице, т.е. Рб = 1, Рm = 1, тогда коэффициент
размножения для системы бесконечного размера

19.

Эффективный коэффициент размножения
• Формулу называют формулой четырех сомножителей, она
показывает зависимость k от различных факторов,
определяющих развитие цепной реакции деления в
размножающих средах, в которых ядерным топливом является
уран.
• Тогда kэфф = k Рб Рm.
• Активная зона находится в критическом состоянии,
• если kэфф = 1 и тогда k РбРm = 1.
• В реальных активных зонах всегда существует утечка
нейтронов, поэтому РбРm<1, отсюда kэфф < k .
• Таким образом, для того чтобы в активной зоне имела место
самоподдерживающаяся цепная реакция деления, значение
k должно быть несколько больше единицы.

20.

Эффективный коэффициент размножения
• Значение k зависит от состава и взаимного расположения
материалов активной зоны и показывает возможность
осуществления самоподдерживающейся цепной реакции
деления в активной зоне при заданной утечке нейтронов.
• Значения и всегда меньше единицы, а значения и
больше единицы.
• Для энергетического реактора на тепловых нейтронах ВВЭР1000:
• =1,80; =1,03; =0,70; =0,75; Рб=0,97; Рm=0,99;
• тогда k =1,80 1,03 0,70 0,75 = 1,04;
• Р=0,97 0,99=0,96;
• kэфф=1,04 0,96=1,00.

21.

Природный ядерный реактор
• Цепная ядерная реакция деления осуществляется в
ядерных реакторах устройствах, созданных человеком.
Однако около 2 млрд лет тому назад на Земле
существовали природные ядерные реакторы.
• В 1972 г. было обнаружено, что с месторождения Окло
(урановый рудник в государстве Габон, расположенном
вблизи экватора в Западной Африке) поступает урановая
руда, содержащая уран-235 меньше стандартной
величины.
• В некоторых пробах было обнаружено менее 0,44% U-235;
пробы брали повсюду по руднику, они показали
систематическое уменьшение содержание U-235 в жилах.
Эти рудные жилы имели толщину более 0,5 метра.

22.

Природный ядерный реактор
• Для объяснения этого феномена была высказана
гипотеза о том, что уменьшение содержания изотопа
урана-235 в естественном уране связано с выгоранием
его в природном реакторе. Анализ проб с этого
месторождения показал, что в них находятся изотопы
элементов, образующихся при делении 235U.
• Из химического состава проб по разности периодов
полураспада этих изотопов было установлено, что около
2 млрд лет тому назад в Окло в течение 600 тыс. лет
работал природный ядерный реактор. Уран-235 имеет
период полураспада 700 млн. лет, а уран-238
распадается с Т1/2 в 4,5 млрд. Изотопное содержание U235 в природном уране находится в процессе
медленного изменения.

23.

Природный ядерный реактор
• Например, 100 млн. лет назад в природном уране должно быть 1%
U-235, 1900 млн. лет назад его было 3%, 3 млрд. лет назад 8,4%.
Расчеты показывают, что при массовой доле грунтовых вод в пласте
около 60% и обогащении природного урана до 3% U235, то при этих
условиях может начать работать природный ядерный реактор.
• Установлено, что условия, создававшиеся 2 млрд. лет назад на 16
отдельных участках урановых шахт в Окло и Окелобондо были очень
близки к «необходимым и достаточным» условиям для того, чтобы в
теле уранового месторождения спонтанно возник процесс
самоподдерживающегося расщепления.
• Предполагают, что реактор работал в режиме медленного кипения и
был саморегулирующимся; при повышении температуры грунтовые
воды испарялись, что приводило к остановке цепной реакции, а
когда температура понижалась, реактор возобновлял работу.

24.

Природный ядерный реактор
• Рабочий цикл природного реактора составлял полчаса с
перерывом на два с половиной часа. За 600 тысяч лет
работы этот уникум природы выработал примерно 22
млрд. кВт час энергии; его средняя мощность 25 кВт,
плотность
потока
нейтронов
достигала
около
108 нейтр./см2 с.
• Природа опередила человека, по крайней мере, почти на
2 млрд. лет и в дополнение к созданию реактора дала
пример
многовекового
хранения
долгоживущих
радиоактивных продуктов деления.

25.

ОКЛО
25

26.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

27.

АЭС

28.

Реактор на бегущей волне (реакторсамоед, реактор Феоктистова)
• — теоретическая концепция реактора на быстрых
нейтронах, работающего на уране-238 за счёт наработки
из него плутония-239.
• Главное отличие идеи от других концепций реакторовразмножителей в том, что цепная реакция деления
происходит не сразу во всей активной зоне реактора, а
ограничена определённым участком, который с течением
времени перемещается внутри этой зоны.
• Впервые
идея
«саморегулирующегося
реактора»,
названная на западе концепцией «breed-and-burn», а в
среде советских специалистов «реакторами-самоедами»,
была предложена в 1958г. сотрудниками Курчатовского
института С.М. Фейнбергом и Е.П. Кунягиным.

29.

Реактор на бегущей волне (реакторсамоед, реактор Феоктистова
• В дальнейшем такие реакторы исследовали Майкл Дрисколл
(1979), Л.П. Феоктистов, который «реанимировал» идею
саморегулирующегося реактора в качестве концепции
«бегущей волны», Теллер, Исикава и Вуд, Хьюго ван Дам,
Хироси Сэкимото, обосновавший идею расчётами и
многократно докладывавший о ней на международных
семинарах и конференциях.
• Дальше теоретических исследований концепция не двинулась
до настоящего времени. В 2006г. корпорация Intellectual
Ventures (англ.) создалавенчурную компанию TerraPower (в
число совладельцев компании входит Билл Гейтс) для создания
промышленного образца реактора на бегущей волне.
Разрабатываются модели различной мощности — 300 и
1000 МВт.

30.

Реактор на бегущей волне (реакторсамоед, реактор Феоктистова
Численное
моделирование
работы реактора на бегущей
волне.
Красный: уран-238,
светло-зеленый: плутоний-239,
чёрный: продукты деления.
Интенсивность синего цвета
между плитками указывает на
плотность нейтронов

31.

Физические принципы работы реактора
• Документация и презентационные материалы компании
TerraPower описывают реактор на бегущей волне как
реактор бассейнового типа, сохлаждением жидким
натрием. В качестве топлива используется, в основном,
обедненный уран, однако требуется небольшое
количество обогащенного урана для начала цепно
реакции. Некоторые быстрые нейтроны, производимые
обогащённым топливом, поглощаются прилегающим
слоем обеднённого урана, который превращается
в плутонии в результате реакции:

32.

Физические принципы работы реактора
• Первоначально активная зона заполнена обеднённым ураном.
Небольшое количество обогащённого топлива помещается с
одной стороны зоны. В процессе работы активная зона
реактора делится на 4 части, содержащих:
• отработанное топливо;
• обогащённое топливо, в которой происходит образование
нейтронов;
• обогащающееся топливо, в которой происходит поглощение
нейтронов;
• ещё не вступавший в реакцию материал;
• Зона реакции перемещается внутри активной зоны с течением
времени. Тепловыделение от ядерной реакции преобразуется
в электрическую энергию с помощью паровых турбин.

33.

Физические принципы работы реактора
• В отличие от ректоров на легкой воде, к которым относятся все
водяные реакторы, эксплуатируемые в России, и двух
промышленных
реакторов
на
быстрых
неййтронах,
расположенных на Белоярской АЭС, реактор на бегущей
волне может быть загружен обеднённым ураном для
непрерывной работы в течение 60 лет.
• Реакторы на бегущей волне более экономичны, для них не
требуются специальные процедуры обогащения ядерного топлива.
Обедненныйй уран является достаточно доступным сырьём. Так, в
США имеется более 700 000 метрических тонн обеднённого урана,
который является побочным продуктом в процессе обогащения.
• Теоретически в качестве топлива может использоваться
отработанное топливо как обычных водяных реакторов, так и
других реакторов на бегущей волне.

34.

Реактор на быстрых нейтронах
— ядерный реактор, в активной зоне которого
нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов
близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ).
Нейтроны этих энергий называют быстрыми,
отсюда и название этого типа реакторов.
• Реактор на быстрых нейтронах позволяет
превращать обедненный уран и отработавшее
ядерное топливо в новое топливо для АЭС,
образуя замкнутый цикл использования ядерного
топлива, и позволяя вместо 3%, использовать около
30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит
перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

35.

Реактор на быстрых нейтронах
Первые научно-исследовательские и промышленные
реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и
успешно запущены в эксплуатацию в СССР, а в данный
момент России принадлежит технологический приоритет в
их разработке и эксплуатации, что открывает практически
неограниченные
возможности
для
использования
энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе
отходов АЭС и оружейного плутония.
• Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН350 был запущен в СССР в 1973 году и проработал
в Актау по 1999 год. Второй энергоблок был установлен
на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) и бесперебойно
работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации
был продлен на 10 лет. Там же 10 декабря 2015 года был
запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800.

36.

Реактор на быстрых нейтронах – ядерный реактор, в
активной зоне которого нет замедлителей нейтронов (вода
или графит). Отсюда и название этого типа реакторов,
которые позволяют превращать отработавшее ядерное
топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый
ядерно-топливный цикл.

37.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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, используют для наработки
плутония, т.о. эффективность топлива возрастет в несколько
раз.

38.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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 цепочке реакций
превращается в 239Pu. Последний так же может быть
использован в качестве ядерного топлива. Но как же его
получить в достаточных количествах?

39.

Реактор на быстрых нейтронах
• Решить эти задачи можно используя быстрые нейтроны. Под
действием быстрых нейронов 238U тоже делится и выделяет
энергию, а также поглощает быстрые нейтроны с
образованием 239Pu.
• Но 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.
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.

40.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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.
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.

41.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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.
• Получаем замкнутый цикл, где максимально эффективно
используем урановое топливо. Уже не нужно будет добывать уран в
больших количествах из земли и нарушать природный баланс.
Накопилось большое количество отработанного ядерного топлива.
Используя его, можно обеспечить себя большим количеством
энергии.

42.

Реактор на быстрых нейтронах
Сейчас уран пока еще довольно дешев. С экономической точки
зрения выгоднее добывать его из земли, обогащать и
использовать в реакторах на медленных нейтронах. Технология
быстрых 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.

43.

Реактор на быстрых нейтронах
• НА АЭС будут использовать несколько реакторов на
медленных нейтронах и один на быстрых нейтронах,
который будет производить топливо для остальных
реакторов. Быстрый реактор 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 тепловых
реакторов, работающих на медленных нейтронах, но
и для самого себя.

44.

Реактор 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).
• Создание МОХ-топлива происходит с помощью
радиохимической обработки.

45.

Реактор на быстрых нейтронах
238U
• Из
высокообогащенного
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.

46.

Реактор на быстрых нейтронах
• В мире действуют всего 4 ИЯР: 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.

47.

Реактор на быстрых нейтронах
• Активная зона окружена зоной воспроизводства (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 делящихся ядер 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.

48.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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.
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.

49.

Реактор на быстрых нейтронах
В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со
вторым контуром нагревается, при этом испаряясь, и
дальше этот пар вращает турбину, которая крутит
генератор, вырабатывая электрическую энергию.
• Реакторы на быстрых нейтронах являются перспективной
сферой производства электрической 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.

50.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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.

51.

Реактор БН-800 Белоярской АЭС

52.

Реактор
Реакторы на быстрых нейтронах
Страна
Место
Запуск
Тепловая
мощность
МВт
Остановка
Электрич.
мощность
МВт
Теплоноситель
БР-2
СССР / Россия
Обнинск, ФЭИ
1956
1957
0,1

Ртуть
БР-5
СССР / Россия
Обнинск, ФЭИ
1958
2002
5

Натрий
ИБР
СССР / Россия
Дубна, ОИЯИ
1960



Натрий
ИБР-2
СССР / Россия
Дубна, ОИЯИ
1981
действует


Натрий
БОР-60
СССР / Россия
Димитровград, НИИАР
1968
действует
60
12
Натрий
Clementine США
Лос-Аламос, ЛАНЛ
1946
1952
0,025

Ртуть
EBR-1
США
Айдахо, INL
1951
1964
1,4
0,2
Натрий/Калий
EBR-2
США
Айдахо, INL
1964
1994
62
19
Натрий
SEFOR
США
Арканзас
1969
1972
20
FFTF
США
Хэнфордский комплекс 1982
1993
400

Натрий
DFR
Великобритания Центр Дунрей
1959
1977
65
11
Натрий/Калий
Rapsodie
Франция
Буш-дю-Рон, Кадараш
1967
1983
40
Jōyō
Япония
АЭС Дзёё
1977
2007
150

Натрий
FBTR
Индия
Калпаккам, IGCAR
1985
действует
40
13
Натрий
CEFR
Китай
Пекин, CIAE
2010
действует
65
20
Натрий
Натрий
Натрий

53.

Реактор на быстрых нейтронах
• В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах,
как правило, используются конструктивные схемы
с жидкометаллическим теплоносителем. Обычно это или
жидкий натрий, или эвтектический сплав (точнее жидкая
смесь) свинца с висмутом. В качестве теплоносителей
рассматривались и расплавы солей (фториды урана), однако
их применение было признано бесперспективным.
• Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах
появились в 1950-е годы.
• В 1960—80-е годы работы по созданию промышленных
реакторов на быстрых нейтронах активно велись
в СССР, США и ряде европейских стран.

54.

Реактор на быстрых нейтронах
• Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны
(Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся
строительство демонстрационного быстрого натриевого
реактора PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого был
намечен на 2014 год. На следующем этапе Индия планирует
построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же
мощности.
• 8 мая 2010 года в Японии, после четырнадцатилетнего
перерыва в работе, вызванного пожаром в 1995 году, когда
произошла утечка 640 килограммов металлического натрия,
впервые вывели в критическое состояние реактор «Мондзю».
• Пусконаладочные работы для ввода его в эксплуатацию,
частью которых являлись серии экспериментальных выводов
реактора
на
минимально-контролируемый
уровень,
планировалось завершить в 2013 году.

55.

Реактор на быстрых нейтронах
• Однако в августе 2010 г. при работах по перегрузке топлива в
корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива —
12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая
утонула в натрии. Почти сразу было объявлено, что
продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск,
откладывается на 1—1,5 года.
• 7 июня 2011 года утонувшая деталь была извлечена из реактора
Мондзю. Для извлечения детали специалистам пришлось
разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъем трехтонной
конструкции на поверхность занял восемь часов. В течение
нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны,
финансирование не выделялос. В декабре 2016 правительство
Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации
АЭС «Мондзю».

56.

Опытный реактор БРЕСТ-ОД-300: проект "Прорыв"
• На площадке в Северске планируют создать первый в
мире ядерно-энергетический комплекс замкнутого цикла.
• Он будет включать атомную станцию с реактором на
быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и
пристанционный завод, где предстоит перерабатывать
облученное смешанное нитридное уран-плутониевое
топливо,
а
затем
изготавливать
из
него
тепловыделяющие элементы.
• Свинцовые реакторы обладают так называемой
естественной безопасностью. Какие бы события не
происходили в их активной зоне, за счет большой массы
и хорошей конвекции теплоносителя, выбросы
радиоактивных веществ в атмосферу исключены.

57.

Задача проекта "Прорыв" — показать, что
реакторы
на
быстрых
нейтронах
экономически могут конкурировать с
тепловыми, а по безопасности даже
превосходить их.

58.

Реакторы с ртутным теплоносителем
• Ртуть
первоначально
казалась
перспективным
теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо
замедляет нейтроны.
• Спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент
воспроизводства велик.
• Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает
конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического
контура для пуска), кроме того, планировалось направлять
пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало
очень высокий КПД при относительно низкой температуре.
• Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор
БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако реактор
проработал меньше года. Главным недостатком ртути
являлась её высокая коррозийная активность.

59.

МОКС-топливо
Mixed-Oxide fuel — ядерное топливо, содержащее
несколько видов оксидов делящихся материалов.
• В
основном
термин
применяется
для
смеси
оксидов
плутония
и
природного урана, обогащённого урана или обеднённого
урана, которая ведёт себя в смысле течения цепной
реакции сходно (хотя и не идентично) с оксидом
низкообогащённого урана.
• МОКС может применяться как дополнительное топливо
для наиболее распространённого типа ядерных
реакторов: легководных на тепловых нейтронах.
• Однако более эффективное использование МОКСтоплива — сжигание в реакторах на быстрых нейтронах.

60.

Переработка ОЯТ
• Применение переработки ОЯТ и использование выделенного плутония в
виде МОКС-топлива в тепловых реакторах позволяет снизить
необходимость в уране на величину до 30 %.
• Содержание оксида плутония в МОКС составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.
• Одним из привлекательных свойств МОКС-топлива является то, что при его
производстве могут необратимо утилизироваться излишки оружейного
плутония, которые в противном случае являлись бы РАО или могли бы
использоваться для создания ядерного оружия. Подобная утилизация
предполагалась в рамках соглашения об утилизации плутония между США
и Россией, но в значительных объёмах не проводилась.
• Также МОКС-топливо можно получать путём переработки облучённого
топлива с энергетических реакторов АЭС. В процессе переработки из него
выделяются изотопы плутония, например, для топлива после достаточно
длительной кампании почти две трети приходится на изотопы Pu-239 и Pu241 (делящиеся в реакторах на тепловых нейтронах), а около трети — Pu240.

61.

Переработка ОЯТ
• Из-за столь высокого содержания 240-го изотопа, плутоний,
полученный путём переработки топлива, не может быть использован
для изготовления надёжных и предсказуемых ядерных зарядов.
• В то же время МАГАТЭ придерживается консервативных принципов и
требует для такого плутония (даже в составе МОКС-смеси) столь же
высокого уровня защиты, как и для материалов прямого
использования, например обогащённого плутония, урана-233,
высокообогащённого по 235 урана.
• Плутоний составляет порядка 1 % от облучённого ядерного топлива.
Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52 %, Pu-240 24 %,
Pu-241 15 %, Pu-242 6 %, Pu-238 2 %. Все они либо делящиеся
материалы, либо могут быть превращены в делящиеся в процессе
трансмутации. Например, Pu-242 требует трёх нейтронов, чтобы
стать Кюрием-245.
• В реакторах на тепловых нейтронах может достигаться 30%-е
выгорание плутония из состава МОКС-топлива.

62.

Переработка ОЯТ
• К недостаткам его использования относится более
нестабильное состояние топлива, гораздо более жесткие
требования к режимам охлаждения и регулирования реактора.
• Использование
МОКС-топлива
позволяет
переработать
отработавшее «горючее» и изготовить новое смешанное уранплутониевое топливо, в котором количество энергии, которое
можно получить от природного урана, увеличивается примерно
в 100 раз.
• Реакторы на быстрых нейтронах также способны «дожигать»
долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет)
радиоактивные продукты деления, превращая их в
короткоживущие с периодом полураспада в 200—300 лет,
после чего они могут быть надёжно захоронены с соблюдением
стандартных процедур и не нарушат природный радиационный
баланс Земли.

63.

Переработка ОЯТ
• Крупным
производителем
МОКС-топлива
является
французский завод в Мэлоксе, который выдает на рынок 195 тонн
продукции ежегодно.
• Промышленное производство МОКС-топлива «Росатом» начал в
сентябре 2015 года на своём Железногорском горно-химическом
комбинате. Проектная мощность пускового комплекса составляет
400 ТВС в год и должна была быть достигнута в 2019 году, однако
реально промышленное производство началось уже в августе 2018
года, когда первая серийная партия топливных сборок была
отправлена на Белоярскую АЭС. На горно-химическом комбинате
ядерное топливо будет производиться из регенерированных
материалов, в том числе высокоактивного плутония. В запуске этого
производства участвовали более 20 предприятий атомной
промышленности России.
• МОКС-топливо изготавливается в России и на опытных производствах
других предприятий Росатома: НИИАР (Димитровград, Ульяновская
область) и "ПО «Маяк» (ЗАТО Озерск, Челябинская область).

64.

Переработка ОЯТ
• Другие страны также ведут работы по запуску МОКС-топлива в топливный
цикл своих АЭС. В рамках принятого в октябре 2021 года Японией шестого
стратегического плана по энергетике предусматривается продолжение
использования МОКС-топлива в легководных реакторах. Также
предусмотрено продолжение работ по производству МОКС-топлива на
заводе Rokkasho.
• Несмотря на то, что приоритеты Китая на этом направлении до конца не
сформулированы, сам по себе вопрос о перспективах производства и
дальнейшего использования МОКС-топлива считается решённым, идёт
обсуждение приоритетов его использования.
• Впервые МОКС-топливо было опробовано в 1963 году, однако его широкое
коммерческое использование в тепловых реакторах началось только в
1980-х годах. Применение МОКС-топлива в существующих реакторах
требует отдельного лицензирования, иногда требуется некоторая доработка
реакторов, например, введение большего числа управляющих стержней.
Часто МОКС-топливо составляет от трети до половины от всего топлива, так
как большие количества требуют значительных изменений или специально
спроектированного реактора.

65.

Переработка ОЯТ
• В СССР первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН350 исходно планировали пускать на МОКС-топливе, он начал
эксплуатироваться в 1973 г. в Актау и успешно работал до 1999г.
• Второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году
(БН-600) и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок
его эксплуатации был продлён на 10 лет, в 2020 г. он был продлён
ещё на 5 лет.
• Там же 10 декабря 2015 года был запущен в эксплуатацию реактор
нового поколения, БН-800; его также исходно планировали пускать
на МОКС-топливе, но производства этого топлива отсутствовало, и
к 2010 году, когда нужно будет загружать топливо в реактор, оно
готово не было.
• Тогда перед конструктором поставили срочную задачу: заменить
проектную МОКС-зону на смешанную, где часть сборок будет
содержать урановое топливо.

66.

Переработка ОЯТ
• Только в сентябре 2022 г. реактор БН-800 блока №4
Белоярской АЭС впервые был выведен на полную
мощность, будучи полностью загружен оксидным
уран-плутониевым МОКС-топливом.
• Благодаря пуску этого реактора Россия может выполнять
свои
обязательства
по
российско-американскому
соглашению «Об утилизации плутония» от 2000 года,
которым предусмотрена конвертация 34 тонн ядерных
зарядов в топливо для АЭС.
• В настоящее время Россия занимает первое место в мире
в развитии технологий строительства реакторов на
быстрых нейтронах.
• На
возможность
использования
МОКС-топлива
ориентированы также проект реакторов БРЕСТ и СВБР.

67.

Литература
• Акатов А. А., Коряковский Ю. С. Будущее ядерной энергетики.
Реакторы на быстрых нейтронах. АНО «ИЦАО», Москва, 2012
• 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/Mate
rials_2016/Plenar_rus/Golovnoj_blok_novogo_pokoleniya._Osoben
nosti_VE.pdf
• The Database on Nuclear Power Reactors
URL: https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.asp
x?current=451
• Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М.:
Энергоатомиздат, 1990 г.
• Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987
English     Русский Правила