Реактор на быстрых нейтронах


Реактор на быстрых нейтронах

Смотри также статью БН

Реактор БН-350 в Актау
Опреснители на основе БН-350

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ.

Содержание

Принцип действия

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

Реакторы на быстрых нейтронах

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались 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 США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат[источник не указан 930 дней].

2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix). Теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором — это Россия и реактор БН-600 III-й блок, Белоярская АЭС[1][2]. Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PBFR-500 мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого намечен на 2010—2011 годы. 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». Пуско-наладочные работы для его ввода в эксплуатацию, частью которых являлись серии экспериментальных выводов реактора на минимально-контролируемый уровень, планировалось завершить в 2013 году. Однако в августе 2010 года 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.[3][4][5][6][7]. 27 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.[8]. Дальнейшие перспективы Мондзю туманны: неизвестно, будет ли он запущен вообще когда-либо, или проект закроют, во всяком случае в текущем финансовом году, который заканчивается 31 марта 2013, денег на запуск Мондзю не выделено[9].

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 ее высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие затраты энергии на перекачку. В результате ртуть была признана бесперспективным теплоносителем. Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива - металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства.[10][11]

C натриевым теплоносителем

  • Китай
    • CEFR, 25 МВт, запущен в 2011 году в CEFR в Китайском институте атомной энергии (технология Росатома)
  • Великобритания
    • Dounreay Fast Reactor
    • Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994
  • Франция
    • Rapsodie (фр. Rapsodie);
    • Phénix, в эксплуатации 1973—2009
    • Superphénix (фр. Superphénix) имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации 1984—1997
  • Япония
    • Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в 1994—1995
  • Германия
    • SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.

C жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем

С газовым теплоносителем

  • Россия / СССР
    • ВТГР-300 (проект) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах

Примечания

  1. :: Ядерное топливо для реактора БН-600
  2. http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/event_anons/index.php?id4=17998
  3. Монджу вышел на 0,03% номинала. AtomInfo.Ru (9 мая 2010). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011. Проверено 30 января 2011.
  4. Один из узлов системы перегрузки топлива обрушился внутрь корпуса реактора Монджу. AtomInfo.Ru (30 августа 2010). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011. Проверено 30 января 2011.
  5. В Японии опубликованы фотографии и схема по инциденту 26 августа на АЭС Монджу. AtomInfo.Ru (11 сентября 2010). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011. Проверено 30 января 2011.
  6. Извлечение трубы из корпуса Монджу обычными методами невозможно. AtomInfo.Ru (10 ноября 2010). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011. Проверено 30 января 2011.
  7. Японцы проектируют устройство для подъёма сорвавшейся в Монджу трубы. AtomInfo.Ru (8 февраля 2011). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011. Проверено 30 января 2011.
  8. Специалисты извлекли трехтонную деталь из реактора Мондзю в Японии, упавшую туда в 2010г. AtomInfo.Ru (27.06.2011). Архивировано из первоисточника 25 августа 2011.
  9. Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г | Экономический фактор | Экология
  10. Лев Кочетков: от ртути до натрия, от БР-1 до БН-600
  11. Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии
  12. Статья на сайте Lenta.ru: «Атомный поезд. „Росатом“ и РЖД создадут подвижной состав с ядерным реактором» — 21.02.2011.
  13. Сайт Atomic-energy.ru: «Россия и Индия будут сотрудничать по быстрым реакторам — Hindu» — 13.01.2011.

Литература

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.

См. также


Wikimedia Foundation. 2010.

Смотреть что такое "Реактор на быстрых нейтронах" в других словарях:

  • Реактор на быстрых нейтронах — энергетический реактор, работающий в отличие от реактора на тепловых нейтронах в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрый реактор обычно работает на плутониевом топливе и, преобразуя U 238, производит плутония больше, чем… …   Термины атомной энергетики

  • реактор на быстрых нейтронах — Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами. [ГОСТ 23082 78] Тематики атомная энергетика в целом EN fast reactor DE schneller Reaktor FR reacteur rapide …   Справочник технического переводчика

  • реактор на быстрых нейтронах — greitųjų neutronų reaktorius statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. fast neutron reactor; fast reactor vok. schneller Reaktor, m; Schnellreaktor, m rus. быстрый реактор, m; реактор на быстрых нейтронах, m pranc. réacteur à neutrons rapides,… …   Fizikos terminų žodynas

  • Реактор на быстрых нейтронах — 14.Реактор на быстрых нейтронах D. Schneller Reaktor Е. Fast reactor F. Reacteur rapide Ядерный реактор, в котором основная доля деления ядер топлива обусловлена быстрыми нейтронами Источник: ГОСТ 23082 78: Реакторы ядерные. Термины и определения …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • реактор на быстрых нейтронах с плутониевой загрузкой — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fast plutonium reactorFPR …   Справочник технического переводчика

  • Ядерный реактор на быстрых нейтронах — реакторы существенно различаются по спектру нейтронов распределению нейтронов по энергиям, а, следовательно, и по спектру поглощаемых (вызывающих деление ядер) нейтронов. Если активная зона не содержит легких ядер, специально предназначенных для… …   Термины атомной энергетики

  • ядерный реактор на быстрых нейтронах — Реакторы существенно различаются по спектру нейтронов распределению нейтронов по энергиям, а, следовательно, и по спектру поглощаемых (вызывающих деление ядер) нейтронов. Если активная зона не содержит легких ядер, специально предназначенных для… …   Справочник технического переводчика

  • Европейский реактор на быстрых нейтронах — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN European Fast ReactorEFR …   Справочник технического переводчика

  • импульсный ядерный реактор на быстрых нейтронах — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN pulsed fast reactor …   Справочник технического переводчика

  • испытательный ядерный реактор на быстрых нейтронах — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN fast test reactorFTR …   Справочник технического переводчика


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»

We are using cookies for the best presentation of our site. Continuing to use this site, you agree with this.