Воспроизводство ядерного топлива



Статья посвящена актуальной на сегодняшний день проблеме, а именно удовлетворению растущих потребностей современного общества в электроэнергии при ограниченных сырьевых ресурсах. Проанализированы главные плюсы и минусы различных направлений в производстве электроэнергии. Особое внимание уделено развитию атомной энергетики будущего. В статье рассматриваются ключевые этапы и мировой опыт использования реакторов на быстрых нейтронах, дается сравнение различных топливных циклов реакторов. В заключение раскрывается важность стратегического развития данной отрасли для России.

Ключевые слова: реактор, воспроизводство, Россия, нейтрон, активная зона.

На сегодняшний день атомная энергетика является одним из перспективных направлений в производстве электроэнергии. Но доля ее производства в мировом масштабе до сих пор очень мала, она составляет примерно 10 % от общей выработки электроэнергии. Наибольшее количество энергии вырабатывают ТЭС, которые работают на сжигание природных ресурсов, таких как нефть, газ и уголь. Природное топливо ограничено, а побочным продуктом при его сжигании являются вредные вещества, выбрасываемые в атмосферу, такие как двуокись серы, окись углерода и др. В настоящий момент тенденцией в мировой энергетической отрасли является развитие в будущем возобновляемой энергетики. Недостатком такой энергии, как солнечная или ветровая, является ее рассеянность по планете и невозможность работы в пиковых режимах нагрузки, поэтому для удовлетворения растущих потребностей в электроэнергии человека приходится использовать ТЭС и АЭС.

В качестве основного делящегося вещества в современных реакторах используют уран . Его количество в природной урановой руде составляет 0.7 %, т. е. в процессе производства энергии мы можем сжечь всего лишь 0.7 % нужного от общего его количества, все остальное — отходы производства. Оставшаяся руда — это , который при захвате нейтрона, превращается в и после двух бетта распадов становится , а в качестве основного делящегося вещества, образующего критическую массу может быть взят один из четно-нечетных нуклидов урана или плутония или их смесь, т. е. Соответственно, полученный плутоний можно рассматривать как вторичное ядерное горючее. Получается, что при сжигании топливной смеси мы можем нарабатывать вторичное ядерное горючее , которое отлично сможем использовать в дальнейшем.

Если сжигается и воспроизводится, в основном, один делящийся нуклид, то топливный цикл реактора может быть замкнутым, поскольку реактор снабжает сам себя горючим. Особый интерес представляет реактор размножитель, который воспроизводит больше горючего, чем сжигает. Есть еще также реакторы конверторы, которые при сжигании одного нуклида воспроизводят другой.

Возможны четыре типа конверторов:

— сжигается , а воспроизводится ;

— сжигается , а воспроизводится ;

— сжигается , а воспроизводится ;

— сжигается , а воспроизводится ;

Кроме указанных возможны различные смешанные режимы. Отметим, что реактор, в котором сжигается и воспроизводится один и тот же нуклид, но воспроизводство неполное, строго говоря, нельзя отнести ни к переработчику, ни к размножителю. Для обозначения такого режима нет специального термина. Наиболее эффективно такие реакторы работают на быстрых нейтронах, этот процесс характеризуется физической величиной КВ — коэффициентом воспроизводства [1, c. 99].

Мировой опыт использования реакторов на быстрых нейтронах ограничивается по своей сути тремя странами, это США, Франция и Россия, но интерес к этому направлению проявляют азиатские страны, такие как Индия, Япония, Китай, Южная Корея. Первый быстрый реактор был построен в Соединенных Штатах. Реакторы Феникс и БН-350 были построены во Франции и СССР, примерно, в одно и то же время, после чего были построены улучшенные версии Супер-Феникс и БН-600. США прекратило развитие быстрых реакторов в связи с возможностью использования плутония при создании ядерного оружия. В 90-ых годах программа быстрых реакторов прекратилась и во Франции. Россия на данный момент является единственной страной в мире, в которой осуществляется опытно-промышленная эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Сейчас Индия начала активное развитие в этом направление со строительства демонстрационного быстрого натриевого реактора PFBR-500.

Рассмотрим основные аспекты воспроизводства топлива. являются основным делящимся материалом, образующий критическую массу. Воспроизводиться в реакторе в значительном количестве могут только . Первый образуется из по схеме

Второй образуется из

В настоящее время наиболее распространен режим переработчика . К таким реакторам относится большинство энергетических реакторов на тепловых нейтронах. Первая загрузка БН-350 и БН-600 также соответствует режиму переработчика. В смешанном режиме размножителя-переработчика работал первоначально реактор «Феникс», который затем был переведен в режим размножителя (бридера).

Несмотря на то, что ресурсы урана и тория на земле сравнимы друг с другом, поэтому урановый и ториевый циклы заслуживают примерно одинакового развития. Тем не менее в настоящее время более разработана технология уранового цикла. Развитие РБН (реактор на быстрых нейтронах) в основном ориентируется именно на урановый цикл. Главная причина этого заключается в том, что нейтронный баланс в РБН получается наиболее благоприятным в отношении воспроизводства ядерного горючего при работе на

Для РБН режим ториевого размножителя в чистом виде имеет следующие недостатки: 1) Среднее сечение деления в спектре активной зоны существенно меньше, чем сечение деления , поэтому ухудшается энергетическое использование сырьевого нуклида; 2) в интенсивном потоке нейтронов активной зоны РБН скорость распада промежуточного ядра оказывается сравнимой со скоростью поглощения нейтронов этим ядром, что приводит к выгоранию и ухудшению воспроизводства.

Применительно к РБН выгоднее осуществлять смешанный уран-ториевый цикл. При этом в качестве разбавителя и сырьевого материала используется в активной зоне, а — в зонах воспроизводства, где поток нейтронов ниже.

Очевидно, что самое низкое воспроизводство — в реакторах на промежуточных нейтронах, а самое высокое — в реакторах на быстрых нейтронах. Что бы получить наибольшее воспроизводство в реакторах на медленных нейтронах, действующий спектр должен быть хорошо термализованным.

Сделаем оценку по фундаментальным характеристикам нуклидов для реактора на тепловых нейтронах со слабообогащенным ураном по следующей формуле:

.

.

Пусть это будет энергетический реактор с графитовым замедлителем, водяным теплоносителем и окисным топливом в циркониевой оболочке. Можно полагать, что не будет превышать в этом реакторе 3 %. Примем, что в среднем на одно ядро топлива приходится ядер замедлителя (=3,5 мб), одна пара ядер продуктов деления (=60 б), 50 ядер циркония (=0,18 б) и 100 ядер водорода (=0,33 б), оценка дает для такого реактора:

При работе на КВ1,11

При работе на ПК0,93

При работе на КВ1,03

Практически в энергетических реакторах на тепловых нейтронах воспроизводство не получается расширенным, за исключением некоторых систем с . В современных реакторах на тепловых нейтронах с водяным и графитовым замедлителем, работающих в режиме , ПК (плутониевый коэффициент) меньше 0,7.

Выполним аналогичную оценку для РБН с натриевым теплоносителем и окисным топливом. Доля делений на в РБН значительно больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах (обычно ). На ядро топлива приходится около 15 ядер кислорода (=1 мб), 10 ядер компонентов нержавеющей стали (=20 мб), 10 ядер натрия (=2 мб) и 0,2 пары продуктов деления (=0,5 б). В этом случает для реактора на быстрых нейтронах:

При работе на КВ1,44

При работе на ПК1,29

При работе на КВ1,66

Таким образом, в энергетическом РБН КВ значительно превышает единицу.

КВ в РБН получается набольшим, если в качестве горючего используется плутоний. В режиме уранового размножителя реактор полностью. Обеспечивает себя ядерным горючим, потребляя только естественный уран и обедненный уран из отвалов диффузионного производства. Наименее выгодный баланс нейтронов получается в режиме конвертера, когда потребляется обогащённый уран. Этот режим может считаться переходным при отсутствии необходимого для первоначальной загрузки РБН количества плутония. Первоначальная загрузка будет постепенно замещаться на плутониевую, так что в активной зоне будут одновременно сгорать и .

Таким образом, в условиях ограниченного количества топлива для АЭС с тепловыми нейтронами, ожидается активное увеличение разработки реакторов на быстрых нейтронах. Россия сейчас занимает лидирующие позиции, разрабатывая реактор БН-1200. Их экономическая эффективность планируется сопоставимой эффективности водо-водяных реакторов. В результате, Россия получит дешевый, экологический, «возобновляемый» источник энергии на тысячи лет.

Литература:

1. Усынин Г. Б., Кусмарцев Е. В. Реакторы на быстрых нейтронах. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 288с.
2. Бойко В. И., Демянюк Д. Г., Кошелев Ф. П., Мещеряков В. Н., Шаманин И. В., Шидловский В. В. Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. — Томск: ТПУ, 2005. — 456 с.
3. Окунев В. С. Основы прикладной физики и введение в физику ядерных реакторов. — 2-е изд. — М.: МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2015. — 529 с.