WikiSort.ru - Не сортированное

Замкнутый цикл

Понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным в ядерной энергетике и кардинально увеличит эффективность использования природного урана, пришло ещё несколько десятилетий назад. Суть его в том, что из топлива, отработавшего в реакторах на тепловых нейтронах, может быть наработано новое топливо, с помощью реакторов на быстрых нейтронах, например, вследствие следующей ядерной реакции:

${\displaystyle {^{238}_{92}{\textrm {U}}}+{^{1}_{0}{\textrm {n}}}\rightarrow {^{239}_{92}{\textrm {U}}}{\xrightarrow[{\mbox{23,5 min}}]{\beta ^{-}}}{^{239}_{93}{\textrm {Np}}}{\xrightarrow[{\mbox{2,3 days}}]{\beta ^{-}}}{^{239}_{94}{\textrm {Pu}}}{\xrightarrow[{2,4\cdot 10^{4}{\mbox{ years}}}]{\alpha }}{^{235}_{92}\mathrm {U} }}$

Непрерывно образующийся в реакторах с высоким коэффициентом воспроизводства (к которым относятся реакторы на быстрых нейтронах) плутоний-239 активно участвует в цепной реакции деления быстрыми нейтронами, что приводит к значительному сокращению потребности в делящихся материалах в активной зоне и за счёт того, что образующиеся новые делящиеся нуклиды актиноидов не полностью расходуются на участие в этом процессе, а накапливаются, позволяет получать сырьё для нового топлива из уже отработавшего свой ресурс, что весьма привлекательно в экономическом плане. Это сырьё можно использовать в смешанном уран-ториево-плутониевом топливе (MOX-топливо), предназначенном для реакторов на тепловых нейтронах, которое после работы в реакторах на тепловых нейтронах вновь воспроизводится в реакторах на быстрых нейтронах, замыкая таким образом цикл использования ядерного топлива и, во-первых, практически исключить зависимость экономической эффективности АЭС от стоимости урана, а во-вторых, в немалой степени решить проблему радиоактивных отходов. Однако серьёзные технические трудности, возникшие на пути создания полномасштабных энергетических реакторов на быстрых нейтронах, привели к отставанию программы их развития на несколько десятилетий, но по-прежнему во всём мире к ним проявляется широкий интерес^{[7][8][9][10]}.

В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание «пристанционного топливного цикла», который по их замыслу должен замкнуть цикл использования ядерного топлива, решить проблему радиоактивных отходов и чрезвычайно важную международную проблему нераспространения ядерного оружия^[11][12].

В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах^[13][14]. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем^[15], что, возможно, приведёт к осуществлению проекта БРЕСТ, однако следует отметить, что, кроме него, в программе будут участвовать и другие инновационные проекты: БН-1200 (с натриевым теплоносителем) и СВБР (со свинцово-висмутовым теплоносителем)^[16].

«Естественная безопасность»

Отличительной особенностью проекта является концепция «Естественной безопасности» — термина, введённого в широкий обиход в научно-технических кругах В. В. Орловым и Е. О. Адамовым, разработчиками и популяризаторами проекта БРЕСТ. Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС^[1][3][17].

Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость»^[18]. На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности — обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана устойчивость реакторов.

Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей.

Осуществление естественной безопасности

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость (ядерную безопасность) без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжёлых авариях. Это планируется осуществить за счёт:

• использования кипящего при высокой температуре (примерно 2024 К), радиационно-стойкого и слабо-активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что должно позволить осуществить теплоотвод при низком давлении и исключить пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и перегревах теплоносителя;
• использования плотного (теоретическая плотность (без пористости) — 14,3 г/см³) мононитридного топлива, работающего при относительно низких температурах (максимальная температура менее 1150К при температуре плавления 3100К), что должно обеспечивать малые величины радиационного распухания (примерно 1 % на 1 % выгорания топлива) и выхода газовых продуктов деления (менее 10 % от образовавшихся), тем самым должно исключаться контактное воздействие топлива на оболочку твэлов, которая нагружается лишь к концу кампании избыточным газовым давлением менее 2 МПа;
• использованием бесчехловых ТВС с широкой решёткой твэлов в активной зоне умеренной энергонапряжённости (максимальная примерно 200 МВт/м³), что должно исключать потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС и обеспечивать высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя (отметим, что в последнем варианте проекта БРЕСТ рассматривается использование в активной зоне чехловых шестигранных ТВС, которые не обеспечивают теплоотвод при перекрытии проходного сечения, например, окислами свинца);
• выбора конструкции активной зоны со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых должны обеспечивать полное воспроизводство топлива (коэффициент воспроизводства около 1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный эффекты реактивности (отметим, что коэффициент реактивности по изменению плотности свинца в активной зоне положителен, а остальные коэффициенты — отрицательны), которые должны позволять иметь небольшой суммарный запас реактивности для исключения неконтролируемого разгона реактора на мгновенных нейтронах при непредусмотренном выводе из активной зоны органов регулирования;
• использования устройств пассивной обратной связи реактивности с расходом теплоносителя через активную зону (УПОС) в виде каналов, связанных с первым контуром и заполненных свинцом до определённого уровня, зависящего от расхода теплоносителя через активную зону и влияющего на утечку нейтронов и реактивность;
• использования пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус (в последнем варианте проекта БРЕСТ для аварийного охлаждения предусмотрена система, состоящая из воздушных теплообменников типа «труба Фильда», погруженных в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора);
• конструкции контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъёмной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при нарушении принудительной^[1] (при этом выбег расхода через активную зону за счёт выравнивания уровней при быстром отключении циркуляционных насосов составляет 20-30 секунд).