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.
В связи с малым сечением деления 235U быстрыми нейтронами для поддержания цепной реакции необходимо поддерживать гораздо бо́льшие напряженности нейтронных полей по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо бо́льшая доля 238U вовлекается в процесс трансмутации в плутоний, что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.
В активной зоне реактора не должно быть эффективных замедлителей нейтронов, в первую очередь принципиально недопустимы вещества с легкими ядрами вроде водорода. Поэтому вода и углеводороды не могут использоваться в системе охлаждения реактора. Это требование вынуждает использовать в качестве теплоносителя легкоплавкие металлы, например ртуть, натрий, свинец. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности. Сегодня получили развитие реакторы с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым теплоносителями.
Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима относительно высокая удельная плотность делящегося вещества в активной зоне по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это вынуждает применять особые конструктивные решения, например отражатели нейтронов и высокоплотное топливо, увеличивающие стоимость строительства и эксплуатации. Радиационные нагрузки на конструкционные материалы также значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.
По сравнению с распространенным реактором на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах безопаснее: в реакторе нет высокого давления, в них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания, нет риска пароциркониевой реакции, ставшей одной из причин взрывов на Фукусимской АЭС. С другой стороны, популярный теплоноситель натрий бурно реагирует с водой, что усложняет задачу охлаждения топлива при запроектных авариях с разрушением активной зоны.
Основным достоинством этого типа реакторов считается возможность вовлечь в топливный цикл такие материалы как уран-238 и торий-232. Это значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Кроме того, эти реакторы позволяют относительно безопасно избавиться от самых активных и долгоживущих изотопов в отработанном ядерном топливе, принципиально сократив срок его биологической опасности.
Реактор | Страна | Место | Запуск | Остановка | Тепловая мощность МВт |
Электрич. мощность МВт | Тепло- носитель |
---|---|---|---|---|---|---|---|
БР-2 | СССР / Россия | Обнинск, ФЭИ | 1956 | 1957 | 0,1 | — | Ртуть |
БР-5 | СССР / Россия | Обнинск, ФЭИ | 25.07.1958 | 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 |
FFTF | США | Хэнфордский комплекс | 1982 | 1993 | 400 | — | Натрий |
DFR | Великобритания | Центр Дунрей | 14.11.1959 | 01.03.1977 | 65 | 11 | Натрий/Калий |
Rapsodie | Франция | Буш-дю-Рон, Кадараш | 1967 | 15.04.1983 | 40 | Натрий | |
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 |
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 США, СССР и ряде европейских стран.
2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix). Теперь в мире осталась единственная страна с действующими быстрыми энергетическими реакторами — это Россия и реакторы БН-600 в 3-м энергоблоке Белоярской АЭС[1][2] и БН-800 в 4-м энергоблоке Белоярской АЭС. 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[3], но на 1 июля 2017 реактор ещё не пущен[4]. 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 ввода его 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[5][6][7][8][9]. 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[10]. В течение нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны, финансирование не выделялось[11]. В декабре 2016 правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС «Мондзю». В 2022 году планируется извлечь топливо из реактора и в 2047-м завершить его разборку[12][13].
10 декабря 2015 года в России был запущен энергоблок №4 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800[14].
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. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются: токсичность, дороговизна, большие энергозатраты на перекачку. В результате ртуть была признана экономически невыгодным теплоносителем. Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива — металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства.[15][16]
Реактор | Страна | АЭС | Запуск | Эксплуатация | Тепловая мощность МВт |
Электрич. мощность МВт |
Тепло- носитель |
Особенности | |
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
с | до | ||||||||
БН-350 | СССР / Казахстан |
Мангистауский АЭК | 1973 | 16.07.1973 | 1999 | 1000 | 150 | Натрий | Дополнительно 100 МВт для отопления и 100 МВт для опреснения |
БН-600 | СССР / Россия | Белоярская АЭС | 26.02.1980 | 8.04.1980 | действует | 1470 | 600 | Натрий | |
БН-800 | Россия | Белоярская АЭС | 06.2014 | 10.12.2015 | действует | 2100 | 880 | Натрий | |
Феникс | Франция | Маркуль | 1973 | 14.07.1974 | 2009 | 563 | 250 | Натрий | С 2003 года электр. мощность была снижена до 140 МВт |
Суперфеникс | Франция | Крес-Мепьё | 1985 | 1986 | 1998 | 3000 | 1200 | Натрий | |
Мондзю | Япония | АЭС Монджу | 1994 | 29.08.1995 | 22.09.2016 | 714 | 280 | Натрий | Реактор в течение 20 лет проработал в общей сложности около одного года[17] |
PFR | Великобритания | Центр Дунрей | 01.03.1974 | 01.07.1976 | 31.03.1994 | 650 | 234 | Натрий | |
Ферми-1 | США | АЭС Энрико Ферми | 23.08.1963 | — | 29.11.1972 | 200 | 65 | Натрий | |
KNK-I | Германия | ТИ Карлсруэ | 1971 | 21.02.1974 | 1.09.1974 | 21 | Натрий | ||
KNK-II | Германия | ТИ Карлсруэ | 1976 | 3.03.1979 | 23.05.1991 | 21 | Натрий | В основу лёг советский реактор БОР-60 | |
SNR-300 | Германия | АЭС Калькар | — | — | — | 1500 | 300 | Натрий | Реактор так и не был запущен. Общая стоимость проекта — 7 млрд DM. |
Реактор | Страна | АЭС | Начало строительства | Завершение строительства |
Тепловая мощность, МВт | Электрич. мощность, МВт | Тепло- носитель |
---|---|---|---|---|---|---|---|
PFBR | Индия | АЭС Мадрас | 2004 | — | 1250 | 500 | Натрий |
БН-1200 | Россия | Белоярская АЭС | — | — | 2800 | 1220 | Натрий |
CFR-600 | Китай | Хияпу | 2017 | — | 1500 | 600 | Натрий |
Данная страница на сайте WikiSort.ru содержит текст со страницы сайта "Википедия".
Если Вы хотите её отредактировать, то можете сделать это на странице редактирования в Википедии.
Если сделанные Вами правки не будут кем-нибудь удалены, то через несколько дней они появятся на сайте WikiSort.ru .