Атомные реакторы будущего

«Атомные реакторы будущего»

Полянских Петр, 9 «А» класс МОУ «СОШ №84»

Научный консультант: , начальник смены , участник ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС

Руководитель: , учитель физики МОУ «СОШ №84» ЗАТО Северск

ВВЕДЕНИЕ

Энергетика - острейшая проблема цивилизации. Уже сегодня энергетические проблемы определяют пути развития экономики, и самые светлые умы бьются над тем, как в будущем, когда энергопотребление неизбежно и неимоверно возрастет, избавить человечество от энергетического голода.

Анализ идей радиоактивности в плане их возможных применений в сфере энергетики показывает, что, запасенную ядерную энергию можно конвертировать в тепловую и электрическую в процессах :

– радиоактивного распада,

– аннигиляции вещества с антивеществом,

– ядерных реакциях деления тяжелых ядер (под действием тепловых и/или быстрых нейтронов),

– в ядерных реакциях синтеза легких ядер (в первую очередь – изотопов водорода).

Однако в настоящее время в энергетике реализован только один класс ядерных процессов – деление ядер тяжелых элементов под действием нейтронов.

Целью моей работы является подробный анализ основных способов утилизации ядерной энергии в реакторах, основанных на цепной реакции деления ядер и перспектив использования этого направления получения тепловой и электрической энергии в будущем.

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями, например:

реакторы на быстрых нейтронах, т. е. реакторы, не использующие замедлители; охлаждаемые теплоносителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейного типа; реакторы на тепловых нейтронах; гетерогенные реакторы, т. е. реакторы с разделенным ядерным топливом и замедлителем; реакторы насыпного типа; реакторы с гранулированным топливом, с замедлителем, находящимся под высоким давлением, например, реакторы с кипящей водой; реакторы с общим перегревом; реакторы, охлаждаемые водой под давлением, с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, с твердым замедлителем, например, реакторы Магнокса; с замедлителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейнового типа; с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, например натрий-графитовые реакторы; с жидким замедлителем, например реакторы с трубами высокого давления; с жидким или газообразным топливом; гомогенные реакторы, т. е. реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель являются однородной средой по отношению к потоку нейтронов; реакторы с одной зоной; реакторы с двумя зонами; подкритические реакторы; интегральные реакторы, т. е. реакторы, в которых части функционально связанные с реактором, не являются существенными для реакции, например теплообменники, расположенные внутри корпуса с активной зоной и др.

На практике реализованы только десять основных типов реакторов и только три из них получили массовое распространение.

1. Немного ядерной физики.

Любой ядерный реактор является основной частью атомной станции. Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются три основных элемента : тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного реактора). Принципиальная схема атомной станции приведена на рисунке :

Рисунок 1. Схема тепловой станции

Вначале, хотелось бы остановиться на основных, самых важных, положениях физики реакторов.

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.
В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.
Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.
Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей обогащения.

  Ядерный реактор.

Рисунок 2. Схема активной зоны реактора

Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На рисунке 2представлена типичная схема активной зоны реактора. Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества

Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны./11/

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

1.2.Устройство различных типов ядерных реакторов.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это:

ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор

РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный

Реактор на тяжелой воде

Реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром

Реактор на быстрых нейтронах

2. ВВЭР - Водо-Водяной Энергетический реактор

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке3:

Рисунок 3. Принципиальная схема реактора ВВЭР

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый, в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник./12/

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране 1000 мегаватт (Мвт).Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис.4. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой. /10/

Рисунок 4. Активная зона реактора ВВЭР

3. РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводяная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рис.5.

Рисунок 5. Принципиальная схема реактора РБМК

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см. рис.5). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ. /5/ Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации. /8/

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

Рисунок 6. Активная зона реактора РБМК

6. Реактор с шаровой засыпкой – газоохлаждаемый реактор

Наибольшим коэффициентом полезного действия обладают реакторы с газовым теплоносителем. Они же считаются самыми безопасными.

В настоящее время Великобритания - единственная в мире страна до сих пор использующая энергетические реакторы с газовым охлаждением (из 27 эксплуатируемых в Великобритании реакторов на АЭС в 26 теплоносителем является углекислый газ и только в одном - вода).

Реакторы подобного типа есть в Италии и Японии. В реакторе типа «МАГНОКС» топливом является природный металлический уран, помещённый в оболочку из магниевого сплава, замедлителем нейтронов является графит, а теплоносителем – углекислый газ. Продвинутый вариант магноксового реактора – более мощный AGR реактор работает на слегка обогащённом по урану-235 керамическом (оксидном) топливе, заключённом в стальную оболочку, замедлителем является графит, а теплоносителем – углекислый газ./13/

Рисунок 8. Принципиальная схема реактора с шаровой засыпкой

В качестве газовых теплоносителей и рабочих тел применяют водород, гелий, азот, воздух, углекислый газ, метан и некоторые другие газы. Основные преимущества газовых теплоносителей и рабочих тел по сравнению с жидкими веществами - более высокая термическая и радиационная стойкость, химическая (коррозионная) пассивность. Недостатки - низкие плотность, теплоемкость и теплопроводность и, следовательно, низкая интенсивность теплоотдачи; при применении газов в качестве теплоносителей необходимо высокое давление в контуре при разумных мощностях, затрачиваемых на их прокачку.
Типичным примером газового реактора является реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ, например, СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник.
Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора c выбросом радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.
Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе, Америке и Китае.
В 2005 Китай начал строительство первого в мире функционирующего в коммерческих целях модульного газоохлаждаемого ядерного реактора с шаровыми ТВЭЛами (pebble bed modular gas cooled reactor - PBMR). По сравнению с реакторами обычного типа, PBMR является более компактным, экономичным и безопасным. В нём вместо воды используется инертный газ (например, гелий или азот), что позволяет увеличить КПД реактора до 50%. ТВЭЛы представляют собой не стержни, а шары размером с яблоко, покрытые графитовой оболочкой. Малая активная зона реактора и то, что ядерное топливо «распределено» среди сотен тысяч шаров, сводит риск аварии на АЭС к нулю. Кроме того, в реакторе нового типа используется необогащенный уран, что делает PBMR более привлекательным с точки зрения нераспространения и долговременного хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.
В последнее время существенное внимание уделяется развитию высокотемпературных газоохладаемых реакторов (ВТГР), на которых я остановлюсь отдельно.

6.1 Реактор с гелиевым теплоносителем

В энергетических программах ведущих стран приоритетное значение отдается ядерной энергетике с несколькими перспективными проектами. В США в программе Generation Four выбрано несколько ядерных реакторов, и одним из самых любопытных является проект гелиевого реактора. Такой проект реализуется и в России, которая, по мнению экспертов, подошла к гелиевому реактору ближе других стран. По этой причине США предложили России совместный проект гелиевой АЭС.

Гелий - второй после водорода по распространенности элемент во Вселенной. На Земле он в мизерных количествах - 0,003 миллиграмма на 1 килограмм вещества, но во Вселенной его 23%. Гелий содержится в основном в гранитных породах и выделяется при распаде урана и радиоактивных элементов. Гелий - основной строительный материал нашего Солнца. До недавних пор гелий применялся большей частью в воздушных шарах. Сейчас его используют в промышленных установках и, например, на космических кораблях "Союз" в системе подачи топлива под большим давлением.

Нобелевский лауреат Ричард Фейнман считал, что сверхтекучий гелий поможет решить последнюю нерешенную задачу классической физики, связанную с расчетом модели турбулентности. Сверхтекучий гелий открыл в 1937 году Петр Капица, получивший за эти исследования Нобелевскую премию. Объяснил поведение сверхтекучего гелия другой Нобелевский лауреат Лев Ландау.

В 1970-х годах у нас начались работы по высокотемпературным гелиевым реакторам (ВТГР) атомных энерготехнологических станций (АЭТС) для химической промышленности и черной металлургии. Основой ВТГР послужили разработки ядерных ракетных двигателей на водороде, которые, к сожалению, отложены до лучших времен, хотя экспериментальные ядерные ракетные двигатели показали эффективность при нагревании водорода до температуры в 3000 градусов.

В 1990-х годах специалисты Курчатовского института и ОКБ машиностроения имени Африкантова в Нижнем Новгороде (там создают реакторы для атомных подводных лодок, реакторы для плавучих АЭС, а также не пошедший в серию реактор ВВЭР-640 для АЭС в Казахстане и в Сосновом Бору) предложили проект высокотемпературного реактора с гелиевым теплоносителем. Гелий в качестве теплоносителя имеет большие преимущества. Он химически инертен и не вызывает коррозию. Он не меняет агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, горячий гелий удобно прямиком направлять в газовую турбину.

Проект ГТ-МГР, к которому подключилась Национальная лаборатория в Окридже, американская компания General Atomics, французская Framatome и японская Fuji Electric, дает возможность создания нового типа экологически чистых АЭС с уникальными свойствами - способностью вырабатывать тепло при температурах более 1000 градусов, с высоким, по американской классификации самым высоким уровнем безопасности. Уже готов эскизный проект реактора и АЭС. Гелиевый реактор дает возможность поднять КПД до 50%, это прорыв по сравнению с ныне действующими реакторами с КПД 32%. Реактор и турбогенератор будут размещены под землей. Устройство гелиевой АЭС значительно проще, чем у традиционных.

Гелиевые реакторы представляют большой интерес для получения водорода и водородной энергетики, которая является одним из наиболее перспективных путей решения энергетической проблемы. Кроме того, гелиевые реакторы могут быть использованы для опреснения воды, технологических процессов в химической, нефтеперерабатывающей, металлургической промышленности. Использование гелиевых реакторов для коммунальных нужд требует увеличения их мощности, и принципиальных сложностей здесь не видно.

В качестве топлива для реактора будет использоваться оксид и карбид урана. Топливом может стать и оксид оружейного плутония, что делает этот проект особо привлекательным, ибо он помогает решить проблему утилизации этого материала. Отработанное топливо находится в такой кондиции, что его возвращение в оружейный цикл уже невозможно.

Ввод в эксплуатацию 4-модульного реактора ГТ-МГР намечен на годы. Тепловая мощность ГТ-МГР составит 600 мегаватт, электрическая - 285 мегаватт. Расчетный срок службы реактора - 60 лет /3/

7. Реактор на быстрых нейтронах.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Рисунок 8. Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется жидкий металл.

Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя заключается в возможности работать при низких давлениях в первом контуре. Кроме того, высокий коэффициент теплоотдачи от оболочки тепловыделяющих элементов к теплоносителю позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя.

Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах разработаны в США, Франции, Великобритании, Германии, Японии и России. Однако широкого распространения в мире быстрые реакторы не получили. Стимулами, активизирующими разработку и строительство быстрых реакторов, является высокий уровень их естественной безопасности, возможность использования для расширенного воспроизводства ядерного топлива, утилизации плутония и выжигания младших актиноидов - нептуния, америция и кюрия [4].

Быстрые реакторы превосходят реакторы ВЭР по топливной и энергетической эффективности. В них достигается более эффективное использование оксидного топлива: в реакторе БН-600 (Россия) до 12% по тяжелым атомам (отношение массы продуктов деления к массе тяжелых атомов); в реакторах Феникс (Франция) и FR (Великобритания) – до 20%; в экспериментальных реакторах США – до 18%, в то время как тепловых реакторах эффективность использования топлива составляет не более 1%. Утилизация плутония в быстрых реакторах совместима с выжиганием актиноидов, а также накоплением в ториевых зонах воспроизводства 233U. Эффективное использование плутония в быстрых реакторах будет способствовать экономии обогащенного урана в ядерной энергетике.

7.1 Реакторы с натриевым теплоносителем

В результате исследований различных жидкометаллических теплоносителей разработчики проектов реакторов-размножителей во всех странах остановили свой выбор на натрии ввиду его исключительно благоприятных теплофизических свойств, совместимости со многими конструкционными материалами, низкой стоимости. Расплав натрия имеет много преимуществ (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

В настоящее время в России, как уже было сказано, единственным постоянно действующим коммерческим реактором-размножителем является БН-600 (Третий блок Белоярской АЭС). Компоновка реакторной установки интегральная, бакового типа – активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Пространство между уровнем теплоносителя и крышкой реактора заполнено аргоном. Схема энергоблока трехконтурная: теплоноситель первого и второго контура – натрий, третьего контура – вода.

Основные недостатки реакторов с натриевым теплоносителем связаны с пожароопаснстью натрия при контакте его с водой и воздухом. Это требует разработки специальных технических решений, исключающих утечку натрия и предотвращающих его возгорание. По удельным капитальным затратам быстрые реакторы с натриевым охлаждением проигрывают легководным реакторам. Быстрые реакторы обладают многими качествами, предъявляемыми к реакторам нового поколения: устойчивая отрицательная обратная связь при возмущениях по мощности и температуре; отсутствие эффектов типа ксенонового отравления реактора с последующим вводом положительной реактивности; высокая стабильность нейтронных полей; невозможность образования локальной критической массы в активной зоне даже при сильных возмущениях нейтронных полей;

пения; удержание натрием значительной доли радиоактивных осколков деления в случае их выхода из твэлов в теплоноситель; низкая коррозионная активность натрия по отношению к конструкционным материалам.

В России разработан проект быстрого реактора БН-800. Его сооружение ведется на Белоярской АЭС (блок №4) . Проект БН-800 дополнен новыми по сравнению с БН-600 решениями:

– пассивной защитой из трех взвешенных в потоке натрия поглощающих стержней, падающих в активную зону при снижении расхода до 50% от номинального;

– системой отвода остаточного тепловыделения через воздушные теплообменники;

– локализующим устройством для сбора и удержания фрагментов активной зоны в случае ее расплавления при запроектных авариях;/3/

– пассивными устройствами для отсечки потока теплоносителя при течах трубопроводов первого контура, выходящих за пределы корпуса реактора.

Увеличение тепловой мощности с 1470 МВт в БН-600 до 2100 МВт в БН-800 в неизменном корпусе, использование моноблочной схемы с одним турбогенератором и паровым промежуточным перегревом, усовершенствование и сокращение числа вспомогательных систем привело к существенному снижению удельной металлоемкости реакторной установки с 13 т/МВт в БН-600 до 9,7 т/МВт в БН-800.

7.2. Реакторы со свинцовым теплоносителем

С конца 1980-х годов в России разрабатывается концепция быстрого реактора с естественной (внутренне присущей) безопасностью, нитридным уран-плутониевым топливом и свинцовым теплоносителем – БРЕСТ. Основные отличия концепции реактора БРЕСТ от традиционных быстрых реакторов с натриевым теплоносителем :

- использование плотного нитридного топлива равновесного состава с выгоранием около 10% по тяжелым атомам;

- исключение уранового бланкета и производства плутония оружейного качества;

использование тяжелого теплоносителя c высокой температурой кипения – свинца;

-использование бесчехловых ТВС с разреженной решеткой; наличие пассивных систем расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений.

В проекте реактора БРЕСТ реализуется двухконтурная схема отвода тепла к турбине со сверхкритическими параметрами пара и промежуточным паро-паровым перегревом. Предполагается организовать переработку топлива непосредственно на АЭС, чтобы исключить транспортировку большой массы высокоактивных и делящихся материалов. Разрабатывается проект опытно-демонстрационной установки БРЕСТ - ОД-300 мощностью 300 МВт(э) и БРЕСТ-1200 мощностью 1200МВт(э) .

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 оборудована реактором корпусного типа интегральной компоновки с размещением в одном корпусе активной зоны с органами управления и защиты, четырех парогенераторов, двух теплообменников системы аварийного охлаждения и двух циркуляционных насосов. Над уровнем свинца создана газовая подушка из аргона с избыточным давлением около 0,1 МПа В связи с опасностью застывания свинца в межтрубном пространстве парогенератора при всех эксплуатационных режимах температура питательной воды должна быть не ниже 340°С. Для этого в технологическую схему энергоблока включены специальные смешивающие подогреватели питательной воды высокого давления и высокотемпературные питательные насосы. Одним из серьезных препятствий к применению свинца в атомной энергетике является его высокая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам вследствие повышенной растворимости в нем их основных и легирующих компонентов. В реакторе со свинцовым теплоносителем риск возникновения гидроудара в десятки разбольше, чем в водо-водяных реакторах. Возникновение гидроудара возможно в результате резкого перекрытия проходного сеченияна любом участке циркуляции теплоносителя. Одним из наиболее опасных событий с этой точки зрения может быть внезапная остановка главного циркуляционного насоса.

Хотя в случае свинцового теплоносителя опасность недопустимых радиационных последствий при контакте свинца первого контура с водой отсутствует, но остается опасность переопрессовки первого контура и масштабного разрушения активной зоны при возможном воздействии импульса давления в случае разгерметизации теплообменной поверхности парогенератора. Свинец способствует уменьшению радиационного повреждения конструкций реактора и шахты, что приводит к продлению срока службы, упрощению демонтажа реактора и снижению объемов радиоактивных отходов. Как и в любом быстром реакторе, здесь можно эффективно сжигать актиноиды. В настоящее время проект реактора БРЕСТ-ОД-300 проходит процедуру лицензирования.

7.3 Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем

В России на базе ядерных реакторов для подводных лодок разработан концептуальный проект модульного свинцово-висмутового быстрого реактора СВБР-75/100 с внутренне присущей безопасностью. В проекте реализованы следующие основные подходы и технические решения : моноблочная (интегральная) компоновка оборудования первого контура бассейнового типа с полным исключением арматуры и трубопроводов свинцово-висмутового теплоносителя; использование двухконтурной схемы теплоотвода; обеспечение естественной циркуляции теплоносителя в теплоотводящих контурах, достаточной для расхолаживания реактора; размещение реакторного моноблока со страховочным корпусом в баке системы пассивного отвода тепла, заполненного водой и выполняющего также функцию нейтронной защиты; единовременная выгрузка всего топлива по окончании кампании, загрузка свежего топлива в составе собранной вне реактора активной зоны.

В связи с более высокой по сравнению с другими жидкометаллическими теплоносителями стоимостью свинцово-висмутового теплоносителя в проекте разработаны меры по уменьшению его удельной массы. Для этого выбраны оптимальные размеры активной зоны, обеспечивающие коэффициент воспроизводства около единицы при мощности реактора 100 МВт. Еще одним путем снижения удельной массы теплоносителя является увеличение его средней скорости и уменьшение длины контура циркуляции, устранение внутриреакторного хранилища отработанного ядерного топлива и внутриреакторных механизмов перегрузки топлива, свойственных быстрым реакторам с натриевым теплоносителем.

В результате удельная масса висмута для СВБР-75/100 составляет 1100 кг/МВт. Основные характеристики СВБР-75/100 приведены в таблице 3.Гибкость реактора СВБР-75/100 по отношению к технологиям топливного цикла позволяет работать на том виде топлива, который является наиболее эффективным. Габариты реакторного моноблока 4,5x7,5 м и масса с теплоносителем и топливом 495 т позволяют его транспортировку железнодорожным и водным транспортом. Транспортировка топлива в реакторном моноблоке с затвердевшим свинцово-висмутовым теплоносителем исключает риск ядерной и радиационной аварии и создает дополнительный технический барьер на пути хищения топлива. Фактором, сдерживающим использование свинцово-висмутового теплоносителя в крупномасштабной ядерной энергетике, является его высокая стоимость. Кроме того, сохраняется проблема коррозии конструкционных материалов. В Японии разрабатывается концепция модульного реактора повышенной безопасности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем LSPR. Реакторный модуль содержит активную зону, два циркуляционных насоса и два змеевиковых парогенератора, размещенных в корпусе реактора. Габариты реакторного модуля – диаметр 5,2 м, высота 15,2 м, что позволяет обеспечить его транспортировку при заводском изготовлении. преимуществам реакторов малой мощности следует отнести то, что такие реакторы значительно менее требовательны в отношении площадок размещения. Область применения таких реакторов шире. Можно ожидать, что они будут обладать более высоким импортным потенциалом, чем реакторы большой мощности, с учетом расширения рынка развивающихся стран.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

8. Жидкосолевые реакторы

В настоящее время в Японии, России, Франции и США возрастает интерес к жидкосолевым реакторам (Molten Salt Reactors – MSR). В MSR топливо представляет собой расплавленную смесь фторидов лития и бериллия с растворенными в ней фторидами тория и 233U. Активная зона состоит из графита без оболочки, размещенного таким образом, чтобы обеспечить истечение солей при температуре около 700°С. Тепло передается второму солевому контуру и затем пару. Продукты деления растворяются в солевом расплаве, непрерывно удаляются из него в специальной петле и заменяются на 232Тh или 238U. Актиноиды остаются в реакторе, пока не распадутся или не превратятся в высшие, также делящиеся актиноиды. Достоинства топливного цикла MSR: высокоактивные отходы состоят только из короткоживущих продуктов деления; малое количество оружейного делящегося материала; малое потребление топлива; безопасность ввиду пассивного охлаждения при любой мощности системы. В разрабатываемом в США варианте MSR используется топливо, аналогичное топливу в высокотемпературных газовых реакторах, и схожий топливный цикл. Соль служит теплоносителем, что позволяет достичь температур порядка 1000°С при низком давлении. Установка может быть использована в термохимическом производстве водорода. Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

9. Заключение.

Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство.

Л И Т Е Р А Т У Р А

1.Рудик основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

2.Климов физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1985.

3., , Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982

5. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987

6., Троянский теория яднрных реакторов. М.: Атомиздат, 1978

7. , Новиков ядерные реакторы. М.:Атомиздат, 1978.

8. Ионайтис средства управления ядерными реакторами. М.: Изд-во МГТУ, 1992.

9. и др. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эфективность – М.: Энергоатомиздат, 1990.

10., Подушко электрические станции: Учебник для техникумов. – Энергоиздат, 1982.

11. «О будущем атомной энергетики». http://www. seversknet. ru/news_client. html? show=1600

12. «Энергетика XXII века». (http://www. nuclearno. ru/text. asp?2732).

13. "Российская атомная энергетика: вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта". - М.: "Голос-пресс", 2000

14. Nuclear Technology Review 2000: GOV/INF/2000/XXX/ Vienna: IAEA, 2000.

15. Демина , природопользование, охрана окружающей среды.

Москва 1996;

16. и др. Научно-технические основы управления ядерными реакторами: Учебное пособие для вузов/ , , ; Под общей редакцией академика . – М.: Энергоатомиздат, 1981.

Петунин ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.

18.. Кинетика и регулирование ядерных реакто­ров.- М.:

Атомиздат, 1973 г.

19. , , . Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. Часть I. – Томск: ТПУ, 2002 г

20. , . Аргументы и проблемы атомной энергетики. Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. – Томск: ТПУ, 2001г.

21.  Сайт http://ruatom. ru.

22.  Сайт http://www. proatom. ru

23.  Сайт http://atomas. ru.