Преобразователи-размножители на быстрых нейтронах

Работающий реактор на тепловых нейтронах использует ядерное топливо очень неэффективно.

В этой схеме работает в основном только уран-235 и небольшая часть урана-238, превращающаяся в плутоний-239. Длительность компа-нии, т. е. длительность пребывания ядерного горючего в реакторе, должна быть такой, чтобы уран-235 не выгорел до конца, иначе реактор остановится. После окончания компании твэлы, содержащие оставшиеся уран-235, уран-238 и образовавшиеся осколки деления, должны быть удалены из реактора и направлены на переработку.

Уже давно разработана концепция реактора-размножителя, работающего на быстрых нейтронах. Идея реактора-размножителя состоит в том, чтобы по возможности полно вовлечь в цикл энергетического использования наряду с уран-235 и основной изотоп уран-238. Осуществляется это следующим образом. Как уже говорилось, нейтроны, образующиеся при делении ядра уран-235 являются быстрыми и интенсивно поглощаются ядрами уран-238. В обычном реакторе на тепловых нейтронах этот процесс второстепенный, тогда как в реакторе на быстрых нейтронах именно этот процесс является основным – главная задача этого реактора превратить уран-235 в плутоний 239.

Если построить реактор, который будет работать с достаточно большим потоком быстрых нейтронов, то наряду с тем, что он будет выдавать энергию, в нем непрерывно с достаточно большим темпом ядра уран-238 будут превращаться в ядра плутония-239. Такой реактор рассчитывается так, чтобы количество производимого нового ядерного топлива превосходило количество использованного, и поэтому он называется размножителем. Это можно сделать потому, что при делении ядра уран-235 или плутоний-239 образуется 2,5–2,8 нейтрона. Если какая-то часть из них будет затрачиваться на поддержание реакции в активной зоне и во всяком случае больше чем один нейтрон будет расходоваться на производство плутония-239, то ясно, что ядер плутония-239 будет образовываться больше, чем будет исчезать исходных делящихся ядер.

Важной характеристикой этого реактора является коэффициент воспроизводства, т. е. величина, показывающая, сколько ядер плутония-239 образуется на каждый распад ядра уран-235. Часто вместо этой характеристики указывают тесно связанную с ней, называемую временем удвоения. Под временем удвоения понимают время, в течение которого в активной зоне реактора образуется количество плутония-239, которое достаточно, чтобы компенсировать выгоревшее исходное ядерное топливо, и кроме того, построить еще один такой же новый реактор, т. е. через время удвоить количество произведенного ядерного топлива, что позволит построить еще один реактор, подобный исходному.

Время удвоения сразу показывает, какой темп развития ядерной энергетики возможен, если ее базировать только на искусственно создан-ном ядерном топливе. Такое время приближенно связано с годовым приростом продукции простой формулой:

.

Отсюда годовой прирост производства ядерной энергии, выраженный в процентах, при времени удвоения для реакторов, равном составит: . В начальный период внедрения реакторов-размножи-телей производство дополнительного горючего в них не может обеспечивать сколько-нибудь быстрого развития энергетики в целом. В течение длительного переходного периода новое строительство реакторов-размножителей пройдет не за счет собственного производства горючего, а за счет выработки плутония в тепловых реакторах, сжигающих обогащенный уран.

Столь медленное освоение реакторов-размножителей связано с рядом специфических трудностей их создания и эксплуатации.

Первая трудность состоит в том, что идея размножения ядерного топлива предполагает переработку топлива, извлекаемого из ядерного реактора. Когда в активной зоне накопится достаточное количество нового делящегося вещества, материал активной зоны следует отправить на ядерно-химическое предприятие, на котором плутоний-239 (или уран-233) должен быть отделен от других веществ активной зоны и использован для создания топливной загрузки нового реактора.

Процесс переработки материалов активной зоны, обладающих высокой радиоактивностью, представляет сложную и дорогостоящую операцию. Плутоний является очень токсичным веществом, работа с ним опасна.

Вторая трудность состоит в том, что для обеспечения высокого коэффициента производства или для достижения малого времени удвоения активная зона реактора-размножителя должна быть компактной. Это означает, что в единице объема активной зоны выделяются в виде теплоты очень большие мощности. В некоторых конструкциях эти мощности составляют несколько сот кВт на 1 л объема активной зоны. Отвод больших количеств теплоты, выделяемых в малом объеме, представляет трудную теплотехническую задачу. Следует учесть, что теплоноситель не должен действовать как замедлитель нейтронов. Поэтому наиболее респространенным теплоносителем для реактора-размножителя является жидкий натрий – активный щелочной элемент, бурно реагирующий с водой и воздухом. Работа с этим теплоносителем требует больших материальных затрат.

Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском: