Нейтронная физика. Нейтроны. Ядерная и радиационная безопасность

1.

Учреждение образования
«Международный государственный экологический
университет им. А.Д. Сахарова»
Факультет мониторинга окружающей среды
НЕЙТРОННАЯ ФИЗИКА
НЕЙТРОНЫ
Специальность 1-100 01 01
Ядерная и радиационная безопасность

2.

Нейтронный цикл в реакторе
на тепловых нейтронах

3.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
—
ядерный
реактор,
использующий
для
поддержания цепной ядерной реакции нейтронов тепловой
части спектра энергии.
• Использование нейтронов теплового спектра выгодно
потому, что сечение взаимодействия ядер 235U с нейтронами,
участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения
энергии нейтронов, а сечение поглощения нейтронов
ядрами 238U остаётся при низких энергиях постоянным.
• В результате, самоподдерживающаяся реакция при
использовании природного урана, в котором делящегося
изотопа 235U всего 0,7 %, невозможна на быстрых нейтронах
(спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

4.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит
из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и
конструкционных материалов. В качестве топлива могут
использоваться изотопы урана 235U и 233U, а также
изотоп плутония 239Pu.
• Ядерные реакторы на тепловых или быстрых нейтронах
описываются в первом приближении одними и теми же
основными законами динамики.
• В этом приближении наиболее важное различие между
реакторами на быстрых и тепловых нейтронах заключается в
скорости размножения нейтронов.
• Время жизни поколения нейтронов (среднее время,
необходимое для воспроизводства нейтронов в реакторе) в
таком реакторе составляет порядка 10−3 с, так как нейтроны,
прежде чем вызвать деление, сильно замедляются, затем
диффундируют при тепловых энергиях.

5.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
• Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на
тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с
малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним
относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие
потери нейтронов в замедлителе и конструкционных
материалах дают возможность использовать в качестве
ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах
природный и слабообогащённый уран.
• Для конструкций мощных энергетических реакторов не всегда
удаётся подобрать подходящие материалы с небольшим
сечением поглощения. Часто оболочки, каналы и другие части
конструкции реакторов изготовляют из таких интенсивно
поглощающих нейтроны материалов, как нержавеющая сталь, а
дополнительные
потери
тепловых
нейтронов
в
конструкционных материалах компенсируются использованием
урана с высоким обогащение — до более 10 %.

6.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах
• В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно
поглощение нейтронов продуктами деления, для
компенсации которого в активную зону перед
началом кампании добавляют определённую массу
ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом
кампании и удельной мощности реактора.
• Кампания определяется количеством и свойством
загружаемого ядерного топлива (запасом реактивности),
стойкостью тепловыделяющих элементов и мощности
реактора.
• Цепная реакция в процессе работы ядерного реактора
замедляется вследствие выгорания ядерного горючего и
накопления осколков деления („шлаков"). перед
началом кампании добавляют определённую массу
ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом
кампании и удельной мощности реактора.

7.

Деление ядра
• https://www.youtube.com/watch?v=GYCLCC9k2pQ

8.

Эффективный коэффициент размножения
• При делении ядер образуется несколько свободных
нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся
нейтронов
увеличивается,
то
процесс
деления
лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов
при последующих делениях падает, цепная реакция затухает.
• Устройство, в котором осуществляется и поддерживается
управляемая цепная реакция деления урана или плутония и
осуществляется отвод тепла, называется ядерным
реактором.
• Главным элементом ядерного реактора, в котором
размещается ядерное топливо и осуществляется цепная
реакция деления, является активная зона. Цепная ядерная
реакция может осуществляться только при определенном
количестве делящихся ядер.

9.

Эффективный коэффициент размножения
• Это ядра изотопов U-233, U-235, Pu-239, которые делятся под
действием нейтронов любой энергии. Из них только U-235
существует в природе, а U-233 и Pu-239 получаются
искусственным путем при поглощении нейтронов изотопами
Th-232 и U-238.
• Из делящихся материалов важнейшим для ядерной
энергетики является изотоп , доля которого в естественном
уране составляет всего 0,714%.
• Пусть активная зона конечных размеров реактора на
тепловых нейтронах состоит из слабообогащенного ядерного
топлива, замедлителя, теплоносителя, конструкционных
материалов, регулирующих стержней.
• Рассмотрим нейтронный цикл в реакторе, где топливом
служит уран. Допустим, что в некоторый момент времени в
активной зоне в результате деления образовалось N быстрых
нейтронов назовем их нейтронами k-го поколения.

10.

11.

Эффективный коэффициент размножения
• Для описания дальнейшей их судьбы воспользуемся схемой,
где в прямоугольниках вписаны процессы, а в овалах число
нейтронов, участвующих в этих процессах.
• Энергия появляющихся в результате деления U-235 нейтронов
выше порога деления ядер U-238 ; в результате этого процесса
число нейтронов несколько увеличивается.
• Это увеличение учитывается коэффициентом размножения
на быстрых нейтронах , который показывает во сколько
раз
возрастает
число
нейтронов
деления
из-за
дополнительного деления ядер быстрыми нейтронами.
• Значение зависит от состава и геометрии активной зоны.
Обычно = 1,02 1,03.
• В результате этого процесса общее число нейтронов в
активной зоне равно N .

12.

Эффективный коэффициент размножения
• Однако часть быстрых нейтронов может вылететь из активной
зоны. Этот процесс учитывается параметром
Р1 вероятность избежать утечки быстрых нейтронов,
т.е. доля быстрых нейтронов, избежавших утечки из активной
зоны.
• Таким образом, из-за утечки быстрых нейтронов в активной
зоне остается N Рб нейтронов.
• Быстрые нейтроны, претерпевая неупругое рассеяние на
ядрах
и упругое рассеяние на ядрах замедлителя,
замедляются. В процессе замедления имеется определенная
вероятность поглощения нейтронов ядрами без деления в
резонансной
области
энергии.
Из-за
резонансного
поглощения число нейтронов, достигающих тепловой
энергии, будет уменьшаться.

13.

Эффективный коэффициент размножения
• Этот эффект учитывается коэффициентом вероятностью
избежать резонансного захвата, который равен отношению
числа быстрых нейтронов, избежавших захвата в резонансной
области энергии и достигших тепловой энергии, к общему
числу быстрых нейтронов.
• Очевидно, что < 1.
• Значение зависит от типа замедлителя, степени обогащения
ядерного топлива, относительных количеств топлива и
замедлителя и их взаимного расположения.
• Таким образом, в результате всех описанных процессов из N
первоначальных быстрых нейтронов в активной зоне
образуется
• N Рб тепловых нейтронов.

14.

Эффективный коэффициент размножения
• Тепловые нейтроны диффундируют в объеме активной
зоны и могут вылететь за пределы ее. Этот эффект
учитывается
вероятностью
избежать
утечки
тепловых нейтронов Рm, равной доле тепловых
нейтронов, избежавших утечки из активной зоны.
• С учетом этого процесса в активной зоне остается N Рб Рm
тепловых нейтронов, которые диффундируют до тех пор,
пока не поглотятся.

15.

Эффективный коэффициент размножения
• Вероятность того, что тепловой нейтрон поглотится в
уране,
а
не
в
других
веществах,
определяется
коэффициентом использования тепловых нейтронов
, который равен отношению числа тепловых нейтронов,
поглощенных в уране, к общему числу тепловых
нейтронов, поглощенными материалами активной зоны.
Общее число тепловых нейтронов, поглощенных в уране,
равно N Рб Рm .

16.

Эффективный коэффициент размножения
• На один захваченный ураном тепловой нейтрон в среднем в
результате деления 235U выделяется быстрых нейтронов
(1.15), тогда из N быстрых нейтронов, имевшихся в начале
цикла, получается
• N Рб Рm таких же быстрых нейтронов следующего (k+1)го поколения.
• Для определения условий поддержания цепной реакции
деления и баланса нейтронов в конечной размножающей
среде вводят понятие эффективного коэффициента
размножения kэфф.
• Эффективным коэффициентом размножения называют
отношение числа нейтронов последующего поколения к числу
нейтронов предыдущего поколения во всем объеме
размножающей системы, т.е.

17.

Эффективный коэффициент размножения
• Если kэфф < 1, размножающая система находится в
подкритическом состоянии. В этом случае, если в
начальный момент в среде было некоторое число
нейтронов, цепная реакция быстро затухает, в
результате уменьшаются плотность нейтронов и
выделяемая в системе энергия.
• При kэфф = 1 система находится в критическом
состоянии, т.е. число образовавшихся нейтронов равно
числу поглощаемых и утекающих из системы нейтронов,
в такой системе идет стационарная цепная реакция
деления, в результате со временем не меняются
плотность нейтронов и выделяемая в системе в
единицу времени энергия.

18.

Эффективный коэффициент размножения
• При kэфф > 1 система находится в надкритическом
состоянии, цепная реакция деления экспоненциально
(лавинообразно) нарастает, увеличиваются со временем
плотность нейтронов и выделяемая в системе в единицу
времени энергия. Этот процесс идет до тех пор, пока в
силу каких-либо причин в системе не станет kэфф 1.
• kэфф = N Рб Рm / N = Рб Рm .
• Систему бесконечно больших размеров нейтроны не
могут покинуть; вероятность избежать утечки равна
единице, т.е. Рб = 1, Рm = 1, тогда коэффициент
размножения для системы бесконечного размера

19.

Эффективный коэффициент размножения
• Формулу называют формулой четырех сомножителей, она
показывает зависимость k от различных факторов,
определяющих развитие цепной реакции деления в
размножающих средах, в которых ядерным топливом является
уран.
• Тогда kэфф = k Рб Рm.
• Активная зона находится в критическом состоянии,
• если kэфф = 1 и тогда k РбРm = 1.
• В реальных активных зонах всегда существует утечка
нейтронов, поэтому РбРm<1, отсюда kэфф < k .
• Таким образом, для того чтобы в активной зоне имела место
самоподдерживающаяся цепная реакция деления, значение
k должно быть несколько больше единицы.

20.

Эффективный коэффициент размножения
• Значение k зависит от состава и взаимного расположения
материалов активной зоны и показывает возможность
осуществления самоподдерживающейся цепной реакции
деления в активной зоне при заданной утечке нейтронов.
• Значения и всегда меньше единицы, а значения и
больше единицы.
• Для энергетического реактора на тепловых нейтронах ВВЭР1000:
• =1,80; =1,03; =0,70; =0,75; Рб=0,97; Рm=0,99;
• тогда k =1,80 1,03 0,70 0,75 = 1,04;
• Р=0,97 0,99=0,96;
• kэфф=1,04 0,96=1,00.

21.

Природный ядерный реактор
• Цепная ядерная реакция деления осуществляется в
ядерных реакторах устройствах, созданных человеком.
Однако около 2 млрд лет тому назад на Земле
существовали природные ядерные реакторы.
• В 1972 г. было обнаружено, что с месторождения Окло
(урановый рудник в государстве Габон, расположенном
вблизи экватора в Западной Африке) поступает урановая
руда, содержащая уран-235 меньше стандартной
величины.
• В некоторых пробах было обнаружено менее 0,44% U-235;
пробы брали повсюду по руднику, они показали
систематическое уменьшение содержание U-235 в жилах.
Эти рудные жилы имели толщину более 0,5 метра.

22.

Природный ядерный реактор
• Для объяснения этого феномена была высказана
гипотеза о том, что уменьшение содержания изотопа
урана-235 в естественном уране связано с выгоранием
его в природном реакторе. Анализ проб с этого
месторождения показал, что в них находятся изотопы
элементов, образующихся при делении 235U.
• Из химического состава проб по разности периодов
полураспада этих изотопов было установлено, что около
2 млрд лет тому назад в Окло в течение 600 тыс. лет
работал природный ядерный реактор. Уран-235 имеет
период полураспада 700 млн. лет, а уран-238
распадается с Т1/2 в 4,5 млрд. Изотопное содержание U235 в природном уране находится в процессе
медленного изменения.

23.

Природный ядерный реактор
• Например, 100 млн. лет назад в природном уране должно быть 1%
U-235, 1900 млн. лет назад его было 3%, 3 млрд. лет назад 8,4%.
Расчеты показывают, что при массовой доле грунтовых вод в пласте
около 60% и обогащении природного урана до 3% U235, то при этих
условиях может начать работать природный ядерный реактор.
• Установлено, что условия, создававшиеся 2 млрд. лет назад на 16
отдельных участках урановых шахт в Окло и Окелобондо были очень
близки к «необходимым и достаточным» условиям для того, чтобы в
теле уранового месторождения спонтанно возник процесс
самоподдерживающегося расщепления.
• Предполагают, что реактор работал в режиме медленного кипения и
был саморегулирующимся; при повышении температуры грунтовые
воды испарялись, что приводило к остановке цепной реакции, а
когда температура понижалась, реактор возобновлял работу.

24.

Природный ядерный реактор
• Рабочий цикл природного реактора составлял полчаса с
перерывом на два с половиной часа. За 600 тысяч лет
работы этот уникум природы выработал примерно 22
млрд. кВт час энергии; его средняя мощность 25 кВт,
плотность
потока
нейтронов
достигала
около
108 нейтр./см2 с.
• Природа опередила человека, по крайней мере, почти на
2 млрд. лет и в дополнение к созданию реактора дала
пример
многовекового
хранения
долгоживущих
радиоактивных продуктов деления.

25.

ОКЛО
25

26.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

27.

АЭС

28.

Реактор на бегущей волне (реакторсамоед, реактор Феоктистова)
• — теоретическая концепция реактора на быстрых
нейтронах, работающего на уране-238 за счёт наработки
из него плутония-239.
• Главное отличие идеи от других концепций реакторовразмножителей в том, что цепная реакция деления
происходит не сразу во всей активной зоне реактора, а
ограничена определённым участком, который с течением
времени перемещается внутри этой зоны.
• Впервые
идея
«саморегулирующегося
реактора»,
названная на западе концепцией «breed-and-burn», а в
среде советских специалистов «реакторами-самоедами»,
была предложена в 1958г. сотрудниками Курчатовского
института С.М. Фейнбергом и Е.П. Кунягиным.

29.

Реактор на бегущей волне (реакторсамоед, реактор Феоктистова
• В дальнейшем такие реакторы исследовали Майкл Дрисколл
(1979), Л.П. Феоктистов, который «реанимировал» идею
саморегулирующегося реактора в качестве концепции
«бегущей волны», Теллер, Исикава и Вуд, Хьюго ван Дам,
Хироси Сэкимото, обосновавший идею расчётами и
многократно докладывавший о ней на международных
семинарах и конференциях.
• Дальше теоретических исследований концепция не двинулась
до настоящего времени. В 2006г. корпорация Intellectual
Ventures (англ.) создалавенчурную компанию TerraPower (в
число совладельцев компании входит Билл Гейтс) для создания
промышленного образца реактора на бегущей волне.
Разрабатываются модели различной мощности — 300 и
1000 МВт.

30.

Реактор на бегущей волне (реакторсамоед, реактор Феоктистова
Численное
моделирование
работы реактора на бегущей
волне.
Красный: уран-238,
светло-зеленый: плутоний-239,
чёрный: продукты деления.
Интенсивность синего цвета
между плитками указывает на
плотность нейтронов

31.

Физические принципы работы реактора
• Документация и презентационные материалы компании
TerraPower описывают реактор на бегущей волне как
реактор бассейнового типа, сохлаждением жидким
натрием. В качестве топлива используется, в основном,
обедненный уран, однако требуется небольшое
количество обогащенного урана для начала цепно
реакции. Некоторые быстрые нейтроны, производимые
обогащённым топливом, поглощаются прилегающим
слоем обеднённого урана, который превращается
в плутонии в результате реакции:

32.

Физические принципы работы реактора
• Первоначально активная зона заполнена обеднённым ураном.
Небольшое количество обогащённого топлива помещается с
одной стороны зоны. В процессе работы активная зона
реактора делится на 4 части, содержащих:
• отработанное топливо;
• обогащённое топливо, в которой происходит образование
нейтронов;
• обогащающееся топливо, в которой происходит поглощение
нейтронов;
• ещё не вступавший в реакцию материал;
• Зона реакции перемещается внутри активной зоны с течением
времени. Тепловыделение от ядерной реакции преобразуется
в электрическую энергию с помощью паровых турбин.

33.

Физические принципы работы реактора
• В отличие от ректоров на легкой воде, к которым относятся все
водяные реакторы, эксплуатируемые в России, и двух
промышленных
реакторов
на
быстрых
неййтронах,
расположенных на Белоярской АЭС, реактор на бегущей
волне может быть загружен обеднённым ураном для
непрерывной работы в течение 60 лет.
• Реакторы на бегущей волне более экономичны, для них не
требуются специальные процедуры обогащения ядерного топлива.
Обедненныйй уран является достаточно доступным сырьём. Так, в
США имеется более 700 000 метрических тонн обеднённого урана,
который является побочным продуктом в процессе обогащения.
• Теоретически в качестве топлива может использоваться
отработанное топливо как обычных водяных реакторов, так и
других реакторов на бегущей волне.

34.

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.
• Реактор на быстрых нейтронах позволяет
превращать обедненный уран и отработавшее
ядерное топливо в новое топливо для АЭС,
образуя замкнутый цикл использования ядерного
топлива, и позволяя вместо 3%, использовать около
30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит
перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

35.

Реактор на быстрых нейтронах
Первые научно-исследовательские и промышленные
реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и
успешно запущены в эксплуатацию в СССР, а в данный
момент России принадлежит технологический приоритет в
их разработке и эксплуатации, что открывает практически
неограниченные
возможности
для
использования
энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе
отходов АЭС и оружейного плутония.
• Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН350 был запущен в СССР в 1973 году и проработал
в Актау по 1999 год. Второй энергоблок был установлен
на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) и бесперебойно
работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации
был продлен на 10 лет. Там же 10 декабря 2015 года был
запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800.

36.

Реактор на быстрых нейтронах – ядерный реактор, в
активной зоне которого нет замедлителей нейтронов (вода
или графит). Отсюда и название этого типа реакторов,
которые позволяют превращать отработавшее ядерное
топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый
ядерно-топливный цикл.

37.

Реактор на быстрых нейтронах
• В
активных
зонах
ядерных
реакторов
протекает
самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана,
где ядро 235U делится на два осколка под действием лишь
одного нейтрона, но с испусканием уже двух-трех. Они, в свою
очередь попадают в соседние ядра, при этом вызывают цепную
реакцию. Осколки реакции деления имеют большую
кинетическую энергию, которую они передают теплоносителю,
который в свою очередь нагревается и испаряет
контактирующую с ним воду, а образовавшийся пар вращает
турбину генератора.
• Следует сделать одно уточнение:
• под действием медленных нейтронов делится только 235U.
• В природной смеси его содержится всего 0.7%, а в обогащённой
4–5%. Оставшуюся часть 238U, который не делится, и не
участвует в цепной реакции, используют для наработки
плутония, т.о. эффективность топлива возрастет в несколько
раз.

38.

Реактор на быстрых нейтронах
• При реакции деления вылетают нейтроны с большой
кинетической
энергией.
Такие
нейтроны
называются быстрыми. Затем нейтроны проходят через воду,
которая является теплоносителем. При прохождении они
теряют свою энергию в несколько раз. Так они
становятся медленными нейтронами, или тепловыми.
• Но с тепловыми нейтронами взаимодействует только 235U, а что
касается 238U, его сечение взаимодействие с медленными
нейтронами на несколько порядков меньше. Но при
взаимодействии с нейтроном он по цепочке реакций
превращается в 239Pu. Последний так же может быть
использован в качестве ядерного топлива. Но как же его
получить в достаточных количествах?

39.

Реактор на быстрых нейтронах
• Решить эти задачи можно используя быстрые нейтроны. Под
действием быстрых нейронов 238U тоже делится и выделяет
энергию, а также поглощает быстрые нейтроны с
образованием 239Pu.
• Но вода, которая используется в качестве теплоносителя
становится помехой: ведь она замедляет нейтроны, а нужны
быстродвижущиеся частицы. И для этого нужно найти такое
вещество, которое было бы жидким при температурах,
существующих в реакторе, и при этом не замеляла нейтроны.
• Проблемы с водой могут решить такие металлы как: натрий,
калий, свинец и висмут, а также газ, такой как гелий.
Наибольшую популярность получил натрий. Хотя он бурно
реагирует с водой. А при небольшом нагреве воспламеняется.
• Но по остальным характеристикам он оказался удобен и
ученые решили пойти на риск, предложив его использовать в
качестве теплоносителя.

40.

Реактор на быстрых нейтронах
• Во-первых, натрий не замедляет нейтроны.
• Во-вторых, в реакторах у которых вода является теплоносителем,
требуется поддерживать высокое давление, так как воду приходится
нагревать до 330°С, а ее давление составляет 160 атмосфер. Натрий
при такой же температуре находится в жидком состоянии при
нормальном давлении, и это гораздо безопаснее.
• В-третьих, натрий не вызывает коррозию конструкционных
материалов, из которых изготовлено реакторное оборудование и
трубопровод. Так же натрий хорошо проводит и отдает тепло.
Основным плюсом его является то, что он может производить
топливо для реакторов на медленных нейтронах. Так как 238U в
активной зоне ядерного реактора превращается в 239Pu, который сам
является радиоактивным изотопом и его можно использовать как
топливо на реакторах на медленных нейтронах.

41.

Реактор на быстрых нейтронах
• Подавляющее большинство ядерных реакторов – это реакторы на
тепловых
нейтронах.
Топливом
для
них
является
низкообогащенный 235U (5%), где основную долю урана
является 238U (95%). После того как топливо отработало, 235U уже
мало ~ 1%, но изотопа 238U содержится 94%. Также в небольших
количествах содержится 239Pu и около 4% занимают продукты
распада 235U.
• Если выделить весь уран из отработанного ядерного топлива (ОЯТ)
химически, то можно облучить его в реакторе на быстрых
нейтронах, таким образом наработать топливо для реактора на
медленных нейтронах.
• Получаем замкнутый цикл, где максимально эффективно
используем урановое топливо. Уже не нужно будет добывать уран в
больших количествах из земли и нарушать природный баланс.
Накопилось большое количество отработанного ядерного топлива.
Используя его, можно обеспечить себя большим количеством
энергии.

42.

Реактор на быстрых нейтронах
Сейчас уран пока еще довольно дешев. С экономической точки
зрения выгоднее добывать его из земли, обогащать и
использовать в реакторах на медленных нейтронах. Технология
быстрых реакторов уже давно исследована, но не поставлена
на массовое производство, так как такие реакторы значительно
дороже ректоров на тепловых нейтронах.
• Так как самым дорогостоящим пунктом в цепочке ядерного
топлива является хранение ОЯТ, которого появляется все
больше, но давно захороненное топливо все еще остается
радиоактивным. Когда расходы на захоронение превысят
постройку и обслуживание реакторов на быстрых нейтронах,
тогда пойдет массово строительство их.
• Исчезнут ли реакторы на медленных нейтронах? Нет, на месте
их построят реакторы на быстрых нейтронах.

43.

Реактор на быстрых нейтронах
• НА АЭС будут использовать несколько реакторов на
медленных нейтронах и один на быстрых нейтронах,
который будет производить топливо для остальных
реакторов. Быстрый реактор способен производить
больше топлива чем потребляет.
• Так, израсходовав 100 килограммов делящегося
изотопа, можно получить 120 килограммов свежего
ядерного топлива. Из-за этой особенности реакторы
на быстрых нейтронах называют бридерами (от
анлг. breeder – размножитель).
• Бридер производит плутоний не только для тепловых
реакторов, работающих на медленных нейтронах, но
и для самого себя.

44.

Реактор на быстрых нейтронах
• Топливом для реактора служит оксид урана (UO2)
обогащенный 235U. Это более обогащенное топливо по
сравнению с реакторами на медленных нейтронах. Это
обогащенное топливо нужно только для запуска
реактора.
• В дальнейшем, когда из 238U накопится достаточное
количество 239Pu, можно произвести топливо и дальше
использовать его в реакторе. Такое топливо называется
МОХ-топливом, и оно представляет собой смесь
диоксидов (PuO2 + UO2).
• Создание МОХ-топлива происходит с помощью
радиохимической обработки.

45.

Реактор на быстрых нейтронах
238U
• Из
высокообогащенного
делают
небольшие
цилиндрические таблетки диаметром 7,57 мм и высотой 9-12
мм. Их помещают внутри полых стержней, изготовленных из
циркония.
Заполненные
таблетками
стержни
(тепловыделяющие элементы, или твэлы) собирают в
шестигранные тепловыделяющие сборки (ТВС). В каждой ТВС в
среднем 126 твэлов.
• Активная зона реактора БН-800 состоит из 644 ТВС. Вокруг нее
расположена зона воспроизводства, в которой находятся еще
617 сборок из обедненного диоксида урана. Во внешней части
ядерного реактора происходит производство ядерного топлива.
В активной зоне происходит деление ядер 235U или 239Pu.
Иными словами, под действием нейтронов, вылетающих из
активной зоны, мы по средствам цепочки ядерных реакций
преобразуем 238U в 239Pu. Активная зона и зона воспроизводства
расположена в баке реактора.

46.

Реактор на быстрых нейтронах
• В мире действуют всего 4 ИЯР: ИБР-2 (Россия, Дубна), БОР-60
(Россия, Димитровград), FBTR (Индия, Калпаккам), CEFR (Китай,
Пекин). И всего 2 промышленных реактора на быстрых нейтронах:
БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС.
• БН-800 является самым мощным в мире реактором на быстрых
нейтронах. Сокращение «БН» означает «быстрые нейтроны», а
цифры – электрическую мощность энергоблока. Он был в первый
раз запущен 10 декабря 2015 года. Его электрическая и тепловая
мощность 885 МВт и 2100 МВт соответственно. КПД энергоблока
составляет 39.4%.
Ректор состоит из двух частей – активной зоны, куда помещают
диоксид урана UO2 обогащенного по 235U до 17-26%. Столь
высокая степень обогащения необходима только для запуска
реактора. В активной зоне происходит деление 235U и 239Pu.

47.

Реактор на быстрых нейтронах
• Активная зона окружена зоной воспроизводства (бланкетом).
В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида
урана. Содержание 235U в нем меньше, чем в природном уране.
В основном это 238U. В бланкете не нужно поддерживать
цепную реакцию. Он служит для получения делящихся ядер с
помощью тепловых нейтронов.
• Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, 238U
в бланкете превращается в 239Pu. После того, как их 238U будет
наработано достаточное количество 239Pu из него изготовляют
MOX-топливо, состоящее из PuO2 + UO2. Полученное топливо
вводится в активную зону реактора, причем подобная
переработка топлива может осуществляться до трех раз.
• При замене урановых бланкетов на стальные рефлекторы,
реактор перестанет быть бридером и получит возможность
сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.

48.

Реактор на быстрых нейтронах
• Также основную роль в реакторе играют три контура
теплообмена.
• В первом контуре расположен ядерный реактор, в котором
происходит ядерная реакция. В нем выделяется большее
количество теплоты, которое при помощи расплавленного
натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря
насосу натрий циркулирует по первому контуру, перенося
тепло. Температура натрия на входе в активную зону составляет
354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике он передает
через стенку тепло натрию второго контура.
Второй контур служит для передачи тепла от первого к
третьему (воде). Он нужен для того, чтобы радиоактивный
натрий не попал в воду. В нем поддерживается более высокое
давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы
при пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй
контур.

49.

Реактор на быстрых нейтронах
В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со
вторым контуром нагревается, при этом испаряясь, и
дальше этот пар вращает турбину, которая крутит
генератор, вырабатывая электрическую энергию.
• Реакторы на быстрых нейтронах являются перспективной
сферой производства электрической энергии.
• По оценкам специалистов, на земле осталось 235U на 100
лет. А значит, что в ближайшем будущем человечество
начнет
искать
другие
способы
производства
электроэнергии. Но легким и относительно дешевым
способом производства будет использование реакторов
на быстрых нейтронах, так как отработанного ядерного
топлива будет в большем количестве и не надо будет
добывать новую руду.

50.

Реактор на быстрых нейтронах
• Также о реакторах можно сказать, что они
также безопасны, как и любая другая
электростанции.
• В наше время придумывается большое
количество
способов
нейтрализации
чрезвычайных происшествий, а это значит, что
при должном контроле, этот способ
производства электроэнергии является одни
им самых выгодных и безопасных для
природы и человечества.

51.

Реактор БН-800 Белоярской АЭС

52.

Реактор
Реакторы на быстрых нейтронах
Страна
Место
Запуск
Тепловая
мощность
МВт
Остановка
Электрич.
мощность
МВт
Теплоноситель
БР-2
СССР / Россия
Обнинск, ФЭИ
1956
1957
0,1
—
Ртуть
БР-5
СССР / Россия
Обнинск, ФЭИ
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
SEFOR
США
Арканзас
1969
1972
20
FFTF
США
Хэнфордский комплекс 1982
1993
400
—
Натрий
DFR
Великобритания Центр Дунрей
1959
1977
65
11
Натрий/Калий
Rapsodie
Франция
Буш-дю-Рон, Кадараш
1967
1983
40
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
Натрий
Натрий

53.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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 СССР, США и ряде европейских стран.

54.

Реактор на быстрых нейтронах
• 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. 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».
• Пусконаладочные работы для ввода его в эксплуатацию,
частью которых являлись серии экспериментальных выводов
реактора
на
минимально-контролируемый
уровень,
планировалось завершить в 2013 году.

55.

Реактор на быстрых нейтронах
• Однако в августе 2010 г. 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.
• 7 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. В течение
нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны,
финансирование не выделялос. В декабре 2016 правительство
Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации
АЭС «Мондзю».

56.

Опытный реактор БРЕСТ-ОД-300: проект "Прорыв"
• На площадке в Северске планируют создать первый в
мире ядерно-энергетический комплекс замкнутого цикла.
• Он будет включать атомную станцию с реактором на
быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и
пристанционный завод, где предстоит перерабатывать
облученное смешанное нитридное уран-плутониевое
топливо,
а
затем
изготавливать
из
него
тепловыделяющие элементы.
• Свинцовые реакторы обладают так называемой
естественной безопасностью. Какие бы события не
происходили в их активной зоне, за счет большой массы
и хорошей конвекции теплоносителя, выбросы
радиоактивных веществ в атмосферу исключены.

57.

Задача проекта "Прорыв" — показать, что
реакторы
на
быстрых
нейтронах
экономически могут конкурировать с
тепловыми, а по безопасности даже
превосходить их.

58.

Реакторы с ртутным теплоносителем
• 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.

59.

МОКС-топливо
Mixed-Oxide fuel — ядерное топливо, содержащее
несколько видов оксидов делящихся материалов.
• В
основном
термин
применяется
для
смеси
оксидов
плутония
и
природного урана, обогащённого урана или обеднённого
урана, которая ведёт себя в смысле течения цепной
реакции сходно (хотя и не идентично) с оксидом
низкообогащённого урана.
• МОКС может применяться как дополнительное топливо
для наиболее распространённого типа ядерных
реакторов: легководных на тепловых нейтронах.
• Однако более эффективное использование МОКСтоплива — сжигание в реакторах на быстрых нейтронах.

60.

Переработка ОЯТ
• Применение переработки ОЯТ и использование выделенного плутония в
виде МОКС-топлива в тепловых реакторах позволяет снизить
необходимость в уране на величину до 30 %.
• Содержание оксида плутония в МОКС составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.
• Одним из привлекательных свойств МОКС-топлива является то, что при его
производстве могут необратимо утилизироваться излишки оружейного
плутония, которые в противном случае являлись бы РАО или могли бы
использоваться для создания ядерного оружия. Подобная утилизация
предполагалась в рамках соглашения об утилизации плутония между США
и Россией, но в значительных объёмах не проводилась.
• Также МОКС-топливо можно получать путём переработки облучённого
топлива с энергетических реакторов АЭС. В процессе переработки из него
выделяются изотопы плутония, например, для топлива после достаточно
длительной кампании почти две трети приходится на изотопы Pu-239 и Pu241 (делящиеся в реакторах на тепловых нейтронах), а около трети — Pu240.

61.

Переработка ОЯТ
• Из-за столь высокого содержания 240-го изотопа, плутоний,
полученный путём переработки топлива, не может быть использован
для изготовления надёжных и предсказуемых ядерных зарядов.
• В то же время МАГАТЭ придерживается консервативных принципов и
требует для такого плутония (даже в составе МОКС-смеси) столь же
высокого уровня защиты, как и для материалов прямого
использования, например обогащённого плутония, урана-233,
высокообогащённого по 235 урана.
• Плутоний составляет порядка 1 % от облучённого ядерного топлива.
Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52 %, Pu-240 24 %,
Pu-241 15 %, Pu-242 6 %, Pu-238 2 %. Все они либо делящиеся
материалы, либо могут быть превращены в делящиеся в процессе
трансмутации. Например, Pu-242 требует трёх нейтронов, чтобы
стать Кюрием-245.
• В реакторах на тепловых нейтронах может достигаться 30%-е
выгорание плутония из состава МОКС-топлива.

62.

Переработка ОЯТ
• К недостаткам его использования относится более
нестабильное состояние топлива, гораздо более жесткие
требования к режимам охлаждения и регулирования реактора.
• Использование
МОКС-топлива
позволяет
переработать
отработавшее «горючее» и изготовить новое смешанное уранплутониевое топливо, в котором количество энергии, которое
можно получить от природного урана, увеличивается примерно
в 100 раз.
• Реакторы на быстрых нейтронах также способны «дожигать»
долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет)
радиоактивные продукты деления, превращая их в
короткоживущие с периодом полураспада в 200—300 лет,
после чего они могут быть надёжно захоронены с соблюдением
стандартных процедур и не нарушат природный радиационный
баланс Земли.

63.

Переработка ОЯТ
• Крупным
производителем
МОКС-топлива
является
французский завод в Мэлоксе, который выдает на рынок 195 тонн
продукции ежегодно.
• Промышленное производство МОКС-топлива «Росатом» начал в
сентябре 2015 года на своём Железногорском горно-химическом
комбинате. Проектная мощность пускового комплекса составляет
400 ТВС в год и должна была быть достигнута в 2019 году, однако
реально промышленное производство началось уже в августе 2018
года, когда первая серийная партия топливных сборок была
отправлена на Белоярскую АЭС. На горно-химическом комбинате
ядерное топливо будет производиться из регенерированных
материалов, в том числе высокоактивного плутония. В запуске этого
производства участвовали более 20 предприятий атомной
промышленности России.
• МОКС-топливо изготавливается в России и на опытных производствах
других предприятий Росатома: НИИАР (Димитровград, Ульяновская
область) и "ПО «Маяк» (ЗАТО Озерск, Челябинская область).

64.

Переработка ОЯТ
• Другие страны также ведут работы по запуску МОКС-топлива в топливный
цикл своих АЭС. В рамках принятого в октябре 2021 года Японией шестого
стратегического плана по энергетике предусматривается продолжение
использования МОКС-топлива в легководных реакторах. Также
предусмотрено продолжение работ по производству МОКС-топлива на
заводе Rokkasho.
• Несмотря на то, что приоритеты Китая на этом направлении до конца не
сформулированы, сам по себе вопрос о перспективах производства и
дальнейшего использования МОКС-топлива считается решённым, идёт
обсуждение приоритетов его использования.
• Впервые МОКС-топливо было опробовано в 1963 году, однако его широкое
коммерческое использование в тепловых реакторах началось только в
1980-х годах. Применение МОКС-топлива в существующих реакторах
требует отдельного лицензирования, иногда требуется некоторая доработка
реакторов, например, введение большего числа управляющих стержней.
Часто МОКС-топливо составляет от трети до половины от всего топлива, так
как большие количества требуют значительных изменений или специально
спроектированного реактора.

65.

Переработка ОЯТ
• В СССР первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН350 исходно планировали пускать на МОКС-топливе, он начал
эксплуатироваться в 1973 г. в Актау и успешно работал до 1999г.
• Второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году
(БН-600) и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок
его эксплуатации был продлён на 10 лет, в 2020 г. он был продлён
ещё на 5 лет.
• Там же 10 декабря 2015 года был запущен в эксплуатацию реактор
нового поколения, БН-800; его также исходно планировали пускать
на МОКС-топливе, но производства этого топлива отсутствовало, и
к 2010 году, когда нужно будет загружать топливо в реактор, оно
готово не было.
• Тогда перед конструктором поставили срочную задачу: заменить
проектную МОКС-зону на смешанную, где часть сборок будет
содержать урановое топливо.

66.

Переработка ОЯТ
• Только в сентябре 2022 г. реактор БН-800 блока №4
Белоярской АЭС впервые был выведен на полную
мощность, будучи полностью загружен оксидным
уран-плутониевым МОКС-топливом.
• Благодаря пуску этого реактора Россия может выполнять
свои
обязательства
по
российско-американскому
соглашению «Об утилизации плутония» от 2000 года,
которым предусмотрена конвертация 34 тонн ядерных
зарядов в топливо для АЭС.
• В настоящее время Россия занимает первое место в мире
в развитии технологий строительства реакторов на
быстрых нейтронах.
• На
возможность
использования
МОКС-топлива
ориентированы также проект реакторов БРЕСТ и СВБР.

67.

Литература
• Акатов А. А., Коряковский Ю. С. Будущее ядерной энергетики.
Реакторы на быстрых нейтронах. АНО «ИЦАО», Москва, 2012
• Сидоров И. И. Головной блок нового поколения БН-800.
Особенности ввода в эксплуатацию. Материалы 10й
Международной научно-технической конференции
«Безопасность, эффективность и экономика атомной отрасли»,
Москва, 25-27 мая
2016. http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Mate
rials_2016/Plenar_rus/Golovnoj_blok_novogo_pokoleniya._Osoben
nosti_VE.pdf
• The Database on Nuclear Power Reactors
URL: https://pris.iaea.org/PRIS/CountryStatistics/ReactorDetails.asp
x?current=451
• Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М.:
Энергоатомиздат, 1990 г.
• Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987