я уже писал про термоядерные реакторы и проблемы стоящие перед термоядерной энергетикой.
альтернативой недостаточно технологически зрелым термоядерным реакторам могут стать реакторы на быстрых нейтронах. их внедрение отработано значительно лучше: например, БН-800 уже находится в
промышленной эксплуатации. такие реакторы намного ближе к широко
распространённым реакторам на тепловых нейтронах — в их активной зоне
по-прежнему находится большое количество радиоактивных материалов.
но топливом для реакторов на быстрых нейтронах может стать уран-238, не
способный поддерживать цепную реакцию в тепловом спектре нейтронов, при
этом его изотопная распространённость в природе значительно выше, чем у
урана-235, который используется в качестве топлива для обычных
реакторов. этот альтернативный путь получил название "замкнутый ядерный
топливный цикл".
в основе цикла лежит реакция:
уран-238 захватывает нейтрон и через последовательность бета распадов превращается в плутоний-239.
основное преимущество этой реакции в том что уран-238 не способен поддерживать цепную реакцию в тепловом спектре нейтронов т.е. не является делящимся материалом. по сути это отход обогатительных комбинатов получающих способный к делению уран-235. т.е уран-238 дёшев и уже добытое его количество значительно.
однако на пути осуществления данной реакции лежит ряд технических сложностей. в обычном реакторе нейтроны наоборот замедляются до меньших энергий - тепловые нейтроны. процесс замедления нейтронов очень важен для обычного реактора т.к. сечение реакции деления урана-235 зависит от энергии нейтрона - с уменьшением энергии оно увеличивается, а хорошего делящегося урана-235 в топливе немного - несколько процентов и довольно много мусорного урана-238. поэтому нейтроны должны замедлятся для осуществления реакции деления урана-235 в обычных реакторах на тепловых нейтронах.
кроме тепловые нейтроны захватываются ядрами других элементов присутствующих в активной зоне, самим ураном-235, замедлителем, теплоносителем, стержнями управления и защиты, продуктами деления. часть нейтронов просто утекает из активной зоны. некоторое количество нейтронов облучает уран-238 с последующим образованием плутония-239, который вносит вклад в энерговыделение реактора, но его образуется довольно мало. Коэффициент Воспроизводства топлива будет всегда меньше единицы (0,5-0,7).
идея такая: не замедлять нейтроны. тогда вероятность захвата без деления для урана-235, снижается. кроме того, в быстром спектре увеличивается вклад непосредственного деления U-238 (до 10 % с 2-4 % в тепловых реакторах) поэтому коэффициент воспроизводства может оказаться больше расхода первичного делящегося изотопа и может достигать 1,5 в идеальном случае. в реально существующих реакторах КВ достигает 1,2. т.е при очередной перезагрузке топливо может содержать больше делящегося
вещества, поддерживающего цепную реакцию, чем было загружено изначально.
плутониевую фракцию затем можно выделить химически и использовать для загрузки свежим топливом широко распространённых реакторов на тепловых нейтронах вместо дефицитного урана-235.
значит, необходимо заменить воду в активной зоне, которая замедляет нейтроны, на материалы, не замедляющие их. для реактора на быстрых нейтронах разработаны несколько вариантов теплоносителей заменяющих воду, основной их недостаток, что они достаточно дороги, особенно в сравнении с водой. например в БН-800 в качестве теплоносителя использован натрий.
однако с натриевым теплоносителем нельзя использовать двухконтурную схему. если первый контур который забирает тепло из активной зоны, заполнен натрием, а второй водой, то расплавленный натрий в случае аварийной ситуации начнет активно взаимодействует с водой с выделением водорода, реакция экзотермическая, что с большой долей вероятности может привести к взрыву. не надо забывать, что натрий проходит активную зону реактора и сам становится радиоактивным. в случае аварии последствия будут катастрофическими.
поэтому используют трехконтурную схему. первый контур — натриевый следом теплообменник и только в третьем контуре используется вода,
установлена турбина, и другое оборудование необходимое для преобразования полученного тепла в электричество (паротурбинный цикл). такая схема значительно усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им, кроме того снижает общий КПД установки.
проект БРЕСТ предлагает более изящное решение: цикл замыкается на тот же реактор c которого начался. правда для это требуется производить топливо прямо на электростанции, что кроме всего прочего исключит транспортировку опасных материалов, в качестве теплоносителя используется сравнительно безопасный и относительно дешёвый свинец.
особенность проекта концепция «Естественной безопасности» под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт отказа от технических решений, опасных проектными и запроектными авариями, организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь прогнозируемой безопасности. например невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего разгону реактора по мощности.
однако простая замена натрия на свинец — задача нетривиальная. долгий контакт стали с расплавленным свинцом ведет к её коррозии. поэтому понадобилась разработка новых сплавов пригодных для длительного контакта с расплавленным свинцов в условиях активной зоны реактора.
как уже говорилось проект БРЕСТ предлагает поле изящное топливное решение. правда для этого пришлось разработать новое топливо. КВ топлива на БРЕСТе равен 1. это значит что топливо переходит к равновесному состоянию т.е. нового делящегося материала получается столько же сколько было в него загружено изначального делящегося материала, нам нужно лишь добавлять в него мусорный уран-238 чтобы компенсировать расход тяжёлых ядер который был потрачен на "золу" - осколки деления, лёгкие элементы.
в этом собственно и ахиллесова пята проекта. нужно изымать топливо, "выметать" из него золу. "зола" кроме всего прочего бесполезно поглощает нейтроны, большое её количестве остановит реактор. поэтому "золу" нужно удалить, добавлять мусорный не делящийся уран-238, который в последствии в большей своей частью станет плутонием-239, произвести топливо и вновь его загрузить в реактор.
тут вот что надо отметить, что плутоний-239 пригоден для применения в ядерном оружии, однако степень очистки плутония должна быть очень высокой. выделение плутония-239 хоть технически возможно, но чрезвычайно сложно и дорого. дело в том, что в реакторе образуется еще и изотоп плутоний-240 который делает плутоний не применимым в ядерном оружии. содержание плутоний-240 в оружейном плутонии должно быть меньше 7 процентов. кроме того, плутоний-240 мощный источник тепла и гамма-излучения, что усложняет обогащение.
тем не менее, при всех достоинствах экспортные перспективы проекта БРЕСТ остаются туманными. несмотря на то, что проект хорошо решает вопросы ядерной безопасности «в моменте», вместе с реактором заказчик получает и некоторый набор чувствительных ядерных технологий. поэтому, хотя реактор во многих отношениях передовой, распространение данной технологии, вероятно, будет ограничено. впрочем, поживём — увидим, как будут развиваться события.
текст создан при экспертной поддержке DeepSeek