1631124716-ca290a1880d134895afb166158f03ba1 (848591), страница 4
Текст из файла (страница 4)
Однако они не получили15широкого распространения, так как процесс сжигания плутония происходит только приконцентрации плутония большей 15%. При меньшей концентрации идет процесс дальнейшейнаработки (бридинга) плутония. Однако режим работы с высокой концентрацией делящегосяплутония в надкритическом режиме сопряжен с опасностью критической массы.В нескольких странах ведутся разработки мощных линейных ускорителей протонов(порядка 100 МВт средней мощности пучка), которые, наряду с процессом созданиядополнительной подсветки нейтронов реактора, работающего в подкритическом режиме,могут осуществлять трансмутацию радионуклидов, содержащихся в отходах ядерноготоплива.Наиболее эффективным и безопасным вариантом сжигания плутония и других высшихактинидов является электроядерная энергетическая система, предложенная группойсотрудников ЦЕРН во главе с Карло Руббиа и названная «Energy Amplifier» (ЕА).
Описаниеэтой установки изложены в ряде публикаций ЦЕРН.2.3.1 Реакторы на быстрых нейтронахРеакторы на быстрых нейтронах гораздо более эффективно используют уран(приблизительно в 60 раз). Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе,произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственнымзаводом по переработке отработанного топлива.
Они могут быть сконструированы так, чтобыпроизводить больше делящихся изотопов (239Pu,241Pu), чем используют − реакторыразмножители (бридеры). Использование бридеров позволит обеспечить нас энергией намногие миллионы лет. Однако быстрые реакторы дороже и в постройке, и в эксплуатации.
Ихнеоспоримое преимущество перед реакторами на медленных нейтронах заключается в том,что они позволяют сжигать актиниды, которые составляют долгоживущую и высокоактивнуючасть ядерных отходов реакторов на медленных нейтронах.Рассмотрим принцип получения энергии в реакторах на быстрых нейтронах. В активнуюзону реактора загружаются 235U и 238U, как основной топливный материал. 235U применяется вкачестве первичного ядерного топлива для инициирования самоподдерживающейся цепнойреакции, в качестве «запала», другими словами. Для создания в активной зоне мощногонейтронного потока загружаемый в быстрый реактор235U должен иметь более высокоеобогащение, так как вероятность деления изотопов урана в быстрой области энергийнейтронов значительно ниже, чем в тепловой области.16Рис.
5 Схема ядерного блока с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС)В результате облучения потоком нейтронов 238U, он превращается в 239U. 239U путем бетараспада с периодом полураспада 23.5 мин. превращается в 239Np, который, затем, также путембета-распада с периодом полураспада 2.36 дня превращается в плутоний239Pu с периодомполураспада 24110 лет, что схематически показано ниже:(1)Далее под действием нейтронов происходит реакция деления составного ядра (239Pu +n), в результате которой образуются два продукта деления (ПД1 и ПД2), 2–3 нейтрона,способных продолжить реакцию и выделяется примерно 200 МэВ тепловой энергии:(2)Схема образованияPu (1) не является единственной в ядерных превращениях239действием нейтронов.
Ядроизотоп239238238U подU может поглотить нейтрон, образуя новый радиоактивныйU, который, в свою очередь, будет распадаться, делиться, превращаться в те илииные изотопы и элементы, но для работы ядерного реактора представляет интерес цепочка собразованием 239Pu.Наряду с 239Pu в реакторе одновременно образуются другие изотопы плутония, такие как:238,239,240,241,242Pu (всего их 15), а также изотопы трансурановых элементов и осколки деления.Большинство трансурановых изотопов (актиниды и ураны) характеризуются длительнымипериодами полураспада – тысячи и даже миллионы лет, а осколки деления – наоборот, отсекунд до нескольких десятков лет.Среди цепочки образовавшихся изотопов 239Pu – самое лучшее и выгодное делящееся вещество, как для тепловых (сечение деления σf составляет 738 барн), так и для быстрыхнейтронов (σf ~ 2 барна). Именно этот изотоп используется в качестве горючего в ядерныхреакторах, а также для изготовления ядерного оружия.17Некоторые другие изотопы плутония также находят применение в энергетике, например,изотоп238Pu.
Этот изотоп, имеющий период полураспада 88 лет, широко используется в ка-честве радиоизотопного термоэлектрического генератора, преобразующего тепловуюэнергию,выделяющуюсяприестественномэлектроэнергию.Следующий изотоп240распадерадиоактивногоизотопавPu является основным изотопом, загрязняющиморужейный 239Pu, что отрицательно сказывается на качестве изготовляемого ядерного оружияи от него стараются избавиться, либо уменьшить содержание до приемлемой величины, непревышающей 7%.Главными особенностями быстрых реакторов является, то что:1. В топливный цикл вовлекаетсябольше, чем запасысодержание235235238Uи232U.
Так, содержаниеTh. Запасы этих изотопов в природе намного238U в природном уране составляет 99.3%, аU – только 0.7%. В реакторах на тепловых нейтронах, которые являютсяосновой сегодняшней ядерной энергетики, используется только примерно 1% природногоурана. Оставшиеся 99% направляют на временное хранение или утилизируют какрадиоактивные отходы. В быстрых реакторах эти отходы вместе с природным ураном иураном, оставшимся после переработки (обедненным), могут быть использованы в качестветоплива.
Таким способом решается проблема ресурсов в ядерной энергетике. Покажем напростых расчетах масштабы энергии, получаемой в случае использования запасовобедненного урана.Действительно, удельная теплота сгорания органических углеводородов составляет: а) 1 тсырой нефти – 4.1·1010 Дж; 1 тыс. м3 природного газа - 4.6·1010 Дж. При условном сжиганиивсех мировых запасов нефти, составляющих на 2014 год, согласно данным ВР-2014, примерно240 млрд. тонн, выделяется: 4.1·1010 ·2.4·1011 = 9.9 · 1021 Дж тепла.
Аналогично, условносжигая все мировые запасы природного газа, равных 186 трлн. куб. м получаем:4.6 · 1010 · 1.86 · 1011 = 8.6 · 1021 Дж. Суммарно общее количество тепла при условном сжиганиинефти и газа составит: 18.5 · 1021 Дж.При распаде 1 ядра урана, как показано на схеме (2), выделяется 200 МэВ или 3·10-11 Дж тепла,а при распаде 1 кгU: 80 · 1012Дж. В России сейчас находится, по некоторым оценкам,238приблизительно 200-400 тыс. тонн обедненного (отвального) урана.
В реакторах на быстрыхнейтронах его можно сжечь, произведя при этом (16-32) · 1021 Дж тепла. Таким образом,только из части российских запасов обедненного урана можно получить столько тепла,сколько можно получить со всех нефтяных и газовых месторождений мира. Использованиевсех запасов 238U позволяет обеспечить энергетическими ресурсами на несколько столетий иболее.182. Использование в реакторах на быстрых нейтронах уран-плутониевого топлива дает возможность увеличить (расширить) производство ядерного горючего или в принятойтерминологии «расширенное воспроизводство).
Например, из 100 разделившихся ядер 238U вреакторе образуется около 120-140 новых ядер239Pu, способных к делению, то естьнарабатывается топлива больше, чем сжигается. Излишек плутония можно использовать дляначальной загрузки новых ядерно-энергетических установок. Кроме этого, наработанное вбыстрых реакторах плутониевое топливо может быть использовано и реакторах на тепловыхнейтронах.
В качестве топлива для быстрых и тепловых реакторов применим также иоружейный239Pu. Следует отметить также, что возможность быстрых реакторов красширенному воспроизводству позволяет отнести их к возобновляемым источникам энергии.Способность реакторов на быстрых нейтронах нарабатывать большее количестваделящегося материала, чем было использовано, легла в основу разработки специальныхреакторов-размножителей или бридерных реакторов.
Впервые идея бридинга былапредложена известным американским ученым Лео Сциллардом в 1943 г. Количественнойхарактеристикой бридинга является период удвоения. Это время, которое необходимо дляпроизводства в реакторе в два раза большего количества делящегося вещества в сравнении спервоначально загруженным его количеством в реактор.
По окончании периода удвоенияреактор производит такое количество топливного вещества, которое полностью возмещает егопервоначальное количество и дополнительно столько же для запуска еще одного такого жереактора. По разным оценкам период удвоения, эффективно работающего бридера составляетот 5 до 10 лет.Для того чтобы обычный быстрый реактор работал в бридерном режиме, его активнуюзону в радиальном и осевом направлениях окружают бланкетами (зонами воспроизводства),которые заполняют воспроизводящим материалом, состоящим из обедненного урана ссодержанием 99.7-99.8% 238U. В бланкетах нарабатывается 239Pu, соответственно, для его обработки и выделения 239Pu нужен завод.3. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют уничтожать (или «сжигать») образовавшиесяв процессе деления тяжелые элементы трансурановых изотопов.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
