Разделение изотопов и применение их в ядерном реакторе

 

Superphenix, один из немногих реакторов типа FBR.

Свинцового охлаждения.

Используя свинец, в качестве жидкого металла, обеспечивается превосходная радиационная защита, и он позволяет работать при очень высокой температуре. Также, свинец, главным образом, прозрачен  для нейтронов, таким образом, меньше нейтронов попадает в теплоноситель и теплоноситель не становится радиоактивным. В отличие от натрия, свинец в большей степени инертен, таким образом это несет меньший риск взрыва или аварии, но такие большие количества свинца могут быть проблематичными в плане токсикологии и расположением сведений об этом. Часто реактора этого типа используют свинцово-висмутовую эвтектическую смесь. В этом случае  висмут будет представлять незначительные проблемы радиации, так как он не вполне прозрачен по отношению к нейтронам и может более легко трансмутирован в радиоактивный изотоп, чем свинец. Российские субмарины класса А используют реактора на быстрых нейтронах смесь теплоносителей свинец – висмут  в качестве главной энергетической установки.

Натриевый теплоноситель.

Большинство реакторов LMFBR этого типа. Натрий относительно легок в хранении и работы с ним, а также может действительно предотвратить коррозию на различных частях реактора, погруженных в него. Однако натрий при контакте с водой бурно взрывается, нужно быть осторожным, так как такие взрывы  более опасны, чем, например, утечка перегретой жидкости из SCWR или PWR. EBR – 1 был первым реактором, имеющим расплавленную активную зону.

Реакторы галечного  типа (PBR)

Они использует топливо  в виде керамических шариков, и дальше пропускают газ через шарики. Результат  продуктивен, низкое техническое самообслуживание, очень безопасный и недорогой реактор, со стандартизированным топливом. Прототипом был реактор AVR.

- Реакторы на расплавленной  соли.

 Они растворяют  топливо в солях фтора или  используют соли фтора в качестве  теплоносителя. Они имеют много  безопасных средств, высокую эффективность и высокую плотность энергии, необходимых для растворителей.

Замечательно то, что  они не имеют высоких давлений или воспламеняющихся компонентов  в активной зоне реактора. Прототипом послужил реактор MSRE, который использует ториевый топливный цикл, производя  0,1 %  радиоактивных отходов  стандартного реактора.

- Водяные гомогенные  реактора (AHR)

Эти реактора используют растворимые ядерные соли, растворимые  в воде и смешанные с теплоносителем и замедлителем.

 

Будущее и развитие технологий

Модернизированные реакторы

 

Более десятка модернизированных  проектов реакторов находятся на различных стадиях развития. Некоторые  являются эволюционными по сравнению  с проектами PWR, BWR и PHWR, некоторые имеют более радикальные изменения. К первым относят Модернизированный Водяной Реактор Кипения (ABWR), два из которых теперь работают с другими строящимися и планируется с самопроизвольной системой безопасности проектами ESBWR и AP1000 (см Ядерную энергетическую программу 2010).

- Интегральный реактор на быстрых нейтронах (IFR) был построен, протестирован и оценен во время 1980 годов и затем был демонтирован во время правления Клинтона в 1990 годах из-за ядерной правительственной политики не распространения ядерных технологий. Переработка отработавшего топлива является основой этого проекта и, поэтому, он производит только малую долю отходов среди действующих реакторов.

- Реакторы галечного  типа и Высокотемпературный газоохлаждаемый  реактор (HTGCR) разработан таким образом, чтобы высокие температуры уменьшали мощность продукции благодаря допплеровскому расширению нейтронного сечения топлива. Они используют керамическое топливо, таким образом, это предохраняет рабочие температуры, превышая низкоэнергетическую температурную область. Большинство проектов охлаждаются инертным гелием. Гелий не подвержен паровым взрывам, устойчив к нейтронному поглощению, ведущему к радиоактивности и не растворяет загрязняющие вещества, которые также могут быть радиоактивными. Типичные проекты имеют больше барьеров защиты (до 7), по сравнению с легководными реакторами (обычно 3). Уникальной чертой, которая может способствовать безопасности, являются топливные шарики определенной формы, устроенные в активной зоне реактора  они заменяются друг за другом по мере старения. Топливный вариант делает дорогой переработку топлива.

- Маленький Переносной  Скрепленный Автономный реактор  (SSTAR) является первым, исследованным и разработанным в США, сперва задуманный как реактор размножения на быстрых нейтронах, который имеет пассивную защиту и может быть дистанционно выключен в случае возрастания угрозы.

- Чистый и Экологический  Модернизированный Реактор (CAESAR) – это ядерный реактор, который применяет пар в качестве замедлителя – этот проект все еще разрабатывается.

- Саморегулирующийся Ядерный Энергетический Модуль с водородным замедлителем – это проект реактора, происходящий из Национальной лаборатории Лос-Аламоса, который использует гидрид урана, в качестве топлива.

- Субкритические реакторы  спроектированы, чтобы быть безопасными и более стабильным, но они создают ряд инженерных и экономических проблем. Одним из примеров может служить усилитель энергии.

- Реакторы, основанные  на тории. Они способны превращать  торий – 232 в торий – 233 в  реакторах специально сконструированных для этой цели. В этом случае, торий, который более распространенный, чем уран, может использоваться для размножения ядерного урана – 233 топлива. Также считается, что U -233 имеет лучшие ядерные свойства по сравнению с традиционно используемым U – 235, включая лучшую нейтронную экономию и низкую производительность долгоживущих трансурановых отходов.

- Тяжеловодный Модернизированный  Реактор  (AHWR) – предполагаемая атомная электростанция с замедлителем на тяжелой воде, который будет проектом реактора следующего поколения типа PHWR. В стадии разработки Атомный Исследовательский Центр в Бхабхе, Индия (BARC).

- KAMINI – уникальный реактор, использующий изотоп урана – 233 в качестве топлива. Построен в Индии центром BARC и Исследовательским Атомным Центром имени Ганди (IGCAR).

- Индия также планирует  построить реакторы размножения,  использующие ториево-урановый  топливный цикл. FBTR (Пробный Реактор Размножения на быстрых нейтронах), введенный в эксплуатацию в Калпаккаме (Индия), использует плутоний, в качестве топлива и жидкий натрий, в качестве теплоносителя.

 

Реактор 4 поколения

 

Реакторы 4 поколения  являются серией проектов теоретических  ядерных реакторов, которые в  настоящее время изучаются. Эти  проекты вообще, предполагается, будут  доступны для коммерческого строительства до 2030 года. Действующие эксплуатируемые реакторы по всему миру считаются системами 2 или 3 поколения, с системами 1 поколения устаревшими несколько лет назад. Исследования в этих видах реакторов было официально начато Международным Форумом 4 Поколения (GIF), основанном на восьми задачах. Первоначальные задачи  являлось усовершенствование ядерной безопасности, усовершенствованию политики нераспространения ядерного оружия, минимизации отходов и использования природных ресурсов, и уменьшение стоимости монтажа и ухода за такими заводами.

- Газоохлаждаемый Реактор  на быстрых нейтронах.

- Реактор свинцового  охлаждения на быстрых нейтронах.

- Реактор на расплавленной  соли.

- Реактор на быстрых  нейтронах натриевого охлаждения.

- Водный сверхкритичный реактор.

- Реактор Сверхвысокой  температуры.

 

Реакторы поколения 5+ 

Реакторы 5 поколения  – это проекты, которые теоретически возможны, но которые не считаются  в настоящее время действующими или исследуемыми. Хотя такие реактора, могут быть построены действующими или недалекого будущего технологиями, они вызывают небольшой интерес по экономическим, практическим причинам или по причине безопасности.

- Реактор с жидкой  активной зоной. Замкнутый контур  ядерного реактора с жидкой  активной зоной, где делящимся материалом является расплавленный уран, охлажденный работающим газом, всасываемым через отверстия в основании сдерживающего корпуса.

- Реактор с активной  зоной, находящейся в газовом  состоянии.  Версия замкнутого  контура ядерной ракеты  светового освещения, где делящимся материалом является газообразный гексафторид урана, содержащийся в расплавленном кремниевом корпусе. Рабочий газ (такой как водород) будет проходить по кругу этого контура, и поглощать ультрафиолетовый свет, производимый в результате этой реакции. В теории, использование гексафторида урана непосредственно в качестве рабочего топлива (а не как этап к нему, как это делается сейчас) будет означать более низкую стоимость процесса и очень маленькие размеры реактора. На практике, работающий реактор с такой высокой энергетической плотностью будет, возможно, производить неуправляемый поток нейтронов.

- Реактор EM с активной зоной, находящейся в газообразном состоянии. Такой же как и реактор с активной зоной, находящейся в газовом состоянии, но с фотоэлектрической пластинами, превращающие ультрафиолетовый свет непосредственно в электричество.

 

Термоядерные  реакторы

 

Контролируемый термоядерный синтез может, в принципе, использован  на термоядерных заводах для производства энергии без сложностей по обработке актиноидов, но существуют значительные научные и технические препятствия. Несколько термоядерных реакторов были построены, но пока еще, ни один не произвел больше тепловой энергии, чем потребил электрической. Несмотря на  исследования начала 1950 годов, ни один коммерческий термоядерный реактор не ожидается до 2050 года. Проект ITER действительно направляет все усилия для коммерциализации термоядерной энергии.

 

Ядерный топливный  цикл

 

Тепловые реакторы, как  правило, зависят от очищенного и обогащенного урана. Некоторые ядерные реакторы могут работать со смесью плутония и урана (см MOX). Процесс, при котором урановая руда добывается, обогащается, используется, возможно, перерабатывается и утилизируется, известен как топливный ядерный цикл.

Меньше 1% урана, найденного в природе, является делящимся изотопом урана  – 235 и, как результат, большинство  проектов реакторов требуют обогащенного топлива. Обогащение включает в себя увеличение процентного содержания урана – 235 и обычно обогащается  за счет газовой диффузии или газовой центрифуги. В результате обогащенный уран затем превращается в порошок диоксида урана, который прессуется и обжигается в  форму таблетки. Эти таблетки  упаковываются в трубы, которые затем герметизируются и называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛы). Большинство из этих ТВЭЛов используются повсеместно в ядерных реакторах.

Большинство коммерческих реакторов  BWR и PWR используют 4% обогащенный уран – 235, и некоторые коммерческие реакторы с высокой экономией нейтронов не требуют обогащенного топлива вообще (это означает, что они могут использовать природный уран). В соответствии с МАГАТЭ существует, по меньшей мере,  100 исследовательских реакторов в мире, использующих высокообогащенное топливо (степень обогащения оружейного урана – 90 %). Риск кражи этого топлива (потенциально применяемого в производстве ядерного оружия) заставил кампании защитить его, преобразуя реакторы этого типа, в реакторы  низкообогащенного урана (которые представляют меньшую угрозу распространения).

Делящийся уран – 235 и не делящийся, но способный к делению и распространенный уран – 238 оба используются в процессе деления. Уран – 235 делится тепловыми (т. е медленными) нейтронами. Тепловым нейтроном является тот, который  движется примерно с одинаковой скоростью, что и окружающие его атомы. Так как все атомы колеблются пропорционально их абсолютным температурам, лучшую возможность к делению урана – 235 тепловой нейтрон имеет, двигаясь при той же колебательной скорости. С другой стороны, уран – 238, более вероятно, захватит нейтрон, когда он движется очень быстро. Этот атом урана – 239 вскоре распадется на плутоний – 239, который является другим видом топлива. Плутоний – 239 является жизнеспособным топливом и должно принято во внимание, даже, когда используется топливо из обогащенного урана. Расщепления плутония будут доминировать над расщеплениями урана – 235 в некоторых реакторах, особенно, после проведения исходной загрузки урана – 235. Плутоний делится как с быстрыми, так и с тепловыми нейтронами, которые делают его идеальным или для ядерных реакторов или для ядерных бомб.

Большинство существующих проектов реакторов  являются реакторами на тепловых нейтронах  и обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель  означает вещество, замедляет скорость нейтронов до тепловой скорости) и в качестве теплоносителя. Но в реакторе размножения на быстрых нейтронах используются некоторые другие виды теплоносителя, которые не замедляют нейтроны или замедляют недостаточно. Это дает возможность преобладать быстрым нейтронам, которые могут эффективно использованы для постоянного пополнения запасов топлива. Только помещая дешевый, необогащенный уран в активную зону реактора, неделящийся уран – 238 будет превращен в плутоний – 239, вот суть процесса размножения.

 

Топливо ядерных  реакторов

 

Количество энергии  в резервуарах для ядерного топлива  часто выражается в единицах «  дни полной мощности», которое является рядом 24 – часовых периодов (дней) реактора, планирующихся для работы на полную мощность для производства тепловой энергии. Число дней полной мощности в рабочем реакторном цикле ( в промежуток времени, когда не действует повторное использование топлива) относится к количеству делящегося урана – 235, содержащегося в сборниках топлива в начале цикла. Больший процент урана – 235 в активной зоне реактора к началу цикла позволит реактору работать большее число дней полной мощности.

В конце рабочего цикла топливо  в некоторых сборниках тратится и разряжается, и заменяются  новыми (свежие) ТВС (тепловыделяющиеся сборка), хотя на практике это накопление отравляющих веществ в ядерном топливе определяет время жизни ядерного топлива в реакторе. Задолго до этого происходят любые реакции деления, имеет место наращивание долгоживущих нейтронов, поглощающих побочные продукты деления, препятствующих цепной реакции деления. Часть ТВС заменяется в течение повторного использования топлива, что является типичным для одной четвертой водных  реакторов кипения и для одной трети водо -  водяных реакторов под давлением. Размещение и хранение использованного топлива является одним из самых сложных аспектов работы коммерческих АЭС.

Не все реакторы нуждаются  в отключении при заправке; например, реакторы галечного типа, RBMK, реакторы на расплавленной соли, MAGNOX, AGR и CANDU позволяют топливу перемещаться по реактору, пока тот работает. В реакторе CANDU также имеется возможность находиться отдельным элементам топлива в активной зоне реактора, что является самым подходящим для количеств урана – 235 в ТВС.

Количество энергии, извлеченное из ядерного топлива, называется его выгоранием, которое выражается в единицах тепловой энергии, производимой  единицей начальной топливной массы. Выгорание обычно выражается как мегаватт тепловых дней за метрическую тонну начальных тяжелых металлов.