Реактор-размножитель
Cтраница 2
 |
Экспериментальный реактор-размножитель EBR-11. [16] |
Принимая во внимание неудовлетворительные результаты, достигнутые на газо-охлаждаемом реакторе на тепловых нейтронах, трудно предсказать, какое будущее ожидает газоохлаждаемый реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Но так как реактор этого типа теоретически имеет некоторые преимущества, необходимо внимательно его рассмотреть. Этот тип реактора рассматривается с существующей системой охлаждения; твэлы имеют оболочку из нержавеющей стали, топливо - окисное, разработанное для реактора-размножителя на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. В качестве теплоносителя используется гелий под давлением от 7 до 100 МПа. Корпус спроектирован таким образом, чтобы сохранить гелий даже в случае аварии нагнетающей системы. [17]
 |
Типы схем атомных электростанций с различным числом контуров. [18] |
Если атомов нового ( вторичного) горючего производится больше, чем выгорает исходного ( первичного) делящегося вещества, то получают реактор-размножитель. В обычном реакторе нового топлива создается меньше ( 30 - 90 %), чем выгорает исходного. [19]
Кроме того, поскольку натрий непрозрачен, техническое обслуживание и перегрузка активной зоны должны проводиться без визуального контроля. На рис. 7.15 показан экспериментальный реактор-размножитель EBR-II, расположенный в лаборатории National Engineering Laboratory в штате Айдахо, который эксплуатируется лабораторией Argonne National Laboratory министерства энергетики США. Этот реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем вступил в строй в 1964 г. Он предназначен для испытания топлив, конструкционных материалов, поглотителей и детекторов. Активная зона помещена в бак вместимостью 325 м3 с натрием при температуре 370 С. Реактор обеспечивает работу турбоагрегата мощностью 20 МВт, на котором уже выработано 10 ТВт-ч электроэнергии. В 1976 г. реактор проработал 76 9 % врем-ени. [20]
Кроме этого, Франция, ФРГ и Италия сотрудничают в Европейском обществе по развитию ядерной энергетики NERSA, а французский комиссариат по атомной энергии образует совместный орган с Интератомом, включающий компанию с 16 % - ным участием Бельгии и Нидерландов. Слияние интересов в первую очередь связано с высокими издержками, так, демонстрационный реактор-размножитель в Калкаре мощностью 300 МВт обошелся в 2490 млн. марок ФРГ при оценке его стоимости при начале строительства весной 1973 г. 1700 млн. марок; ториевый реактор в Вентропе обошелся в 1480 млн. марок вместо первоначальной оценки 903 млн. марок. При таких суммах расходов сотрудничество оправдывается. [21]
Вслед за ураном, торий часто рассматривается как важнейший сырьевой материал для получения атомной энергии. Так как этот изотоп урана имеет высокий коэффициент размножения тепловых нейтронов ( отношение количества образующихся нейтронов к числу поглощенных), оказывается возможным построить реактор-размножитель на тепловых нейтронах, потребляющий в качестве горючего торий. [22]
Кроме того, поскольку натрий непрозрачен, техническое обслуживание и перегрузка активной зоны должны проводиться без визуального контроля. На рис. 7.15 показан экспериментальный реактор-размножитель EBR-II, расположенный в лаборатории National Engineering Laboratory в штате Айдахо, который эксплуатируется лабораторией Argonne National Laboratory министерства энергетики США. Этот реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем вступил в строй в 1964 г. Он предназначен для испытания топлив, конструкционных материалов, поглотителей и детекторов. Активная зона помещена в бак вместимостью 325 м3 с натрием при температуре 370 С. Реактор обеспечивает работу турбоагрегата мощностью 20 МВт, на котором уже выработано 10 ТВт-ч электроэнергии. В 1976 г. реактор проработал 76 9 % врем-ени. [23]
Таким образом, расход 238U сопровождается образованием нового ядерного горючего, причем для дальнейшего использования плутоний может быть отделен от урана чисто химическим способом, что немаловажно. Такие реакторы называются реакторами-размножителями или бридерами. Вырабатывая энергию, реактор-размножитель может производить даже больше ядерного горючего, чем потребляет. Оценки показывают, что количество ядерного топлива в бридерах может удваиваться за 7 - 10 лет. Реально в настоящее время только проводятся исследовательские работы в этом направлении. [24]
При воздействии на плутоний 239 быстрых нейтронов ( БН) на 10 поглощенных выделяется 29 нейтронов. Быстрые нейтроны значительно меньше поглощаются конструкционными материалами и продуктами деления. В России работает реактор-размножитель БН-600 на Белоярской АЭС. [25]
Мот) был введен в строй в США в 1962 г. Сооружен также энергетический быстрый Я. В СССР разработан быстрый реактор-размножитель БН-350 для атомной электростанции с электрич. Ведется разработка проекта быстрого энергетич. Применение топлива из монокарбида U и монокарбида Ри позволяет получить в БН-1000 коэфф. [26]
Стремление увеличить конкурентоспособность ядерного горючего по отношению к обычному органическому топливу, а также высокая стоимость переработки облученного ядерного горючего в настоящее время побудили к исследованию таких реакторных систем, в которых может быть исключена переработка ядерного горючего. Теоретически возможно создание реактора с таким коэффициентом конверсии, при котором будет полностью компенсироваться потеря нейтронов вследствие захвата последних продуктами деления и примесями тяжелых элементов. К таким системам относятся реактор-размножитель на тепловых нейтронах, использующий в качестве горючего уран-233, и плутониевый реактор на быстрых нейтронах. В каждом из этих случаев, если бы удалось создать топливо, способное выдержать очень длительную кампанию, то остаточное горючее можно было бы удалить без дальнейшей его переработки. [27]
Существуют две области, наиболее подверженные искажениям. Первая - различия в порядках величин конечного использования ресурса в зависимости от метода преобразования первичных источников во вторичные и далее в конечное потребление. Это хорошо известно в ядерной энергетике, где метод преобразования ( тепловой реактор или реактор-размножитель) обычно определяет публикуемые цифры энергетического эквивалента ядерного топлива. [28]
При создании реакторов-размножителей возникло множество технических трудностей. Поскольку реакторы-размножители, как и заводы по восстановлению ядерного топлива, дают возможность производить плутоний-239, страна, получившая в свое распоряжение реактор-размножитель или технологию восстановления делящихся веществ, становится обладательницей сырья для атомного оружия. Нельзя не считаться с тем, что разработка реакторов-размножителей и совершенствование восстановления делящихся топлив могут обусловить возможность распространения ядерного оружия или хищения ядерных веществ террористическими организациями. [29]
Последним типом реактора-размножителя, который здесь рассматривается, является реактор-размножитель с расплавленной солью. Финансирование работ по реактору этого типа осуществляется на минимальном уровне, достаточном только для того, чтобы поддерживать знания в области этой технологии, к которой можно было бы обратиться в случае появления каких-либо серьезных проблем, связанных с разработкой реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Возможно, новый взгляд на состояние энергетики приведет к возобновлению исследований и разработок в области реактора-размножителя, с расплавленной солью. Этот реактор представляет собой реактор-размножитель на тепловых нейтронах, не использующий спектр быстрых нейтронов, требующийся для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим или газовым теплоносителем. [30]
Страницы: 1 2 3