Военные реакторы.

1. ВОЕННЫЕ РЕАКТОРЫ

В виде PDF файла с более корректным отображением формул. 2,6 Мб.

В СССР промышленные (военные) уран-графитовые реакторы с высокими потоками тепловых нейтронов использовались для наработки оружейного плутония и других делящихся нуклидов. Попутно решались ещё две задачи: получение электроэнергии и снабжение теплом близлежащие населенные пункты (В США военные реакторы применяли исключительно для наработки оружейного плутония).

Замечание. К военным реакторам также относят реакторы, специально предназначенные для наработки трития - компонента термоядерного оружия.

К военным реакторам предъявляются такие требования, как 1) большой коэффициент воспроизводства делящегося материала, 2) высокая энергонапряжённость, 3) короткое время удвоения плутония. Наработка оружейных радионуклидов и расширенное воспроизводство топлива проводится на реакторах-конверторах и реакторах-размножителях.

Реактор-конвертер - ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.

Реактор-размножитель (бридер) - реактор на быстрых нейтронах, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива.

Расширенное воспроизводство ядерного топлива - воспроизводство ядерного топлива с коэффициентом конверсии, большим 1. В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем "сгорает" в реакторе. Воспроизводство - размножение делящегося вторичного топлива из сырьевого (воспроизводящего) материала, т.е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся цепной реакции деления, расходуются не только на ее поддержание, но и поглощаются ураном-238 или торием-232 с образованием делящихся нуклидов (например, плутония-239 или урана-233). Вторичным делящимся топливом считают Pu-239 и U-233, материалом воспроизводства - U-238 и Th-232.

Воспроизводящий материал - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов. Воспроизводящий нуклид - нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счет захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - уран-238 и торий-232.

Время удвоения - время, в течение которого количество делящегося материала, первоначально загруженного в реактор, удваивается в процессе расширенного воспроизводства).

Вторичное ядерное топливо - к вторичному ядерному топливу относят плутоний-239 и уран-233, образующиеся в ядерных реакторах соответственно из урана-238 и тория-232 при поглощении нейтронов. Вторичное ядерное топливо является перспективным источником ядерной энергии.

Зона воспроизводства (Blanket) - часть ядерного реактора, содержащая воспроизводящий материал и предназначенная для получения в ней вторичного ядерного топлива.

Коэффициент воспроизводства - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива. Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива, т.е. в них накапливается ядерного топлива больше, чем расходуется. Коэффициент конверсии - отношение числа ядер нового делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала.

Чтобы получать плутоний в достаточном количестве, нужны интенсивные нейтронные потоки. В принципе, любой атомный реактор является источником нейтронов, но для промышленного производства плутония используется специально разработанный для этого. Первым в мире промышленным реактором по производству плутония был уран-графитвый реактор В в Хэнфорде (США) на тепловых нейтронах. Заработал он 26 сентября 1944, мощность - 250 МВт, производительность - 6 кг плутония в месяц. Он содержал около 200 тонн металлического природного урана, 1200 тонн графита и охлаждался водой со скоростью 5 кубометров/мин.

Общую меру облученности (отработанности) топливного элемента выражают в мегаватт-днях/тонну (МВт-день/т). Плутоний оружейного качества получается из элементов, с небольшим количеством МВт-день/т, в нем образуется меньше побочных изотопов. Топливные элементы в современных водо-водяных реакторах достигают уровня в 33 000 МВт-день/т. Типичная экспозиция в оружейном бридерном (с расширенным воспроизводством ядерного горючего) реакторе 1000 МВт-день/т. Плутоний в Хэнфордских реакторах с графитовым замедлителем облучается до 600 МВт-день/т, в Саванне на реакторе на тяжелой воде производится плутоний такого же качества при 1000 МВт-день/т (возможно из-за того, что часть нейтронов уходит на образование трития). Во время Манхэттенского проекта в реакторе В топливо из природного урана получало всего 100 МВт-день/т, таким образом, получался очень высококачественный плутоний-239 (всего 0.9-1% ²⁴⁰Pu, остальные изотопы еще в меньших количествах).

2. ГРАФИТОВЫЕ ТЕПЛОВЫЕ РЕАКТОРЫ

Исторически первыми промышленными реакторами -наработчиками плутония - были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением (сокращённо ПУГР - промышленный урано-графитовый реактор).

Рис. 1. Здание, в котором располагался первый в мире экспериментальный уран-графитовый реактор Х-10 (США), на котором велась наработка оружейного плутония.

Чтобы получать плутоний в достаточном количестве, нужны сильнейшие нейтронные потоки. В принципе, любой атомный реактор является источником нейтронов, но для промышленного производства плутония используется специально разработанный для этого.

Рис. 2. Первый промышленный реактор В (Хенфорд, США) Фото 1945 г.

Первым в мире экспериментальный реактор, на котором велась наработка плутония, был охлаждаемый воздухом уран-графитовый реактор Х-10 (Оак Ридж, штат Теннеси, США) вступивший в строй 4.10.1943. Реактор представлял собой большой графитовый блок (длина стороны куба 24 фута), окружённый со всех сторон бетонной стеной толщиной в несколько футов, играющей роль радиационного экрана. Блок пронизывали 1248 горизонтальных ромбовидных каналов, в которых цилиндрические куски металлические урана образовывали длинные стрежни. Охлаждающий воздух циркулировал по каналам, со всех сторон омывая куски урана. После окончания облучения, кусок свежего урана вставляли в канал с входной стороны, при этом кусок облучённого урана выпихивался из котла и по жёлобу соскальзывал по жёлобу в расположенное под водой ведром. После нескольких недель подводного хранения уран переносили в химический цех для разделения.

Рис. 3. Схема реактора Х-10.

Реактор Х-10 снабдил лабораторию Лос-Аламоса плутонием, достаточным для исследования кинетики его деления и определения критической массы, что существенно повлияло на дизайн атомной бомбы. Накопленный опыт позволил перейти к проектированию более мощного реактора.

Первым в мире промышленным реактором по производству плутония был уран-графитовый реактор «В» в Хэнфорде (штат Вашингтон, США). Пущен 26.20.1944, мощность - 250 МВт, производительность - 6 кг плутония в месяц. Количество каналов 2002. Он содержал около 200 тонн металлического необогащённого (природного) урана, 1200 тонн графита и охлаждался водой со скоростью 5 кубометров/мин. Расположение твэлов - горизонтальное. На этом реакторе был наработан плутоний-239 для бомбы «Толстяк», сброшенной на г. Нагасаки. Остановлен в феврале 1968.

Замечание. Общую меру облученности (отработанности) топливного элемента выражают в мегаватт-днях/тонну (МВт-день/т). Плутоний оружейного качества получается из элементов, с небольшим количеством МВт-день/т, в нем образуется меньше побочных изотопов. Топливные элементы в современных водо-водяных реакторах достигают уровня в 33000 МВт-день/т. Во время Манхэттенского проекта топливо из природного урана получало всего 100 МВт-день/т, таким образом, получался очень высококачественный плутоний-239 (всего 0.9-1% Pu-240, остальные изотопы еще в меньших количествах).

Рис. 4. Промышленный реактор В фирмы Дюпон в Хенфорде. Избыток топливных элементов позволяет успешно бороться с ксеноновым отравлением реактора.

Рис. 5. Схема операций на реакторе В.

1 - топливные элементы, загружаемые в каналы с фронтона; 2 - топливо, облучаемое в реакторе; 3 - облучённое топливо извлекаемое на обратной стороне и опускающееся в водный бассейн; 4 - топливо, транспортируемое в защитных контейнерах на химический завод для выделения плутония.

атомной бомбы; 16.06.87 - вывод реактора из эксплуатации.

Рис. 6. Современный вид реактора В (после дезактивации и открытия музея).

В СССР первый промышленный реактор А-1 («Аннушка») мощностью 100 МВт пущен 19.05.1948 в Челябинске-40 (Химический комбинат «Маяк», г. Озёрск Челябинской области). Этапы проекта: 1945 - начало разработки первого промышленного реактора; 22.06.48 -мощность реактора достигла проектного значения; 1949 - завершена наработка и выделение необходимого для

изготовления первой бомбы количества плутония; 23.09.49 - испытание первой

Табл. 1. Промышленные реакторы США

Рис. 7. Центральный зал реактора А-1.

Одновременно был построен и подготовлен к эксплуатации радиохимический завод для выделения плутония с высокой степенью химической чистоты (свыше 99

%).

Второй уран-графитовый реактор-наработчик плутония АВ-1 мощностью около 1000 МВт введён в строй в июле 1950 (остановлен в августе 1989). Третий подобный реактор АВ-2 мощностью 300 МВт пущен в марте 1951 (остановлен в июле 1990). Позднее его мощность была увеличена до 1400 МВт. В декабре 1951 запущен исследовательский уран-графитовый реактор АИ меньшей мощности (остановлен в мая 1987), предназначенный для испытаний тепловыделяющих элементов, а в октябре 1952 запущен четвертый уран-графитовый реактор-наработчик плутония АВ-3 мощностью 1000 МВт (остановлен в ноябре 1990). Позднее введено в строй несколько тяжёловодных реактор-наработчиков плутония.

Всего на комбинате «Маяк» в разные годы были введены в эксплуатацию 10 реакторов разной модификации, 8 из которых остановлены до 1991 года.

Табл. 2. Советский промышленный уран-графитовый реактор «А».

Рис. 8. Промышленный уран-графитовый реактор типа

АДЭ.

Настил реактора, 2 - Верхняя защита, 3 - Боковая защита, 4 - Нижняя защита, 5 - Активная зона, 6 - Корпус реактора, 7 -Графитовая кладка, 8 - Трубопроводы, подводящие теплоноситель, 9 -Трубопроводы, отводящие теплоноситель

Рис. 9. Принципиальная схема советского реактора типа АДЕ.

Вторым предприятием, на котором были построены реакторы-наработчики оружейного плутония был Сибирский химический комбинат (СХК, г.Северск, Томской области области). Уран-графитовые канальные реакторы: реактор И-1 (изотопный) — проточного типа, введен в эксплуатацию в 1955 г., остановлен в 1990 г. Реакторы ЭИ-2 и АДЭ-3 — энергетические; ЭИ-2 пущен в 1955 г., эксплуатировался до 1990 г., АДЭ-3 эксплуатировался с 1961 по 1992 гг. Реакторы ЭИ-2 и АДЭ-3 предназначенны для наработки плутония, выработки электроэнергии и теплоснабжения Северска и Томска. Топливом служат цилиндрические ТВЭЛы на природном (необогащённом) уране в виде металла. В качестве материала для технологических каналов и оболочки урановых твэлов применяются сплавы на основе алюминия. Теплоноситель — вода, для продувки графитовых кладок используется азот высокой чистоты.

Назначение АДЭ-4 и АДЭ-5 — реакторов типа ПУГР, наработка оружейного плутония, что изначально предопределило ряд конструктивных особенностей, обеспечивающих их повышенную внутреннюю самозащищенность по сравнению с энергетическими реакторами типа РБМК. В числе этих особенностей:

- паровой коэффициент реактивности разогретого реактора, хотя и имеет слабоположительное значение, но оно существенно меньше, чем у РБМК, а значит, неуправляемый разгон мощности реактора исключен;

- время ввода в активную зону стержней управления и защиты не превышает 6 с, и нежелательные процессы за такой короткий срок не могут развиться;

- в качестве основного делящегося материала используется необогащенный уран природной концентрации по изотопу уран-235, т.е. количество локальных критических масс в активной зоне ПУГР в десятки раз меньше, чем в РБМК;

- средняя температура графита в активной зоне ПУГР существенно меньше, чем в РБМК, т. е. ПУГР имеет значительно более низкую запасенную в активной зоне энергию.

Рис. 10. Схема активной зоны ПУГР типа АДЕ.

Замечание. Аналогом ПУГР является реактор энергетический РБМК, (чернобыльского типа). Тот и другой реакторы способны нарабатывать плутоний. Есть, однако, и отличия. ПУГРы проектировались, изготовлялись и монтировались по стандартам гораздо более высокого класса, чем реакторы гражданского назначения и отвечали более жестким требованиям, в том числе по качеству, надежности и безаварийности. Эксплуатация ПУГРов осуществляется гражданскими специалистами, но по особым, военным законам.

После чернобыльской аварии на промышленных реакторах было выполнено около 100 модернизаций, полностью исключивших возможность аварии чернобыльского типа.

Три из них заглушены, соответственно, в 1990, 1991, 1992 гг. Два реактора АДЭ-4, 5 продолжают функционировать в настоящее время. Сроки эксплуатации АДЭ-4 и АДЭ-5 продлены до 2020 г., с переводом их на малообогащенный уран и снижением мощности на 20%. Пониженная мощность ведет к меньшему выделению тепла и снижает вероятность деформации графитовых стержней.

Третьим заводом, на котором построены реакторы про наработке плутония, был Красноярский горнохимический комбинат (Железногорск, Красноярск-26). Первый уран-графитовый реактор введен в эксплуатацию в 1958 (эксплуатировался 33 года), второй - в 1961 (эксплуатировался 35 лет). Эти реакторы работали в проточном режиме, со сбросом охлаждающей воды в реку Енисей. Проточные реакторы выведены из эксплуатации. Третий реактор, АДЭ-2 с замкнутым контуром, пущен в эксплуатацию в 1964. Тепло с этого атомного реактора используется для выработки электрической энергии и нагрева сетевой воды, которая с

1966 подается для горячего водоснабжения и отопления жилого массива, школ, больниц, промышленных предприятий Железногорска. Реактор работает до сих пор, хотя его мощность снижена на 20%

К настоящему времени 3 ПУГР находятся в эксплуатации,10 ПУГР остановлены. Основными причинами прекращения эксплуатации промышленных реакторов являются: - выработка ресурса реактора и реакторного оборудования; - несоответствие действующим нормам и правилам; - падение спроса на вырабатываемую продукцию

В год реакторы АДЭ-2, АДЭ-4 и АДЭ-5 вместе нарабатывают 1500 кг плутония.

(Табл.)Рис. 11. Советские промышленные уран-графитовые реакторы и наработанный в них плутоний.

3. ЛЕГКОВОДНЫЕ РЕАКТОРЫ

Существуют и промышленные реакторы - наработчики плутония, функционирующие на обычной воде (правда глубоко очищенной от примесей). Примером может служить реактор «Руслан», пущенный на «Маяке» в 1985. По конструкции это реактор бассейнового типа, в котором теплоносителем и замедлителем одновременно является обычная (легкая) вода высокой степени очистки (бидистиллят). (Реактор проектировался и первое время работал на тяжёлой воде, затем был переделан под обычную). Отвод тепла осуществляется по двухконтурной схеме. Реактор используется для наработки плутония, трития, радиоактивных изотопов и легированного кремния. Работает в режиме кампаний. По окончании каждой кампании производится перегрузка топлива, а в течение кампании делается несколько остановок (8-10) для перегрузки поглотителей и выполнения ремонтных работ. До настоящего времени реактор работает стабильно.

Табл. 3. Промышленные реакторы СССР - России.

Замечание. Помимо рассмотренных выше типов реакторов существуют промышленные реакторы на промежуточных нейтронах. Так, в России на реакторе СМ (см. лекцию 23) в промышленных масштабах осуществляется наработка трансплутониевых элементов, в первую очередь - минорных актинидов. В частности, используя многократный последовательный захват нейтрона ядром, были накоплены тяжелые элементы Периодической системы, вплоть до эйнштейния, что позволило изучить ядерные свойства их изотопов, в том числе на собственных нейтронных пучках.

4. ТЯЖЕЛОВОДНЫЕ РЕАКТОРЫ

Наработка плутония первоначально проводилась на уран-графитовых реакторах, но впоследствии к ним подключились мощные реакторы на тяжёлой воде. Два таких реактора, предназначенные для одновременной наработки плутония и трития, были пущены на «Маяке». Реактор ОК-180 представлял собой первый в стране промышленный тяжеловодный реактор, предназначенный для получения плутония и ряда изотопов. Строительство реактора было начато 6 июня 1949 и закончено 23.09.1951. 3.03.1966 он был остановлен. Реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и развитие реактора ОК-180. Строительство реактора ОК-190 было начато 6.10.1953 и закончено 29.10.1955. Физический пуск реактора был осуществлен 27.12.1955 8.10.1965 реактор ОК-190 был остановлен. Третий реактор ОК-190М пущен в апреле 1966. Уникальные параметры этого реактора позволяли кроме плутония получать различные радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на экспорт. 16.04.86. реактор ОК-190М был заглушен и выведен из эксплуатации.

Рис. 12. Реактор Л-2.

Реактор «Людмила» (Л-2) - тяжеловодный реактор с двухконтурной схемой охлаждения. Пущен на комбинате «Маяк» в 1988. Построен в шахте реактора ОК-190, который был извлечен в 1970 году. Бак от старого реактора был залит бетоном повышенной теплопроводности, состоящим из жидкого стекла, кремнефтористого натрия, мелкозернистого графитового песка и графитового порошка (графитобетон ГФБ). В отличии от предшественников, имеет стальной корпус. На этом реакторе нарабатывались практически все используемые в мировой практике изотопы, основные из которых: ⁶⁰Со, ¹⁹²Ir, ¹⁴С, ⁷⁵Se, ¹²⁴Sb, ¹⁷⁰Tm, ²¹⁰Po, ²³⁸Pu, ⁹⁹Mo (всего более 20 наименований). Эти изотопы используются в здравоохранении, науке, промышленности внутри страны и поставляются на экспорт.

5. ПРОМЫШЛЕННЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

В США венгерским ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор 1 (тепловая мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо, США.

Рис. 13. Активная зона промышленного реактора на быстрых нейтронах (бридера).

С 1949 в СССР под руководством А.И.Лейпунского велась многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах. Быстрый реактор введен в эксплуатацию в г.Обнинске в 1955. На данный момент в России эксплуатируются ядерные исследовательские установки (бридеры) расположенные в ФЭИ г.Обнинске (БР-5 мощностью 5 МВт построен в 1957, БР-10 - в 1959, реконструирован в 1982) и в НИИАРе г. Димитровград (БОР-60 запущен в эксплуатацию в 1968) Затем были введены в эксплуатацию и промышленные энергетические реакторы БН-350 и БН-600. В 1956 г. консорциум компаний США приступил к сооружению 65 МВт демонстрационного реактора-бридера «Ферми-1» (г.Детройт). Интерес промышленности США к бридерам упал, после того как в 1966 г. вскоре после пуска реактора «Ферми-1» на нем из-за блокады в натриевом контуре произошла авария с расплавлением активной зоны. Этот бридер был демонтирован. Германия первый бридер построила в 1974 и закрыла в 1994. Реактор большей мощности SNR-2, строительство которого началась еще в начале 70-х ХХ века, так и не был введен в эксплуатацию после завершения строительства в конце 90-х. Во Франции в 1973 введен в эксплуатацию первый бридер «ФЕНИКС». Япония в 1977 закончила строительство опытного бридера «Дзёё». Большой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах «Мондзю», введенный в эксплуатацию в 1994, в декабре 1995 закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя натрия. В СССР первый промышленный бридер БН-350 был построен на берегу Каспийского моря для снабжения энергией установки опреснения воды. В 2000 реактор остановлен, в настоящее время демонтирован.

Табл. 4. Развитие сети промышленных реакторов в СССР и в России.

К середине 60-х годов в СССР плутоний для оружейных целей вырабатывался на 13 промышленных ядерных реакторах на трех комбинатах: Челябинск-65, Томск-7, Красноярск-26. С октября 1994 года нарабатываемый плутоний ен используется для производства оружия. Два реактора в Томске-7 (ныне г.Северск) и один реактор в Красноярске-26 (ныне г.Железногорск) используются для производства тепла и электричества для нужд населения, и они будут работать до введения замещающих мощностей.

В США производство высокообогащенного урана для ядерного оружия было прекращено в 1964 году, производство плутония - в 1988 году. Максимальное число действующих промышленных реакторов в США равнялось 14. В июле 1992 года президент Буш объявил, что США не будут возобновлять производство плутония и урана для ядерного оружия. Все промышленные реакторы США в настоящее время остановлены.

Франция прекратила производство оружейного плутония в 1992 году, а высокообогащенного урана в 1996 году.

6. РЕАКТОРЫ ДЛЯ НАРАБОТКИ ТРИТИЯ

С середины 1949 г. в России начался период интенсивной работы по созданию водородной бомбы. Теоретические основы термоядерного оружия разрабатывались практически одновременно с работой над первой советской атомной бомбой. Проработки научных коллективов показали, что именно тритий является наиболее энергетически эффективной «взрывчаткой» для этого вида оружия. Первая водородная бомба («слойка» Сахарова) РДС-6 требовала такие материалы как тритий, литий-6, дейтерид лития, тритид урана.

С целью промышленной наработки трития на ПО «Маяк» (ранее комбинат № 817) был построен уран-графитовый реактор «АИ» (реактор «А изотопный»). Он был запущен спустя три с половиной года после начала эксплуатации первого промышленного уран-графитового реактора «А» на том же предприятии, основным назначением которого было накопление оружейного плутония для ядерных зарядов. Главной целью реактора «АИ» на первом этапе его эксплуатации являлось производства трития для термоядерного оружия.

На этом реакторе впервые был освоен режим производства трития (реактивный режим), необходимый для проведения опытных работ по разработке термоядерного оружия и осуществления первого взрыва термоядерной бомбы. На нем были также реализованы научно-технические основы высокоэффективного производства изотопов для народного хозяйства страны, науки и медицины.

Замечание. В США тритий сначала нарабатывали на уран-графитовых реакторах в Ханфорде, но затем перешли на тяжеловодные реакторы.

17.05. 1950 окончена разработка проектного задания на реактор, а в августе - начато строительство на Комбинате № 817. 20.10.1951 - окончание основных строительно-монтажных работ, начало предпусковых работ по реактору: проверка и опробование систем, пусковые опыты. 12 ноября - достижение критичности реактора «АИ», впервые в СССР начало работ с обогащенным топливом. 22.10.1952 - сдача реактора в эксплуатацию. 14.02.1952 - достижение проектного уровня мощности 40 МВт. Декабрь 1952 - повышение мощности до 57,5 МВт.

Реактор «АИ» - ядерная установка с вертикальной компоновкой активной зоны. Он представлял собой блочную графитовую систему с водяным охлаждением. Активная зона образована вертикальными колоннами графитовых кирпичей с отверстиями в центре для установки технологических каналов. Она установлена на опорную металлоконструкцию, которая имеет боковую и верхнюю биологическую защиту и различные контрольные системы и устройства для выявления и предупреждения аварийных ситуаций. Внутрь технологических каналов загружаются рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждаются на проток химически обработанной водой.

Номинальная мощность реактора 40 МВт. Реактор представлял собой вертикальный графитовый цилиндрический блок с проходящими через него трубами-каналами, параллельными оси цилиндра. Общее количество каналов - 248. Шаг квадратной решетки - 200 мм. Размер активной зоны: диаметр - 2800 мм, высота - 3000 мм. В каналы центральной части реактора (около 50% всех каналов) загружаются рабочий блок одного типа, в периферийные каналы - навески другого типа. Ввиду высокой температуры графита (достигающей 500°С) в реактор подавался вместо воздуха азот, препятствующий окислению графита. Загрузка и разгрузка каналов проводилась сверху краном с дистанционным управлением.

Рабочие блоки с обогащенным ураном, рассчитанные на повышенные до 1 млн ккал/(м²ч) тепловые нагрузки изготавливали на базе уран-магниевой керамики, обладающие повышенной стойкостью против распухания. Высокий коэффициент мультипликации К=1,35 обеспечивался за счет загрузки 3,5 т обогащенного 2% урана. Ядерное топливо с 2%-м обогащением по урану-235 обеспечивает избыток нейтронов для получения трития. Металлокерамический (магний+уран) втулочный рабочий блок диаметром 58 мм по оболочке и длиной 150 мм одностороннего охлаждения, с вытеснителем (магниевым керном), размещаемым внутри втулочного блока, и без него. Впоследствии эти блоки были заменены на другие топливные композиции (интерметаллид 10%-й, диоксид урана 80- и 90%-го обогащения) для улучшения теплотехнических характеристик реактора.

Расход охлаждающей воды - 900 м³ч; скорость охлаждающей воды - 4,5 м/с; температура на выходе из реактора - 65°С; температура графита - 428°С; вес графитовой кладки - 135,5 т. Отличие реактора АИ от реактора А заключалось в использовании обогащенного топлива, в результате чего теплотехнические характеристики АИ были более напряженными, чем для реактора «А».

В периферийную часть активной зоны загружались сырьевые блоки с солью лития (Li₂SO₄). Сырьевые блоки также загружались в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу основной загрузки. Это было сделано для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в центральной зоне, т. е. нейтроны утечки. В реакторе имелась центральная часть активной зоны, которая являлась источником нейтронов, и периферийная зона, в которую устанавливались каналы с сырьевыми блоками (частокол) для улавливания нейтронов утечки и эффективного накопления трития.

Наряду со стандартными каналами с литиевыми блоками в «частокол» были установлены три специальных канала. В каждом канале размещалась герметичная труба, загруженная солью лития,

соединенная вакуумными линиями с объемом вне реактора для откачки газов (трития и гелия), образующихся в процессе облучения. Идея трубного метода казалась заманчивой по сравнению с облучением отдельных литиевых блоков, так как позволяла отказаться от ряда технологических операций. Несмотря на перспективность трубного метода он не нашел дальнейшего использования из-за низкой степени извлечения трития из сульфата лития. Однако в дальнейшем идея трубного метода была использована на реакторе «АИ» в виде «шампурного» способа для получения различных радионуклидов.

В технологический комплекс производства трития входил также цех снаряжения магниевых блоков, печное отделение для извлечения из облученных блоков сырого газа, отделения очистки и разделения газа по изотопам и получения готового продукта в виде тритида урана.

После капитального ремонта с разборкой графитовой кладки реактор «АИ» с 24 декабря 1956 г. был переведен в изотопный режим по производству радионуклидов ¹⁴С, ³⁶Cl и короткоживущих радионуклидов. В изотопном режиме средний годовой уровень мощности составлял 125% от проектного (50 МВт), среднее значение плотности нейтронного потока -3*10¹³ см^-2с^-1, температура графита - 500-540°С. Восьмой и девятый радиусы реактора загружались трубами с солью Ca(NO₃)₂ и KCl для получения радионуклидов ¹⁴С и ³⁶Cl соответственно. В плато реактора устанавливались 8 каналов для накопления короткоживущих радионуклидов. В 1958 г. реактор переведён на новые керамические блоки 10%-го обогащения с повышенным содержанием урана-235, высотой 153 мм для целей увеличения накопления радионуклидов. Начиная с апреля 1961 г., при работе в реактивном режиме стали использоваться литиевые блоки с 7%-м обогащением по литию-6, а позднее - 20%-м обогащением. После капитального ремонта пуск реактора в январе 1967 г. был осуществлен на втулочных блоках 80%-го обогащения. Начиная с 17.02.1969 , реактор был переведен на загрузку втулочными блоками АИД-90 90%-го обогащения с повышенным содержанием урана-235 с целью увеличения выгорания и снижения затрат на радиохимическую переработку облученных блоков. В результате мощность реактора была увеличена до 100 МВт и повышена производительность по тритию и другим радионуклидам.

25.5.1987 уран графитовый реактор АИ после 35,5 лет работы был остановлен и выведен из эксплуатации.

В России помимо реактора АИ тритий нарабатывали на реакторе АВ-3, а затем -на тяжеловодных реакторах (реактор ОК-180, Людмила и др.) и на легководном реакторе Руслан.

7. ЯДЕРНЫЙ БРИДИНГ

Долговременная стратегия развития «большой» атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых бридеров и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить «выход» энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

7.1 Виды бридинга

Бридинг (от англ. breed - размножать) - процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг".

Бридинг состоит в производстве большего количества делящегося материала, чем. потребляемое при этом. Количественной мерой этого выигрыша является так называемый период удвоения — время, необходимое для производства вдвое большего чистого количества делящегося материала по сравнению с первоначально загруженным в реактор его количеством. По окончании периода удвоения реактор производит количество топлива, полностью возмещающее его первоначальные затраты и достаточное для пуска еще одного такого же реактора. Эффективно работающий бридерный реактор должен иметь период удвоения от 7 до 10 лет.

В зависимости от вида сырья, превращаемого в ядерное топливо, возможны два типа бридерных систем. Тепловые бридеры, использующие тепловые нейтроны, наиболее эффективно осуществляют цикл

превращения ²³²Th в ²³³U (обычно называемый ториевым циклом). Быстрые бридеры, использующие более

энергичные нейтроны, лучше всего подходят для превращения ²³⁸U ²³⁹Pu (урановый цикл). В быстрых бридерах непроизводительные потери нейтронов меньше, чем в тепловых, и поэтому они имеют меньший период удвоения.

Наработка плутония в реакторе - ядерный бридинг - осуществляется нейтронами, высвобождающимися при делении ядер. При делении каждого ядра ядерного топлива, например ²³⁵U, в среднем высвобождается более двух быстрых (высокоэнергичных) нейтронов. Для поддержания ядерной цепной реакции один из них должен произвести деление другого ядра. Часть нейтронов непроизводительно теряется, а остальные идут на расширенное воспроизводство новых делящихся ядер, т. е. превращают «заурядные» изотопы тяжелых элементов в делящиеся изотопы (Рис.1).

Рис. 14. Урановый цикл размножения топлива в быстром бридерном реакторе,

осуществляемый быстрыми (высокоэнергичными) нейтронами.

В урановом типе ЯТЦ «заурядное» ядро урана-238 поглощает нейтрон и испускает Р-частицу, превращаясь в ядро нептуния, которое в свою очередь испытывает Р-распад и

превращается в делящееся ядро плутония-239. При поглощении ядром плутония-239 нейтрона оно может испытать деление. При этом образуются продукты деления (ПД), освобождается энергия и вылетают по меньшей мере два нейтрона. Один из этих нейтронов идет на поддержание цепной реакции деления, остальные служат для превращения «заурядных» ядер в делящиеся, тем самым воспроизводя, «размножая» ядерное топливо. Бридерный реактор удваивает количество первоначально загруженного в него топлива за несколько лет.

Ториевый цикл бридинга аналогичен урановому циклу, но наиболее эффективно проводится на тепловых, т. е- сравнительно медленных, нейтронах в тепловом бридерном реакторе. В этом цикле «заурядный» изотоп тория-232 сначала превращается в протактиний, а затем в уран-233 (Рис. 2).

Идея бридерного реактора родилась почти в то же время, что и мысль о ядерной цепной реакции. Первые такие реакторы появились уже вскоре после второй мировой войны. Часть из них работала на тепловых, другие — на быстрых нейтронах. Второе существенное различие между ними заключается в роде

охладителя, используемого для отвода тепла, которое выделяется при ядерном делении, и для переноса этого тепла в установку для выработки электроэнергии. Для тепловых бридеров в качестве охладителей были выбраны вода и расплавленные соли, для быстрых бридеров — инертные газы (например, гелий), жидкие металлы (например, натрий) и водяной пар.

Рис. 15. Схема бридинга в ториевом цикле.

7.2 Наработка плутония

Плутоний является одним из первых искусственных элементов, который начали производить в промышленном масштабе. По оценкам экспертов, к концу XX века в мире накоплено свыше 2000 т плутония и в дальнейшем ежегодный прирост его количества составлял примерно менее 100 т/г.

Плутоний производится в

ядерных реакторах на урановом топливе с естественным или несколько повышенным содержанием изотопа урана-235 путём последовательных реакций радиационного захвата нейтронов и последующего β-распада:

7.2.1 Изотопный состав плутония

Соотношение количеств тех или иных изотопов в составе нарабатываемого плутония зависит от типа реактора (промышленный или энергетический), качества свежего уранового топлива (изотопный состав) и глубины его выгорания (время облучения в реакторе) (Табл. 1).

Изотопный состав плутония, накапливающегося в реакторе в результате реакций, происходящих в урановом топливе, зависит от степени выгорания топлива. Чем дольше работает ядерное топливо в активной зоне реактора типа ВВЭР, тем больше в нем четных изотопов плутония и тем ниже энергетическая ценность этого плутония для использования в качестве вторичного ядерного топлива.

Табл.5. Изотопный состав плутония в отработанных твэлах реакторов различного типа.

Таблица 1

* Реактор, производящий плутоний оружейного качества.

** ²³⁸Pu образуется, но его процентное содержание очень мало (данные в литературных источниках отсутствуют).

Из пяти основных образовавшихся изотопов два с нечетными массовыми номерами - ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu являются расщепляющимися, т.е. способными к расщеплению под действием тепловых (медленных) нейтронов, и в принципе могут быть использованы в качестве реакторного топлива. Поэтому, если речь идет о возможности использования плутония в качестве реакторного топлива, значение имеет количество накопленного ²³⁹Pu и ²⁴¹Ри. Для ядерного же оружия необходим практически чистый ²³⁹Ри, т.к. излучатели нейтронов ²⁴⁰Pu и ²³⁸Pu могут спонтанно вызвать «предначальное воспламенение», а это приведет к существенно меньшей силе взрыва атомной бомбы. Поэтому разница в «качестве» плутония обычно определяется его изотопным составом.

Рис. 16. Накопление изотопов плутония в реакторе

Изотопный состав плутония зависит и от типа реактора. В реакторах на быстрых нейтронах делятся (выгорают) как нечетные, так и четные изотопы. Поэтому состав плутония в топливе «быстрых» реакторов относительно стабилен.

7.2.2 Классификация плутония

Изотопный состав плутония существенным образом влияет на его качество (особенно на характеристики изготовленного из него ядерных взрывных устройств). Классификация качества плутония в зависимости от содержания в ^219,Pu изотопов ²³⁸Pu и ²⁴⁰Pu, приведена в Табл. 6. Табл.6. Классификация плутония

Изотопный состав оружейного плутония (%) ²³⁸Pu-0,012; ²³⁹Pu-93,8; ²⁴⁰Pu-5,8; ²⁴¹Pu-0,23; ²⁴²Pu-0,0022

Изотопный состав реакторного плутония (%) ²³⁸Pu-1,3; ²³⁹Pu-60,3; ²⁴⁰Pu-24,3; ²⁴¹Pu-8,3; ²⁴²Pu-5,00

После одного года работы типичного энергетического легководного реактора мощностью 1000 МВт образуется около 200 кг плутония, из которых около 150 кг составляет ²³⁹Pu.

7.2.3 Оружейный плутоний

Наиболее важным является оружейный плутоний, т.е. высоко обогащенный плутоний (степени обогащения по плутонию-239 93% и выше). Он нарабатывается на промышленных реакторах при малых продолжительностях компании (менее 1 месяца). В таких условиях нарабатывается в основном ²³⁹Pu. Другие изотопы возникают в незначительном количестве.

При составе: 93.4% ²³⁹Pu, 6.0% ²⁴⁰Pu и 0.6% ²⁴¹Pu плутоний обладает следующими свойствами: начальная тепловая мощность свежевыработанного оружейного плутония 2.2 Вт/кг, уровень спонтанного деления 27100 делений/с. По прошествии пары десятилетий, большая часть Pu превратится в ²⁴¹Am,

существенно увеличив тепловыделение - до 2.8 Вт/кг. Поскольку ²⁴¹Pu прекрасно делится, а ²⁴¹Am - нет, это приводит к снижению запаса реактивности плутония и должно приниматься в расчет конструкторами атомной бомбы.

Вследствие малой разницы в массах ²³⁹Pu и ²⁴⁰Pu, эти изотопы не разделяются промышленно широко

распространенными способами обогащения. Единственный способ произвести более чистый ²³⁹Pu - сократить

время пребывания в реакторе кассеты с ²³⁸U.

К оружейному плутонию предъявляются строгие требования с точки зрения его изотопного состава. Основным нежелательным изотопом является ²⁴⁰Pu (этот изотоп имеет тенденцию накапливаться в твэлах энергетических реакторов).

Дело в том, что мощность ядерного заряда сильно зависит от содержания в нем изотопа ²⁴⁰Pu. Изотоп ²⁴⁰Pu является источником нейтронов спонтанного деления, каждый акт которого сопровождается испусканием 2,1 нейтронов со средней энергией 2,5 МэВ. При этом удельный поток нейтронов в полный телесный угол 4π составляет 1,02*10 с^-1 т^-1 . Нейтроны от спонтанного деления Pu вызывают предынициирование ядерного взрыва и тем самым делают его мощность труднопредсказуемой. Поэтому в оружейном плутонии содержание не должно превышать 2-3%.

Замечание. Плутоний, выделяемый из ОЯТ энергетических реакторов, так же пригоден для изготовления ядерных взрывных устройств (ЯВУ), что и подтвердили испытания ядерных бомб с использованием энергетического плутония, осуществленные в 1962 г. в Неваде (США) и в 1974 г. в Индии. Однако атомная бомба из реакторного плутония будет маломощной и обращение с ней будет затруднено из-за интенсивного сопутствующего гамма-излучения, отсутствующее у «нормальной» плутониевой бомбы.

Нежелательным является и присутствие в оружейном плутонии изотопа ²⁴¹Pu, т.к. при хранении ядерного материала образуется ²⁴¹Am - источник жёсткого гамма-излучения, что значительно осложняет обращение с атомным оружием.

Оружейный плутоний, обычно получаемый на промышленных реакторах, можно получить и из отработанных твэлов энергетических реакторов. Однако, в этом случае приходится прибегать к дорогостоящей процедуре разделения изотопов плутония.

Применение известных технологий обогащения урана для удаления нежелательных изотопов из реакторного плутония технически возможно. Оно осложнено присутствием множества изотопов,отличающихся друг от друга всего одной атомной единицей массы (²³⁵U и ²³⁸U отличаются на 3), что

существенно снижает и без того небольшой коэффициент сепарации. Требуется двухпроходное разделение -сначала удаляются тяжелые изотопы - ²⁴⁰Pu и выше, а затем (в зависимости от начального содержания и нежелательности нагрева), отделяется ²³⁸Pu. Токсичность, нейтронное излучение и самонагрев плутония во входном и выходном потоках, в обогащенном продукте - все эти факторы еще больше усложняют технологию разделения плутония по сравнению с ураном. Есть и облегчающий процесс обогащения момент -масса сырья, которая должна быть переработана, более чем на два порядка меньше, чем при разделении природного урана. Это происходит из-за высокого изначального содержания ²³⁹Pu (60 - 70% по сравнению с 0.72% у урана) и из-за меньшей критической массы плутония (6 против 15 кг). Даже со всеми указанными выше сложностями, завод по обогащению плутония будет много меньше уранового при любой технологии разделения.

Разделение изотопов плутония и производство оружейного плутония из реактора осуществляют на электромагнитных сепараторах. Вследствие очень высокого коэффициента разделения требуется всего одна стадия очистки, и производительность сепаратора определяется концентрацией ²³⁹Pu в сырье. Электромагнитный сепаратор, способный нарабатывать половину заряда атомной бомбы в год (аналогичный запускаемому Ираком до войны 1991 года), способен на производство 100 плутониевых бомб из реакторного плутония. Возможно использование других способов разделения изотопов, например, газовой диффузии или центрифугирования. Свойства гексафторида плутония сходны с гексафторидом урана и требуют лишь незначительных изменений в центрифугах или диффузионных мембранах. Технология AVLIS (испарение с использованием лазера) создает возможность недорогого разделения и может использоваться с реакторным плутонием в качестве исходного материала.

7.2.4 Реакторный плутоний

Кампания энергетического реактора достаточно длинна - два года и больше. За это время нарабатывается широкая гамма всех остальных изотопов плутония. Поэтому ²³⁹Pu оказывается разбавлен остальными четырьмя изотопами плутония.

Подавляющая часть сегодняшней атомной энергетики использует урановое горючие. Плутоний, содержащийся в отработанном ядерном топливе, состоит из множества изотопов, соотношение которых зависит от типа реактора, рабочего режима и продолжительности кампания. Например, изотопный состав плутония в легководном реакторе (в долях): ²³⁸Pu (0,03), ²³⁹Pu (0,61), ²⁴⁰Pu (0,2), ²⁴¹Pu (0,1) и ²⁴²Pu (0,03).

Принимая в расчет явление изотопного разбавления критической массы (хорошо делятся только ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu) бомба, созданная из 8 кг такого материала выдавала бы 116 Вт тепла (электролампочку такого же размера и такой же мощности невозможно держать в руках) и 2.8 миллиона нейтронов/с. С таким веществом создание атомной бомбы является трудной, хотя и возможной, задачей.

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) всех современных энергетических реакторов, выгруженное при среднем уровне выгорания 40 ГВт-сут/т, содержит, как правило, 1,15 вес.% плутония, 94,3% урана и 4,55% продуктов деления (в том числе изотопов малых актиноидов: нептуний-237, америций-241, америций-243, калифорний-252). При использовании только уранового топлива в реакторе мощностью 900 МВт примерно через каждые три года имеет место наработка плутония в количестве 780 кг на одну активную зону.

Степень облученности топливного элемента в энергетическом реакторе можно измерить в мегаватт-днях/тонну (МВт-день/т). Плутоний из отработанного ядерного топлива состоит из множества изотопов. Структура их меняется от типа реактора и рабочего режима (Табл. 7):

Табл. 7. Изотопный состав плутония, нарабатываемого в реакторах различного типа

В 1970 - 80-х гг. реакторы со степенью облучённости 33000 МВт-день/т оперировали с ураном 3-х процентного обогащения. Со снижением цен на обогащенный уран (из-за освобождения армейских производственных мощностей) перешли на более обогащенное ²³⁵U топливо - 4-4.5%, что позволило довести выгорание до 45000 МВт-день/т и даже выше. В результате в отработанном топливе теперь содержится еще

больше Pu-238, 240, 241 и 242.

«Гражданский» (энергетический) плутоний насыщен многими бесполезными изотопами. Он сильно загрязнен γ-излучающими нуклидами (в основном - изотопами самого плутония), трудно от него отделимыми. Реакторный плутоний имеет примерно втрое большую критическую массу, чем военный, в нем в 10 - 15 раз больше внутреннее тепловыделение, в 10 раз больше радиационный фон, включая ²⁴¹Am (продукт распада ²⁴¹Pu) с мощным гамма-излучением.

Реакторный плутоний либо может быть непосредственно использован в примитивном ядерном взрывном устройстве, либо служить топливом для реактора на быстром нейтронах, в чьем бланкете можно производить плутоний супер-высокого качества для ядерного оружия.

Если извлеченный из отработавшего топлива плутоний повторно использовать в реакторах на быстрых нейтронах, его изотопный состав постепенно становится менее пригодным для оружейного использования. После нескольких топливных циклов, накопление ²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu и ²⁴²Pu делает его неупотребимым для этой цели. Подмешивание такого материала удобный метод «денатурировать» плутоний, или переработать отработавшее ядерное топливо, гарантируя нераспространение делящихся материалов.

7.2.5 Промышленный плутоний

Совершенно особым классом является плутоний с высоким содержанием изотопа ²³⁸Pu (10% и выше), который широко используется в технических и медицинских целях.

Табл. 8. Изотопный состав плутония

¹Типично для водяных под давлением реакторов наиболее широко распространенного типа действующих реакторов. Как видно из Табл.6 и 8, плутоний такого качества даже при глубине выгорания 60 ГВт-сут/т в энергетических реакторах получить невозможно. Стартовыми материалами для производства плутония с высоким содержанием изотопа ²³⁸Pu являются:

1) Изотоп ²³⁷Np, выделяемый из отработанного ядерного топлива промышленных и энергетическихреакторов.

2) Изотопно чистый ²⁴¹ Am, основным источником получения которого является выдержанный в течение длительного периода времени плутоний с высоким содержанием изотопа ²⁴¹Pu (нарабатывается в энергетических реакторах при высокой глубине выгорания уранового ядерного топлива).

В первом случае выделенный и очищенный изотоп ²³⁷Np подвергают облучению потоком тепловых нейтронов в ядерных реакторах и ²³⁸Pu нарабатывается по реакции

²³⁷Np (n,γ))²³⁸Np→ ²³⁸Pu

При облучении ²³⁷Np в водо-водяном реакторе потоком нейтронов с плотностью 10 см² -с^-1 в спектре, характерном для ВВЭР, максимальная концентрация ²³⁸Pu достигается за 0,9 года и составляет 300 г на 1 кг исходного продукта. При этом доля изотопа ²³⁸Pu среди всех образовавшихся изотопов плутония составляет 69%.

При облучении ²³⁷Np в уран-графитовом реакторе получается плутоний, имеющий следующий изотопный состав:

²³⁸Pu - 80%; ²³⁹Pu -16,3%; ²⁴⁰Pu - 3,0%; ²⁴¹Pu - 0,6%; ²⁴²Pu - 0,1% или

²³⁸ Pu - 80%; ²³⁹Pu -15,8%; ²⁴⁰Pu - 2,7%; ²⁴¹Pu -1,1%; ²⁴²Pu - 0,4% , который классифицируется как «промышленный».

Во втором случае плутоний с более высоким содержанием изотопа ²³⁸Pu (до 90% и выше) может быть получен при облучении в реакторе ²⁴¹Am по реакции

²⁴¹Am(n,γ )²⁴²Am→²⁴²Cm→²³⁸Pu

и может иметь такой изотопный состав, как, например: ²³⁸Pu - 90,4%; ²³⁹Pu - 9,0%; ²⁴⁰Pu - 0,6%; ²⁴¹Pu -0,3%;²⁴²Pu-0,1%.

7.2.6. Медицинский плутоний

Плутоний с содержанием изотопа ²³⁸Рu более 80% в международной практике классифицируется как «медицинский».

Изотоп ²³⁸Pu является α-излучателем с периодом полураспада Т_1/2 = 87,74 лет. При этом удельный поток испускаемых им α-частиц с энергией около 5,5 МэВ в полный телесный угол 4π составляет 6,33-10¹¹с^-1т^-1. Энергия α-частиц, будучи поглощена веществом, превращается в тепло и, благодаря столь значительному потоку α-частиц, 1 грамм ²³⁸Рu выделяет около 0,5 Вт тепловой энергии. Отдельные образцы с высоким содержанием изотопа ²³⁸Рu могут развивать температуру до 1000°С. Это обстоятельство позволяет использовать ²³⁸Рu для производства радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), которые являются уникальными автономными источниками электропитания и могут обеспечивать диапазон электрических мощностей от нескольких микроватт до 10 кВт и более в течение многих лет. Так, например, во время космической экспедиции «Аполлон-12» источником энергообеспечения бортовой аппаратуры при проведении комплекса экспериментов на лунной поверхности (ALSEP) служил РИТЭГ SNAP-27, содержащий 3735 г микросферического ²³⁸PuО₂ и развивающий тепловую мощность 1480 Вт. Изотоп ²³⁸Pu применяется также для энергообеспечения автоматических навигационных и метеорологических наземных и морских станций. Кроме того, изотоп ²³⁸Pu нашел широкое применение в медицине в качестве источника энергии (батарейки) при изготовлении специальных стимуляторов сердечной деятельности (кардиостимуляторы).

7.3 Плутониевый бридинг в быстрых реакторах

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного.

В быстром реакторе большую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название «быстрый» реактор). При этом в реакторе происходит деление не

только очень редкого изотопа ²³⁵U, но и ²³⁸U - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов теплового реактора очень низка. Принципиально важно, что в быстром реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые

могут быть использованы для интенсивного превращения ²³⁸Uи в делящийся изотоп плутония ²³⁹Pu.

В настоящее время наиболее перспективными считаются быстрые бридеры с жидкометаллическим охладителем. Альтернативные разработки представляют собой быстрые бридеры с газовым охлаждением, для которого используется сжатый гелий.

Быстрый жидкометаллический бридерный реактор имеет следующие существенные особенности. Активная зона в таком реакторе имеет малые размеры. По экономическим соображениям реактор должен работать при значительно более высокой плотности мощности, чем та, которая характерна для обычных ядерных реакторов. Поэтому объем активной зоны в бридере составляет всего лишь несколько куб. метров и примерно пропорционален снимаемой с реактора мощности. Плотности мощности в нем составляют около 0.4 Мвт/л.

Для отвода тепла, что необходимо во избежание перегрева топлива, через активную зону надо прокачивать жидкий натрий со скоростью в тысячи м³/час. С этой целью топливо в активной зоне располагается в виде многих тысяч тонких вертикальных стержней, между которыми и прокачивается охладитель. Эти стержни обычно именуются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). Каждый ТВЭЛ запаян в трубку из нержавеющей стали или другого тугоплавкого сплава.

Топливо, загружаемое в реактор, чаще всего находится в керамическом виде, например в форме окислов или карбидов. Керамика выбирается благодаря своей устойчивости при длительном пребывании в условиях высокой температуры и сильного облучения; вместе с тем она весьма тугоплавка и сравнительно инертна по отношению к жидкому металлу. Делящимися компонентами топлива могут быть обогащенный уран-235, плутоний-239 или их смесь. Находящийся в активной зоне уран-238 также обеспечивает безопасную работу реактора. Для эффективной и экономичной работы реактора топливо должно выдерживать облучение потоками нейтронов, во много раз превосходящими те, что существуют сегодня в обычных промышленных реакторах. Вместе с тем скорость сгорания топлива между этапами его воспроизводства здесь по меньшей мере вдвое больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

Второй особенностью бридерного реактора является зона воспроизводства — «оболочка», заключающая в себе активную зону. Именно в оболочке происходит большинство актов воспроизводства; поэтому она состоит из ²³⁸U, находящегося в трубках из нержавеющей стали. (Это может быть уран, который обеднен изотопом ²³⁵U и, извлеченным из него в процессе обогащения для получения ²³⁵U и, используемого в качестве топлива в ядерных реакторах; сейчас накопились уже большие запасы такого обедненного урана.) Поскольку в зоне воспроизводства также происходят акты ядерного деления, ее тоже охлаждают, прокачивая через нее жидкий натрий. Вместе с тем эта зона выполняет еще одну важную роль. В ней захватываются не все нейтроны, приходящие из активной зоны; достаточно большая их доля отражается обратно в активную зону, повышая тем самым экономию нейтронного «бюджета».

Натриевый теплоноситель имеет великолепные теплопередающие характеристики. Кроме того, он может использоваться при весьма умеренном давлении; вода при температурах, которые имеются у теплоносителя на выходе из реактора (выше 500° С), создает очень высокие давления. В случае же использования натрия требуется лишь такое давление, которое необходимо для его прокачивания с заданной скоростью в пространстве между стержнями в активной зоне и окружающей ее зоне воспроизводства. По сравнению с водяным и газовым охлаждением натриевое охлаждение позволяет использовать насосы малой мощности. Вместе с тем натрий не вызывает сильной коррозии материалов в реакторе.

Натрий, однако, имеет тот недостаток, что он определенным образом влияет на конструкцию реактора. Поскольку жидкий натрий непрозрачен, необходимо иметь возможность наблюдать за работой реактора и производить перегрузку топлива не совсем «вслепую». Конечно, натрий весьма активен в химическом отношении, и вместе с тем он становится сильно радиоактивным при облучении нейтронами, даже несмотря на то, что его способность захватывать нейтроны сравнительно невелика. По этим причинам натрий не должен соприкасаться с водой или воздухом и следует предусмотреть радиационную защиту персонала, работающего вблизи контуров с жидким натрием.

Пронизывающие активную зону дополнительные многочисленные стержни служат для управления и контроля за безопасной работой реактора. Они поддерживают выход мощности на заданном уровне, а также запускают и останавливают реактор. Стержни изготавливаются из материала, сильно поглощающего нейтроны, например карбида бора или металлического тантала. Меньшая поглощающая способность при примерно тех же размерах управляющих стержней делает их в реакторах на быстрых нейтронах менее эффективными, чем в реакторах на тепловых нейтронах. С другой стороны, в активной зоне тепловых реакторов находится большое количество избыточного топлива с целью компенсации его выгорания и«отравления» реактора продуктами деления. (Последние также захватывают нейтроны, но при этом уже непроизводится значительных количеств энергии). Излишек топлива требует введения дополнительных регулирующих стержней. Быстрые же бридерные реакторы нуждаются в меньшем числе таких стержней. Это связано с более высокой эффективностью превращения в них ²³⁸U в делящийся ²³⁹Pu, которая компенсирует выгорание загруженного вначале топлива. Кроме того, быстрые нейтроны поглощаются в них продуктами деления не столь сильно, как тепловые нейтроны в обычных реакторах.

В процессе реакции деления не все нейтроны вылетают в тот момент, когда ядро делится. Некоторая небольшая доля нейтронного «бюджета» пополняется нейтронами, появляющимися при распаде продуктов деления. Следует различать эти «запаздывающие» нейтроны и «мгновенные» нейтроны, возникающие непосредственно в моменты деления ядер. Значение «запаздывающих» нейтронов состоит в том, что они удерживают цепную ядерную реакцию от практически мгновенного нарастания, когда одно поколение нейтронов тут же рождает следующее.

Доля «запаздывающих» нейтронов существенно зависит от вида делящихся ядер. Большинство реакторов на тепловых нейтронах работает на ²³⁵U, тогда как быстрые бридеры будут использовать в качестве топлива ²³⁹Pu. Доля запаздывающих» нейтронов при делении и составляет около 0.65%, а при делении ²³⁹Pu — около 0,3%. Меньшая доля «запаздывающих» нейтронов в последнем случае не является слишком существенным обстоятельством при нормальной работе реактора. Она повышает чувствительность реактора к действию регулирующих стержней, а также к действию других факторов, влияющих на его реактивность, например изменений температуры в активной зоне.

Сейчас известны две конструкции контейнеров для активной зоны, зоны воспроизводства и первичного контура теплопередачи — типа бака и типа петли. В конструкции первого типа в большой бак, заполненный жидким натрием, погружены реакторный сосуд, натриевые насосы, которые забирают натрий из бака и прокачивают его через активную зону и зону воспроизводства, и промежуточные теплообменники, в которых тепло от радиоактивного натрия передается другому потоку натрия, В конструкции петлевого типа в натрий погружен только реакторный сосуд; жидкий металл циркулирует через теплообменные петли, расположенные вне контейнера реактора. Конструкция бакового типа имеет преимущество в значительно более высокой теплоемкости даже в случае выхода насоса из строя, но вместе с тем она требует заливки много большего количества натрия.

В конструкциях обоих типов жидкометаллических бридерных реакторов применяются сложные теплообменные устройства для изоляции циркулирующего через активную зону натриевого потока от парогенераторной установки. В этом и состоит назначение промежуточных теплообменников. Они передают тепло от радиоактивного натрия к нерадиоактивному, который уже затем проходит через парогенератор. Необходимы вспомогательные потоки натрия для перегрева пара и его повторного подогрева после того, как он отдал свою энергию лопаткам паровой турбины.

Наряду с жидкометаллическим привлекает внимание и быстрый бридерный реактор с газовым охлаждением. Основное различие между обоими видами бридеров заключается в использовании гелия под давлением от 70 до 100 атм для переноса тепла из активной зоны реактора к парогенераторам. Поскольку гелий не становится радиоактивным и не реагирует с водой в парогенераторе, здесь, нет нужды в промежуточных теплообменниках. При этом достигается значительное конструктивное упрощение всей системы, если не считать необходимости в компрессорах для создания высокого давления газа. Использование гелия в качестве охладителя в быстрых бридерных реакторах имеет и другие преимущества. Гелий не поглощает нейтроны 1 активной зоне реактора, в связи с чем, с одной стороны, упрощается регулирование реактора, а с другой — увеличивается производство нового делящегося материала из «заурядного» сырья. Вместе с тем гелий прозрачен и химически инертен, что позволяет визуально следить за

работой реактора и перегрузкой в нем топлива; применение гелия также упрощает конструирование реактора и целиком снимает проблему коррозии реакторных материалов. В быстром бридерном реакторе с газовым охлаждением активная зона, контуры циркуляции гелия и парогенератор целиком размещаются в контейнере высокого давления, изготовляемом из предварительно напряженного железобетона.

Разработка быстрых бридерных реакторов с газовым охлаждением может принципиально привести к созданию установок, во много раз более экономичных, чем быстрые бридеры с жидкометаллическим охлаждением. Нейтроны в гелии замедляются слабее, чем в натрии. Поэтому период удвоения в гелиевом бридере окажется короче. Далее, можно представить себе разработку быстрого бридерного реактора с газовым охлаждением для работы в прямом энергетическом цикле, в котором газовый теплоноситель из реактора будет поступать прямо в газовую турбину, связанную с динамомашиной. Разработка такого цикла могла бы снизить капитальные затраты на строительство быстрых бридерных реакторов.

Наиболее существенной для безопасности работы промышленных ядерных реакторов является их саморегулируемость. Иными словами, они сконструированы так, что самокомпенсируют любую возможную причину, которая может привести к непредусмотренному нарастанию выходной мощности. В реакторах с водяным охлаждением такая компенсация обычно осуществляется уменьшением реактивности, вызванным понижением плотности воды с ростом ее температуры. Однако в быстром реакторе изменение плотности охладителя с температурой может происходить в противоположном направлении. В быстром бридерном реакторе компенсация может основываться на эффекте Допплера, возникающем при возрастании скорости поглощения нейтронов ²³⁸U с ростом температуры топлива в активной зоне. Поскольку внезапное повышение уровня мощности всегда сопровождается ростом температуры топлива, возрастет нейтронное поглощение и соответственно начнет снижаться мощность.

Тот факт, что повышения реактивности можно достичь понижением плотности или количества охладителя, позволяет высказать соображения о других мерах безопасности работы быстрых реакторов с натриевым охлаждением. Допустим, например, что где-либо в пределах активной зоны реактора может незаметно перейти в перегретое состояние пузырек газа или иная полость в жидкости; тогда можно ожидать, что в этой области некоторые ТВЭЛы разрушатся. Это в свою очередь может нарушить плавное течение жидкости. Цепочка таких событий не обязательно приведет к автоматической остановке реактора. Из сказанного следует, что в конструкции реактора следует предусмотреть меры, препятствующие аварии из-за разрушения ТВЭЛов.

Такие меры можно осуществить различными способами. Например, добавление замедлителя, скажем, окcида бериллия, усиливает нейтронный допплер-эффект. Изменение отношения веса охладителя к весу топлива может ослабить эффект пустот в жидкости. Среди других методов можно назвать такое расположение топлива, при котором эффект пустот в охладителе ослабляется возрастанием утечки нейтронов из активной зоны.

В быстром реакторе с тазовым охлаждением проблема пустот не возникает, поскольку пузырьки в газе не могут появляться. Здесь, однако, надо принимать меры предосторожности против внезапного падения давления охладителя, например из-за разрыва сосуда высокого давления. Возможность такой аварии уменьшается при изготовлении реакторного контейнера из предварительно напряженного железобетона.

Экономическое значение быстрых бридерных реакторов заключается, что они позволяют сохранить ресурсы ядерного топлива. Предполагается, что в ближайшие 50 лет использование бридеров позволит уменьшить потребление урана на 1,2 млн. тонн по сравнению с тем, какое было бы без использования бридеров. Это по энергии эквивалентно примерно 3 млрд. тонн угля. Разработка бридерных реакторов должна также привести к постепенному снижению удельных расходов на выработку электроэнергии.

7.4 Ториевый бридинг

Как уже упоминалось, ториевый бридинг заключается в превращении неделящегося природного радионуклида тория, ²³²Th, в делящийся нейтронами любых энергий изотоп урана ²³³U. На базе этого нуклида можно создавать атомное оружие, а также хорошее ядерное топливо.

Ториевый бридинг активно развивает Индия. В США также работают два тепловых бридера на ториевом цикле — легководяной реактор в лаборатории атомной энергии Беттис и реактор с расплавленными солями в Окриджской национальной лаборатории.

http://profbeckman.narod.ru/RH0.files/24_1.pdf