Реакторы на быстрых нейтронах — вот надежда человечества!

В предыдущих статьях мы выяснили, что солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), а у термоядерной, даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии, остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования. Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это — 83.5% по данным на 2008 год).

Остается — ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно — вопрос безопасности.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона — делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 — растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название — тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами — в 10 млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать — должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема — нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 — были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло, и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции — делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах — нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы — и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях — остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 — чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов — стать плутонием-239:

Из отработанного топлива — плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива — может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория — аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления — становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции, конечно, идут и в обычных тепловых реакторах — но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония — меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает — нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавится от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами — меньше, чем тепловыми — приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива — ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым — в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами — что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше — воду в быстром реакторе использовать нельзя — она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости — мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий — широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов — низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 — работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут — используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР. Из очевидных минусов — если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута — разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных — можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть — с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора — так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория — реакторы на расплавленных солях — LFTR — работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 — опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800: Как уже упоминалось выше, БН-600 — единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году — планируется к запуску более мощный БН-800. На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200, но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах — Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы — есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor — самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году — произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor: Из известных нереализованных проектов — «реактор на бегущей волне» — traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс. Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него — кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру — и реакция продолжалась бы. Но в реальности — без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

 

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику — и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества — тогда погибли от 26 тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС — погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС — не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента — причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии — были доработаны все блоки, а после Фукусимы — у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы — у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом — напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы — обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных — топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно — оно уже добыто, и лежит на складах и отвалах. Технические проблемы — хоть и остаются, но выглядят решаемыми, а не эпическими — как в случае термоядерных реакторов.

Топливо в «замкнутом топливном цикле» появляется не из воздуха, а из бесполезного до этого урана-238 и тория после облучения в быстром реакторе, и дальнейшей химической переработки чтобы из отработанного топлива выделить полезные плутоний-239 и уран-233. Быстрые реакторы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах — дают в 1.5 раза больше нейтронов на 1 деление, и их хватает и на цепную реакцию, и на наработку нового топлива.

С экономической точки зрения — при массовом строительстве быстрые реакторы хоть и дороже обычных тепловых ядерных реакторов, но не на порядки. Массового строительства быстрых реакторов похоже просто не начинают раньше времени, т.к. урана-235 и обычного топлива большинству стран пока хватает в ближайшей перспективе (15-30 лет), и есть время отработать технологию.

Так что когда окончательно закончится дешевая нефть и уран-235 — нашим внукам не придется сидеть без света, будет на чем колонизировать марс, и неспешно допиливать термоядерный синтез следующие 10'000 лет.