Приемущества использования реакторов на быстрых нейтронах по отношению к окружающей среде

Автор: Лобода М.А., Сысоева А.А., Назарова Т.О.

Журнал: Международный журнал гуманитарных и естественных наук @intjournal

Рубрика: Технические науки

Статья в выпуске: 12-3 (99), 2024 года.

Бесплатный доступ

Атомная энергетика считается одним из наиболее перспективных источников энергии для обеспечения потребностей общества. Статья рассматривает использование ядерных реакторов в атомной промышленности как способ генерации электроэнергии с минимальным воздействием на окружающую среду. Приведены примеры реакторов на быстрых нейтронах, описан принцип их действия, основанный на цепной реакции деления урана-235 и возможности использования урана-238 для замыкания ядерного топливного цикла. Также рассматриваются требования к теплоносителям для реакторов на быстрых нейтронах, среди которых выделяются натрий и калий, которые обладают низкой температурой плавления и высокой теплопроводностью, что делает их предпочтительными для использования в быстрых реакторах. Отражены преимущества использования реакторов на быстрых нейтронах по отношению к окружающей среде. Статья подчеркивает актуальность и важность дальнейших исследований в области ядерной энергетики для повышения ее безопасности и эффективности.

Еще

Реактор, реакторная установка, быстрые нейтроны, атомная промышленность, ядерная энергетика, замкнутый ядерный топливный цикл, атомная электростанция, окружающая среда

Короткий адрес: https://sciup.org/170208547

IDR: 170208547   |   DOI: 10.24412/2500-1000-2024-12-3-137-140

Текст научной статьи Приемущества использования реакторов на быстрых нейтронах по отношению к окружающей среде

Использование ядерных реакторов в атомной промышленности позволяет генерировать большие объемы электроэнергии, не загрязняя окружающую среду выбросами углекислого газа. Однако крупномасштабная ядерная энергетика только тогда окажется приемлемой, когда она будет удовлетворять двум основным требованиям: высокой безопасности и экономической конкурентоспособности с другими источниками энергии. Зачастую два этих понятия лежат в обратной зависимости: вложения в безопасность составляют бóль-шую часть стоимости АЭС. Поиск компромисса между экономикой и безопасностью, разумная и обоснованная оптимизация проектов атомных станций были и остаются актуальной задачей. Поэтому, в настоящее время активно идет работа по разработке и внедрению новых технологий, среди которых особое место занимают реакторы на быстрых нейтронах (РБН).

Принцип действия реактора на быстрых нейтронах

В основе получения тепловой энергии в современных реакторах лежит цепная реакция деления ядер урана. На рисунке 1 представлен процесс деления ядра урана-235 [1].

Рис. 1. Деление ядра урана-235

Принцип цепной реакции состоит в следующем: под действием одного нейтрона происходит деление ядра урана-235 с испусканием 2-3 нейтронов, которые попадают в соседние ядра урана. Таким образом, реакция набирает ход.

Под действием нейтронов делятся только ядра урана-235. В природной смеси урана-235 содержится около 0,7%. Для более эффективного использования урана его обогащают до 4-5%. Оставшаяся часть в размере 99,7% урана-238 практически не учувствует в цепной реакции. Итого, в процессе использования такого топлива имеется открытый ядерный топливный цикл, так как в процессе получение энергии образуется большое количество радиоактивных отходов [2].

РБН позволяют решить эту проблему и замкнуть ядерный топливный цикл, путем использования урана-238 в цепной реакции. При реакции деления нейтроны имеют большую кинетическую энергию, поэтому называются быстрыми. Затем нейтроны проходят через воду, которая в некоторых реакторах является теплоносителем, и теряют свою энергию. Такие нейтроны называются медленными (теп- ловыми). С медленными нейтронами взаимодействуют только уран-235. В редких случаях уран-238, встречаясь с нейтроном, превращается в плутоний-239, который также можно использовать в качестве топлива.

Быстрые нейтроны, по сравнению с медленными, более эффективно взаимодействуют с ураном-238 , образуя плутоний-239, который также эффективно взаимодействует с быстрыми нейтронами. Этот факт позволяет использовать уран-238 и получать плутоний-239 в больших количествах. Однако, необходимо заменить воду, являющейся замедлителем, на другой теплоноситель, который бы не поглощал и не замедлял нейтроны.

Выбор теплоносителя

В качестве теплоносителя необходимо такое не замедляющее нейтроны вещество, которое оставалось бы жидким при температурах, возникающих в реакторе. Этим требованиям соответствуют следующие металлы:

  • -    натрий, калий;

  • -    свинец;

  • -    свинец-висмут;

  • -    ртуть.

Ртуть является тяжелым металлом, поэтому она плохо замедляет нейтроны. Однако, использование ртути в качестве теплоносителя нерационально, так как этот металл обладает высокой коррозионной активностью, поэтому относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора. Также, ртуть обладает высокой токсичностью.

Эвтектический сплав свинец-висмут химически инертен при контактах с водой и воздухом, обладает умеренной температурой плавления (125 С) и высокой температурой кипения (1638 С), но такой теплоноситель имеет высокую коррозионную активность к конструкционным материалам реактора [3]. Еще одним важнейшим недостатком является накопление α-активного полония-210, образующегося в результате взаимодействия висмута с нейтронами.

Натрий и калий широко используются в быстрых реакторах, потому что имеют низкую температуру плавления (температура плавления сплава натрий-калий эвтектического состава составляет -12,3 С). Также натрий практически не вызывает коррозию конструкционных материалов реактора, обладает высокой теплопроводностью, слабо поглощает и замедляет нейтроны. Однако, такой теплоноситель является пожаро- и взрывоопасным, что делает его сложным в использовании.

Альтернативой натрию с точки зрения безопасности – свинец. Он обладает малой замедляющей способностью, а также инертен при взаимодействии с воздухом и водой, что исключает пожары и взрывы. Свинец обладает высокой температурой кипения (1745 С), что исключает аварии с кризисом теплообмена и повреждением тепловыделяющих элементов. Температура плавления свинца довольно высокая (составляет 327 С), что ведет к долгому разогреву реактора, но зато при возможных авариях с разрушением корпуса, свинец застынет.

Таким образом, в быстрых реакторах в качестве теплоносителя наиболее эффективно применять натрий и свинец.

Примеры быстрых реакторов

Примеры РБН приведены в таблице 1.

Таблица 1. Примеры РБН

Реактор

Статус реактора, компоновка, теплоноситель

Страна

Годы эксплуатации

БОР-60

Исследовательский, петлевой, натрий

Россия

1969-2020

БН-800

Исследовательский, петлевой, натрий

Россия

2016-2043

FBTR

Экспериментальный, интегральный, натрий

Индия

1985-2030

CEFR

Экспериментальный, интегральный, натрий

Китай

2010-2040

Monju

Прототип, петлевой, натрий

Япония

1994-96, 2010, вывод из эксплуатации

МБИР

Исследовательский, петлевой, натрий

Россия

В разработке

БРЕСТ-ОД-300

Опытно-демонстрационный, интегральный, свинец

Россия

В разработке

Преимущества использования реактора на быстрых нейтронах по отношению к окружающей среде

Использование РБН имеет ряд экологических преимуществ, которые могут способствовать более устойчивому развитию энергетической системы.

  • 1.    Эффективное использование ядерного топлива: РБН могут использовать не только свежий уран, но и отработанное топливо из других реакторов. Это позволяет максимально эффективно использовать ядерное топливо и снижать потребность в его добыче.

  • 2.    Снижение объема радиоактивных отходов: Реакторы на быстрых нейтронах способны перерабатывать плутоний и другие акти-

  • ниды, что уменьшает количество долгоживущих радиоактивных изотопов в отходах. Это упрощает управление отходами и снижает их опасность.
  • 3.    Снижение углеродных выбросов: Ядер-ная энергетика, включая РБН, не производит углекислый газ во время работы, что помогает сократить выбросы парниковых газов и бороться с изменением климата.

  • 4.    Замкнутый ядерный топливный цикл: РБН являются частью замкнутого топливного цикла, где отработанное топливо перерабатывается и используется повторно. Это уменьшает необходимость в новых ресурсах и снижает воздействие на окружающую среду.

  • 5.    Снижение зависимости от ископаемых видов топлива: Развитие технологий ядерной энергетики на быстрых нейтронах может снизить зависимость от угля, нефти и газа, что также положительно сказывается на экологии.

  • 6.    Безопасность и минимизация рисков: Современные технологии реакторов на быстрых нейтронах разрабатываются с учетом повышения безопасности, что снижает риск аварий и потенциального загрязнения окружающей среды.

Эти преимущества делают РБН важным направлением в области устойчивой энергетики и охраны окружающей среды.

Заключение

Использование реакторов на быстрых нейтронах ведет к увеличению эффективности использования ядерной энергии, снижению радиоактивных отходов и расширению возможностей для развития ядерной энергетики в будущем. Вместе с этим, активно идет работа по разработке и внедрению новых технологий, среди которых особое место занимают реакторы на быстрых нейтронах. Крупномасштабная ядерная энергетика на быстрых реакторах, работающих в замкнутом ядерном топливном цикле, в состоянии остановить рост потребления органических топлив, обеспечить переработку радиоактивных отходов и решить проблемы энергетического обеспече- ния устойчивого развития человечества.

Список литературы Приемущества использования реакторов на быстрых нейтронах по отношению к окружающей среде

  • Акатов А.А., Коряковский Ю.С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах. - Москва: Информационный центр атомной отрасли, 2012. - 36 с.
  • Сугаков А.Ю. Реакторы на быстрых нейтронах // Актуальные проблемы энергетики - 2021. - С. 255-258.
  • Субботин В.И., Арнольдов М.Н., Козлов Ф.А., Шимкевич А.Л. Жидкометаллические теплоносители для ядерной энергетики // Атомная энергия. -2002. - Т. 2. - Вып. 1. - С. 31-42. EDN: MPMXVL
  • АО "ГНЦ РВ - ФЭИ". - [Электронный ресурс]. - Режим доступа: https://www.ippe.ru/nuclear-power/fast-neutron-reactors. (Дата обращения: 27.11.2024).
Статья научная