Реактор на быстрых нейтронах

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10⁵ эВ.

Содержание 1 Принцип действия 2 Реакторы на быстрых нейтронах 2.1 C натриевым теплоносителем 2.2 Cо свинцово-висмутовым теплоносителем 3 Литература

[править] Принцип действия

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO₂ и пр.). Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: ²³⁸U, ²³²Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, ²³²Th, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

[править] Реакторы на быстрых нейтронах

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейторонах как правило используется жидкометалический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или свинцово-висмутовая смесь, реже применяются расплавы солей (фториды урана).

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. В настоящее время в промышленном режиме работают два реактора на быстрых нейтронах (в России и Франции), интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея).

[править] C натриевым теплоносителем

• Россия/СССР
  • АБМ-100 Белоярская АЭС, 1964—1981
  • АБМ-200 Белоярская АЭС, 1967—1989
  • БН-350 Казахстан, г.Шевченко, 1958—1999
  • БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980
  • БН-800 Белоярская АЭС, строится
  • БН-1800 (проект)

• США
  • реактор в Лагуна Бич, штат Мичиган, имел мощность 98 МВт, с авариями и длительными перерывами работал в 1963—1972
  • Fast Flux Test Facility, штат Вашингтон, имел мощность 400 МВт, в исследовательском режиме работал в 1982—1992

• Великобритания
  • Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994

• Франция
  • FENIX действует с 1973
  • SUPERFENIX имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации 1984—1997

• Германия
  • SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.

• Япония
  • реактор мощностью 280 МВт в Монджу работал в 1994—1995

• Индия
  • реактор мощностью 500 МВт строится в Калпаккаме

[править] Cо свинцово-висмутовым теплоносителем

• Россия
  • БРЕСТ — (Быстрый реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем) — проект
  • Серия реакторов для атомных подводных лодок
• США
  • MSBR-1000, проект гомогенного реактора на расплавах солей

[править] Литература

• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
• Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.