Исследовательские ядерные реакторы Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Легководные реакторы ВВЭР-1500 Гибридный реактор Малые реакторы

Гибридный реактор.

Развитие идеи комбинированного реактора привело к созданию концепции гибридного реактора, сочетающего источник нейтронов и подкритический реактор. Источником нейтронов может быть смесь альфа-излучателя с беррилием, ускоритель (протонов, дейтронов, электронов и т.п.), плазменная или термоядерная установка.

Быстрый реактор и ускоритель

Принципиальная суть ядерного реактора - управляемая цепная реакция деления 235U и 239Pu. Ее протекание зависит от наличия нейтронного потока (для расщепления ядра 235U требует один нейтрон, а после его расщепления производится в среднем 2.43 нейтронов). Однако, без наличия такого остаточного нейтронного потока, ядерная реакция может быть поддержана внешним вводом нейтронов, произведенных, например, при расщеплении мишени из тяжелых элементов, бомбардируемых протонами в ускорителе высоких энергий. Если такая мишень будет окружена блоком ядерного топлива, типа делящихся изотопов урана или плутония (или тория, который может превращаться в 233U), то появится возможность поддержки цепной реакции деления. Эти устройства называют «управляемые ускорителем системы» или гибридные реакторы. В таком «подкритическом» ядерном реакторе нейтроны, произведенные облучением мишени, используются для поддержания реакции расщепления в топливе, и "помогают" нейтронам, являющимися результатом такого расщепления. Гибридный ядерный реактор можно выключить просто остановкой протонного пучка без необходимости введения в активную зону специальных поглощающих нейтроны стержней. Топливо в таких реакторах может быть смешано с долгоживущими отходами от обычных реакторов.
Warning: require_once(/pub/home/andrekon1960/nowek/e69027293a254dad2c6f576c5395905eb8f3455a/linkfeed.php) [function.require-once]: failed to open stream: No such file or directory in /pub/home/andrekon1960/nowek/49.php on line 4

Fatal error: require_once() [function.require]: Failed opening required '/pub/home/andrekon1960/nowek/e69027293a254dad2c6f576c5395905eb8f3455a/linkfeed.php' (include_path='.:/usr/local/php5.2/share/pear') in /pub/home/andrekon1960/nowek/49.php on line 4

Другая функция гибридного реактора - разрушение тяжелых изотопов. Ядра нечетных изотопов, более тяжелых чем 232Th, имеют высокую вероятность поглощения нейтронов с последующим процессом деления и выделения энергии. Ядра четных изотопов могут поглотить нейтрон с последующим бета-распадом и расщеплением. Этот процесс преобразования долгоживущих изотопов в расщепляющиеся называют «бридинг» (размножение). Поэтому подкритический ядерный реактор может преобразовывать долгоживущие трансурановые элементы в недолговечные продукты деления и при этом еще и выдавать некоторую энергию. Но главное его достоинство состоит в возможности более простой и менее дорогой утилизации высокоактивных отходов от обычных ядерных реакторов. Однако, наибольший интерес к гибридным реакторам состоит в потенциальной возможности их использования для сжигания оружейного плутония, как альтернативы его использования в смешанном оксидном топливе для обычных реакторов.

Гибридная ядерная система строится по принципу: ускоритель-мишень-бланкет. В настоящее время идет интенсивная работа по изучению и оптимизации физических характеристик таких систем. Рассматриваются различные варианты установок, различающихся по целевому назначению, типу ускорителя, виду ядерного топлива и мишенных материалов, виду теплоносителя и замедлителя, спектру нейтронов, топливному циклу, конструктивному исполнению.

Наиболее перспективно сочетания быстрого реактора, находящегося в подкритическом состоянии, с укорителем, выдающим на мишень пучок релятивистских протонов. Подобные энергетические установки можно использовать для производства энергии мощностью по 500 Мвт (тепловой). Подкритический реактор работает на уране, находящимся в виде нитрида урана, UN (эффективная плотностью 11,6 г/см3), или диоксида урана, UO2 (эффективная плотность 9,5 г/см3). Для выравнивания распределения мощности по радиусу бланкета обычно применяется трехзонное профилирование обогащением топлива по урану-235 - обогащение растет от центра к периферии активной зоны.

В реакциях взаимодействия пучка ускоренных до высоких энергий протонов с веществом мишени нарабатываются нейтроны «скалывания»-«spallation» (иногда их называют нейтронами расщепления). Ускоритель, таким образом, работает как интенсивный источник быстрых нейтронов.

Ускоритель должен обеспечить ускорение протонов до энергий 600 – 1500 Мэв (в исключительных случаях – до 5000 МэВ). При взаимодействии таких протонов с мишенью происходят ядерные реакции скалывания, т.е. реакции внутриядерного каскада, включающие в себя прямые нуклон-нуклонные реакции, фрагментацию ядра, высокоэнергетическое деление и фазу «испарения» возбужденного компаунд-ядра. В результате в объеме мишени нарабатываются нейтроны с энергиями 1 - 12 МэВ. Максимум производства нейтронов достигается на тяжелых элементах. В качестве материалов для мишеней, в которых можно получить значительный поток нейтронов, рассматриваются свинец, сплав свинца-висмута, ртуть, вольфрам, тантал и др. Число нейтронов, образующихся на один протон существенно зависит от энергии протона. Например, в случае сплава свинец-висмут при энергии протона 800 МэВ на один протон рождается 18 нейтронов с максимальной энергией 0,12 МэВ, то при энергии 5000 МэВ рождается 92 нейтрона максимальная энергия которых 0,36 МэВ.

Рассматриваемую здесь энергетическую гибридную ядерную систему можно рассматривать как аналог реактора на быстрых нейтронах. Как уже упоминалось, быстрый реактор работает на жидкометаллическом теплоносителе: сплаве свинец-висмут или натрии. Поэтому эти элементы и выбираются для производства мишени ускорителя. В условиях России возможны два типа установок: 1) свинцово-висмутовая мишень (цилиндр, заполненный расплавленным сплавом Pb-Bi, радиусом 10 cм и длиной 60 см) и бланкет, представляющий собой тепловыделяющую сборку (ТВС), взятую от стандартного быстрого реактора с теплоносителем свинец-висмут; 2) вольфрамовая мишень, охлаждаемая расплавленным натрием, и бланкет, также охлаждаемый натрием, представляющий собой ТВС от быстрого энергетического реактора БН-800. Вольфрамовая мишень состоит из цилиндрических дисков с радиусом 10 см и толщиной 2 см, разделенных слоями натрия толщиной 4 см, общая длина мишени 60 см, радиус 10 см.

При оптимизации конструкции таких установок, выходными параметрами являются: выход нейтронов «скалывания» в мишени, их спектры, коэффициент умножения нейтронов в бланкете, мощность нейтронного источника, требуемая сила тока в пучке протонов для достижения заданной мощности реактора и др.

Расчёты показали, что применение в упомянутых выше типах бланкетов более плотного ядерного топлива, каким является мононитрид урана UN, дает заметный выигрыш в требуемом токе пучка протонов по сравнению с традиционным оксидом урана UO2. Зависимость требуемой мощности пучка протонов от их энергии в диапазоне энергий 800-1500 Мэв довольно слабая. Поэтому этот параметр может быть определен из требований эффективной работы специализированных ускорителей. Гибридная ядерная система с натриевым теплоносителем имеет преимущество перед установкой с охлаждением сплавом свинец-висмут по величине требуемого тока пучка протонов. Однако в управлении эта установка более трудна, так как требуемый для ее работы диапазон изменения силы тока значительно больше, чем для системы с теплоносителем Pb-Bi.

Современные ядерные реакторы России


На главную