Библиографическое описание:

Фролов М. В., Виштак О. В. Современные тенденции развития реакторов на быстрых нейтронах // Молодой ученый. — 2015. — №22.5. — С. 16-17.



 

В СССР, начиная с 1949 г. под руководством академика А. И. Лейпунского, проводились исследования по созданию реакторов на быстрых нейтронах. В Обнинском физико-энергетическом институте были разработаны и эксплуатировались исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БР-1 (1954 г.) и БР-2 (1956 г.). Затем В 1959 г. был принят в эксплуатацию исследовательский реактор на быстрых нейтронах БР-5. Его тепловая мощность составляла 8 МВт. В 1982 г. была проведена реконструкция этого реактора, и он стал называться БР-10.

Реактор БР-10 стал базовым в развитии очень перспективного направления ядерной энергетики — реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Именно в этом реакторе впервые были использованы научно-технические решения, на основе которых развивались быстрые реакторы. Непрекращающиеся исследования показали высокие качества расплавленного натрия как теплоотводящей среды и его хорошую совместимость с конструкционными материалами и топливными композициями. При его использовании не происходит вымывание сколько-нибудь значительных количеств топлива из твэлов при нарушении их герметичности, хорошо удерживает продукты деления. Температура кипения его заведомо больше рабочей температуры в активной зоне реактора, поэтому давление в I контуре определяется фактически гидродинамическим сопротивлением тракта и не превышает 10 Ват.

Экспериментальные возможности реактора БР-10 позволили в свое время реализовать широкомасштабные программы нейтроно-физических, материаловедческих и медико-биологических исследований, провести испытания новых перспективных видов топлива, организовать производство ядерных мембран и радиоизотопной продукции для медицинских целей, провести успешное лечение около 500 онкологических больных методами нейтронно-захватной терапии.

Также следует отметить, что реакторы на быстрых нейтронах предоставляют возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы урана-238 и тория-232, которых в природе значительно больше, чем урана-235 — основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», остающийся после обогащения ядерного горючего урана-235.Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего.

Идеи и технические решения, отработанные на БР-10, были использованы при создании и эксплуатации реакторной установки БОР-60, демонстрационного реактора БН-350 и реактора БН-600, который успешно эксплуатируется настоящее время на Белоярской атомной станции.

Достижения в разработке энергетических реакторов на быстрых нейтронах были бы невозможны без исследований по натриевой технологии, теплофизике, гидродинамике и радиационному материаловедению. Также проводятся исследования по проблемам ядерной и реакторной физики, теплофизики, химии, физики и технологии теплоносителя, конструкционных материалов и ядерного горючего, вопросы контроля над работой реактора и управления реактором, переработки отработанного топлива, экономики топливных циклов, ядерной безопасности и т. п.

Создание энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах является еще более сложной задачей по сравнению с разработкой установок с реакторами на тепловых нейтронах. Жесткий нейтронный спектр, большие интегральные дозы облучения топлива и конструкционных материалов, другая кинетика и динамика реактора, более высокая температура в активной зоне, применение принципиально нового теплоносителя выдвинули комплекс проблем, решение которых под силу только весьма квалифицированным научным и инженерным кадрам, опирающимся на развитую промышленность с современным высоким уровнем технологии.

В связи с этим стоит задача разработки реакторов на быстрых нейтронах с характеристиками, при которых коэффициент воспроизводства горючего превышал бы единицу настолько, чтобы воспроизводство вторичного горючего обеспечивалось со скоростью, достаточной не только для догрузки самого реактора, но и для ввода новых реакторов. Собственный темп роста реакторов на быстрых нейтронах должен быть, по крайней мере, равен темпу роста энергетики или даже опережать.

За прошедшие более полувека исследования и разработки в области реакторов на быстрых нейтронах проводились во многих странах. Но после пуска реактора-размножителя «Ферми-1» мощностью 65 МВт, на нем из-за повреждений в натриевом контуре охлаждения вследствие допущенных ошибок в процессе его создания произошла авария с расплавлением активной зоны, поэтому исследования были приостановлены.

Таким образом, именно советские ученые были первыми в создании исследовательских быстрых реакторов. В СССР были созданы (БР-1, БР-2, БР-5, БР-10, БОР-60), затем появились за рубежом в США (EBR — I, EBR — II, FFTF), Германии (KNK-II), Франции (Rapsodie), Японии (JOYO), Англии (DFR), Индии (FBTR). Прототипы коммерческих быстрых реакторов — демонстрационные реакторы, были построены в СССР (БН-350), США (Fermi), Англии (PFR), Германии (SNR -300), Франции (Phenix), Японии (Monju). К сожалению, в 80-х годах прошлого столетия развитие быстрых реакторов было заторможено по политическим, экономическим и техническим причинам. Хотя, учитывая, что во многих странах отсутствует или находится в дефиците основное ядерное топливо, очень многие зарубежные страны продолжают исследования реакторов БН и в настоящее время.

 

Литература:

 

  1.           Ядерные энергетические установки — реакторы на быстрых нейтронах / [Электронный ресурс] http://worldtek.ru/nuclear-practic/221-reaktori-na-bistrih-neitronah.html (дата обращения 20.10.2015).
  2.           Реактор на быстрых нейтронах / [Электронный ресурс] https://ru.wikipedia.org/wiki/ (дата обращения 20.10.2015).

Обсуждение

Социальные комментарии Cackle