Сайт за безплатни обяви

• Владислав Стрекопитов
• 22 Ное 2022 15:34
• 484

Наскоро в ядрената енергетика се случи събитие, което може да се сравни само със създаването на вечен двигател: четвъртият енергоблок на Белоярската АЕЦ с реактор на бързи неутрони БН-800 беше напълно прехвърлен на иновативно МОКС гориво. На практика това означава началото на внедряването в индустриален мащаб на затворен цикъл на ядрено гориво. За това какви перспективи открива това - в материала.

Бързи и бавни реактори

Сърцето на всяка атомна електроцентрала е ядреният реактор. Това е устройство, в което протича контролирана верижна реакция на делене на тежки ядра. Първият такъв апарат - ЦП-1, наречен „Чикаго Пайл-1“ - е построен през 1942 г. в САЩ от учени от Чикагския университет под ръководството на Енрико Ферми. Състои се от графитни блокове, между които има топки от естествен уран и неговия диоксид. Бързите неутрони, които се появяват след деленето на ядрата на изотопа уран-235, са забавяни от графит до топлинна енергия и след това предизвикват нови деления.

Първият реактор Ф-1 в СССР и Европа е пуснат в експлоатация през декември 1946 г. в Москва, в Лаборатория № 2 на Академията на науките на СССР (сега Национален изследователски център "Курчатовски институт"). Проектът за създаването му беше ръководен от Игор Курчатов.

В началния етап всички реактори са били или експериментални, или оръжейни, т.е. предназначени да произвеждат оръжеен плутоний от ураново гориво. През 1951 г. за първи път в САЩ се опитват да използват топлината, получена в охладителната верига на експериментален реактор, за производство на електроенергия. А през 1954 г. в СССР е построена първата в света атомна електроцентрала с мощност пет мегавата - Обнинската атомна електроцентрала в Калужка област. Курчатов е научен ръководител на проекта, а Николай Долежал е главен конструктор на реактора.

Сградата, в която се намира реакторът на първата в света Обнинска атомна електроцентрала. През 2002 г. атомната електроцентрала е изведена от експлоатация, в момента в сградата се намира Музеят на атомната енергия

Реактори като ЦП-1, където деленето се извършва под действието на бавни неутрони, се наричат термични. А инсталациите, в сърцевината на които няма неутронни забавители, са реактори на бързи неутрони. По-голямата част от атомните енергийни блокове по света днес използват реактори от първия тип.

"От самото начало бащите-основатели разбраха, че „бързите“ реактори, в които неутроните незабавно предизвикват повторно делене, имат своите предимства. И основната е възможността за производство на ново гориво", казва заместник-директорът на Института по ядрена физика и технология на Националния изследователски ядрен университет МИФИ, Георгий Тихомиров, доктор на физико-математическите науки. „Имаше опити за изграждане на устройства от този тип, но през 50-те и 60-те години на миналия век ядрената енергетика се движеше по пътя на разработването на реактори с топлинни неутрони - те са по-лесни за производство, те са по-икономични, те са по-лесни за управление. Въпреки това, реакторите на бързи неутрони никога не са забравени. В СССР е създадена верига от прототипи с ниска мощност, която по-късно завършва с изграждането на БН-350, БН-600, а след това реактори от серия БН-800. Подобни проекти бяха реализирани в САЩ, Франция, Германия, Япония. Вярно, там те не бързаха по различни причини, свързани главно с икономиката: има много елементи, които водят до увеличаване на цената на енергията. Имаше и технологични трудности. Те бяха преодолени и бяха създадени надеждни мощни устройства. Сега други страни се учат от нашия опит – подобни реактори се строят в Китай и Индия“, допълва ученият.

Сега в света работят само два мощни ядрени енергийни реактора с бързи неутрони - БН-600 и БН-800. И двата работят в Белоярската атомна електроцентрала в Свердловска област. Капиталовите разходи за тяхното изграждане са около един и половина пъти по-високи от тези за топлинни реактори със същия капацитет. Но учените са сигурни, че те са бъдещето.

Неизчерпаем ресурс

Само един естествен изотоп е способен да се дели ефективно чрез взаимодействие с неутрони - уран-235. Той е много оскъден в урановата руда - около 0,7 процента, а запасите му, подходящи за рентабилен добив, са ограничени. Затова учените търсят начини за създаване на изкуствени изотопи, които поддържат верижна реакция. Най-перспективния от тях е плутоний-239. Той се образува в същия реактор на ядрена електроцентрала, когато неутрон се улавя от уран-238, който съставлява по-голямата част от урановото гориво.

Отработеното ядрено гориво съдържа около един процент уран-235 (неизгорял остатък) и приблизително същото количество новообразуван плутоний. Повторното използване на тези изотопи, дори и в класическата схема с реактори с топлинни неутрони, според учените би спестило до 30 процента уран.

Когато в схемата се включат реактори с бързи неутрони, теоретично е възможно да се създаде процес, при който изкуствено произведеният делящ се материал ще покрие напълно нуждите на атомните електроцентрали, а необходимостта от добив на уран ще изчезне, ако не завинаги, то за дълги години. Физиците наричат това затворен горивен цикъл.

"МААЕ редовно публикува доклади, от които става ясно, че работещите топлинни реактори могат да работят на съществуващите запаси от уран за около 150 години. Тоест, не може да се говори за мащабно развитие в тази посока. И ако затворим горивния цикъл, ако се научим как да обработваме ядрено гориво и да го рециклираме, за да го използваме, тогава въпросът със суровините за ядрена енергия ще бъде решен за следващите няколко хиляди години."

Същността на идеята е, че в реакторите на бързи неутрони коефициентът на възпроизводство на делящия се материал е по-голям от единица.

„С други думи, ако гориво, състоящо се от уран-238, който сам по себе си не поддържа верижна реакция, и плутоний, който играе ролята на катализатор, се постави в „бърз“ реактор, тогава ще има повече плутоний в отработеното гориво, отколкото в първоначалното. В резултат на обработката продуктите на делене и излишният плутоний се отстраняват от него, а на тяхно място се добавя естествен (или отпадъчен) уран. Полученото ново гориво се събира в горивни касети и се връща обратно в реактора. И това може да се повтаря, ако не безкрайно, то доста дълго време."

Според учените този метод не само ще премахне ограниченията на суровините, дължащи се на включването на отработено гориво и сметища за обогатяване в процеса на преработка, но също така ще реши проблема със съхранението на ядрени отпадъци. Но за да станат "бързите" реактори "вечни", е необходимо да се произвежда специално гориво.

Перспективна смес

Ядреното гориво се произвежда под формата на малки пелети, поставени в херметически затворени тръби от циркониеви сплави - горивни елементи, комбинирани в горивни касети Таблетките, използвани в термичните реактори, като правило се състоят от уранов диоксид с различна степен на обогатяване.

"Когато започнахме да правим първите детайли, тествахме различни варианти, включително метален уран. Оказа се, че с натрупването на продукти на делене той бързо губи формата си и се деформира. Те започнаха да търсят нови видове ураново гориво.

Първата стъпка към прехода към затворен ядрен цикъл беше създаването на MOX-гориво - смес от оксиди на няколко метала. Най-често се прави чрез добавяне на плутоний от отработено ядрено гориво към обеднен уран, който се състои основно от изотопа уран-238.

Този подход дава възможност да се извлича около сто пъти повече енергия от естествения уран, отколкото при класическата схема, а количеството на радиоактивните отпадъци, подлежащи на специална обработка и погребване, се намалява значително. В допълнение, производството на смесено гориво може да изхвърли излишния оръжеен плутоний, чието постепенно натрупване е сериозен проблем.

MOX-горивото се използва в топлинни реактори от 80-те години на миналия век. Сега делът от цялото произведено ядрено гориво в света е пет процента, а във Франция - десет.

"Използва се основно като допълнително гориво за топлинни реактори. Това позволява да се увеличи ресурсът на съществуващата енергийна индустрия не повече от два пъти и не решава проблемите, свързани с отворения ядрен цикъл. Да започне пълноценно мащабна ядрена индустрия, необходими са реактори на бързи неутрони. Пионерството разработването на такива устройства принадлежи на Русия“, допълва експертът.

Цикълът е затворен

В СССР първият промишлен реактор на бързи неутрони БН-350 е пуснат през 1973 г. в град Шевченко (сега Актау) и работи до 1999 г. Планирано да работи с МОХ-гориво, но тогава не е произведен. В резултат на това през целия период е използван уранов диоксид.

Реакторът БН-800 в Белоярската АЕЦ е проектиран за МОХ-гориво от самото начало. Но го натовариха постепенно. През 2014 г. започнаха с конвенционален уран, през януари 2021 г., след още едно презареждане, делът на МОКС горивото се увеличи до една трета, а през януари 2022 г. до две трети. Едва през септември 2022 г. реакторът беше изведен на пълен капацитет за първи път, зареден със смесено оксидно уран-плутониево гориво до сто процента. Това без никакво преувеличение може да се счита за началото на ерата на "вечната енергия".

За да се реши проблемът със затварянето на ядрения цикъл, са необходими две неща. Първото е реактор, който не работи с обогатен уран, а с MOX или друго гориво, където основният делящ се материал е плутоний. Второто е утвърденото производство на самото гориво. Преди това никой не е успял да реализира затворен ядрен цикъл с бърз реактор в индустриален мащаб, въпреки че е имало опити. И това е голяма победа за руската наука.

Пробив в новата енергия

В рамките на цялостната програма „Развитие на оборудване, технологии и научни изследвания в областта на използването на атомната енергия в Руската федерация до 2030 г.“ се планира въвеждането в експлоатация на по-мощен реактор на бързи неутрони БН-1200 в Белоярска АЕЦ. Но още по-интересен, според професор Тихомиров, е експерименталният реактор БРЕСТ-ОД-300, който се строи като част от проекта „Пробив“ в Северск, Томска област.

"В известен смисъл това е конкурентна посока. Вместо MOX-гориво проектът „Пробив“ използва смес от уранови и плутониеви нитриди. Такова гориво е по-плътно, което е по-изгодно. И вместо натрий, който изгаря при контакт с вода, като охладител се използва олово. "Привържениците на проекта са уверени, че оловните реактори имат така наречената естествена безопасност. Каквито и събития да се случват в активната им зона, поради голямата маса и добрата конвекция на охлаждащата течност, емисиите на радиоактивни вещества в атмосфера са изключени. Изчисленията потвърждават това."

На площадката в Северск се планира да се създаде първият в света ядрен енергиен комплекс със затворен цикъл. Той ще включва оловно охлаждан реактор на бързи неутрони и инсталация на място, където облъчено смесено нитридно уран-плутониево гориво ще бъде преработено и след това от него ще бъдат направени горивни елементи.

„Задачата на проекта „Пробив“ е да покаже, че реакторите на бързи неутрони могат икономически да се конкурират с топлинните реактори и дори да ги надминат по безопасност. Ако това изпитание е успешно, експерименталният реактор БРЕСТ-ОД-300 ще бъде последван от индустриалния BR-1200 и тогава, може би, проекти от този тип ще се появят в други страни."

Според прогнозите на Тихомиров до 2050 г. такива устройства ще бъдат активно построени по целия свят наравно с термичните. И когато поради недостига на уран-235 цените на обогатения уран скочат нагоре, е възможно реакторите на бързи неутрони да станат икономически по-изгодни.

Източник: Поглед.инфо