Ядерные реакторы на быстрых нейтронах: почему это мегакруто

В основе ядерной энергетики лежит одно интересное свойство ядер урана и некоторых других элементов: если мы выстрелим в такое ядро нейтроном (и попадём), то оно сначала поглотит его, а затем взорвётся. В результате образуется два ядра атомов других элементов (например, барий и криптон, но вообще есть другие варианты), довольно значительное количество энергии и от 2 до 3 (в среднем, 2,75) нейтронов. Каждый из них, в свою очередь, может попасть в другой атом урана и взорвать и его.

• 
•  © ic.pics.livejournal.com

Допустим, при первом взрыве (вынужденном делении) урана образуется два нейтрона, и каждый из них попадёт в другой атом. Те тоже взорвутся, выделив ещё две порции энергии — и уже 5-6 нейтронов. Пусть их будет 5: тогда каждый из них, попав в новые атомы урана, вызовет их деление, породив уже 5 порций энергии и уже 13-14 нейтронов. И если каждый из этих нейтронов тоже найдёт «свой» атом, то мы получим уже 13-14 порций энергии — и уже более 35 нейтронов. Процесс будет идти по нарастающей — со всё большим количеством нейтронов и всё большим выделением энергии. Это называется цепной реакцией. Точнее, это частный случай цепной реакции — процесса, в ходе которого выделяются продукты, требующиеся для возникновения первоначальной реакции, но в большем количестве.

Если процесс будет продолжаться, то вскоре в него окажутся вовлечены уже миллиарды атомов, при делении которых будут высвобождаться колоссальные объёмы энергии. Цепная ядерная реакция станет неуправляемой. Произойдёт то, что мы называем ядерным взрывом.Но если мы не хотим ничего взрывать, а хотим собрать выделяемую энергию, то это нам, конечно, не надо. Нам надо, чтобы энергия выделялась предсказуемо, постепенно и примерно одинаковыми темпами. Поэтому в ядерных реакторах добиваются того, чтобы из всех нейтронов, выделившихся при распаде N атомов урана на данном «шаге» реакции, в другие атомы попали лишь ровно N. Остальные нейтроны удаляют из реактора — например, вводят в него специальные поглощающие нейтроны вещества вроде карбида бора.

Но и это лишь полпроблемы. В нашем примере выше мы для простоты рассматривали случай, когда каждый нейтрон находит свой атом-цель. На практике это, конечно, не так. В реальности выделившиеся при распаде ядра нейтроны летят слишком быстро для того, чтобы успеть слиться с атомами. В результате они просто пролетают через объём вещества и улетают прочь. Для того, чтобы атомы стали поглощать эти нейтроны, их сначала надо замедлить — до скоростей, с которыми движутся сами атомы в веществе. Это движение ещё называют тепловым, а нейтроны, летящие с такими скоростями зовут тепловыми, или медленными нейтронами — в противовес быстрым нейтронам, выделяющимся при реакции непосредственно. Для замедления нейтронов их поток пропускают через материалы, имеющие свойство уменьшать скорость проходящих через них нейтронов без поглощения — например, воду, графит или свинец.

Но и это ещё не всё. Самая главная проблема в том, что в природе существует несколько видов (изотопов) атомов урана. Как известно, ядро атома состоит из протонов и нейтронов. Так вот, протонов во всех ядрах урана 92 (собственно, мы называем ураном атомы, в которых 92 протона) а вот количество нейтронов может меняться: их может быть от 125 до 151. Суммарно же общее число протонов и нейтронов может, соответственно, меняться от 217 до 243. Вот эта вот цифра (сумма количества протонов и нейтронов) используется для обозначения разных изотопов.

В природе наиболее распространён уран-238: 92 протона, 146 нейтронов. 99,3% всего урана на Земле — именно такой уран. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. Делает это так, как мы описали выше, другой изотоп — уран-235 (92 протона, 143 нейтрона), которого в природе всего 0,7%. Точнее, некоторые другие изотопы тоже умеют делиться подобным образом, но они встречаются ещё реже.

То есть, если мы загрузим природный уран в реактор, то работать он не будет — в природном уране просто недостаточно нужного вида урана.

И это, кстати, хорошо: в противном случае любые залежи урана представляли бы собой естественный ядерный реактор со всеми вытекающими (и вылетающими) последствиями. А оно нам надо?

• 
•  © ic.pics.livejournal.com

Те самые урановые рудники. Ну, точнее, урановые карьеры

И здесь есть сразу две очень плохие новости для атомной энергетики и для человечества вообще.

Во-первых, для того, чтобы создать пригодный для «сжигания» в реакторе уран, долю «правильного» урана-235 в нём надо поднять примерно до 10%, т. е. где-то так в 700 раз. И сделать это весьма непросто: все виды урана идентичны с химической точки зрения, всё их отличие — небольшое (0,01%) различие по массе. Поэтому если мы, к примеру, приведём уран в газообразное состояние и загрузим в центрифугу, то возле её стенок соберётся газ, немного более богатый тяжёлыми урановыми изотопами. Но легко это только на словах: на самом деле обогащение урана — долгая, технологически сложная и достаточно дорогостоящая процедура. Если, к примеру, 1 килограмм урана естественного изотопного состава стоит около 100 долларов, то 1 килограмм обогащённого урана — уже около 2500.

• 
•  © ic.pics.livejournal.com

Простенькая и миниатюрная установочка по обогащению урана

Во-вторых, оказывается, что на самом деле запасы урана лишь кажутся неисчерпаемыми: нас-то интересует не уран вообще, которого действительно очень много, а только уран-235, которого мало. Вероятно, его хватит примерно на 85 лет (есть и более пессимистичные подсчёты — около 50 и даже 30 лет). Нефть и газ, как ожидается, к тому моменту уже закончатся, и человечество попросту останется без электричества (альтернативные, «зелёные» источники энергии не в счёт: в настоящее время её доля в энергетическом балансе человечества — что-то около 5%, и вряд ли эта доля вырастет существенно больше 25-30%).

Впрочем, уран-238 не то чтобы совсем «безразличен» к нейтронам. Захватывая их, он тоже претерпевает некоторые превращения, правда, не порождающие цепную реакцию: превращается сначала в нептуний-239, а затем и в плутоний-239. И вот — первые хорошие новости: оказывается, что плутоний-239 вполне способен поддерживать цепную реакцию деления так же, как это делает уран-235.

То есть, хотя мы и не можем «сжечь» уран-238 в реакторе, но мы можем использовать его для получения плутония, и сжечь уже плутоний.

Действительно, помните, у нас с вами были «лишние» нейтроны, которые нам пришлось удалять из реакции с помощью поглотителей? Так почему бы нам не пустить их «в дело» — на облучение урана-238 и его превращения в ценный топливный плутоний-239? В результате мы сможем одновременно производить электроэнергию, и преобразовывать «мусорный» уран-238, являющийся отходом обогащения урана, в новое ядерное топливо!

К сожалению, не всё так просто. Помните ведь: мы не только поглощали лишние нейтроны, но и замедляли оставшиеся? Ну так вот: если уран-235 «не хочет общаться» с быстрыми нейтронами, то уран-238 игнорирует медленные. То есть, для того, чтобы реактор, производящий топливо из урана-238, работал, это должен быть именно реактор на быстрых нейтронах.

Создать такой реактор оказалось теоретически возможно, но практически — вовсе не так уж просто.

К примеру, как мы уже говорили, уран-235 неохотно захватывает быстрые нейтроны. Т. е. его можно заставить это сделать, но плотность нейтронного потока должна быть гораздо выше. Для этого надо использовать более концентрированное топливо, условия в активной зоне реактора (температура, нейтронные потоки) тоже будут более жёсткими, что потребует более устойчивых материалов.

Вторая проблема: так как нам нужны именно быстрые нейтроны, нужно максимально избегать присутствия в реакторе замедляющих их материалов. В привычных нам реакторах, к примеру, для снятия выработавшейся внутри активной зоны энергии используется вода: она под давлением омывает раскалённое ядерное топливо, нагревается, затем испаряется, а получившийся пар вращает турбину, которая и вырабатывает электричество. Но вода сильно замедляет нейтроны; в реакторе на медленных нейтронах это плюс, а вот в реакторе на быстрых — критический минус. То есть, вместо воды нужно придумать какую-то другую жидкость. Сначала пробовали использовать ртуть, но она оказалась слишком неудобной в работе, так как вызывала бурную коррозию других материалов. Сегодня используются другие легкоплавкие металлы — например, свинец, висмут или натрий.

В первую очередь — именно натрий. Он, конечно, тоже не подарок: бурно реагирует и с кислородом, и с водой, причём в последнем случае ещё и выделяет взрывоопасный водород. Однако советским инженерам удалось найти с натрием общий язык, создав первый в мире коммерческий (в смысле, вырабатывающий энергию для хозяйственных нужд) реактор на быстрых нейтронах БН-600. А в 2015 году, уже в Российской Федерации, был запущен реактор БН-800 — ещё один быстрый реактор, приспособленный уже для работы на плутониевом топливе с замкнутым циклом воспроизводства.

• 
•  © ic.pics.livejournal.com

Реактор БН-800. Ня!

Расчёты показывают, что с помощью этой технологии можно превратить в топливо до 30% урана-238. А это значит, что полезное применение будут находить уже не 0,7% природного урана, а порядка 30. А значит, и «эффективные» запасы мирового урана возрастают примерно в 43 раза. И нам этих запасов хватит уже не на 80, к примеру, лет, а примерно на 3500. Как говорится, почувствуйте разницу.

А ещё в реакторах на быстрых нейтронах можно пережигать отработанное ядерное топливо «медленных» реактороов, переработка и хранение которого во всех других случаях оказывается очень серьёзнейшую проблему — Украина вон не даст соврать.

Кроме того, реактор на быстрых нейтронах является более экологически чистым и более безопасным. К примеру, аварии типа чернобыльских на таких реакторах будут в принципе невозможны. В Чернобыле собственно взрыв произошёл из-за того, что перегретый водяной пар системы охлаждения начал разлагаться (соединяться с цирконием конструктивных элементов), выделяя водород, который отлично взрывается при взаимодействии с кислородом воздуха. Но в реакторах на быстрых нейтронах вода не используется, а значит, и водороду взяться неоткуда.

Более того. В водяных реакторах в системах охлаждения поддерживается очень большое давление (чтобы вода не закипела там, где ей этого не следует делать), а большое давление всегда порождает риск прорыва трубопроводов. Следствие — утечки радиоактивной воды, нарушения работы системы охлаждения и прочее. Более того, стоит «немного» перегреть реактор — и вода, несмотря на все усилия, всё-таки закипит, и будет плохо. С натрием этой проблемы не бывает: плавится он при примерно 100 градусов, а вот закипает — аж при 900. Так что держать натрий можно и практически при атмосферном давлении, а если герметичность реактора по тем или иным причинам нарушится, то ничего смертельного не произойдёт: натрий не вскипит и не испарится, оставив реактор без охлаждения. А химическая активность натрия тут даже пойдёт на пользу: провзаимодействовав с кислородом и водой воздуха, радиоактивный натрий из системы охлаждения окажется связан в стойкие химические непосредственно в помещениях станции, а не разнесётся на многие километры вокруг…

А теперь самое интересное. В настоящее время энергетические реакторы на быстрых нейтронах умеет делать только Россия. США, которые пытались строить свой «быстрый» реактор наперегонки с СССР, так ничего путного и не смогли (у них есть пара экспериментальных реакторов, но не более). У французов получилось лучше: их «Феникс» проработал с большими перерывами 27 лет, но при этом вёл себя весьма стрёмно, пугая эксплуатантов неожиданными скачками мощности и необъяснимыми срабатываниями систем защиты. Понять, в чём заключалась проблема «Феникса», французы так и не смогли, и в 2010 году остановили его от греха подальше, решив начать всё с начала с реактором ASTRID — начать строить его планируют в 2020-х.

• 
•  © ic.pics.livejournal.com

«Феникс». Птичку жалко!

Японцы тоже пробовали, но после ряда аварий свой «Мондзю» решили попросту разобрать. Индия собиралась запустить свой реактор в 2015-м, но так и не запустила.

Так что Россия в этой сфере реально впереди планеты всей, и на месте стоять не собирается: сейчас идут работы по созданию следующего поколения быстрых реакторов, БН-1200, который уже планируют пустить в полномасштабную серию около 2030 года.

Хочешь всегда знать и никогда не пропускать лучшие новости о развитии России? У проекта «Сделано у нас» есть Телеграм-канал @sdelanounas_ru. Подпишись, и у тебя всегда будет повод для гордости за Россию.