Файл: Реферат по дисциплине Общая энергетика по теме Реакторы на быстрых нейтронах.docx

Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Петрозаводский государственный университет»
Реферат по дисциплине «Общая энергетика» по теме: «Реакторы на быстрых нейтронах».
	Авторы работы: Студент группы 21219 Ратманов А.С. Петрозаводск 2021

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

На текущий день наиболее распространены атомные реакторы на тепловых нейтронах, которые в качестве топлива используют Уран-235. Однако в природе Уран-235 имеет весьма небольшие объемы и неспособны обеспечить будущее человечества даже на сотни лет вперёд. Однако на эту проблему было найдено решение, замкнув ядерный топливный цикл и разработав реакторы на быстрых нейтронах.

Представленные и проанализированные результаты актуальных теплофизических исследований по обоснованию характеристик и безопасности реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторах) с жидкометаллическими теплоносителями: быстрые нейтроны большой мощности с натриевым теплоносителем и быстрым реактором на свинцово-висмутовой основе.

Представлены результаты исследований гидродинамики и теплообмена в стратифицированном потоке теплоносителя, теплогидравлика крупномодульного натриево-водяного генератора на различных режимах эксплуатации реактора, деградация ТВС при развитии тяжелой аварии с потерей расхода натрия в реакторе на быстрых нейтронах. Пояснен принцип работы реактора на быстрых нейтронах. Показано, что существует фундаментальное возможность обеспечения требуемых параметров высокотемпературного быстрого реактора с натриевым теплоносителем для производства большого количества водорода и переработки радиоактивных отходов станций на медленных нейтронах, например, на основе одного из термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с высоким коэффициентом теплового использования электроэнергии. Анализируются задачи, которые необходимо решить в дальнейших теплофизических исследованиях и перспективы развития быстрого атома в России.

---

АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Ректоры на быстрых нейтронах, так же называемые реакторы бридеры (от английского слова breeder). Уран 238 практически не реагирует на медленные нейтроны, но он легко взаимодействует с быстрыми нейтронами. При этом становится возможной следующая ядерная реакция:



Из данной реакции видно, что поэтапное накопление плутония 239, который уже может использоваться в реакторах, работающих на медленных нейтронах. Поэтому такие реакторы и называются реакторами – накопителями. Одновременно в таком реакторе идет деление урана 235 содержание которого не более 1 %) с выделением энергии и 95.8 % плутония 239 также с выделением энергии.

Природный уран в свою очередь содержит 0,7% U-235 и 99,3% U-238. В быстром реакторе, как и в медленном, часть U-238 участвует в радиационном захвате, распадаясь до двух изотопов плутония 239 и 241. Эти изотопы могут быть использованы в дальнейшем топливном цикле для выработки энергии. Быстрые реакторы могут преумножать плутоний в процессе работы. U-238 способен частично делиться нейтронами с энергией, превышающей 1 МэВ. Получается, что реакторы на быстрых нейтронах, по сравнению с обычными реакторами могут использовать уран в 60 раз эффективнее.

FNR¹ на данный момент дороже и сложнее в строительстве и обслуживании, до тех пор пока запасы Урана-235 не истощены и налажена его добыча, однако, FNR представляются незаменимыми в долгосрочной перспективе. Быстрые реакторы работают на быстрых нейтронах и не используют замедлителя, так как быстрые нейтроны наиболее эффективно делят уран. Главным компонентом реактора на быстрых нейтронах является плутоний-239, из-за своего взаимодействия с быстрыми нейтронами. В процессе радиоактивного распада Pu-239 получается на 25% больше нейтронов, в сравнении с распадом урана, это упрощает поддержание цепной реакции, а также перехода U-238 в Pu-239. В качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах используется жидкий металл (чаще всего натрий), чтобы предотвратить замедление нейтронов, а также обеспечения качественной теплопередачи. Коэффициент конверсии (отношение скорости накопления нового ядерного горючего к скорости выгорания) теплового реактора равняется 0,6, в то время в быстром реакторе это значение переваливает за единицу. Реакторы на быстрых нейтронах делают возможным деление даже высокообогащённого урана до 25%. U-235 имеет низкое сечение для реакции деления быстрыми нейтронами, однако высокообогащенное топливо имеет достаточное количество нейтронов для образования цикличного процесса деления.

---

Специфические ядерно-физические свойства и условия осуществления цепной реакции в таком реакторе исключают возможность использования такого теплоносителя как вода. Другими словами, требуется использование жидкометаллического теплоносителя. Как было сказано, для этого используют натрий. Например, в наиболее популярном в России реакторе такого типа БН – 600.




1 — корпус;

2 — циркуляционный насос первого контура; 3 — поворотная пробка;

4 — центральная колонна с механизмом СУЗ; 5 — теплообменник;

6 — нейтронная защита;

7 — активная зона;

8 — зона воспроизводства;

9 — напорная камера;

10 — защитный корпус реактора с теплоизоляцией

Использование в первом контуре жидкометаллического теплоносителя потребовало схему энергетического блока с реакторами ВН - 600 выполнять трехконтурной. Такая схема показана на рисунке. В первом контуре жидкий натрий, нагретый в реакторе, поступает в теплообменник (ТО), где жидкий металл отдает тепло жидкому натрию второго контура. Если натрий первого контура радиоактивный, натрий второго контура не радиоактивный. Жидкий натрий второго контура поступает в парогенератор (ПГ), отдает тепло воде третьего контура, превращая ее в пар, который уже и поступает в турбину (Т). В остальном, что касается третьего контура, схема аналогичная схеме любой конденсационной электростанции.

Сведения о развитии атомной энергетики. Несмотря на немалые трудности и аварии на АЭС атомная энергетика развивалась и, вероятно, будут развиваться. Основное преимущество АЭС заключается в отсутствии выбросов в атмосферу СО2. Недостатки те же, какие существуют у всех конденсационных электростанций, это тепловое загрязнение, что хорошо видно из таблицы, где сравнивается тепловая и электрическая мощность реакторов. Немалой проблемой является утилизация и хранение отработавшего топлива.

Все рассмотренные выше и упомянутые в таблице реакторы относятся к категории гетерогенных, у которых топливо, замедлитель нейтронов и теплоноситель разделены, существуют реакторы, относящиеся к категории гомогенных, у которых топливо, замедлитель нейтронов и теплоноситель представляют собой однородную смесь (расплав).

---

Таблица 1. КПД реакторов от системы.

Параметры	Реакторы
	РБМК1000	РБМК1500	ВВЭР1000	ВВЭР440	БН-600
Мощность, МВт Электр./Тепловая	1000/3200 0.3125	1500/4800 0.3125	1000/3000 0.3333	440/1375 0.3200	600/1470 0.4081
Теплоноситель	Кипящая вода	Кипящая вода	Вода	Вода	Натрий
Масса топлива, т	192	189	75	40	8,5
Содержание делящегося нуклида, %	2	2-2,4	3-3,4	3,3	18
Температура теплоносителя. В градусах Цельсия Вход/Выход	270/284	270/284	289/322	269/300	410/580
КПД, %	78	78	83	80	90

При определении КПД (нижняя строка) учитывались только потери в самом реакторе. Температура теплоносителя указана для первого контура. Так, для реактора БН-600 второй натриевый контур имеет температуры 340/550, а третий, водяной контур имеет температуру пара 540 ℃ при давлении 14 МПа.

Таблица 2. Основные сведения об российских АЭС.

АЭС	Р уст. МВт	Реактор	Кол-во блоков	Годы пуска первого и последующих блоков
Нововоронежская	1800	ВВЭР-440 ВВЭР1000	2 1	1971, 1972 1980
Ленинградская	4000	РБМК1000	4	1973 - 1981
Кольская	1760	ВВЭР-440	4	1973 - 1984
Билибинская	48	ЭГП-6	4	1974 - 1976
Курская	4000	РБМК1000	4	1976 – 1985
Белоярская	600	БН-600	1	1980
Смоленская	3000	РБМК1000	3	1982 - 1990
Калининская	3000	ВВЭР1000	3	1984 - 2004
Балаковская	4000	ВВЭР1000	4	1985 - 1993
Ростовская (Волго-Донская)	2000	ВВЭР1000	2	2002, 2010

---

Реактор Билибинской АЭС типа ЭГП – 6 представляет собой энергетический реактор малой мощности, он обеспечивает 48 МВт электрической мощности и 78 МВт тепловой мощности.

СТРОИТЕЛЬСТВО АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

В настоящий момент построено порядка 20 ректоров на быстрых нейтронах, которые служат для переработки радиоактивного топлива и обеспечения нужд потребления электроэнергии предприятий и населения. Быстрые ректоры способны использовать Уран-238, вместо Урана-235, который используется ректорами на тепловых нейтронах. Деятельность быстрых реакторов направлена на получения плутония (Pu) в больших объемах, относительно урана и плутония, делящихся в активной зоне, также такие ректоры называются реакторами быстрого размножения. Такие установки сжигают долгоживущие актиниды, которые накапливаются в тепловых системах. Быстрые ректоры будут считаться размножителями тогда, когда отношение отработавшего топлива к свежему будет больше единицы.

Мировое сообщество заинтересовано в строительстве ректоров на быстрых нейтронах, так как эта технология замыкает ядерный топливный цикл. К примеру, в планах Франции до 2050 года заменить до 50% тепловых атомных станций, система на быстрых нейтронах. Япония, заключила договор о сотрудничестве в быстрой атомной энергетике с США и Франций в октябре 2010 года. Это соглашение позволит этим странам совместно проектировать и стоить безопасные ректоры на быстрых нейтронах мирового уровня, а также позволит вовлечь лучших частных производителей. Так Япония проектирует демонстрационный вариант своего ректора, который планирует заменить устаревший FBR Monju, Франция со своей стороны спроектировала улучшенный натриевый реактор для промышленной демонстрации с Японией. США же собрали обширную информационную базу в результате разработок FNR в прошлом, однако отстают по современных установок, потому что особое внимание предавалось критериям безопасности. В планах Великобритании развивать реакторы на быстрых нейтронах с целью отработанного плутония и при этом получать электричество на АЭС.

Изначально реакторы на быстрых нейтронах задумывались для более эффективного использования урана и, благодаря этому, расширение его запасов (это предполагает расширение запасов урана более чем в 60 раз). На данный момент ядерные ректоры используют Уран-235, но при этом это происходит неэффективно.

---