Смотри также статью БН

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10⁵ эВ.

Принцип действия

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO₂ и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: ²³⁸U, ²³²Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, ²³²Th, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

Реакторы на быстрых нейтронах

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат^{[источник не указан 846 дней]}.

2009 год стал последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix). Теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором — это Россия и реактор БН-600 III-й блок, Белоярская АЭС^[1][2]. Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PBFR-500 мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого намечен на 2010—2011 годы. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же мощности.

8 мая 2010 года в Японии, после четырнадцатилетнего перерыва в работе, вызванного пожаром в 1995 году, когда произошла утечка 640 килограммов металлического натрия, впервые вывели в критическое состояние реактор «Мондзю». Пуско-наладочные работы для его ввода в эксплуатацию, частью которых являлись серии экспериментальных выводов реактора на минимально-контролируемый уровень, планировалось завершить в 2013 году. Однако в августе 2010 года при работах по перегрузке топлива в корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива — 12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая утонула в натрии. Почти сразу было объявлено, что продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск, откладывается на 1-1,5 года.^{[3][4][5][6][7]}. 27 июня 2011 года утонувшая деталь была извлечена из реактора Мондзю. Для извлечения детали специалистам пришлось разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъем трехтонной конструкции на поверхность занял восемь часов.^[8]. Дальнейшие перспективы Мондзю туманны: неизвестно, будет ли он запущен вообще когда-либо, или проект закроют, во всяком случае в текущем финансовом году, который заканчивается 31 марта 2013, денег на запуск Мондзю не выделено^[9].

С ртутным теплоносителем

• Россия/СССР
  • БР-2 ФЭИ, г.Обнинск, 1956

Ртуть первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо замедляет нейтроны, спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического контура для пуска), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий кпд при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако, реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась ее высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие затраты энергии на перекачку. В результате ртуть была признана бесперспективным теплоносителем. Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива - металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства.^[10][11]

C натриевым теплоносителем

• Россия/СССР

• • БР-5 ФЭИ, г.Обнинск, 1959—2002 годы.
  • БОР-60 НИИАР, г. Димитровград, действует с 1968 года.
  • БН-350 Мангистауский Атомно-Энергетический Комбинат, Казахстан, г. Шевченко, 1973—1999 годы.
  • БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980 года.
  • БН-800 Белоярская АЭС, строится, ввод в строй 4-го энергоблока с реактором БН-800 намечен на 2012 год^[12].
  • БН-К (проект).
  • ИБР-2, исследовательский реактор в ОИЯИ, г.Дубна.

• Китай
  • CEFR, 25 МВт, запущен в 2011 году в CEFR в Китайском институте атомной энергии (технология Росатома)

• США
  • EBR I (англ. Experimental Breeder Reactor I);
  • EBR II (англ. Experimental Breeder Reactor II);
  • Fermi (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station);
  • FFTF (англ. Fast Flux Test Facility);
  • SEFOR (англ. SEFOR);

• Великобритания
  • Dounreay Fast Reactor
  • Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994

• Франция
  • Rapsodie (фр. Rapsodie);
  • Phénix, в эксплуатации 1973—2009
  • Superphénix (фр. Superphénix) имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации 1984—1997

• Япония
  • Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в 1994—1995

• Индия
  • реактор PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.) строится в Калпаккаме, пуск намечен на март 2012 года^[13].

• Германия
  • SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.

C жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем

• Россия
  • СВБР — (Свинцово-висмутовый быстрый реактор) — проект
  • БРЕСТ — (Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) — проект
  • Ангстрем (АТЭЦ) — проект передвижной АТЭЦ
  • Серия реакторов для атомных подводных лодок
• США
  • MSBR-1000, проект гомогенного реактора на расплавах солей

С газовым теплоносителем

• Россия / СССР
  • ВТГР-300 (проект) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах

Примечания