С.М. Брюхов, старший преподаватель ДИТИ НИЯУ МИФИ

Тепловой паровой взрыв

Для расчета последствий аварии на АЭС с перегревом необходимо дополнительно учитывать энергию нескольких сотен тонн нагретых до 1000-1500*С материалов активной зоны реактора. Такие высокие температуры сами по себе являются аварийно-опасными. Например, при подаче воды произойдет паровой взрыв большой мощности.

Запас энергии нагретого тела можно (без фазовых переходов первого рода) можно приближенно посчитать, считая, что все материалы имеют теплоемкость в одну четвертую от теплоемкости воды.

80 тонн диоксида урана плюс 50 тонн конструкционных материалов – это 130 тонн внутри реактора, нагретых до 1500*С. 

Плюс прочный корпус 500 тонн, нагретый под 1000*С тоже может добавить энергии.

На каждый кг АЗ – 1500 Дж/град*грамм – полтора миллиона Дж/кг, 1,5 МДж/кг. На тонну 1,5 ГДж.

Энергетический эквивалент ТНТ – 4,2 МДж/кг, или 4,2 ГДж/т. Каждый кг материала перегретой активной зоны эквивалентен 360 грамм тротила.

Итого, при температуре в АЗ реакторе 1500*С, запас энергии в конструкции составляет 45 тонн ТНТ.

Объем перегретой воды в реакторе составляет около 50 м3. При плотности 0,3 это 17 тонн, с теплоемкостью ~2000 Дж/град*грамм? 2 МДж/кг или 2 ГДж/т. Это эквивалент энергии 8 тонн тротила, запасенном в рабочем теле газовой пружины.

Посчитаем, на что теоретически способна потенциальная энергия 1 МДж/кг.

Если такая энергия будет полностью передана водяному пару (газовая пружина), то по формуле E = mgh, высота подъема составит: h = E/mg = 1000000/1/10 = 100 000 метров, или 100 километров. Это всего в 3 раза меньше, чем высота полета Гагарина.

Пар без проблем выбросит всё содержимое из шахты атомного реактора, если что-то пойдёт не так.

Чтобы приподнять столб воды высотой 10 м, необходимо создать давление более 1 кг/см². Рабочее давление воды в реакторе 160 кг/см²способно поднять столб воды высотой 1,6 километра.

Тезисы

Материал оболочки должен выдерживать не только высокую температуру, но и обладать достаточной коррозионной стойкостью, чтобы противостоять с одной стороны урану, плутонию и фиссиуму (осколочным продуктам деления), с другой стороны воде или водяному пару.

В НИИАР в советское время были проведены работы по нанесению покрытий из тугоплавких сплавов как снаружи, так и изнутри твэл. Наружное покрытие легко осуществляется электролитически, но сделать внутреннее покрытие на оболочке – электролизом почти нереально.

Проблема взрывов водорода от циркония является научной проблемой уже 65 или более лет, и ею занимаются и занимались во всех странах, где есть АЭС.

Хороший вариант, с точки зрения материала оболочки, никель, прекрасно ведет себя при температурах до 1400*С, но имеет в 24 раза большее сечение захвата, чем цирконий.

Титан имеет сечение захвата нейтронов 6,09 барн, в 33 раза выше циркония.

Идеальным материалом оболочек твэл является молибден (сечение 2,55 барн), имеющий очень высокую температуру плавления (2620*С), отличные коррозионные свойства, идеальную совместимость с водородом до 2000*С. На основе молибдена, хрома, никеля, титана, с присадками алюминия существуют десятки жаропрочных сталей, которые используются в турбинах самолетов, в газотурбинных и газо-паротурбинных ТЭЦ, но все эти сплавы имеют на порядки большие сечение захвата тепловых нейтронов.

Ни один из жаропрочных сплавов, используемых в генераторах электроэнергии на газе, угле, мазуте, не образует водорода при контакте с парами воды.

Основным продуктом горения углеводородов является вода. В пламени углеводородов температура превышает 2200*С, а трубки парогенераторов нагреваются до 1300*С и более. Если бы из циркония были сделаны парогенераторы для ископаемого топлива, то они взорвались бы сразу после выхода на температурный режим.

Роль гидридов при авариях на АЭС

Гидриды циркония играют двойную негативную роль в работе ядерного топлива. Они накапливают большое количество радиолизного и протонного водорода, и негативно влияют на механических свойствах оболочки из циркония.

При высоких температурах и/или скачкообразном снижении давления происходит резкий выброс водорода.

Во время нормальной работы реактора температура циркония невысокая, и гидриды накапливаются в оболочке. Образование гидридов начинается при температуре 250*С. До 600-750*С весь поглощенный водород прочно удерживается в материале.

При аварии на АЭС и тот, и другой эффекты накладываются друг на друга, и весь накопленный гидридом циркония водород очень быстро будет выброшен в атмосферу.

Реакция водяного пара с гидридом циркония на порядки опаснее реакции водяного пара с металлическим цирконием. Время разложения гидрида при само-ускорении реакции может измеряться секундами или даже долями секунды.

Особенно опасна эта реакция, если существует прочная герметичная оболочка, препятствующая сбросу давления. Пока оболочка целая, идет накопление водорода. При разрыве оболочки происходит мощный выброс водорода, как при разрыве сосуда, находящегося под давлением.

Реакция пиролиза - первого порядка. Скорость этой реакции зависит только от температуры.

Реакция, обратная пиролизу моногидридов – это реакция первого порядка, реакция обратная пиролизу дигидридов – реакция второго порядка. Эти реакции препятствуют разложению гидридов, и способствуют накоплению равновесного содержания водорода в металле. Так как концентрация водорода прямо пропорциональна общему давлению, то обратные реакции очень чувствительны к давлению. Если происходит сброс давления с 150 бар до 1 бар, то скорость реакции образования гидридов падает в 150 раз для моногидрида и в 22500 раз для дигидрида. Это означает полное смещение равновесия реакции в сторону разложения, и весь водород, накопленный в гидриде, взрывообразно выходит в газовую фазу.

Известно, что при взаимодействии любых порошкообразных гидридов с воздухом происходит мощная экзотермическая реакция образования оксидов и нитридов [метал-гидридная технология получения нитридов урана и плутония]. Реакции получения нитридов из гидридов происходят при доступных бытовыми нагревательными приборами температурах – 250-500*С, и технология получения нитридов актинидов намного проще, чем традиционная карбо-нитридная технология получения нитридов актинидов из оксидов актинидов [ВНИИНМ, исследования 1955-2011].

Опасность реакции гидрида циркония с воздухом кратно возрастает по сравнению с реакцией порошкообразного циркония с воздухом, так как из гидрида намного больше выход нитридов циркония, то есть для мгновенного выброса всего водорода достаточно в 5 раз меньше воздуха.

Уровни опасности оболочки твэл из циркония по шкале ИНЕС

В соответствие с принципами обоснования безопасности АЭС, безопасными считаются реакторы, которые имеют вероятность разрушения, максимального 7 уровня по шкале ИНЕС (полное разрушение с выходом осколков деления в окружающую среду) менее 1Е-7 реактор-год.

Современный мировой парк АЭС имеет вероятность разрушения в 6,8Е+4 раз выше, чем требуют современные (пост Фукусимские) нормы. Другими словами, опаснее в 68 тысяч раз, чем гипотетический безопасный парк АЭС.

Причина этому принципиальному несоответствию – химически активный металл цирконий, из которого сделаны оболочки твэл (почти) всех реакторов АЭС в мире. Если бы цирконий не взаимодействовал с водой с выделением водорода, то мировой парк АЭС производил бы вдвое больше электроэнергии из того же количества ядерного топлива.

И самое главное - не было бы аварий в Чернобыле и Фукусиме.

Проблема создания устойчивого к авариям (толерантного) ядерного топлива для массового производства электроэнергии – очень актуальна, с самого начала создания мирной атомной энергетики. С этой проблемой научное атомное сообщество периодически сталкивается: в марте 1979 (TMI), в апреле 1986 (Чернобыль), в марте 2011 (Фукусима).

Но пока толерантное к аварийным ситуациям ядерное топливо либо слишком дорого, как в ~1000 относительно небольших реакторах подводных лодок, авианосцев, ледоколов, либо полностью не соответствует требованиям безопасности АЭС в аварийных ситуациях, ~420 реакторов с установленной мощностью 390 ГВтэ.

Под выводом «Полностью не соответствует» следует понимать – топливо АЭС в десятки тысяч раз опаснее, чем топливо АПЛ, изготовленное в то же самое время, в тех же самых странах.

Успехи НИОКР на НЗХК

На Новосибирском заводе химконцентратов (ПАО «НЗХК») изготовлены и прошли приемочные испытания первые тепловыделяющие сборки (ТВС) для реактора ВВЭР-1000 с экспериментальными твэлами, изготовленными в рамках программы по созданию российского ядерного топлива нового поколения безопасности (так называемого «толерантного топлива»). 

В планах топливного и энергетического дивизионов Росатома – уже в первом квартале 2020 года загрузить изготовленные ТВС в один из реакторов Ростовской АЭС. 

Каждая из трех опытных ТВС конструкции ТВС-2М содержит по двенадцать твэлов в «толерантном» исполнении с двумя различными вариантами материала оболочки, которые изготовлены либо из циркониевого сплава с нанесенным хромовым покрытием, либо из хром-никелевого сплава 42ХНМ. Оба варианта делают оболочки более жаропрочными за счет применения хрома. 

Полноразмерные оболочки твэлов из хром-никелевого сплава были изготовлены в ПАО «МСЗ» (г. Электросталь, Московская обл.), хромовое покрытие было нанесено на стандартные циркониевые оболочки производства АО «ЧМЗ» (г. Глазов, Удмуртия) специалистами Московского энергетического института (НИУ «МЭИ»). Конструктором-технологом твэлов выступает ВНИИНМ им. А.А. Бочвара (Москва).

В состав приемочной комиссии, помимо специалистов АО «ТВЭЛ» и АО «ВНИИНМ», вошли представители различных предприятий атомной отрасли, в том числе АО ОКБ «Гидропресс» (конструктор реактора ВВЭР-1000 и топлива ТВС-2М), а также уполномоченной организации АО «Концерн Росэнергоатом» - АО «ВПО «ЗАЭС».

«Топливный дивизион Росатома в срок выполнил все планы по программе толерантного топлива на 2019 год. В следующем году нам предстоит сделать важный шаг и приступить к параллельным испытаниям образцов не только в исследовательском реакторе, но и в коммерческом реакторе большой мощности. Имея все необходимые расчеты и обоснования активной зоны реактора, мы испытаем на действующем энергоблоке оболочки твэлов без изменения традиционной топливной композиции – диоксида урана. Одновременно в исследовательском реакторе мы продолжим облучать твэлы с различными сочетаниями материалов оболочек и топливных таблеток, а также моделировать различные условия эксплуатации, включая режимы изменения мощности. Результаты этих испытаний помогут выбрать оптимальное технологическое решение», - отметил вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов. 

В ранее в 2019 году в Росатоме завершилась первая фаза реакторных испытаний толерантного топлива для легководных реакторов российского и зарубежного дизайна. [Сайт Росатом].

История вопроса невозможности ЗЯТЦ

Мемуары.

В 2001 году, через неделю после событий 11.09.01, я стал соучастником и пострадавшим групповой химической аварии с азотной кислотой. Администрация ОРИП НИИАР аккуратно «разрулила» ситуацию, и по обоюдному согласию виновной и пострадавшей стороны, я получил возможность лечиться, без регистрации в отделе кадров листка нетрудоспособности, и без потери заработной платы.

Ожег 15,5 М HNO₃ заживает очень долго и дает множество негативных последствий. 3 месяца амбулаторного лечения свели пирогенный эффект к минимуму, и температура снизилась ниже 36,9*С. Я возвратился на рабочее место.

Но никакой работы мне не поручали еще почти год. Весь этот год я посвятил изучению теории радиохимии и ядерной физики.

Весь 2002 год я слушал лекции шефа по радиохимии, ядерной физике, и еще десятку других предметов.

Я мог задавать любые вопросы, и на них получал максимально развернутый ответ.

У шефа было очень много неопубликованных работ, которые он проводил по собственной инициативе, просто из научного любопытства. Все 90-е годы лаборатория занималась тем, что придумывали сами работники. Люди искали себе заработок, и выполняли заказы нефтяных и газовых кампаний, кирпичных и мясных заводов.

Научно-лабораторная база позволяла проводить любые эксперименты. По эскизу изготавливалось любое настольное лабораторное оборудование, главное было объяснить рабочим, для чело данный аппарат создается.

Многие спецы механических и стеклодувных мастерских, которые были в каждой химической лаборатории, а также централизованных мастерских, с удовольствием занимались изготовлением домашней утвари, запчастей для автомобилей. Паролем были слова – это не для работы, а для дома.

Научные работники, которые по 20-30 лет занимались проблемами актинидов, по инерции продолжали искать способы получения радионуклидной продукции. В том числе и шеф, хотя и потерял государственные заказы, продолжал серии экспериментов, которые были начаты много лет назад.

Научный поиск часто приводит человека совсем не туда, куда он стремится. Каждый умеет делать то, что у него получается, и даже выполняя совсем другую работу, мысли невольно сбиваются на то направление, которое было в течение всей научной жизни.

Одной из невостребованных работ шефа были исследования по безопасной деструкции экстрагентов, сорбентов, органических отходов производства. Несмотря на то, что эти работы никто не оплачивал, они были проведены, и получены положительные результаты. Шеф предложил мне обобщить весь этот обширный материал, и защитить научную работу по теме обращения с органическими радиоактивными отходами.

Я отказался. Работать ради работы, ничего при этом не зарабатывая? Это как понимать?

Рядом были десятки нерешенных задач, решения которых могли в ближайшее время стать основой промышленного производства радионуклидов. Почему не защититься на том материале, который у меня уже был, который давал большую перспективу применения, и позволял получать предприятию достойную прибыль и хорошую зарплату работающим?

- Почему радиопрепараты стоят бешенных денег?

- Потому, что это очень опасное и дорогое производство.

- Почему это производство очень дорогое?

- В первую очередь, из-за особой вредности и особой опасности самого производства.

- В чем заключается самая большая опасность? – в отходах, которые могут уничтожить и всех нас, и всех тех, кто придет после нас.

Так мы перешли к обсуждению проблемы образования отходов, которые необходимо было обязательно обезвредить.

- Что такое 2 миллиона долларов, которые нам платит Сорос за Фосфор-33? Неужели ты думаешь, что 2 часа работы одного лаборанта, пять минут в прямом контакте с материалом, десять раз в год, стоят 2 миллиона у.е.? Откуда берется такая огромная цена, которая составляет, в свою очередь всего несколько процентов от потребительской цены радиофосфора?

Четыре нержавеющих ящика, по 200 кг, это меньше тонны нержавейки. Это всего несколько тысяч долларов. Зарплата лаборанта за год пусть еще 2 тысячи у.е. Откуда цены на препарат в тысячи раз большие?

Через несколько дней лекций я понял, как формируется цена, и какова реальная себестоимость радионуклидной продукции. Самым главным аппаратом по производству радиопрепаратов был реактор, а основные расходы – это очень дорогое топливо реактора.

Цены на препараты, как и зарплаты специалистов, это чисто волюнтаристское решение владельца предприятия. То есть один человек решает, сколько стоит препарат, и сколько платить рабочим. Чисто воля одного человека. Всё остальное есть прибыль. Вот это и есть капитализм. Мы все ходим под одним богом. Для нас один бог – владелец фирмы «Амершам».

За таким беседами проходили недели и месяцы. Со временем понимание опасностей радиохимического производства уложилось в моей голове. Стали понятна логика нормативных документов НРБ и ОСПОРБ. Но самый важный и сложный компонент – атомный реактор остался без объяснений.

Проблемы безопасности, в конце концов, стали распространяться и на реакторы.

С 1986 я всегда «включал запись», когда разговор касался аварии в Чернобыле. Я понимал, что для объяснения причин аварии Ч явно мало открытой информации, а те, кто имеет к ней доступ, не спешат поделиться информацией с населением.

С 1985 по 1992 я работал в ХТО, и немало слышал о фальсификациях других подразделений, которые обличали сотрудники ХТО. Теперь я слушал обличения с другой стороны.

Тонкости технологий, как обманом и интригами ученые поднимались по служебной лестнице, меня не особенно интересовали. Из всех лекций на эту тему в памяти остался итог – несколько тысяч человек, два поколения людей со специальным высшим образованием, были бездарно брошены в научное направление, которое было заведомо бесперспективным.

Люди занимались тем, что наука доказала невозможным.

В эти тысячи попал и я. 7 лет и 3 месяца были украдены из моей жизни на заведомо несуществующие технологии.

Появился вопрос – кто же доказал, что атомная энергетика бесперспективна, и на пути освоения мирной атомной энергетики стоит непреодолимый барьер?

Что это за барьер или барьеры?

Как радиохимик, шеф прекрасно понимал радиохимические барьеры.

Первым он назвал ущербность пирохимии, которую невозможно использовать в многоступенчатых каскадах аппаратов. Всего лишь один процесс, который имеет даже очень высокие КО, не может лежать в основе ядерных технологий.

Это первый принципиальный недостаток – входные и выходные продукты реакции находятся в разных химических формах, и непригодны для использования в однотипных аппаратах.

Второй принципиальный недостаток. Процесс пирохимии не может быть использован в непрерывном режиме. Это всегда аппараты периодического действия.

Другими словами, экстракция и сорбция имеют неоспоримые преимущества перед пирохимией. Пирохимия не имеет возможности получать продукт необходимого качества, соответствующий требованиям к ядерным материалам.

Про высокий процент отходов пирохимии не было особых нареканий. Отходы не считались проблемой. Поколение шефа не особенно печалилось по поводу отходов. Считалось, что все отходы со временем будут переработаны и возвращены в дело. Все его работы по безопасному обращению с РАО оказались не востребованы, и не оплачивались советским правительством. 

В итоге остается только водная химия. Хорошо разработанная, проверенная, но крайне дорогая и непригодная для мирных целей.

После всех этих доказательств было упоминание об еще одном доказательстве невозможности существования дешевой и безопасной АЭ.

Есть убийственный аргумент против атомной энергетики, которая использует плутоний. Он связан с физикой реакторов. Замена урана на плутоний приводит к опасности ядерного взрыва реактора.

Шеф не был тонким знатоком теории и практики ядерных реакторов, но выводы своих коллег-ядерщиков хорошо помнил. Единственное, что он сказал по этому поводу, что американцы в начале 70-х доказали невозможность использования плутония в реакторе. Это ставит крест на ЗЯТЦ, и никто не занимается этим направлением. Особенно после аварии 1979 с США, и взрыва Чернобыля в 1986. Что это конкретно за аргумент, он не знает. К кому обратиться за ответом – тоже не знает.

- Что это – радиолизный водород, цирконий, графит?

- Нет это ядерный эффект.

В 2011 году, когда мои коллеги-ядерщики бились с Прорывом, они мне настоятельно рекомендовали изучать ядерную физику. Но их объяснения строились на импортных программах (на мощных компьютерах) по которым проводились расчеты изотопного состава, что совершенно меня не устраивало.

- Меня интересуют простые способы расчета, которые делали наши коллеги, когда бумаги, и то не было вдоволь. Как рассчитывались быстрые реакторы в 1943? В 1949? Можете объяснить, как Ферми проводил свои расчеты, сидя за столом в ресторане?

Через некоторое время я нашел в японской статье об эффекте Доплера, что доля америция в оксидной топливной композиции не может превышать 3,5%. Иначе реактор становится неуправляемым. Этот эффект подтвердили французские Фениксы на огромных экспериментальных масштабах.

При обсуждении этого эффекта со специалистами на «ПРоАтом», я получил массу критических замечаний, утверждающих, что этот эффект не имеет никакого отношения к безопасности управления реактора. Не будем обращать внимание на тон этих замечаний, и полное отсутствие объяснения сути вопроса, но все в один голос утверждали, что я пошел по неправильному пути. Самое главное – была дана подсказка, что «здесь рыбы нет», то есть суть взрывоподобных ядерных процессов обусловлена не эффектом Доплера.

Примерно через 3 года после постановки вопроса по ядерной взрывобезопасности реактора на плутониевом топливе, ответ был получен на страницах «ПРоАтом». Совершенно очевидная подсказка лежала на поверхности, и я сам её многократно видел с 1994 года. Но факт есть факт – связать аварии Феникса с этим эффектом у меня самостоятельно не получилось.

Сегодня я понимаю, что одному человеку очень сложно (скорее даже невозможно) разобраться в тонкостях любой технологии, тем более такой чрезвычайно сложной, как ядерные технологии. Особенно сложно, когда старшие товарищи не помогают разобраться в тонкостях технологии.

Но подсказки существования убийственного аргумента против АЭС со временем стали появляться в открытой печати. Подтверждение теоретической подсказки стали публикации в газете «Страна Росатом».

Первое подтверждение.

Во время аварии в Ч Легасов очень боялся вторичной ядерной реакции в расплавленном топливе. Каковы принципы расчета реакции в расплавленной топливной композиции, где нет замедлителя? А если присутствует замедлитель графит, который выдерживает более 3000*С, если нет доступа кислорода (под ядерным шлаком)?

Второе подтверждение.

С начала 2000-х начали говорить о ловушке расплава под любым реактором. Цель ловушки – не допустить мощной ядерной реакции в расплавленной лаве (кориум). С 2007 такая ловушка обязательна для всех реакторов. Это необходимо для предотвращения особо опасного ядерного взрывоподобного выделения энергии. 

Почему именно в расплавленной? Ведь сечение деления возрастает при снижении температуры?

Гигантский резонанс плутония-239

Подробный ответ находим на странице 1092 и 1093 справочника [ФВ, 1991]. Изучаем зависимости сечения деления от энергии нейтрона для U-235, U-238, Pu-239, Pu-241.

В учебнике [Plutonium, 1964] приведены более ранние версии сечений, но принципиальной разницы в графиках нет. Для понимания разницы между плутонием-239 и ураном-235 оба графика представлены на одном рисунке.

У плутония первый резонанс, при 0,3 эВ, примерно в 7 раз превышает сечение деления термализованных нейтронов, у урана ширина резонанса в 5 раз уже, а высота в 20 раз ниже. Кроме того, резонанс плутония начинается при 0,1 эВ, у урана при 0,25 эВ.

Уран-235 имеет большой резонанс при 1 эВ, при котором сечение возрастает примерно в 3 раза.

Пересчет эВ в Т, с использованием формулы E = 3/2 kТ, где k – постоянная Больцмана, представлен в таблицах 1-4. Жирным шрифтом и красным цветом выделена область температур первого резонанса изотопов плутоний-239 и плутоний-241, при которой существует гигантский рост реактивности.

Понятно, что невозможно предотвратить ядерный взрыв реактора с плутониевым топливом, если он работает в розовой и особенно в красной температурной области (пусть и относительно небольшой мощности, но ядерный), если вклад нечетных изотопов плутония в реактивность будет превышать вклад урана-235.

С ростом температуры активной зоны реактора, от относительно безопасных 500*С до 3200*С сечение деления Pu-239 возрастает в 7 раз. При работе реактора на номинальной мощности без охлаждения, время достижения температуры расплавления всей активной зоны реактора составляет порядка десятков секунд.

Принципиальным для развития событий, является скачек мощности при переходе на мгновенные нейтроны, то есть превышение значения реактивности выше беты-эффективной. Период реактора упадет до времени термализации нейтронов, (которое хотя примерно в 100 раз выше времени пробега нейтрона от ядра к ядру, но составляет всего) около одной миллионной секунды.

Перед тем, как реакторные материалы начнут превращаться в газ (вскипание кориума), и ядерная реакция прекратится за счет раздувания материала, мощность может возрасти на многие порядки, что фактически будет означать ядерный взрыв.

Принципы ядерного взрыва, изложенные в учебнике Сахарова, требуют, чтобы сила сближения и/или удержания вместе подкритичных масс была больше, чем сила расталкивания под действием нагрева. Задача, таким образом, сводится к тому, чтобы достичь области температуры резонансов в компактном виде. Тонкий слой хрома на циркониевой оболочке почти идеально соответствует решению задачи Сахарова.

Для плутония эти температуры находятся в очень доступной области – менее 1000*С. Далее размножение нейтронов увеличивается в 5-7 раз за счет первого гигантского резонанса со скоростью взрыва.

Такие низкие температуры самоускорения ядерной реакции плутония, гипотетически, позволяют очень эффективно использовать плутоний в ядерных устройствах энергетического типа (импульсного типа). Для мощного энерговыделения достаточно очень немного плутония, сотни грамм. В реакторе АЭС запас плутония на два-три порядка выше, поэтому плутоний здесь очень важная проблема (VIP) ядерной безопасности. 

Реалии топлива РЕМИКС

Представленные выше таблицы пересчета энергии нейтронов в температуру – это математика (пересчет по формулам). В реальных условиях реактора энергия термализованных нейтронов всегда выше средней энергии молекул материалов активной зоны реактора. Эта поправка для каждого материала своя, кроме того, она зависит от температуры материала.

На представленном графике [physi.uni-heidelberg] на условной шкале видно, что средняя энергия термализованных нейтронов составляет примерно 0,07-0,11 эВ, в то время как температура теплоносителя-замедлителя соответствует средней энергии 0,04-0,06 эВ. Существенная доля нейтронов лежит в области выше 0,10 эВ.

Если для уранового топлива эти нейтроны находятся в области монотонного падения сечения деления, и реактор отлично управляем, то для плутониевого топлива – это минимум, переходящий в гигантский резонанс.

С учетом того, что сечение деления нечетных изотопов плутония почти на три порядка выше сечения деления на быстрых нейтронах (0,1 – 10 МэВ), более 97% делений происходит на нейтронах с энергией 0,025 – 0,6 эВ.

Французское топливо РЕМИКС (гомогенное оксидное топливо, содержащее до 4% диоксида плутония в диоксиде урана) категорически нельзя изготовить полностью из рециклированного плутония. Причина описана выше. Если в топливе не будет достаточного количества урана-235, компенсирующего гигантский резонанс плутония, то реактор потеряет управляемость, даже если топливо РЕМИКС изготавливать из оружейного плутония (практически чистый Pu-239).

Красивая гипотеза увеличения ТЭ французских реакторов в 5 раз в соответствие с формулой 1/(1-КК), при КК = 0,8, разбилась о гигантский резонанс плутония. Лишь не более трети плутония можно добавлять в РЕМИКС, остальные две трети – нечетный уран-235. В итоге, вместо ожидаемого пятикратного увеличения топливной эффективности природного урана, увеличение не превысило 35%, и составило максимум 1,0%.

Естественная ядерная опасность и естественная ядерная безопасность

Внутренне-присущая безопасность ядерного топлива (inheritsafety) – основа ядерной безопасности, без которой невозможно мирное использование ядерной энергии.

Сечения деления Pu-239 иPu-241 имеют первый гигантский резонанс в области 0,1-0,6 эВ. При этом, у U-235 незначительный пик наблюдается в области 0,4 эВ, а при 1,1 эВ пик большой. Это принципиальнейшая разница между ВОУ и НФ (низкофоновый плутоний), которая обеспечивает управляемость ядерной реакции.

Вся ядерная безопасность реактора основана на эффекте снижения сечения деления при росте температуры топлива и всей активной зоны. Это так называемая отрицательная обратная связь с температурой топлива и теплоносителя. Положительная обратная связь сечения деления с температурой означает ядерный взрыв с непредсказуемым энергетическим эффектом.

Данные графиков сечений плутония-239 и плутония-241 показывают, что безопасная рабочая температура реактора на плутонии находится при относительно низких температурах, не выше 450*С, в то время как уран-235 может безопасно работать вплоть до 7000*С.

Для понимания – все существующие материалы, в Галактике Млечный Путь, выше 4500*С превращаются в газ и/или плазму.

При 800*С-1000*С, реактор на плутониевом топливе начинает естественным образом (по внутренне присущим свойствам увеличивать скорость ядерной реакции деления) увеличивать мощность, до тех пор, пока конструкция не превратится в газ.

Реактор на урановом топливе обладает внутренне присущим свойством самопроизвольного снижения мощности, и ядерный взрыв уранового реактора невозможен.

Оболочки оксидного топлива из циркония плавятся при температуре 1850*С, что намного выше температуры начала гигантского резонанса плутония 500*С, и намного ниже температуры опасного резонанса урана-235 в 7000*С.

Необходимо учитывать, что при высоких выгораниях, в ОЯТ накапливается плутоний (первая и основная цель атомного реактора). Поэтому топливная композиция из урана, обладающая естественной безопасностью в начальный момент, может превратиться в естественно-опасную топливную композицию, если разработчик топлива не будет учитывать гигантски резонанс нечетных изотопов плутония.

Вывод.

Оксидное урановое топливо обладает ядерной безопасностью во всем интервале температур существования диоксида урана в твердом, жидком и газообразном виде.

Оксидное плутониевое топливо нельзя использовать в реакторах на тепловых нейтронах из-за способности плутония самопроизвольно взрываться по ядерному типу при температурах выше 500*С.

Особенно опасно оксидное плутониевое топливо с оболочками из циркония, циркониевых сплавов, циркония с покрытиями из паростойких металлов. Одновременный эффект паро-циркониевой реакции и самопроизвольной самоускоряющейся ядерной реакции деления плутония приводят к полному разрушению реактора.

ЗЯТЦ БР и гигантский резонанс плутония

Указанные выше выводы были сделаны в начале 1970-х годов, и стали причиной (почти) полного сворачивания планов развития быстрой энергетики в США. В то время не было даже калькуляторов, и расчеты проводились самыми примитивными способами (логарифмическая линейка).

Реактор БН работает в основном на нейтронах со средней энергией 0,2-0,5 МэВ, под порогом реакций деления четных актинидов. Доля делений четных изотопов на быстрых нейтронах мала (порядка 25%), хотя на порядок выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах (до 3%).

Сечение деления нечетных изотопов плутония быстрых реакторов ЗЯТЦ БН, с высокотемпературным оксидным топливом равновесного изотопного состава, в 15-20 раз выше сечения деления урана-238. Таким образом, ядерная безопасность БН (равновесный МОКС плюс натрий) обеспечивается в основном ядерно-физическими свойствами нечетных изотопов плутония.

Сечение деления урана-235 в этом интервале температур плавно снижается, что является основой безопасности за счет внутренне-присущих ядерно-физических свойств урана-235. При снижении доли замедлителя (натрия) в активной зоне (потеря теплоносителя), мощность реактора снижается.

Сечение деления плутония-239 и плутония-241 в этом интервале температур остается практически постоянным, и ядерный материал не может обеспечивать ядерную безопасность, за счет внутренне-присущих ядерно-физических свойств, при потере теплоносителя. При потере теплоносителя мощность реакций на нейтронах 0,1-0,5 МэВ не уменьшается.

Некоторая доля нейтронов в реакторе БН замедляется до температур гигантского ядерного резонанса плутония-239 и плутония-241. Рабочие температуры натрия превышают безопасную температуру 500*С, поэтому в реакторе нет термализованных нейтронов с безопасной энергией ниже 500*С (смотри графики, указанные ранее). Все нейтроны находятся в области начала гигантского резонанса и выше. При случайном росте температуры натрия, в интервале температур 500*С-3200*С, эти нейтроны дают мощный вклад в самопроизвольное увеличение мощности реактора.

Сечение быстрых нейтронов на плутонии-239 и плутонии-241 составляют порядка 2 барн. В гигантском резонансе сечение деления возрастает 600 до 4000 барн, то есть до 2000 раз выше. Таким образом, при доле термализованных нейтронов 0,1%, их вклад в ядерную реакцию деления примерно равен вкладу быстрых нейтронов.

Все четные изотопы урана, плутония и америция обладают пороговым значением сечения деления, и увеличивают сечение деления при росте энергии нейтрона в области 0,1-2 МэВ, и не могут являться источником стабилизации энерговыделения быстрого реактора при изменениях мощности.

Единственным ядерным материалом, который позволяет обеспечивать стабильную работу быстрого реактора, является изотоп уран-235.

Между реакторами БР на уране-235 и реакторами БР равновесном плутонии огромная разница.

История, реалии и перспективы быстрых реакторов

История вопроса ЗЯТЦ БР уходит в 1949 год, когда БР могли работать только на плутонии, так как обогащенный уран-235 стоил на порядок дороже. Цель создания ЗЯТЦ БР – увеличение выхода оружейного плутония из природного урана, с 1 кг/тонна до 50-70 кг/тонна.

В разные годы все страны отказались от ЗЯТЦ БР на плутонии. США получили отрицательный результат в 1951 году (реактор Клементина), а затем в 1965-69 (Арагонская национальная лаборатория), СССР в 1956 (реакторы БР-1, БР-5/10), Французы в 1989 и 2009 (реакторы СуперФеникс и Феникс). Все эти реакторы столкнулись с проблемами управления ядерной реакцией и неудовлетворительной стойкостью конструкционных материалов.

Реакторы БР с плутониевым топливом не эксплуатируются с 1989 года.

В настоящее время Россия единственная страна, которая продолжает широкомасштабные эксперименты с БР. 

В России работает 3 реактора типа БН:

Опытный быстрый реактор БОР-60 часть времени работал на топливе ВОУ (~61%U-235) с добавлением плутония до 30% от суммарной реактивности. Большинство времени эксплуатируется на ВОУ.

Реактор БН-600 работал только на ВОУ (~20%U-235).

Реактор БН-800 работает на ВОУ, с небольшим количеством экспериментального топлива с добавлением плутония (единицы процентов).

Парадокс:

Все российские БН имеют топливную эффективность существенно ниже, чем реакторы ВВЭР-1000, хотя гипотетически имеют возможность иметь топливную эффективность в сто раз большую. С одной стороны, в России есть быстрые реакторы. С другой стороны, дорогие быстрые реакторы России имеют удельный расход природного урана, на квтч, в 2-4 раза больше, чем дешевые реакторы на тепловых нейтронах.

В настоящее время топливо БН работает при существенно более низких температурах, чем планировалось 50-70 лет назад (на 100-200*С ниже). Для безопасной работы БН недопустимо работать на температурах, приближающихся к восходящей ветви гигантского резонанса 239-го и 241-го плутония.

Задача для сегодняшних БР, и БН в частности, заключается в том, чтобы сжечь запасы накопленных особо токсичных актинидов – плутония и америция. Для этих целей необходимо найти и обосновать новые виды топливных композиций и оболочек, а также температурные режимы эксплуатации топлива, при которых будет обеспечиваться естественная, внутренне-присущая безопасность атомного реактора.

Сегодня нет таких амбициозных задач, которые коммунистическая партия и советское правительство ставило перед радиохимиками, фабрикантами ядерного топлива и конструкторами реактора. Достижение 80% всей электрогенерации (планы 1962 года в СССР) требовало постройки 200-600 ГВт АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

Сознавая сложность, чрезвычайную опасность, дороговизну и длительность работ по решению задачи создания новых типов реакторов для АЭС, в планах развития Росатома доля АЭС должна быть сохранена на имеющемся уровне ~20%/

Росатом с 2019 года активно развивает все виды солнечных технологий – ветроэнергетики, фотовольтаики, солнечных теплогенераторов, рационального использования растительного сырья (топливные брикеты из отходов деревообработки и сельского хозяйства). Концепции предусматривают создание новых типов ядерных технологий через 10, 25, 50 и даже 100 лет.

Истоки современной концепции развития энергетики были заложены в 50-х годах, когда теоретики и разработчики энергетических стратегий предсказали, что ядерная энергия будет переходным периодом между дровами (доминирующий источник энергии человека в 1945) и термоядерной энергией. В этих концепциях предусматривалось, что человек овладеет энергией синтеза легких ядер к 1970 году, или немного позже.

Практика показала, что энергия Солнца в тысячи раз мощнее ядерной энергии, и в миллион раз продолжительнее (Солнце будет гореть еще 5 миллиардов лет, а уран и торий закончатся через тысячу лет).

На первом плане сегодня – безопасность АЭС. В первую очередь полное исключение аварий типа Три-Мейл-Айленд, Чернобыль и Фукусима, когда гигантские реакторы расплавляются, взрываются и рассыпаются. На первом месте при решении этой задачи стоит ядерное топливо, устойчивое к любым мыслимым аварийным воздействиям, то есть толерантное к авариям топливо.

На втором плане – исключение накопления долгоживущих актинидов, которые могут самостоятельно выйти из-под контроля при хранении ОЯТ (благодаря запасенной энергии в миллион раз большей, чем энергия горения угля). Опять на первом месте здесь такие виды топлива, которые будут безопасны и при работе АЭС, и при авариях, и при тысячелетнем хранении ОЯТ.

И самое главное сегодня – это наследие, которое оставило нам (точнее вам, будущие молодые специалисты ядерной отрасли) поколение наших ядерных воинствующих предков. 4700 тонн плутония и 750 тонн америция в составе ОЯТ мирных реакторов ждут вашего решения. Даже если все АЭС будут остановлены сегодня, ОЯТ будет угрожать планете десятки тысяч лет.

Направление БРЕСТ и Гигантский резонанс плутония 

Сторонники свинцового реактора БРЕСТ справедливо критикуют быстрые натриевые реакторы (БН) с оксидным топливом. Одним из принципиальных аргументов против БН, является эффект положительной температурной реактивности, который делает БН неуправляемым при работе на так называемом равновесном уран-плутониевом топливе.

Суть замены натрия на свинец, и оксидов на металл, сводится к следующему. Если полностью исключить из активной зоны легкие атомы (водород, азот, кислород, натрий), то доля термализованных нейтронов, находящихся на ветви подъема гигантского резонанса нечетных изотопов плутония, станет существенно ниже, чем доля нейтронов, находящихся на ветви спада гигантского резонанса.

Другими словами, если в реакторе с плутониевым топливом не будет нейтронов с энергией ниже 0,3 эВ, тогда (возможно) управляемость БР станет удовлетворительной.

Очевидно, что азот (азот-15) мононитрида плутония существенно увеличивает долю нейтронов с опасной энергией, и нитридное топливо мало подходит для реактора с естественной безопасностью.

С 1950-х годов для БР разрабатывалось металлическое топливо – сплавы урана, плутония и циркония, и сплавы урана плутония и молибдена.

Так как в реакторе нет воды, то паро-циркониевая реакция исключена.

Недостатком металлического топлива является очень высокий коэффициент распухания (в 5 раз выше, чем на оксиде), и существенное удорожание топлива, призамене цилиндрических оболочек оболочками сложной конфигурации (пластина, крест и др.).

Автору не раз приходилось встречать мнение иностранных специалистов, что только металлическое топливо может стать топливом будущих безопасных БР.