Расширение ресурсной базы атомной энергетики
Дата: 01/11/2018
Тема: Атомная энергетика


за счет использования реакторов на тяжелой воде и на быстрых нейтронах

А.В. Гончарук, главный специалист отдела Азии, Африки и Латинской Америки, Департамент международного сотрудничества Росатома

В данной работе рассматриваются современные тенденции развития мировой энергетики. Отмечается прогресс в развитии возобновляемых источников энергии. Обозначены ключевые преимущества атомной генерации, которые во многом обуславливают значимость и перспективность этого вида энергетики для развития стран с высокими темпами роста энергопотребления.



Значительная часть работы посвящена описанию специфики уранового топлива для ядерных реакторов. В частности, приведены основные показатели мировых запасов урановой руды в увязке с экономической составляющей их добычи. Кратко описаны основные нейтронно-физические процессы, протекающие в ядерном реакторе на тепловых нейтронах. В качестве альтернативы рассмотренным технологиям представлены особенности реакторов на тяжелой воде и реакторов на быстрых нейтронах. В частности, делается упор на фундаментальные различия в видах используемого топлива и физической основе процесса протекания ядерной реакции. На основе приведенной информации делается предположение о возможных преимуществах разработки указанного технологического направления для расширения ресурсной базы атомной энергетики.

Ключевые слова: уран, быстрые нейтроны, ядерный реактор, атом, нейтрон

Ядерный ренессанс продолжается

Даже несмотря на выход США из парижского соглашения по климату проблема борьбы с выбросами углекислого газа в атмосферу продолжает оставаться одной из глобальных проблем, которые объединяют все мировое сообщество. Сейчас все развитые и даже развивающиеся страны стремятся к более активному использованию так называемых «зеленых» технологий и в частности созданию «зеленой» энергетики.

Технологии по освоению возобновляемых источников энергии непрерывно совершенствуются. Коэффициент полезного действия солнечных преобразователей энергии неустанно растет, коэффициент использования установленной мощности ветрогенераторов также повышается, в то время как ценовые показатели за выработку 1 кВт энергии с таких установок идут вниз. Так, только за 2016 год Китай ввел в эксплуатацию ветряные электростанции суммарной мощностью 17,3 ГВт, солнечные - мощностью 34,8 ГВт[1]. Совершенно немыслимые цифры по сравнению с любой другой страной!

Кроме возобновляемой энергетики, все большее внимание в качестве основного источника энергии уделяется газу. Так, например, новое руководство Республики Корея в лице президента Мун Чжэ Ина, заявив о намерении постепенно отказаться от развития атомной генерации в стране стремительно наращивает объемы импорта газа. По результатам 2017 г. страна стала 3-м крупнейшим мировым импортером сжиженного природного газа (после Японии и Китая)[2]. Также все чаще звучит и понятие «сланцевой революции». Когда добыча, так называемого, сланцевого газа станет экономически целесообразной и ресурсная база голубого топлива значительно увеличится еще большее количество стран получат возможность строить свою национальную энергосистему на экологически безопасном газе.

Однако несмотря на все вышесказанное, для многих стран основными направлениями по увеличению суммарной энергогенерации пока все же остаются уголь, нефть и атом. Среди них к «зеленым» источникам энергии относится только атомная генерация.

В отличие от угольных ТЭС атомные электростанции способны выдавать значительно большую мощность при меньших затратах топлива. Например, энергия деления атомов 1 кг природного урана (содержит 99,3% изотопа урана-238 и 0,7% изотопа урана-235) составляет 5,8·1011Дж, что эквивалентно энергии деления 10 т. угля (антрацита)[3]. Сейчас мировая атомная отрасль переживает, так называемый, «ядерный ренессанс». Несмотря на то, что доверие к атомной энергетике периодически подвергается новым испытаниям – иногда серьезным (как авария на Чернобыльской АЭС (26 апреля 1986 г.) или авария на АЭС Фукусима (11 марта 2011 г.)), иногда чуть менее крупным (авария на Три-Майл-Айленд (28 марта 1979 г.), все же количество ядерных энергоблоков в мире непрерывно увеличивается. В настоящее время в мире в эксплуатации находится уже 455 реактор, ещё 55 − на стадии строительства[4].

 

Ресурсная база атомной энергетики

Исходя из нейтронно-физических свойств атомов, энергетически выгодными являются две реакции – слияние легких ядер (синтез) и деление тяжелых на более легкие. С ростом массового числа элемента энергия связи нуклонов в ядре уменьшается. Это объясняется увеличением кулоновских сил отталкивания между протонами в ядре. Соответствующая зависимость (так называемая, кривая Бете-Вайцзеккера) представлена на графике 1.

График 1. Зависимость удельной энергии связи нуклонов в ядре от массы ядр 

Если для слияния легких ядер нужна колоссальная энергия (термоядерный синтез) и на данном этапе своего развития человечество еще не способно подчинить себе этот процесс, то распад тяжелых ядер и возможность его использования изучены достаточно неплохо. Основываясь на приведенном графике, а также на таких характеристиках, как период полураспада, энергия потенциального барьера, удельная энергия связи, количество вторичных нейтронов деления, сечение захвата и сечение деления на нейтронах средней и низкой энергий можно заключить, что элементов способных поддерживать цепную ядерную реакцию и использоваться в качестве топлива для ядерных реакторов не так много. В частности, под вышеназванные критерии попадают несколько изотопов урана, некоторые изотопы плутония (хоть он и не существует в природе) и изотоп тория-232. Основным топливом для всех реакторов в мире является уран.

Разведанные мировые запасы урана оцениваются в 5,5 млн т, в том числе 1,77 млн т со стоимостью извлечения до 40 долл./кг и 1,57 млн т со стоимостью извлечения 40–130 долл./кг. Около 23% разведанных запасов приходится на страны СНГ (Казахстан, Узбекистан, Россию и Украину), по 22% – на страны Африки (прежде всего на Южно-Африканскую Республику, Нигер и Намибию) и Австралию (в том числе 40% запасов со стоимостью извлечения менее 40 долл./кг), 21% – на Северную Америку[5].

Однако необходимо отметить, что для протекания ядерной реакции в реакторе на тепловых нейтронах, которыми являются почти все энергетические реакторы в мире, используется изотоп урана-235. А его содержание в природном уране достаточно невелико – всего 0,7%. Для использования урана в качестве топлива в реакторе на тепловых нейтронах его необходимо сначала обогатить по изотопу-235 до процентного содержания в загружаемом топливе 2,5 – 5%. На примере строящейся Белорусской АЭС поясним какое количество урана необходимо для загрузки реактора. Планируется, что начальная загрузка реактора Белорусской АЭС будет содержать 163 тепловыделяющие сборки (ТВС) со средним обогащением 2,68% по урану-235. Вес топлива в одной ТВС - 571 килограмм. Вес топливной загрузки в реактор составит около 93 тонн. Длительность работы полной топливной загрузки примерно один год. В первую перегрузку в активную зону одного реактора загружается 42 свежих ТВС. В процессе перегрузки извлекается примерно 1/4 часть топлива и загружается такое же количество свежего топлива[6].

Таким образом, если сопоставить цифры по общемировым запасам урана, который экономически целесообразно добывать, процентное содержание интересующего нас сейчас изотопа урана-235 и количество эксплуатируемых в мире блоков с учетом объемов потребления топлива, то становится очевидно, что ресурсная база достаточно ограничена. Однако, существуют технологические возможности по расширению этой базы и вовлечению в топливный цикл изотопа урана-238, который и составляет основное количество урана в мировых запасах (99,7%). Для этого могут быть задействованы реакторы на тяжелой воде и реакторы на быстрых нейтронах.

 

Физика реакторов

Оба реактора позволяют вовлечь в топливный цикл природный уран, содержащий большое количество изотопа урана-238. Хотя оба реактора создают риски с точки зрения ядерного нераспространения, но принцип вовлечения природного урана, физика процесса и итоговые продукты реакции кардинально отличаются.

В ядерной реакции лишь небольшое количество нейтронов обладают низкой энергией или высокой энергией. Большинство нейтронов деления обладают средней энергий. Так как физически не имеется возможности нейтрон ускорить (потому что нейтрон не имеет заряда), мы можем манипулировать процессами в ядерной реакции только через замедление нейтронов путем их соударения с другими частицами.

График 2. Энергия вторичных нейтронов деления

Для описания принципа работы реактора необходимо рассмотреть взаимодействие двух интересующих нас изотопов урана (235 и 238) с нейтронами различных энергий. Так, уран-238 практически не делится нейтронами низких энергий, но при этом способен делиться нейтронами с высокой энергией. В то же время уран-235 может делиться нейтронами любой энергии, но при этом значительно лучше он делится нейтронами невысокой энергии. Рассмотрим как эти процессы протекают в реакторе на тяжелой воде и реакторе на быстрых нейтронах.

График 3. Зависимость деления ядер урана от энергии вторичного нейтрона

 

 

Реактор на тяжелой воде

В качестве топлива такой реактор использует природный уран с составом 99,3% по изотопу 238, 0,7% по изотопу 235. Тяжелая вода является наилучшем из известных замедлителей нейтронов (ее коэффициент замедления равен 5700, тогда как у графита – 205, у обычной воды – 61[7]). В таком реакторе замедление нейтронов будет достаточным, чтобы уран-235 все равно поддерживал цепную ядерную реакцию. Также какая-то часть урана-238 будет делиться нейтронами высоких энергий, не успевших замедлиться, но основная реакция пойдет в уране-235.

Продуктом работы такого реактора станет, так называемый реакторный плутоний - облученное ядерное топливо с большим содержанием изотопа плутония-239. Основная часть урана-238 при захвате замедленных нейтронов вместо деления и испускания нейтронов будет превращаться в плутоний-239[8]. Однако в связи с длительным периодом облучения топлива в энергетическом реакторе итоговый продукт не будет являться плутонием оружейного качества. В продуктах распада будут нарабатываться также и «загрязняющие» изотопы плутоний – 238, 240, 241, которые получаются в результате захвата нейтронов ураном-235, а также последовательным захватом нейтронов уже плутониеем-239 без деления. В случае если тяжеловодный реактор перевести на режим коротких облучений (примерно 14 дней и 8 дней «долеживанье»), использовать в канальном режиме с возможностью перегрузки на ходу, то это путь к созданию реактора – наработчика оружейного плутония[9].

Вместе с тем, радиохимическая отработка облученного ядерного топлива из тяжеловодного реактора крайне сложна и не позволяет в необходимых масштабах выделять изотоп плутония-239 для его дальнейшего использования в реакторах на замедленных нейтронах (но позволяет в быстрых) или для создания ядерных взрывных устройств. 

Таблица 1. Изотопный состав плутония в облучённом ядерном топливе

Тип реактора

238Pu

239Pu

240Pu

241Pu

242Pu

Тяжеловодный на естественном уране (3 года облучение)

0,1

67,6

25,6

5,3

1,4

Реактор с водой под давлением, обогащение около 4,4%

1,7

58

22,3

12,3

4,7

Тяжеловодный для наработки плутония

Доли %

~95

~5

Доли %

-

 

Наличие «загрязняющих» изотопов плутония создает очень высокий радиационный фон, и характеризуется высоким уровнем спонтанного деления ядер, делая ядерное взрывное устройство мало контролируемым.

В 1962 г. США провели экспериментальный подрыв устройства на основе топлива из тяжеловодного реактора, но ввиду высокой технологической сложности конструкции это направление не получило развития.

Таким образомизотоп урана 235, содержащийся в естественной смеси урана при очень эффективном замедлении нейтронов способен поддерживать ядерную цепную реакцию, делая природный уран топливом для тяжеловодного реактора. Уран-238 также вносит ограниченный вклад в протекание реакции и получение энергии.

 

Реактор на быстрых нейтронах

Так как вероятность деления нейтронами высоких энергий для урана-235 невелика, то для поддержания цепной ядерной реакции за счет нейтронов высоких энергий необходимо значительно увеличить содержание урана-235 в топливе реактора. Например, в российском реакторе на быстрых нейтронах БН-800 в качестве топлива используются ТВС с обогащением по урану-235 от 18% до 24%, также частично задействованы сборки на основе мокс-топлива[10]. Реакция в активной зоне реактора проходит без какого-либо замедления нейтронов и в основном реакция полагается на энергетический поток нейтронов высокой энергии, доля которых, как описано выше, не велика. Для отвода тепла используется жидкость, не влекущая потерю нейтронами энергии, в частности на БН-800 используется натрий.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет осуществлять две вещи: замкнуть ядерный топливный цикл и вовлечь в цикл уран-238. Замыкание цикла происходит путем дожигания в активной зоне быстрого реактора отработавшего ядерного топлива других реакторов, в частности ВВЭРов. В связи с тем, что процессы в зоне протекают за счет нейтронов высоких энергий эти же самые нейтроны способны делить и реакторный плутоний и продукты отработавшего ядерного топлива (изотопы плутония 240, 241, урана 236, нептуния 237, америция 243, стронция 244…). Таким образом вместо складирования в пристанционных хранилищах, остекловывания и захоронения отработавшего топлива его можно дожигать в быстрых реакторах. Разумеется, в одном цикле одного реактора возможность по сжиганию такого топлива не очень велика, поэтому для полноценного замыкания цикла необходимо создания большого количества мощностей.

Уран-238 при захвате нейтрона без деления превращается в плутоний 239, который в свою очередь благодаря высоким нейтронно-физическим свойствам (лучше, чем у урана-235) может в дальнейшем служить основной для топлива любого реактора как напрямую, так и в смеси с оксидом урана (мокс-топливо), потому что подобно урану-235 способен делиться нейтронами любых энергий, более того, количество вторичных нейтронов деления у плутония-239 выше, чем у урана-235 (чем больше, тем лучше для протекания реакции)[11].

График 4. Зависимость деления ядер урана от энергии вторичного нейтрона

Конструкция быстрого реактора предусматривает, так называемую, сферу воспроизводства вокруг ядра реактора. Сфера воспроизводства предназначена для захвата вылетающих нейтронов и непосредственного участия в протекании ядерной реакции не принимает. Эта сфера состоит из ТВС с обедненным ураном, то есть ураном-238, без изотопа урана 235[12]. По итогам протекания реакции в этих ТВС при соответствующем кратком периоде облучения уран-238 превращается в плутоний-239, расширяя топливную базу атомной энергетики.

По результатам эксплуатации быстрого реактора не создается большого количества отработавшего ядерного топлива, все топливо в значительной мере просто выгорает за счет деления нейтронами высоких энергий.

Таким образом изотоп урана-238 используется в быстром реакторе для расширения топливно-ресурсной базы атомной энергетики и помогает нарабатывать плутоний-239 свободный от «загрязняющих» изотопов и при этом пригодный для дальнейшего использования как в качестве топлива быстрого реактора, так и в топливе реакторов на замедленных нейтронах.

 

Обобщение

Ресурсная база атомной энергетики ограничена и хотя на сегодняшний день этот вопрос еще не является острым, однако с учетом мировых темпов развития и объемов потребления углеводородов в недалеком будущем так или иначе появится задача по поиску новых энергоносителей. Решением этой проблемы мог бы стать управляемый термоядерный синтез, но, как мы можем наблюдать на примере сооружения международного экспериментального термоядерного реактора во Франции, даже совместные усилия мирового сообщества пока не позволяют достичь значительного прогресса в этом направлении.

В случае если ядерный ренессанс продолжится, и человечество не потеряет доверие к атомной генерации технологическое будущее ядерной энергетики находится в плоскости реакторов на быстрых нейтронах. Такие реакторы не только обладают более высокими эксплуатационными характеристиками, способны дожигать накопившееся отработавшее ядерное топливо, но и позволяют значительно расширить топливную базу атомной энергетики за счет вовлечения в топливный цикл урана-238. Примечательно, что в вопросе освоения такого вида реакторов наибольших успехов добилась именно Россия. Единственный в мире промышленный реактор на быстрых нейтронах в настоящее время эксплуатируется на четвертом энергоблоке Белоярской АЭС – это уже упоминавшийся реактор БН-800 (введен в промышленную эксплуатацию 1 ноября 2016 г.). В настоящее время рассматривается возможность разработки аналогичного реактора повышенной мощности – БН-1200. Благодаря освоению таких технологий нового поколения ядерно-топливный цикл может быть замкнут, а ресурсная база атомной энергетики значительно расширится.



[1]Renewable Energy Policy Network for the 21stentury. Global status report. - http://www.ren21.net/wp-content/uploads/2016/06/GSR_2016_Full_Report.pdf  ( accessed 21.06.2018)

[2]Ирина М.Ю. Газовые рынки стран восточной Азии. – СПБ., 2016. (Irina M.Y. East Asia Gas Markets.- SPB., 2016)

[3]Аль-Бермани А.Г. Атомные электростанции //молодой ученый. -2015. -№7. (Al- Bermani A.G. Nuclear power plants // youngscientist.-2015.- №7)

[4]Алан М. Ядерная Энергетика: положении дел в мире ( Alan M. Nuclear energy: it’s current state in the world) - https://www.iaea.org/sites/default/files/49204734548_ru.pdf( accessed 21.06.2018)

[5]Никулин А.А. Перспективы мирового рынка урана в контексте новых тенденций развития ядерной энергетики.- М. 2013. (Nikulin A.A. Prospects of the world uranium market in the context of new trends in the development of nuclear energy.-M., 2013)

[6]Начальная загрузка реактора Белорусской АЭС составит 93 тонны урана (The initial loading of the reactor of the Belarusian NPP will amount to 93 tons of uranium) - http://bellona.ru/2012/08/29/nachalnaya-zagruzka-reaktora-belorus/( accessed 21.06.2018)

[7]Hinds, D. Maslak, C. 2006.  Next Generation Nuclear Energy: The ESBWR, Nuclear News, p. 35.

[8]Mark J.K. Explosive Properties of Reactor-Grade Plutonium.Science and Global Security, 2010, Volume 17, No. 2-3, p. 170

[9]Шмелев А.Н., Куликов Г.Г., Апсэ В.А.Физические факторы и свойства ядерных материалов, влияющие на их защищенность. М., 2001., c.5 (Shmelev A.N., Kulikov G.G., Apse V.A Physical factors and properties of nuclear materials that affect their security. M., 2001., p. 5)

[10]Фридман В. Долгий путь быстрой энергетики // В мире науки. - 2014. - № 4. - c. 15 (Freedman V. Long way of fast energy // In the world of science. – 2014. - № 4. - p. 15)

[11]Милюкова М. С., Гусев Н. И., Сентюрин И. Г., Скляренко И. С.Аналитическая химия плутония. -М., 454 с ( Milukov M.C., Gusev N.I., Senturin I.G., Sklyarenko I.C. Analytical chemistry of plutonium.- M., 454 p

[12]Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. -М., 1979. 284с (Levin V.E.. Nuclear physics and nuclear reactors.- M., 1979. 284p







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8284