Реактор-размножитель (бридер) - ядерный
реактор, особенностью к-рого является способность к расширенному воспроизводству
(размножению) делящихся ядер (ядерного горючего). Воспроизводство ядерного
горючего в реакторах осуществляется за счёт поглощения части нейтронов в реакторе
т. н. ядерным сырьём 238U, 232Th (радиационный захват нейтронов) и образования при этом искусств. ядерного горючего - ядер 239Pu,
233U:
Проблема воспроизводства важна, для энергетич.
реакторов, в первую очередь для атомных электростанций (АЭС). Наиб. важен уран-плутониевый
цикл, в к-ром сырьём служит 238U, а выгорает и вновь образуется 239Рu.
Если в реакторе используется уран, обогащённый изотопом 233U, то
вместо выгорающего 235U образуется 239Рu. Такой т. н.
конверсионный цикл может служить лишь нач. стадией перехода к основному уран-плутониевому
циклу в Р--р.
Коэф. воспроизводства К наз. отношение
кол-ва вновь образовавшегося горючего к кол-ву выгоревшего за то же время. Расширенное
воспроизводство имеет место, когда К > 1. В уран-плутониевом цикле
кроме 239Рu образуются (за счёт последоват. поглощения нейтронов)
ядра 240Рu, 241Pu, 242Pu. Эти ядра также претерпевают
деление, размножают нейтроны и могут вносить вклад в мощность Р--р. После неск.
лет работы в Р--р. устанавливается постоянный (асимптотич.) состав основных
делящихся ядер (не зависящий от исходного), в к-ром содержится 65-75% 239Рu,
остальное приходится на высшие изотопы Рu. Постоянство состава делает возможным
и целесообразным определение коэф. воспроизводства К для такого ядерного
горючего.
Величина К определяется относит. кол-вом
нейтронов, поглощающихся в ядерном сырье. Это кол-во зависит от ядерных свойств
всех материалов, находящихся в реакторе. Оно обусловлено необходимостью обеспечить
протекание ядерной цепной реакции деления.
Формула баланса имеет вид
Здесь 
-
ср. кол-во вторичных нейтронов, приходящихся на один акт деления ядра Ри (усреднённое
по всем 4 его изотопам со статистич. весом, пропорциональным вероятности их
деления); a - отношение сечения радиац. захвата нейтрона к сечению деления
Рu (с тем же усреднением); v8 - ср. кол-во вторичных нейтронов
на 1 акт деления ядра 238U; e - доля актов деления ядер 238U
на один акт деления Рu; d - потери нейтронов в результате захвата в неделящихся
материалах и утечки наружу на один акт деления Рu. Существуют и др. способы
определения К, относящиеся только к 239Pu и по-разному учитывающие
взаимодействие нейтронов с материалами.
Величина К зависит от энергии нейтронов.
С увеличением энергии от тепловой области к быстрой уменьшаются a и d
и растёт e. В результате, если для реакторов на тепловых нейтронах для
239Рu К < 1, то для реакторов на быстрых нейтронах К
> 1 (К = 1, 2 - 1,6). Т. о., в быстрых реакторах имеет место расширенное
воспроизводство 239Рu. Термин "быстрый реактор" по существу
- синоним Р--р.
Расширенное воспроизводство 233U с
К, немного превышающим 1, возможно и в тепловых реакторах. Для получения
необходимого кол-ва 233U реактор должен начать работу на 235U
или 239Рu.
Устройство и особенности. В тепловыделяю-щих
элементах (ТВЭЛах) Р--р. в качестве топлива обычно используется керамич. смесь
РuO2 - UO2. иногда др. прочные хим. соединения пли смесь
Рu и U в виде металлов. Оболочкой ТВЭЛа служит тонкостенная трубка диам. 6-8
мм. В цилиндрич. активной зоне (объём неск. м3) размещаются (2-5)·104
ТВЭЛов. Группы ТВЭЛов (100-200) собираются в т. н. тепловыделяющие сборки
(ТВС). Быстрые нейтроны обладают большой проникающей способностью, и поэтому
заметное их кол-во покидает активную зону. Для утилизации этих нейтронов в отражателе
реактора помещается 238U (UO2), в к-ром, как и в активной
зоне, происходит накопление Ри. Такой отражатель наз. экраном или бланкетом.
В Р--р. отсутствуют вещества-замедлители нейтронов
(упругое рассеяние). Однако нек-рое замедление нейтронов всё же происходит
за счёт гл. обр. неупругого рассеяния. Поэтому энергетич. спектр нейтронов
несколько мягче спектра нейтронного деления (неск. сотен кэВ вместо 2 МэВ).
Особенности Р--р. определяются взаимодействием
быстрых нейтронов с материалами активной зоны. Сечения деления для быстрых нейтронов
существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате критическая
масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы
снизить уд. затраты на ядерное горючее, "замороженное" в критич.
массе, необходимы высокие плотности тепловыделения (~1000 кВт/л). Для столь
интенсивного отвода тепла из реактора в качестве теплоносителя применяется жидкий
Na (вода исключается, т. к. является замедлителем нейтронов). Недостаток Na
- высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха,
что может негативно проявляться при аварийных ситуациях.
Отношение сечения деления Ри к сечению радиац.
захвата 238U для быстрых нейтронов намного меньше, чем для тепловых.
Поэтому для обеспечения критич. режима необходимо увеличивать концентрацию Ри
в смеси Рu - U до 16-30% (в тепловых ~ 2-3%). Время жизни нейтронов в Р--р.
(время между двумя последоват. циклами деления) порядка 10-7 -10-8
с (в тепловых реакторах на неск. порядков больше).
Рис. 1. Петлевая (а) и интегральная (б) схемы
размещения оборудования.
Особенностью Р--р. является трёхконтурная схема:
Na первичного контура передаёт тепло из реактора в теплообменнике натрию второго
контура. Последний же в парогенераторе нагревает воду третьего контура, к-рая
превращается в пар и поступает на турбину. При этом исключается опасность попадания
воды в активную зону, что может вызвать нежелат. изменение реактивности. Исключается
также возможность взаимодействия воды с радиоактивным Na (первичного контура)
с последующим выходом радиоактивности наружу.
Существуют 2 варианта компоновки АЭС: петлевой
и интегральный (рис. 1). В петлевом варианте все натриевые контуры размещаются
в изолир. боксах, заполненных воздухом или инертным газом. В интегральном варианте
все элементы первичного контура (насосы, теплообменники, трубопроводы и сам
реактор) помещаются в бак, заполненный Na, к-рый также участвует в циркуляции
по первичному контуру.
Первый отечеств. пром. Р--р. БН-350 (АЭС в г.
Шевченко) двухцелевого назначения (энергетика и опреснение морской воды) тепловой
мощностью 750 МВт выполнен в петлевом варианте; реактор БН-600 (Свердловская
обл.) электрич. мощностью 600 МВт имеет интегральную компоновку. Пром. Р--р.
работают также во Франции и Великобритании. Сооружается отечественный
Р--р. мощностью 800 МВт (БН-800); его характеристики см. в табл.
|
Характеристики БН-800 |
|
|
Мощность электрическая, МВт |
800 |
|
Кпд цикла, % |
40 |
|
Температура Na на выходе из реактора, °C |
550 |
|
Температура пара, °С |
490 |
|
Давление пара, МПа |
14 |
|
Размер бака первичного контура (диаметр/высота),
м |
13/13 |
|
Размер активной зоны (диаметр/высота),
м |
2,5/1 |
|
Топливо |
РuO2-UО2 |
|
Критическая масса Рu, т |
2,5 |
|
К |
1,3 |
Топливный цикл. Глубина выгорания топлива
(отношение кол-ва выгоревшего топлива к нач. кол-ву Рu и U в ТВЭЛах) и соответственно
длительность работы ТВС (тепловыделяющей системы) на номинальной мощности ограничены
неск. факторами: опасностью выхода из строя ТВЭЛов в результате корроз. воздействия
на оболочку накапливающихся продуктов деления; угрозой недопустимой деформации
ТВС при длит. воздействии интенсивных потоков быстрых нейтронов (т. н. ва-кансионное
распухание стали); повышением давления внутри ТВЭЛа из-за накопления газообразных
осколков.
Достигнутая ср. глубина выгорания в БН-600 порядка
4%. Это соответствует длительности (кампании) ~ 1,5 лет. Отработавшие ТВС извлекаются
для регенерации и последующего возвращения топлива в реактор. Схема круговорота
топлива (топливного цик-ла) представлена на рис. 2. Выдержка отработавшего топлива
(в спец. хранилищах) требуется для спада радиоактивности (и соответственно тепловыделения)
до уровня, при к-ром не возникает особых затруднений при регенерации. Время
выдержки
3 лет.
Регенерация состоит из хим. переработки, при
к-рой происходит очистка от осколков, и изготовления ТВС. Несмотря на предварит.
выдержку, радиоактивность топлива остаётся высокой, что требует дистанц. производства
в хорошо защищённых (тяжёлых) боксах или каньонах. Изготовление ТВС также дистанционно
из-за токсичности Рu, заметной g-активности 241Рu и др. высших
изотопов и частично из-за нейтронной активности. Образующийся излишек горючего
направляется в новые Р. -р.
Рис. 2. Топливный цикл.
Темп воспроизводства ядерного горючего l
приближённо равен отношению кол-ва наработанного за 1 год в реакторе излишка
горючего к его общему кол-ву, занятому во всём топливном цикле. Он определяется
ф-лой
Здесь K* - техн. коэф. воспроизводства,
учитывающий технол. потери горючего, а также потери нейтронов, связанные с захватом
осколками; Ма - уд. критич. загрузка горючего (кг), отнесённая
к тепловой мощности реактора 1000 МВт; f - коэф. нагрузки реактора; ta
и tb - длительности работы ТВС и внешнего цикла. Иногда
вместо l для характеристики роста мощности употребляется т. н. время удвоения,
равное 0,7/l; для оксидов l
2,5%,
для металлов l
5,0%.
Значение и перспективы. Р--р. позволяют использовать в качестве ядерного
горючего (путём превращения U в Рu) практически весь добываемый уран. Тем самым
сырьевая база ядерной энергетики увеличивается, по крайней мере, в неск. десятков
раз. В Р--р. может быть полностью использован
и Th, превращенный в 233U. В техн. и технол. плане Р--р. разработаны
достаточно хорошо. В экономич. отношении они пока уступают тепловым реакторам.
Топливная составляющая стоимости электроэнергии для Р--р. зависит от затрат
на регенерацию топлива. Для тепловых реакторов эта стоимость определяется затратами
на добычу природного урана. Однако в дальнейшем, в связи с увеличением затрат
на добычу урана (по мере истощения осн. месторождений), совершенствованием и
упрощением конструкции Р--р. станут более предпочтительными.
О. Д. Казачковспии
Релятивисты и позитивисты утверждают, что "мысленный эксперимент" весьма полезный интрумент для проверки теорий (также возникающих в нашем уме) на непротиворечивость. В этом они обманывают людей, так как любая проверка может осуществляться только независимым от объекта проверки источником. Сам заявитель гипотезы не может быть проверкой своего же заявления, так как причина самого этого заявления есть отсутствие видимых для заявителя противоречий в заявлении.
Это мы видим на примере СТО и ОТО, превратившихся в своеобразный вид религии, управляющей наукой и общественным мнением. Никакое количество фактов, противоречащих им, не может преодолеть формулу Эйнштейна: "Если факт не соответствует теории - измените факт" (В другом варианте " - Факт не соответствует теории? - Тем хуже для факта").
Максимально, на что может претендовать "мысленный эксперимент" - это только на внутреннюю непротиворечивость гипотезы в рамках собственной, часто отнюдь не истинной логики заявителя. Соответсвие практике это не проверяет. Настоящая проверка может состояться только в действительном физическом эксперименте.
Эксперимент на то и эксперимент, что он есть не изощрение мысли, а проверка мысли. Непротиворечивая внутри себя мысль не может сама себя проверить. Это доказано Куртом Гёделем.
Понятие "мысленный эксперимент" придумано специально спекулянтами - релятивистами для шулерской подмены реальной проверки мысли на практике (эксперимента) своим "честным словом". Подробнее читайте в FAQ по эфирной физике.
|
|
 |
