Лирик о ЗЯТЦе.

   На данном ресурсе поднимаются очень много интересных тем по самому широкому кругу вопросов. К сожалению, на данный момент, снизилось количество статей по ядерным технологиям. Особенно хочется отметить статьи Already Yet  и Лектор. 

    Хотя по образованию я не "физик", меня эта тема живо интересует. Потому я попробую написать статью, посвященную ЗЯТЦ (замкнутому ядерному топливному циклу). Если будут какие-то ошибки, прошу сделать скидку на то, что я скорее "лирик", взявшийся за несвойственную работу. Пишу больше для себя, но с надеждой, что и другим тоже будет интересно.

   Замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ) - это та технология, которая в самой ближайшей перспективе могла бы дать человечеству практически неиссякаемый источник энергии.

   Это не что-то эфемерное, как мираж на горизонте. Это даже не оазис, а целый новый континент, богатый живностью с плодородной, мягкой землей.

  Это не термоядерный управляемый синтез или еще что-нибудь, что может быть когда-нибудь, возможно (а может и нет) будет работать, если еще долго это исследовать и потратить много-много денег и времени. Нет!

   Эта технология уже работала в реальности. Цикл уже был замкнут и быстрый ректор работал на чистом МОХ-толиве, то есть, именно на плутонии. На том плутонии, который наработал сам с КВ (коэффициентом воспроизводства) 1,16-1,18. Время удвоения топлива - 31 год. Сделали это французы на своем реакторе Феникс (Phénix) и Суперфеникс (Superphénix). 

     Франция является единственной страной в мире, в которой когда-либо работал реактор-размножитель на быстрых нейтронах (РРБН) коммерческого масштаба (1200 МВт-эл.) с натриевым охлаждением и плутониевым топливом - «Суперфеникс» в Крез-Малвилле.  «Суперфеникс» работал только половину из того времени, когда он был официально подключен к сети, и был выключен в 1998 году со средним по времени эксплуатации фактором нагрузки менее 7%. Главной проблемой реактора были частые течи и возгорания натрия.

    Да, это был "одноногий, однорукий, одноглазый калека", который скрипел суставами, он кашлял, сквернословил и у него что-то периодически с грохотом отваливалось и это пугало окружающих. Но он ходил. Сам ходил!

    Он выглядел непрезентабельно, но по-факту это был слегка недоношенный новорожденный, которого жестоко и незаслуженно выкинули на помойку.

    Под влиянием комплекса причин политического, технологического и экономического характера французы упустили первенство и сейчас, мировыми лидерами в быстрой энергетике, являются русские. Мы двигались более плавно и планомерно, хорошо отработали технологию использования натриевого теплоносителя и только сейчас на реакторе БН-800 подходим к возможности загрузки в него 100%-ного МОХ-топлива. 

    ЗЯТЦ, если говорить грубо, состоит их двух технологий:

I. Технологического процесса переработки облучённого ядерного топлива с последующем производством МОХ-топлива. 

    На сегодня этот процесс достаточно отработан. Переработка отработавшего ядерного топлива с целью извлечения из него урана и плутония с последующим их превращением в готовый продукт для изготовления ТВЭЛов - важное звено замкнутого топливного цикла. Основой технологии переработки ОЯТ радиохимических заводов мира является ПУРЕКС-процесс, обеспечивающий высокую степень извлечения урана и плутония (>99,9%) с высокой степенью их очистки от продуктов деления. Содержание оксида плутония в MOX-топливе для быстрых реакторов составляет 12-16 весовых %. 

   Сегодня промышленные и полупромышленные установки для изготовления МОКС-топлива действуют во Франции (Кадараш, Маркуль - завод MELOX фирмы Cogema), Бельгии (Дессель), Великобритании (MDF,SMP), Японии (две установки небольшой производительности - PFFF и PFPF), России (ПО "Маяк" - опытно-промышленные установки "Пакет" и "Гранат")). МОКС давно и успешно применяют во многих ядерных державах для легководных реакторов типа PWR. МОКС-топливо используется в реакторах на тепловых нейтронах Франции (во Франции из 59 ядерных реакторов 20 работают на МОКС- топливе), Германии, Бельгии и Швейцарии. 

II. Самого реактора на быстрых нейтронах, с натриевым теплоносителем и с зоной воспроизводства.

  Плюсы реактора:

- Нарабатывает топливо (плутоний) больше чем потребляет (урана 235/плутония) из дешевого и распространенного урана 238. КВ 1,16-1,18 на оксидном топливе. Этот пункт самый важный! Именно из-за этого пункта нужен весь этот сырбор.

- Получаемый из урана-238 плутоний, содержит изотопы 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu. Из них 239Pu, 241Pu делятся тепловыми нейтронами, а изотопы 240Pu, 242Pu тепловыми нейтронами не делятся. В реакторах на быстрых нейтронах в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая 240Pu, 242Pu, что повышает энергетическую ценность плутония и позволяет не производить дорогостоящее разделение изотопов.

- Реактор на натриевом теплоносителе имеет преимущество — возможность работы при низком давлении в корпусе реактора и первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать относительно малые объемы, то есть уменьшить диаметры трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокую температуру теплоносителя.

- Реактор  позволяет утилизировать оружейный плутоний, а также «сжигать» долгоживущие изотопы актиниды из облученного топлива тепловых реакторов.

- Ещё одно преимущество натриевого теплоносителя — низкая коррозионная активность по отношению к используемым в реакторе конструкционным материалам. Поэтому ресурс натриевого оборудования большой, а количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии намного меньше, чем в других типах реакторов.

- Для топлива, после достаточно длительной кампании, почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240, из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем).

   Минусы реактора, это в первую очередь минусы используемого теплоносителя, а во-вторую очередь сложности в использовании плутониевого толива. 

- Плутоний очень токсичен из-за своей радиоактивности, потому топливные сборки должны быть сверхнадежны и в них недопустима разгерметизация.

-  Для практического осуществления стационарно текущей цепной реакции надо уметь этой реакцией управлять. Это управление существенно упрощается благодаря вылету запаздывающих нейтронов при делении. Самое важное, что в связи с сокращением доли запаздывающих нейтронов в плутониевом топливе значительно ухудшается управляемость реактора. 

  Не все нейтроны участвуют в цепной реакции. Некоторые из них поглощаются материалами конструкции реактора или выходят за пределы его активной зоны. Цепная реакция начинается только тогда, когда хотя бы один из образовавшихся нейтронов принимает участие в последующем процессе деления атомных ядер. Это условие характеризуется коэффициентов эффективности размножения (Кэф), который определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При значении Кэф, равном единице, в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления постоянной интенсивности. Это состояние реактора называется критическим. 
    При значении Кэф меньше единицы процесс деления ядер урана будет затухающим, а состояние реактора будет называться подкритичным. 
    При значении Кэф больше единицы интенсивность цепной реакции и мощность реактора будут нарастать, а состояние реактора будет называться надкритичным. 
    Скорость нарастания или спада цепной реакции деления характеризуется отличием коэффициента размножения от единицы: чем больше это отличие, тем выше скорость. Величину, характеризующую степень отклонения реактора от критического состояния (Кэф=1), называют реактивностью. 

    Подавляющее большинство нейтронов вылетает из ядра практически мгновенно (т. е. за время, на много порядков меньшее времени жизни поколения нейтронов в активной зоне), но несколько десятых процента нейтронов являются запаздывающими и вылетают из ядер-осколков через довольно большой промежуток времени – от долей секунды до нескольких и даже десятков секунд. Качественно влияние запаздывающих нейтронов можно пояснить так. Пусть коэффициент размножения мгновенно возрос от подкритического значения до такого надкритического, что k < 1 при отсутствии запаздывающих нейтронов. Тогда, очевидно, цепная реакция начнется не сразу, а лишь после вылета запаздывающих нейтронов.

   Тем самым процесс течения реакции будет регулируемым, если время срабатывания регулирующих устройств будет меньше сравнительно большого времени задержки запаздывающих нейтронов, а не очень малого времени развития цепной реакции. Доля запаздывающих нейтронов в ядерных горючих колеблется от 0.2 до 0.7%. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов составляет приблизительно 10 с. При небольшой степени надкритичности скорость нарастания интенсивности цепной реакции определяется только запаздывающими нейтронами. Для 239Pu доля запаздывающих нейтронов примерно в три раза меньше, чем для 235U, что сильно усложняет задачу контроля. 

- Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у других поглотителей. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом ¹⁰В.

  Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

- Бурная реакция натрия с водой в условиях радиоактивного натрия может иметь особо негативные последствия, поэтому обязателен промежуточный натриевый контур, давление в котором поддерживается большим, чем в первом контуре: в случае нарушения плотности между первым и промежуточным контурами невозможно перетекание радиоактивного натрия в промежуточный, а может иметь место только переток нерадиоактивного натрия из промежуточного в первый контур. Тем самым обеспечивается отсутствие радиоактивности в промежуточном контуре, а в случае нарушения плотности между вторым и промежуточным контурами контакт воды возможен только с нерадиоактивным натрием.

- Оборудование первого и промежуточного натриевых контуров существенно отличается от применяемого при других теплоносителях. Так, в системе трубопроводов должны быть предусмотрены установки для очистки натрия от оксидов и гидридов, так называемые "холодные ловушки", обеспечивающие охлаждение некоторой части теплоносителя до температуры, при которой оксиды выпадают в осадок и могут быть отфильтрованы.

- Важное требование к арматуре для жидких металлов — полное отсутствие утечек через сальники. Оно объясняется высокой стоимостью теплоносителя, а также тем, что протечка даже небольшого количества его опасна. 

- Ускорение износа материалов реактора. Поскольку использование МОКС приводит к повышению средней энергии нейтронов, что в свою очередь ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы деталей реактора, что может при определенных условиях создавать опасность аварии.

- Более высокие уровни выделения тепла и нейтронной радиации приводят к тому, что количество сложностей при транспортировке, хранении, и использовании МОКС-топлива возрастает.

- Перегрузка вслепую. В отличие от тепловых реакторов, в быстром реакторе сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. 

    Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность).  При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования – менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки. 

    Как видно, если Пурекс-процесс с производством МОХ-топлива достаточно освоен, то самое слабое место в реакторах на быстрых нейтронах у французов - в технологии использования натриевого теплоносителя, а у русских атомщиков - в недостаточном опыте работы с кинетикой и управлением реакторов с ТВЭЛ-ами, сделанными со стопроцентным плутониевым топливом. 

   Если соединить наш опыт и опыт французских ученых, то уже при нашей жизни мы бы смогли увидеть победоносное шествие быстрой энергетики.

   Думаю, что французы были бы не против, но им мешает политическое давление третьей силы. И потому, каждый продолжает дуть в свою дуду и играть в своей песочнице.

   Хочется надеятся, что и без их помощи мы сможем завершить начатое. Ведь на кону стоит будущее мировой энергетики, а значит и будущее всего человечества!