В России создадут «суперреактор» для атомной энергетики будущего
Источник: ria.ruРоссийские специалисты в течение ближайших нескольких лет должны разработать технологии, которые со временем легли бы в основу проекта по созданию в РФ инновационного ядерного реактора высокой эффективности с так называемыми сверхкритическими параметрами теплоносителя, необходимого для развития атомной энергетики.
Материалы об этом размещены в открытом доступе на официальном сайте закупок госкорпорации “Росатом”.
Зачем нужен новый реактор
Основу современной атомной энергетики России и зарубежных экспортных продуктов “Росатома” составляют так называемые легководные реакторы ВВЭР, где вода является одновременно и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. По мнению специалистов, технологии реакторов ВВЭР в ближней и среднесрочной перспективе будут определяющими для формирования облика отечественной атомной энергетики.
В 2018 году “Росатом” принял новую стратегию развития российской атомной энергетики, базовым положением которой обозначен переход к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ).
Благодаря ЗЯТЦ расширится воспроизводство ядерного “горючего” и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) – самые опасные радионуклиды предложено “выжигать” в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ.
В качестве основных кандидатов на роль перспективных технологий легководных реакторов для двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом рассматриваются усовершенствованные реакторы ВВЭР-С с регулированием нейтронного спектра (спектральным регулированием) и инновационные реакторные технологии ВВЭР-СКД с теплоносителем под сверхкритическим давлением.
При таком давлении исчезает различие между жидкостью и паром, и вода находится в промежуточном состоянии. СКД-реакторы в мировом атомном сообществе отнесены к перспективным ядерным энергетическим установкам четвертого поколения.
Что касается реакторов ВВЭР-С, то они окажутся востребованы на переходном этапе формирования двухкомпонентной атомной энергетики с ЗЯТЦ. В нынешнем году было объявлено о планах “Росатома” разработать и построить на Кольской АЭС два энергоблока мощностью по 600 МВт с такими реакторами.
А долгосрочная перспектива развития технологии ВВЭР основывается на разработке направления реакторной технологии со сверхкритическими параметрами теплоносителя.
По оценкам специалистов, переход на такие параметры позволит повысить КПД энергоблоков АЭС до 45%, обеспечить высокие параметры воспроизводства ядерного “горючего” в быстром спектре нейтронов и сократить удельные капитальные затраты на сооружение энергоблока, обладающего при этом и повышенными показателями безопасности.
Концепция реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя позволяет также использовать преимущества реализации спектрального регулирования. Конкурентоспособность технологии ВВЭР-СКД должна быть продемонстрирована в сравнении с существующими реакторными технологиями по удельным показателям капитальных, топливных и эксплуатационных затрат, в том числе за счет снижения строительных объемов и материалоемкости турбинного зала. Дополнительные преимущества могут быть получены за счет использования хорошо проработанных решений, существующих для тепловых станций на органическом топливе, уже давно работающих на закритических параметрах.
Основная цель разработки реакторной технологии ВВЭР-СКД состоит в создании нового поколения реакторных установок, отвечающих требованиям устойчивого развития атомной энергетики с высокими показателями воспроизводства ядерного топлива при работе в замкнутом ядерном топливном цикле, которые, как прогнозируется, будут востребованы во второй половине XXI века.
При проектировании реактора ВВЭР-СКД учитывается возможность организации полной загрузки активной зоны смешанным уран-плутониевым оксидным топливом (МОКС-топливом, от английского mixed-oxide fuel). Концепция реакторной установки ВВЭР-СКД позволяет перейти к так называемому быстро-резонансному спектру нейтронов и к самообеспечению топливом в ЗЯТЦ.
Предстоящие работы
В России реакторные технологии ВВЭР-СКД получили общее условное обозначение Супер-ВВЭР. Ранее специалисты Национального исследовательского центра “Курчатовский институт” и предприятий “Росатома” выполнили предварительные исследования по разным вариантам Супер-ВВЭР. В 2019-2020 годах были уточнены основные характеристики базового варианта ВВЭР-СКД, среди них: тепловая мощность 1250 МВт, быстрый спектр нейтронов в активной зоне, коэффициент воспроизводства (параметр, характеризующий возможность воспроизводства ядерного “горючего” в реакторе) – не менее 1.
В рамках нынешней работы, рассчитанной до 2026 года, предстоит разработать технологии энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя.
В частности, надо будет подготовить предложения по технологиям изготовления основного и вспомогательного оборудования реакторной установки ВВЭР-СКД, включая корпус реактора; предложения по технологиям изготовления ядерного топлива реактора ВВЭР-СКД; подготовить проектно-технологические решения для моделирования энергоблока АЭС с таким реактором и двухблочной атомной станции.
Отдельным пунктом работ обозначено создание концепции многоцелевого тестового исследовательского ядерного СКД-реактора малой мощности. Эта установка на первой (собственно тестовой) стадии эксплуатации должна обеспечить отработку режимов, актуальных для энергетического реактора ВВЭР-СКД. На второй (исследовательской) стадии эксплуатации малый реактор должен стать источником нейтронов для облучения опытных тепловыделяющих элементов, предназначенных для большого ВВЭР-СКД, и образцов конструкционных материалов для него.
Ранее для отработки режимов ВВЭР-СКД было предложено создать малый реактор мощностью 30 МВт, причем построить его на основе действующего с 1965 года в “Научно-исследовательском институте атомных реакторов” “Росатома” уникального реактора ВК-50, который сейчас готовят к выводу из эксплуатации.
Исполнителем по всему комплексу работ стал Курчатовский институт (научный руководитель проектов реакторов ВВЭР), заказчиком – оператор всех АЭС в России концерн “Росэнергоатом”.
Ручное солнце. Когда термоядерные реакторы станут реальностью
- Эмма Вулкотт
- Корреспондент Би-би-си по вопросам бизнеса
Автор фото, Getty Images
Подпись к фото,Наше Солнце – большой термоядерный реактор. Можем ли мы воссоздать этот процесс на Земле?
Уже через пять лет мы сможем добывать почти неограниченную энергию из “миниатюрных солнц”, заявляют некоторые стартапы. Речь идет о реакторах термоядерного синтеза, которые могут дать много дешевой и чистой энергии.
В условиях глобального потепления, вызванного нашей зависимостью от углеводородного топлива, миру требуются устойчивые источники альтернативной энергии.
Если мы не их не найдем, то для миллионов людей будущее может стать очень мрачным: нехватка воды и еды, ведущая к голоду и войнам.
Термоядерный синтез уже давно считается потенциальным ответом на эти вызовы. Но он всегда был чем-то “в 30 годах от нас”, как шутили в индустрии.
Сейчас несколько стартапов заявляют, что они могут сделать этот проект экономической реальностью намного раньше.
Что такое термоядерная реакция?
Термоядерная реакция – это слияние атомных ядер, в результате чего высвобождается энергия, которая и может помочь решить энергетический кризис.
Это тот же самый процесс, который происходит внутри Солнца, он чистый и относительно безопасный. Нет никаких выбросов.
Но сталкивание этих ядер дейтерия и трития (два изотопа водорода) под огромным давлением требует огромных объемов энергии – больше, чем мы пока можем извлечь из реакции.
До сих пор считалось, что невозможно достичь момента “приращения энергии”, когда мы сможем получать из синтеза больше энергии, чем нужно на него потратить.
Но это больше не так, уверяют стартапы из сферы термоядерного синтеза.
“Это “момент SpaceX” для термоядерного синтеза”, – говорит Кристофер Моури, директор канадской компании General Fusion, которая хочет сделать термоядерный синтез коммерчески выгодным в течение следующих пяти лет.
“Это момент, когда зрелость науки сочетается с технологиями XXI века, – продолжает он. – [Термоядерный] синтез уже не “в 30 годах от нас”.
Автор фото, TOKAMAK ENERGY
Подпись к фото,Новейший термоядерный реактор Tokamak Energy
Наука уже сделала свое дело, говорит Уэйд Эллисон, почетный профессор физики в оксфордском колледже Кэбл. Препятствия скорее в практике.
“Мы не можем быть уверены в сроках, но базовые научные вопросы решены, а проблемы – технические, они касаются материалов”, – говорит профессор.
В чем проблема?
Основная проблема – как построить для реактора достаточно прочную оболочку, чтобы она смогла сдержать плазму – очень горячий ядерный “бульон”, в котором происходит синтез под огромным давлением.
Системы отвода тепловой энергии должны будут выдерживать уровни температуры и перегрузки, похожие на то, что испытывает космический корабль при возвращении на орбиту, говорит профессор Ян Чэпмен, гендиректор Управления по атомной энергии Великобритании (UKAEA).
Потребуются также автоматические системы обслуживания и системы производства, восстановления и хранения топлива.
“UKAEA изучает все эти вопросы и строит новые исследовательские учреждения в научном центре Кулхэм около Оксфорда, чтобы выработать решения вместе с отраслевыми институтами”, – говорит профессор Чэпмен.
Что изменилось?
Некоторые частные энергетические компании считают, что они могут справиться с этими проблемами быстрее, используя новые материалы и технологии.
Расположенная в Оксфордшире фирма Tokamak Energy работает над сферическими токомаками (реакторами), которые используют высокотемпературные сверхпроводники (ВТСП) чтобы удерживать плазму в очень сильном магнитном поле.
Автор фото, TOKAMAK ENERGY
Подпись к фото,Tokamak Energy пытается построить более дешевые и компактные термоядерные реакторы
“Высокая температура” в этой области физики – от минус 70 градусов и ниже.
“Сферический токамак – намного более эффективная геометрическая форма, и мы можем радикально повысить компактность и производительность. А поскольку он еще и меньше, то более мобилен, затраты на сборку ниже”, – говорит исполнительный директор Tokamak Energy Джонатан Карлинг.
Компания построила три токамака. Последний из них – ST40 из 30-милиметровой нержавеющей стали с использованием ВТСП-магнитов. В июне он достиг температуры плазмы более 15 млн градусов, что выше температуры центра солнца.
Анализ: “Искусственное солнце Китая”
Корреспондент по вопросам науки и технологий Николай Воронин:
“Китайские ученые на прошлой неделе разогрели плазму до еще более высокой температуры в специальном устройстве EAST, расположенном в городе Хэфэй.
Эксперимент получил название “искусственное солнце Китая”, и его основная цель – создание условий, необходимых для управляемого термоядерного синтеза, так что температурные рекорды в некотором смысле побочный эффект.
Электронная температура плазмы, удерживаемой магнитной ловушкой токамака, достигла нового максимума, на некоторое время превысив 100 млн градусов.
Для сравнения: максимальная температура в центре нашей звезды составляет примерно 15 млн градусов”.
Британская фирма надеется достичь китайского результата в 100 млн градусов к следующему лету.
“Мы ожидаем, что сможем достичь момента приращения энергии к 2022 году и начать поставки энергии в сеть к 2030-му”, – говорит Карлинг.
Тем временем в США Массачусетский технологический институт (МТИ) совместно с недавно созданной компанией Commonwealth Fusion Systems (CFS) работает надо созданием токамака в форме тороида под названием Sparc. В нем также будут установлены магнитные ловушки для плазмы.
Проект частично финансируется фондом Breakthrough Energy Ventures, которым руководят Билл Гейтс, Джефф Безос, Майкл Блумберг и другие миллиардеры. Группа разработчиков надеется сделать термоядерные реакторы достаточно компактными, чтобы их можно было устанавливать на фабриках и транспортировать для установки на производственной площадке.
Эти частные инициативы бросают вызов проекту ITER (Международный термоядерный экспериментальный реактор), флагманскому международному проекту в этой сфере с участием 35 стран.
Автор фото, Getty Images
Подпись к фото,Реактор ITER не будет достроен до 2025 года
ITER, что на латыни также значит “путь”, строит крупнейшую экспериментальную термоядерную установку в мире. Однако завершение строительства не ожидается до 2025 года, а после этого проект ждет еще долгий путь до коммерциализации.
“Участники ITERпо-разному оценивают, насколько срочно нужно перейти к термоядерной энергии как части будущего чистой энергетики, – сказал Би-би-си пресс-секретарь проекта.
– Кто-то ждет электричества с термоядерных реакторов до 2050 года, кто-то – только во второй половине века”.
Но новички в этой сфере считают, что могут справиться лучше.
“С технологией ВТСП-магнитов термоядерный реактор может быть намного, намного меньше – Sparc может быть в 64 раза меньше ITER по объему и массе”, – говорит Мартин Гринвальд, замдиректора центра исследований плазмы и термоядерного синтеза МТИ.
Меньший размер означает меньшие издержки, что открывает путь для небольших и гибких организаций, добавляет Гринвальд.
Но все участники, кажется, согласны, что работа в ITER, в Кулхэме и частном секторе дополняют друг друга.
“В конце концов, у нас общая мечта – выработанное термоядерным путем электричество как неотъемлемая часть будущего чистой энергетики”, – добавил пресс-секретарь ITER.
замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Хабр
Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов.
Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо
Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки.
На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики.
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235.
Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах —
БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям.
В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t
плав.327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная ядерная энергетика
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана.
Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться.
А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий.
Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности.
И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.
ПИК из Гатчины: нейтронная мощь мирового уровня
В Ленинградской области действует реактор ядерный реактор — устройство, в котором идет управляемая цепная реакция, то есть деление ядер тяжелых радиоактивных элементов на более легкие под воздействием нейтронов с выделением значительного количества тепла, который в ближайшие десятилетия будет самым мощным в мире источником нейтронов.
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» запускает в Гатчине (Ленинградская область) реактор ПИК — пучковый исследовательский комплекс. Он надолго станет мощнейшим в мире источником нейтронов. Пробный пуск установки уже состоялся. Планируется, что она выйдет на полную мощность в 2022 году.
Кому нужны нейтроны
Нейтроны нужны всем. С их помощью изучают ядерные реакции и поведение элементарных частиц.
Облучение нейтронами помогает выяснить внутреннюю структуру, состав и магнитные свойства вещества. Это необходимо физикам, занимающимся свойствами твердых тел, материаловедам, химикам, биологам, фармацевтам. Медики применяют и совершенствуют методы лечения рака с помощью нейтронного облучения. Инженеры вырабатывают технические решения для конструкций, которым предстоит работать в условиях нейтронного облучения (такие системы используются в ядерной энергетике, а в обозримом будущем понадобятся и на термоядерных электростанциях). Список примеров можно продолжать еще долго. И практически по всем этим направлениям будут работать ученые на десятках экспериментальных установок, которые войдут в реактор ПИК.
Как это работает
ПИК имеет много общего с энергетическими атомными реакторами, установленными на АЭС. Так, в качестве топлива используется уран-235. Под действием нейтронов его ядра делятся, испуская новые нейтроны, которые, в свою очередь, делят новые ядра.
Так происходит цепная реакция.
Однако основное назначение ПИК — вырабатывать не энергию, а нейтроны. Поэтому с энергетической точки зрения он имеет сравнительно небольшую мощность в 100 мегаватт (обычный энергоблок атомной электростанции вдесятеро мощнее). Однако эта мощность сосредоточена в небольшом объеме активной зоны: около 50 литров. Это позволяет создать необычайно плотный поток нейтронов, который отводится из реактора по специальным каналам (нейтроноводам).
Нейтроны, образующиеся при делении ядер, имеют огромную скорость (а значит, и энергию). Между тем для физиков, химиков и других исследователей представляют интерес частицы с самыми разными энергиями в зависимости от конкретной научной задачи. Поэтому применяется вещество, замедляющее нейтроны (в ПИК это обычная вода).
В разных зонах реактора частицы замедляются в разной степени. Поэтому в распоряжении ученых оказываются потоки самых разных нейтронов: от горячих (самых быстрых) до ультрахолодных (самых медленных).
Так, прямо в активной зоне размещена так называемая нейтронная ловушка из гафния гафний — металл, химический элемент IV группы таблицы Менделеева, в атомной технике используется его способность захватывать нейтроны. Гафний замедляет нейтроны еще эффективнее, чем вода. Здесь начинается центральный канал, по которому поток нейтронов выводится из реактора и подается на экспериментальные установки. На максимальной мощности через каждый квадратный сантиметр сечения канала ежесекундно будет проходить 1,3 × 1015 (1015 — это тысяча триллионов) частиц.
Чтобы нейтроны не разлетались из активной зоны, используется отражатель. На ПИК он состоит из тяжелой воды. В молекулах этого вещества водород представлен своим тяжелым изотопом — дейтерием. Такая вода практически не поглощает нейтроны. Поэтому она возвращает их обратно в активную зону, препятствуя утечке. В отражателе имеется 21 канал, по которому нейтроны выводятся из реактора, так сказать, в руки экспериментаторов.
Кроме того, конструкция установки позволяет размещать образец, который нужно облучить нейтронами, прямо внутри реактора.
Прошлое и будущее
Строительство реактора началось в 1976 году на территории НИИ, ныне носящего название Петербургский институт ядерной физики имени Б.П. Константинова (ПИЯФ) и входящего в НИЦ «Курчатовский институт».
В 1986 году, когда установка была готова более чем наполовину, грянула авария на Чернобыльской АЭС. Чтобы эта катастрофа не повторилась, требования к безопасности ядерных объектов были серьезно усилены. Проект ПИК был заново проанализирован, модернизирован и приведен в соответствие с новыми нормами. К началу 1990-х строительство было уже близко к завершению, но тут началась эпоха перемен. Работы были практически заморожены до середины 2000-х годов. Затем финансирование проекта возобновилось, но его объемы не позволяли ПИЯФ завершить строительство своими силами.
Перелом в судьбе ПИК произошел в 2010 году, когда ПИЯФ вошел в состав Курчатовского института.
За короткое время реактор был существенно модернизирован, некоторые элементы были полностью заменены. Теперь он представляет собой современную установку класса «мегасайенс».
28 февраля 2011 года состоялся физический пуск реактора. Это значит, что систему запустили на небольшой мощности, которая не требует специально отводить от нее тепло, — установка охлаждается естественным образом. Впереди энергетический пуск, то есть запуск на полную мощность.
Постепенно ученые налаживали сложнейший комплекс из реактора и установок для экспериментов с полученными нейтронами, и сейчас он почти готов.
«В настоящее время начата подготовка инфраструктуры экспериментов: источники холодных и горячих нейтронов, научные станции, системы транспортировки нейтронов и другое оборудование. Первая фаза этой работы будет закончена в следующем году, когда в соответствии с указом Президента Российской Федерации будут запущены первые пять установок для проведения нейтронных исследований», — рассказывает Максим Владимирович Румянцев, заместитель главного инженера реактора ПИК.
Полномасштабное начало экспериментов планируется на 2022 год после ввода в эксплуатацию первого источника холодных нейтронов и нейтроноводной системы, уточняет эксперт.
Равных нет
«По своим возможностям ПИК превосходит все существующие и строящиеся нейтронные источники», — отмечает Сергей Иванович Воробьев, ученый секретарь Национального исследовательского центра «Курчатовский институт» — ПИЯФ.
Установка отличается от большинства аналогичных зарубежных проектов очень мощными нейтронными потоками в отражателе, наличием нейтронной ловушки с рекордным потоком и увеличенным числом экспериментальных каналов для вывода нейтронов из реактора, конкретизирует ученый.
Ближайший конкурент ПИК — исследовательский реактор в Международном институте Лауэ-Ланжевена (Гренобль, Франция). Однако последний остановит свою работу в середине 2020-х годов.
Кроме того, в городе Лунд (Швеция) строится импульсный источник нейтронов ESS.
Но он основан на других принципах получения нейтронов и по своим возможностям дополняет ПИК, а не конкурирует с ним.
«В ближайшее десятилетие установка ПИК будет лучшей в Европе в своем классе и станет основой Международного центра нейтронных исследований мирового класса в Гатчине», — обещает Воробьев.
Интерес всего мира
Начало исследований на реакторе ПИК и создание Международного центра нейтронных исследований (МЦНИ) является важнейшим событием для всего мирового научного сообщества.
«Мы наблюдаем большой интерес западных коллег к нашим проектам и открыты для международного научного сотрудничества. Так, уже подписано соглашение с Обществом Гельмгольца (Германия) о размещении на базе реактора ПИК станций из Научного центра ГКСС (Геестхахт). Это позволит проводить исследования в области физики конденсированного состояния и материаловедения», — делится фактами Воробьев.
В МЦНИ будут проводиться исследования в области физики, химии, биологии, наук о Земле, материаловедения, технологического контроля изделий, работ по развитию технологий микро- и наноэлектроники, производства изотопов и так далее.
«Такие возможности открывают новые горизонты для исследований: европейские страны, где располагаются крупнейшие научные центры, выражают желание включиться в проект создания МЦНИ. Например, уже готовится межправительственное соглашение между Россией и Германией о вхождении последней в Международный центр нейтронных исследований на базе реактора ПИК», — продолжает эксперт.
Молодые сердца
Установки класса «мегасайенс» во всем мире являются точкой притяжения молодых перспективных кадров. ПИК в этом смысле отнюдь не исключение.
Молодежи есть откуда узнать про этот проект. Сотрудники ПИЯФ преподают на профильных кафедрах в Санкт-Петербургском государственном университете (СПбГУ — один из важнейших участников национального проекта «Образование» и один из центров мирового уровня) и Санкт-Петербургском государственном политехническом университете — вузе-участнике «Проекта 5-100», вовлеченном в формирование сети национальных лидеров образования в рамках федерального проекта «Молодые профессионалы».
По инициативе президента НИЦ «Курчатовский институт» Михаила Валентиновича Ковальчука на физическом факультете СПбГУ создана кафедра ядерно-физических методов исследования. Реакторный комплекс станет базовой установкой для студентов этой кафедры.
Петру Ивановичу Конику, заместителю начальника отдела координации международных проектов НИЦ «Курчатовский институт» — ПИЯФ, всего 28 лет. Кажется, совсем недавно он окончил по специальности «Физика» Санкт-Петербургский государственный университет. Теперь же его деятельность — разработка и оптимизация нейтроноводной системы реактора ПИК, а также обеспечение международного (главным образом российско-немецкого) сотрудничества в области использования возможностей реактора ПИК.
«Меня привлекает прикладная направленность как всего проекта в целом, так и моей собственной работы. Реактор ПИК ориентирован на решение практических задач, таких как разработка новых материалов, решение структур белковых молекул, исследование напряжений
напряжение (в промышленных изделиях) — мера внутренних сил, возникающих в изделии, подвергнутом внешней деформации в промышленных изделиях.
Мои собственные задачи в области оптимизации нейтронных пучков лежат на стыке науки и инженерного дела», — поясняет специалист.
Свою будущую карьеру физик уверенно связывает с проектом ПИК.
«В случае создания Международного центра нейтронных исследований на базе реактора ПИК Гатчина превратится в один из главных нейтронных городов мира, поэтому работа в НИЦ «Курчатовский институт» — ПИЯФ станет еще более привлекательной с точки зрения собственных научных задач и карьерных возможностей», — констатирует Коник.
За наукой приходит рост
ПИК — объект целевой поддержки со стороны государства, в частности, в рамках национального проекта «Наука».
«Проект высокопоточного пучкового исследовательского реактора ПИК — яркий пример продолжения развития меганауки, строительства новых мегаустановок в России. Российская наука всегда была флагманом в области создания ускорительно-накопительных комплексов
ускорительно-накопительный комплекс — протонный коллайдер, устройство для исследования столкновений пучков протонов , нейтронных источников, лазеров
лазер — оптический квантовый генератор, устройство, преобразующее энергию накачки в узконаправленный поток излучения и токамаков
токамак — установка для магнитного удержания плазмы, предшественник термоядерного реактора; имеет форму тора, то есть бублика», — говорит Воробьев.
Гатчинский реактор ПИК сегодня входит в федеральную программу развития синхротронно-нейтронных исследований синхротрон — циклическая установка для ускорения элементарных частиц до близкой к световой скорости; принцип действия основан на явлении резонанса; к синхротронам относится, например, Большой адронный коллайдер и «Нуклотрон» в ускорительном комплексе NICA и является одним из флагманских проектов уникальных научных мегаустановок в России, заключает ученый.
Федеральные проекты в сфере высшего образования включены в Национальный проект «Образование». Их цель — обеспечение глобальной конкурентоспособности российской высшей школы. «Молодые профессионалы» — проект, направленный на формирование сети национальных лидеров высшего образования.
Университеты-лидеры проведут обновление содержания образовательных программ за счет реализации проектов в ходе обучения, решения профессиональных задач (практико- и проектно-ориентированные программы) в кооперации с работодателями, а также обеспечат переход на модульное построение образовательных программ с включением «коротких» программ (адаптивность и гибкость).
Со стороны государства будут обеспечены технологическая инфраструктура онлайн-обучения, нормативно-правовая база для использования онлайн-курсов и развития академической мобильности студентов. Также будут созданы условия для академической мобильности научно-педагогических работников (в первую очередь внутрироссийской) и поддержаны лучшие практики. Системным эффектом от реализованных мероприятий будет являться повышение востребованности выпускников образовательных организаций высшего образования на рынке труда.
Макрон анонсировал строительство новых атомных реакторов во Франции – Международная панорама
ПАРИЖ, 10 ноября. /ТАСС/. Франция возобновит строительство атомных реакторов на своей территории для достижения энергетического суверенитета и целей по снижению вредных выбросов. Об этом заявил во вторник президент Франции Эмманюэль Макрон в ходе телеобращения к нации.
“Чтобы гарантировать энергетическую независимость Франции, обеспечение нашей страны электричеством и достичь наших целей по углеродной нейтральности к 2050 году, мы впервые за десятилетие перезапустим строительство атомных реакторов в нашей стране и продолжим развивать энергетику на основе возобновляемых источников”, – сказал он.
Глава государства пояснил, что такое решение обосновано среди прочего и резким ростом цен на газ и электроэнергию. На этом фоне правительство Франции заморозило цены на газ и ввело субсидии для тех, кто зарабатывает менее €2 тыс. в месяц. “Если мы хотим платить за свою энергию по разумным тарифам и не зависеть от других стран, мы должны продолжить экономить энергию и инвестировать в производство энергии без выбросов углекислого газа на нашей территории”, – подчеркнул Макрон.
По данным французского оператора электросетей RTE, в 2020 г. на атомные реакторы приходилось 67,1% общего производства электроэнергии, в то время как на возобновляемые источники 23,4%, а остальное – на ископаемые источники. Сейчас парк французских АЭС насчитывает 56 реакторов, старейший из которых был подключен к сети в 1978 году. Последними из эксплуатации были выведены два реактора АЭС “Фессенхайм” на северо-востоке Франции в феврале и июне 2020 года.
Сейчас во Франции строится лишь один новый реактор третьего поколения EPR, разработанного компанией Areva на основании франко-германской программы научно-технического сотрудничества.
Это третий реактор на АЭС “Фламанвиль”, его строительство началось в 2007 году, а запуск планировался в 2012 году. Однако из-за технических проблем и выявления недочетов конструкции срок введения в эксплуатацию неоднократно переносился, за счет чего стоимость проекта от изначальных €3 млрд выросла до более чем €12 млрд. Ожидается, что объект будет сдан к концу 2022 года.
Что такое ядерный синтез и спасет ли он планету от климатического кризиса | Атомная энергетика
Если все пойдет по плану, США к 2035 году ликвидируют все выбросы парниковых газов в своем секторе электроэнергетики. В этой амбициозной цели правительство, в основном, полагается на резкое увеличение производства энергии ветра и солнца. Вскоре этот план может получить поддержку и ядерного синтеза — мощной технологии, которая до недавнего времени казалась недосягаемой. Рассказываем, что это такое и помогут ли ядерные технологии климату.
Что такое ядерный синтез?
Ядерный синтез (в данном случае речь о термоядерном синтезе) это реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии.
Такая реакция обратна делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие.
Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии.
Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ~71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды).
Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями:
- реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны;
- при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов;
- УТС допускает прямое получение электроэнергии.
Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.
Как выделяется энергия при синтезе?
Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.
В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью.
Зачем ученые занимаются ядерным синтезом?
Исследователи, разрабатывающие термоядерный реактор, который может генерировать больше энергии, чем потребляет, показали в серии недавних работ, что их конструкция должна работать, восстанавливая оптимизм в отношении того, что этот чистый, безграничный источник энергии поможет смягчить климатический кризис.
Группа исследователей из Массачусетского технологического института (MIT) и других институтов заявляют, что компактный термоядерный реактор SPARC будет работать в реальности. По крайней мере, теоретически, о чем они утверждают в серии недавно опубликованных исследований.
Команда указывает, что на этапах планирования не было обнаружено никаких неожиданных препятствий или сюрпризов. Об этом говорится в семи статьях, написанным 47-ю исследователями из 12 разных научных учреждений.
Хотя новый реактор все еще находится на ранней стадии разработки, ученые надеются, что к концу десятилетия он сможет начать производить электричество.
Мартин Гринвальд, один из старших ученых проекта, рассказал в интервью The Guardian, что ключевой мотивацией для амбициозных сроков является удовлетворение потребностей в энергии в условиях потепления. «Fusion кажется одним из возможных решений, позволяющих выбраться из надвигающейся климатической катастрофы», — сказал он.
В чем проблема синтеза и как он может помочь планете?
Ядерный синтез, физический процесс, который приводит в действие наше Солнце, происходит, когда атомы сталкиваются вместе при чрезвычайно высоких температурах и давлении, заставляя их выделять огромное количество энергии за счет слияния с более тяжелыми атомами.
С тех пор, как он был впервые обнаружен в прошлом веке, ученые стремились использовать термоядерный синтез, чрезвычайно плотную форму энергии, топливо которой — изотопы водорода — в изобилии и пополняется. Более того, термоядерный синтез не производит парниковых газов или углерода и, в отличие от ядерных реакторов деления, не несет риска расплавления.
Однако использование этой формы ядерной энергии оказалось чрезвычайно трудным, поскольку потребовалось нагреть «суп из субатомных частиц» — плазму, до сотен миллионов градусов — слишком горячих, чтобы их мог выдержать любой контейнер. Чтобы обойти это, ученые разработали камеру в форме пончика с сильным магнитным полем, проходящую через нее, названную токамаком, которая удерживает плазму на месте.
Что уже разрабатывается?
Ученые Массачусетского технологического института и дочерняя компания Commonwealth Fusion Systems приступили к проектированию нового реактора, более компактного, чем его предшественники, еще в начале 2018 года, а строительство начнется в первой половине следующего года. По словам исследователей и официальных лиц компании, если их график пойдет по плану, реактор под названием Sparc сможет производить электроэнергию для сети к 2030 году. Это будет намного быстрее, чем существующие крупные инициативы по термоядерной энергии.
Существующие конструкции реакторов слишком велики и дороги, чтобы реально вырабатывать электроэнергию для потребителей.
Используя ультрасовременные сверхпрочные магниты, команда Массачусетского технологического института и Commonwealth Fusion надеется создать компактный, эффективный и масштабируемый реактор токамака. «Что мы действительно сделали, так это совместили существующую науку с новым материалом, чтобы открыть огромные новые возможности», — сказал Гринвальд.
После демонстрации того, что устройство Sparc теоретически может производить больше энергии, чем требуется для работы, в исследовательских работах, опубликованных в сентябре, следующим шагом является строительство реактора, а затем пилотная установка, которая будет вырабатывать электроэнергию в сети.
Все «за» и «против» ядерного синтеза
Ученые и предприниматели давно обещали, что термоядерный синтез не за горами, но столкнулись с непреодолимыми проблемами. Это вызвало нежелание инвестировать в него, особенно потому, что ветровая, солнечная и другие возобновляемые источники энергии, хотя и менее мощные, чем термоядерный синтез, стали более эффективными и рентабельными.
Но ситуация меняется. В плане Байдена на сумму 2 трлн долларов он назвал передовые ядерные технологии частью стратегии декарбонизации. Демократы впервые поддержали ядерную энергетику с 1972 года. Значительные инвестиции поступают также из частных источников, включая некоторые крупные нефтегазовые компании, которые видят термоядерный синтез как лучшая долгосрочная точка опоры, чем ветер и солнце.
По словам Боба Мамгаарда, исполнительного директора Commonwealth Fusion, цель состоит не в том, чтобы использовать термоядерный синтез для замены солнечной и ветровой энергии, а в их дополнении. «Есть вещи, которые будет сложно сделать только с использованием возобновляемых источников энергии, в промышленных масштабах, например, с питанием больших городов или производства», — сказал он. «Вот где может пригодиться синтез».
Сообщество специалистов по плазме в целом с энтузиазмом относится к прогрессу Sparc, хотя некоторые ставят под сомнение амбициозные сроки, учитывая технические и нормативные препятствия.
Дэниэл Джессби, проработавший 25 лет научным сотрудником в Принстонской лаборатории физики плазмы, скептически относится к тому, сможет ли термоядерный реактор, такой как SPARC, когда-либо стать возможным альтернативным источником энергии. По его словам, тритий, один из изотопов водорода, который будет использоваться Sparc в качестве топлива, не встречается в природе и его необходимо производить.
Команда Массачусетского технологического института предполагает, что это вещество будет непрерывно регенерироваться самой реакцией синтеза. Но Джессби считает, что для этого потребуется огромное количество электроэнергии, что сделает реактор непомерно дорогим. «Когда вы считаете, что мы получаем солнечную и ветровую энергию бесплатно, было бы глупо полагаться на реакцию синтеза», — заключает он.
Читать далее
Исследование: люди не смогут управлять сверхразумными машинами с ИИ
Аборты и наука: что будет с детьми, которых родят
Посмотрите на самые красивые снимки «Хаббла».
Что увидел телескоп за 30 лет?
ядерная физика в популярном кино
Есть ли у Тони Старка сердце? Как док отправил DeLorean в будущее? И как Гомера Симпсона подпустили к АЭС? Самые известные мифы в популярном кино и сериалах прокомментировал выпускник ядерного университета МИФИ Сергей Правосуд. На открытой лекции, организованной ИЦАЭ в Томске, он рассказал, что из этого могло существовать в атомной реальности, а что ― выдумка режиссера. Мы записали самое главное.
Эпизод 1. Есть ли у Тони Старка сердце и можно ли жить с термоядерным реактором в груди?
Начнем с того, что Тони Старк собрал не реактор, а термоядерный реактор, а разработкой его прототипа в свое время занимался Говард Старк, отец главного героя. Но вопрос: как ему удалось получить столь компактный и мощный термоядерный реактор? И могут ли существовать такие реакторы в наше время?
Иллюстрация Сергея Правосуда
На фото представлены реактор из кино и реальный ITER, над которым трудятся 40 стран.
Если бы Тони Старк существовал в реальной жизни, то, конечно, он получил бы Нобелевскую премию в 2008 году за создание своего миниреактора, потому что главной проблемой всех термоядерных реакторов является их размер. Например, ITER составляет несколько этажей в высоту и небольшой дом в ширину, его масса — тысячи тонн. Такой реактор в груди не поносишь.
Однако создать «миниатюрный» реактор пытаются уже многие годы: в 50-е годы в США и СССР изобрели кардиостимуляторы, которые активировали работу сердца у людей с ослабленным сердечным ритмом и ишемической болезнью. Каждый прибор содержал по 2 грамма плутония. Если представить, что Железного человека питал кардиостимулятор, то это реально, но получить и использовать настолько компактный реактор такой большой мощности сейчас — невозможно.
Иллюстрация Сергея Правосуда
Эпизод 2. Ядерная тяга, или машина времени DeLorean DMC-12. Как уместить электростанцию под капотом?
Обратите внимание на размеры ядерного реактора — машина выдает почти 1,2 гигаватт мощности, то есть 1200 мегаватт.
Поясню, что на сегодняшний день в российской энергетике самым перспективным является атомный реактор ВВЭР 1200, где 1200 — это мощность ядерного реактора в мегаваттах. Но размеры реактора и машины не сопоставимы. У ВВЭР только активная зона составляет около 3,8 метров в высоту, не считая диаметра в 2 метра.
Иллюстрация Сергея Правосуда
Следующая проблема, с которой должны были столкнуться путешественники, — это необходимость постоянно отводить тепло от ядерно-энергетической установки водой. Еще одна особенность реакторов — работа на постоянной мощности. Нельзя остановить машину с ядерным реактором, чтобы купить кофе, а потом завести ее снова.
Иллюстрация Сергея Правосуда
То, что док отправляет в DoLorean, не похоже на твердое топливо, можно предположить, что в машине установлен жидкосолевой реактор. Соответственно, применяется жидкосолевой плутоний вместо твердотельного топлива. Возможно, ведь такие реакторы существуют, но они все равно соответствуют размерам обычных АЭС.
Но справедливости ради стоит отметить, что атомы на транспорте все же используется. Например, в атомных ледоколах или подводных лодках. Но это возможно благодаря их непрерывному контакту с водой, которая позволяет отводить лишнее тепло, также надо учитывать размеры ледоколов и подобных лодок.
Эпизод 3. Симметрия материи
CERN. Источник: shutterstock.com
ЦЕРН существует, и там действительно исследуют столкновения частиц, но кое-что в фильме все-таки неправда. Во-первых, чтобы частица могла столкнуться с другой, они проходят через несколько кругов ускорителей (электромагнитов). Там она набирает скорость, а затем сталкивается с другой на скорости, близкой к скорости света.
В фильме мы видим, что все данные эксперимента выводятся на один компьютер, а на деле их разводят по разным лабораториям и исследовательским университетам, где специалисты их обрабатывают и дают отчет о том, что они получили. Мгновенно, как это представлено в фильме, нельзя сказать, что перед нами точно антивещество.
Теперь подробнее про антивещество. В кино складывается впечатление, что получить антивещество довольно легко, но за все время работы всех ускорителей было наработано всего 9 нанограмм антивещества. К слову, это считается, огромным количеством.
Кадр из фильма «Ангелы и демоны», (2009)
Далее мы видим выдуманный способ удержания вещества. На самом деле, чтобы удержать один нанограмм вещества, строятся магнитные ловушки размером с большую комнату, потому что это антивещество не должно соприкасаться ни с чем из нашего мира — то есть никто даже не видел антивещество. Но можно сказать, что это художественная интерпретация фильма, чтобы мы могли понять, что такое антивещество, и поверили, что оно существует.
Эпизод 4. Король монстров
Кадр из фильма «Годзилла: Король монстров», 2019
В этой части Годзилла питается радиацией. Если мы зададимся вопросом: а есть ли существа, которые также ее употребляют, то к удивлению обнаружим, что их достаточно много.
Это растения. Фотосинтез представляет собой получение энергии из неорганических веществ, то есть из энергии солнца, с последующим преобразованием в органику. Энергия солнца, или солнечная радиация, — это энергия видимого диапазона.
То, чем подзарядили Годзиллу — это та же электромагнитная энергия, только коротковолнового диапазона (чем меньше длина волны, тем больше эта волна переносит энергии). Мы можем допустить, что Годзилла, как растения, питается радиацией, но в его случае это гамма-излучение, от которого необходимо защищать внутренние органы. Если так, то его кожа должна составлять около 10 метров в толщину, а между ней и скелетом все равно должна быть прослойка защищающего материала.
Иллюстрация Сергея Правосуда
Кроме того, если бы Годзилла существовал, то он столкнулся бы с трудностями гравитации. При весе в 90 тысяч тонн его кости должны состоять из сверхпрочных материалов, чтобы он мог выдерживать и прыжки, и падения, не говоря уже о простой ходьбе.
Еще один ляп — это момент, когда ученый показывает пальцем на экран и говорит, что там находится источник радиации.
Но как? Радиация не имеет ни цвета, ни запаха, ни вкуса — и увидеть ее источник невооруженным глазом невозможно.
Эпизод 5. Это было в Симпсонах!
Иллюстрация Сергея Правосуда
Работа Гомера Симпсона — это, несомненно, пародия на самые популярные мифы о ядерной физике и АЭС. Сам он работает на энергоблоке без диплома, хотя, разумеется, туда не возьмут человека, который не получил высшее образование, не прошел медкомиссию, завалил тест на профпригодность или не сдал инструктаж по технике безопасности.
Один из мифов — это зеленоватое свечение радиоактивных элементов. Например, когда Гомер уносит домой урановую таблетку, она излучает зеленый свет. На самом деле это неправда. А миф о свечении пошел от Пьера и Марии Кюри, которые засвечивали пленки солями урана. «Раз засвечивали, значит, должно светиться», ― думают люди.
Следующий миф — это слив отходов. В пруду рядом с АЭС появляются рыбы-мутанты, но реальная станция не несет никаких отходов, тем более не разводит в соседнем водоеме чудовищ.
Ещё Гомер ходит на работу в обычной одежде, ест на рабочем месте — это тоже вымысел. Естественно, весь персонал работает только в униформе и чепчиках, плюс у каждого есть индивидуальный нагрудный дозиметр.
Организатор лекции ― Информационный центр по атомной энергии в Томске. Полностью выступление спикера можно посмотреть по ссылке.
Перейти к содержаниюАтомные электростанции – типы реакторов
Ядерные реакторы — это машины, которые сдерживают и контролируют цепные ядерные реакции, выделяя при этом тепло с контролируемой скоростью.
Атомная электростанция использует тепло, вырабатываемое ядерным реактором, для превращения воды в пар, который затем приводит в действие турбогенераторы, вырабатывающие электроэнергию.
АЭС США используют два типа ядерных реакторов
Атомные электростанции в Соединенных Штатах имеют либо реактор с кипящей водой, либо реактор с водой под давлением.
Ядерные реакторы с кипящей водой
В кипящем реакторе активная зона реактора нагревает воду, которая превращается непосредственно в пар в корпусе реактора. Пар используется для питания турбогенератора.
Схема кипящего ядерного реактора
Источник: Комиссия по ядерному регулированию США (общественное достояние)
Схема водо-водяного ядерного реактора
Источник: У.S. Комиссия по ядерному регулированию (общественное достояние)
Ядерные реакторы с водой под давлением
В реакторе с водой под давлением активная зона реактора нагревает воду и поддерживает ее под давлением, чтобы предотвратить превращение воды в пар. Эта горячая радиоактивная вода течет по трубам в парогенераторе.
Парогенератор представляет собой гигантский цилиндр, наполненный нерадиоактивной водой (или чистой водой). Внутри гигантского заполненного водой цилиндра находятся тысячи труб, заполненных горячей радиоактивной водой из активной зоны реактора, которые в конечном итоге доводят чистую воду до кипения и превращают ее в пар.
Радиоактивная вода возвращается в активную зону реактора для повторного нагрева, а после повторного нагрева возвращается в парогенератор. Чистая вода может поступать из одного из нескольких источников, таких как океаны, озера или реки.
Из 93 ядерных энергетических реакторов, действующих в США по состоянию на 1 июня 2021 года, 62 являются реакторами с водой под давлением.
Что такое малые модульные реакторы?
У.Министерство энергетики США поддерживает проектирование, сертификацию и коммерциализацию малых модульных реакторов (ММР). ММР составляют примерно одну треть от размера действующих и строящихся реакторов в США. SMR имеют простую компактную конструкцию, которую можно собрать на заводе и доставить поездом или грузовиком на площадку электростанции. Размер и простота ММР могут сократить время, необходимое для строительства новой атомной электростанции.
Последнее обновление: 14 июля 2021 г.
Атомные электростанции – У.
S. Управление энергетической информации (EIA)Ядерная энергия возникает из ядерного деления
Атомные электростанции нагревают воду для производства пара. Пар используется для вращения больших турбин, вырабатывающих электроэнергию. Атомные электростанции используют тепло, выделяющееся при ядерном делении, для нагрева воды.
При делении ядер атомы расщепляются, образуя более мелкие атомы, высвобождая энергию. Деление происходит внутри реактора атомной электростанции.В центре реактора находится активная зона, содержащая урановое топливо.
Урановое топливо формуется в керамические таблетки. Каждая керамическая гранула производит примерно такое же количество энергии, как 150 галлонов нефти. Эти богатые энергией гранулы уложены встык в 12-футовые металлические топливные стержни. Связка топливных стержней, некоторые из которых состоят из сотен стержней, называется тепловыделяющей сборкой. Активная зона реактора содержит множество тепловыделяющих сборок.
Тепло, выделяющееся при делении ядер в активной зоне реактора, используется для кипячения воды в пар, который вращает лопасти паровой турбины.Когда лопасти турбины вращаются, они приводят в действие генераторы, вырабатывающие электричество. Атомные станции охлаждают пар обратно в воду в отдельной конструкции на электростанции, называемой градирней, или используют воду из прудов, рек или океана. Затем охлажденная вода повторно используется для производства пара.
Ядерные реакторы в Соединенных Штатах могут иметь большие бетонные купола, закрывающие реакторы, которые необходимы для сдерживания аварийных выбросов радиации.Не на всех атомных электростанциях есть градирни. Некоторые атомные электростанции используют для охлаждения воду из озер, рек или океана.
Защитная оболочка ядерного реактора
Источник: стоковая фотография (защищено авторским правом)
Атомные электростанции производят около 20% электроэнергии США с 1990 года
По состоянию на 31 декабря 2020 года в эксплуатации находились 94 ядерных реактора на 56 атомных электростанциях в 28 штатах.
Тридцать две станции имеют два реактора, а три станции имеют три реактора. С 1990 года атомные электростанции поставляют около 20 % от общего годового объема электроэнергии в США. Узнайте больше об атомной энергетике США.
Соединенные Штаты производят больше ядерной энергии, чем любая другая страна
В 2019 году 31 страна имела коммерческие атомные электростанции, а в 14 странах ядерная энергия обеспечивала не менее 20% их общего годового производства электроэнергии.У Соединенных Штатов были самые большие мощности по производству ядерной электроэнергии, и они произвели больше ядерной электроэнергии, чем любая другая страна. Франция, обладающая второй по величине ядерной мощностью производства электроэнергии и вторым по величине ядерным производством электроэнергии, имела наибольшую долю – около 70% – от общего годового производства электроэнергии за счет ядерной энергии.
Пять крупнейших стран-производителей атомной электроэнергии, 2019 г.
| Страна | Мощность ядерной электроэнергетики (млн. киловатт) | Производство электроэнергии на АЭС (млрд. киловатт-часов) | Доля атомной энергетики в общем производстве электроэнергии в стране |
|---|---|---|---|
| США | 98.12 | 809,41 | 19% |
| Франция | 63,13 | 382,40 | 70% |
| Китай | 45,52 | 330,12 | 5% |
| Россия | 28,37 | 195,54 | 18% |
| Южная Корея | 23.09 | 138,81 | 25% |
| Источник: Управление энергетической информации США, Международная энергетическая статистика, по состоянию на 24 марта 2021 г. | |||
Последнее обновление: 6 апреля 2021 г.
Проектирование активной зоны реактора для атомных электростанций
Описание
Активная зона реактора — это центральная часть ядерного реактора, в которой происходит деление ядер.
Он состоит из четырех основных систем и компонентов: топлива (включая твэлы и конструкцию ТВС), теплоносителя, замедлителя и стержней СУЗ, а также дополнительных конструкций, таких как внутрикорпусные устройства реактора, опорные плиты активной зоны и нижняя и верхняя внутренние конструкции легководных реакторов. В настоящем Руководстве по безопасности представлены рекомендации по выполнению требований безопасности, установленных в Серии норм безопасности МАГАТЭ № SSR-2/1 (Rev. 1) «Безопасность атомных электростанций: проектирование», применительно к проектированию активной зоны реактора для атомных электростанций.В публикации рассматриваются аспекты безопасности конструкции активной зоны, включая нейтронно-физические, теплогидравлические, термомеханические и конструкционно-механические аспекты. Другие рассматриваемые аспекты относятся к управлению активной зоной реактора, останову и мониторингу, а также управлению активной зоной.
Дополнительная информация о повторном использовании материала, охраняемого авторским правом МАГАТЭ, в .
Ключевые слова
Нормы безопасности МАГАТЭ, АЭС, Атомная электростанция, Меры безопасности, Ядерный реактор, Проектирование, Выбор площадки, Инженерная безопасность, Эксплуатационная безопасность, Радиационная безопасность, Безопасная транспортировка, Радиоактивный материал, Безопасное обращение, Радиоактивные отходы, Регулирующий орган, Атомная энергетика, Ядерная безопасность Приложения, Ядерное топливо, Ионизирующее излучение, Ядерная энергетика, Устойчивое развитие, Руководство, Анализ безопасности активной зоны, Проектирование активной зоны реактора, Проектирование безопасной эксплуатации, Нейтронное проектирование, Теплогидравлическое проектирование, Термомеханическое проектирование, ТВЭЛы, ТВС, Управление активной зоной, Система останова , Система мониторинга, Управление ядром, Осмотр, Тестирование, Сборки прототипов, Сборки ведущего использования, БезопасностьЧасто задаваемые вопросы – Reed Research Reactor
Часто задаваемые вопросы
Сколько энергии производит реактор Рида?
Реактор производит 250 киловатт тепла (примерно в 10 раз больше, чем домашняя отопительная печь).
Сколько электроэнергии производит реактор?
Реактор Рида не производит электричество. Для этого нам нужно нагреть воду в бассейне до такой степени, чтобы произвести пар и привести в действие турбогенератор.
Зачем тебе реактор?
Мы используем реактор как источник нейтронов. Процесс деления урана производит избыточные нейтроны, которые мы используем в экспериментах.
Что хорошего в нейтронах?
В отличие от других форм излучения (альфа, бета, гамма, рентгеновское излучение) нейтроны могут сделать вещи радиоактивными.Делая образцы радиоактивными, мы можем узнать, какие элементы в них содержатся, измеряя испускаемое ими излучение. Это называется нейтронно-активационным анализом.
Что вы делаете с радиоактивными отходами?
Большая часть радиоактивных материалов, которые мы производим, имеет такой короткий период полураспада, что мы можем просто оставить его распадаться на несколько месяцев и выбросить. Нам требуется около года, чтобы заполнить стандартную 55-галлонную бочку долгоживущими отходами.
Мы отправляем бочку на лицензированный полигон радиоактивных отходов с низким уровнем активности в Ричленде, штат Вашингтон.Мы не отправляем и не храним жидкие отходы; мы укрепляем его.
Что вы делаете с отработавшим топливом?
Возможно, нам никогда не придется иметь дело с отработавшим топливом. На самом деле, за почти 50 лет работы мы отгрузили топливо только один раз, и не потому, что топливо было израсходовано. Это потому, что у нас появилась возможность получить топливо с более красивой оболочкой. Когда мы отправили это топливо, было использовано только 70 граммов из 2500 граммов урана-235, с которых мы начали в 1968 году. Когда мы, наконец, закончим с нашим нынешним топливом, оно перейдет к Министерству энергетики США, поскольку именно оно является собственником большей части реакторного топлива.
Какова вероятность расплавления реактора?
Реактор не вырабатывает достаточно тепла для плавления. Даже если вся охлаждающая вода будет потеряна, реактор можно достаточно охладить окружающим воздухом.
Какова вероятность взрыва реактора?
В реакторе недостаточно делящегося материала для взрыва. Это физически невозможно.
Как насчет неконтролируемой цепной реакции?
Топливо специально разработано так, чтобы иметь сильную отрицательную обратную связь, называемую быстрым отрицательным температурным коэффициентом (PNTC).Это означает, что если мощность начинает расти, реактор становится менее эффективным и начинает выключаться. Это основано на дизайне Фримана Дайсона.
Вы когда-нибудь попадали в аварию?
Несколько раз в одном из топливных элементов образовалась точечная утечка, которую мы обнаружили на наших радиационных мониторах. Иногда утечка просто исчезала; в других случаях мы определяли и удаляли протекающий элемент. Даже во время нашей самой серьезной утечки топлива количество радиоактивного материала, которое мы выпустили, было намного ниже обычных федеральных пределов для непрерывной работы.Никогда не было опасности для населения.
Какая самая страшная авария может случиться?
Вода, окружающая активную зону реактора, действует как щит, защищающий рабочих от радиации. Если бы вся вода исчезла, уровень радиации в реакторном зале был бы запредельно высок, и нам пришлось бы покинуть помещение. Не было бы необходимости эвакуировать какую-либо другую комнату или здание.
Правда ли, что вы разрешили студентам управлять реактором?
Мы полагаемся на учеников, которые управляют реактором.Студенты Рида выполняют большую часть работы на реакторе — от разработки и проведения новых экспериментов до текущего обслуживания. В настоящее время в Reed обучается 40 лицензированных студентов.
Как студенту получить лицензию?
Наш семинар по реакторам проводится два раза в неделю. Он открыт для всех. Существует дополнительное менее структурированное обучение и практика. После полного учебного года студенты могут сдать экзамен на лицензию. Комиссия по ядерному регулированию отправляет экзаменаторов из Вашингтона, округ Колумбия, которые проводят 3-часовой письменный экзамен и 4-часовой пошаговый устный экзамен.
Зачем кому-то нужна лицензия?
Лицензия действительна только на реакторе Рида, поэтому ее нельзя использовать где-либо еще. Одна из причин, по которой студенты получают лицензию, — использовать ее в Reed для проведения экспериментов. Нам нужны студенты для запуска программы! Некоторым студентам нужен опыт для будущей работы в медицине, науке или технике. Некоторые делают это, потому что у них больше никогда не будет такого шанса. Некоторые делают это только потому, что это самая веселая работа в кампусе!
Какие студенты получают лицензию в Reed?
Большинство студентов изучают естественные науки — физику, химию, биологию и математику.Но были представлены почти все остальные специальности — английский язык, философия, студийное искусство, психология, религия, лингвистика, экономика, история, политология и т. д.
Сколько радиации получают ваши ученики?
Как радиационные работники они ограничены 5000 миллибэр в год. Максимум, что когда-либо получал любой студент, составляет 80 миллибэр в год.
Нормальный радиационный фон составляет около 360 миллибэр в год. Мы очень серьезно относимся к радиационной защите; Вот почему наш рекорд экспозиции такой хороший.
Сколько реакторов в США?
Для производства электроэнергии используется 103 энергетических реактора. Есть 27 исследовательских реакторов. Reed College — единственный в мире гуманитарный колледж с ядерным реактором.
Как организовать экскурсию по реактору?
Мы постоянно проводим экскурсии для школ и образовательных организаций. Просто заполните форму заявки на тур. Мы также можем предложить лабораторные эксперименты для вашего класса по измерению периода полураспада, обнаружению радиации или множеству других предметов.
Могу ли я использовать реактор для эксперимента?
Мы предлагаем эту услугу многим экспериментаторам, но у нас есть ограничения. Свяжитесь с нами, и мы сможем это обсудить.
Сколько у тебя плутония? Насколько это опасно?
У нас есть небольшое количество плутония в виде пуговичных источников и продуктов деления в нашем топливе.
Плутоний является альфа-излучателем, поэтому он не представляет никакой угрозы вне тела. Если бы его испарили в правильный аэрозоль и вдыхали, это могло бы увеличить шансы рака легких через несколько десятилетий.Он гораздо менее опасен, чем другие материалы, которые мы используем каждый день, и даже близко не является самым смертоносным элементом на земле.
Опасна ли облученная пища?
Нет. Гамма-излучение, используемое для облучения пищи, не делает ее радиоактивной. Гамма-лучи ионизируют. Затем ионизация убивает большинство бактерий и грибков, живущих в пище, делая ее безопасной для вас.
Действительно ли у вас самый забавный реактор в мире?
Спорим!
ПРИЗМА
Отходы в Вт
Переработка отработавшего ядерного топлива позволит вырабатывать дополнительную электроэнергию, чтобы удовлетворить растущие потребности в электроэнергии и повысить нашу энергетическую безопасность.
Реактор PRISM, являющийся частью Центра передовой переработки, будет перерабатывать весь уран и трансурановые соединения (элементы тяжелее урана), содержащиеся в отработанном ядерном топливе.
Это существенное улучшение по сравнению с предыдущими методами обработки.
Около 95 процентов доступной энергии остается в отработавшем топливе, извлеченном из легководных реакторов. Эта энергия становится доступной в другом типе реактора, ПРИЗМЕ.
GEH считает, что для обращения с отработавшим ядерным топливом необходимо использовать современные технологии переработки.Это позволило бы производить как минимум в сто раз больше электроэнергии из отработавшего ядерного топлива и снизить долговременную радиотоксичность оставшихся отходов.
Также существует возможность первоначального развертывания PRISM для обращения с гражданскими запасами плутония в Великобритании с возможностью в будущем расширить объект, чтобы обеспечить полную переработку полученного использованного топлива PRISM.
Зачем перерабатывать? Мы можем продолжить тот же путь в отношении отработавшего ядерного топлива, которым мы шли последние 50 лет, или мы можем разработать подход, который принесет миру преимущества ядерной энергии, а также уменьшит проблемы с распространением и ядерными отходами.
GEH считает, что рециркуляция является хорошим подходом в целом, и вкладывает средства в решение проблемы отработавшего ядерного топлива путем его рециркуляции способом, устойчивым к распространению, а не в безопасном хранении ресурса, в котором более 95 процентов неиспользованного топлива не используется.
По мнению GEH, то, что в наши дни принято считать «ядерными отходами», на самом деле вовсе не является отходами. Используемое ядерное топливо легководного реактора (LWR) состоит на 95 процентов из урана, на 1 процент из трансурановых элементов и на 4 процента из продуктов деления.Многие из этих трансурановых изотопов имеют длительный период полураспада, что может создавать долгосрочные инженерные проблемы при геологическом захоронении. Используя электрометаллургическое разделение, PRISM предназначена для повторного использования 96 процентов расщепляющихся материалов (урана и трансурановых соединений), оставшихся в отработанном ядерном топливе.
Топливо PRISM является металлическим, что позволяет использовать простой электрометаллургический процесс для извлечения всех долгоживущих отходов, которые делают утилизацию отработавшего топлива такой проблематичной.
Технология быстрого реактораАргонн стал пионером в разработке реакторов на быстрых нейтронах и является мировым лидером в их разработке. Эти реакторы работают на быстрых нейтронах деления; этот термин обычно сокращается до «быстрых реакторов». Хотя в настоящее время их работает очень мало, они в конечном итоге окажутся жизненно важными для продления мировых запасов энергии урана и тория до десятков тысяч лет и для устранения долгоживущей радиотоксичности отработанного ядерного топлива. Проектирование реакторов похоже на проектирование автомобилей: инженеры используют информацию как из компьютерных кодов, так и из экспериментов, чтобы создать надежную, безопасную и эффективную конструкцию. Приведенные ниже экспериментальные установки предоставили большую часть данных, которые Аргонн и другие организации использовали в 20 веке и используют сегодня для проектирования быстрых реакторов. Установки ZPR и ZPPR обеспечивали самоподдерживающиеся эксперименты по физике цепной реакции, но при такой низкой мощности, что охлаждение не требовалось — отсюда и термин «реактор нулевой мощности» (ZPR).Аргонн провел сотни серий таких экспериментов. Что такое быстрые реакторы? Показать/скрыть ответ Когда атом в
деление ядерного реактора, нейтроны высвобождаются с высокой энергией (быстрые скорости). В тепловых реакторах
(почти все современные коммерческие) нейтроны деления замедляются до низких (тепловых) энергий
столкновениями с легкими атомами внутри реактора – водородом в воде в водоохлаждаемом
реакторах, дейтерий в тяжелой воде (D2O) в реакторах с тяжеловодным охлаждением или углерод в графите
в газоохлаждаемых реакторах.Большинство нейтронов в этих реакторах замедляются до низких скоростей, прежде чем они
имеют шанс вызвать последующие деления при столкновении с делящимися ядрами, обычно U-235. В
быстрый реактор, однако нейтроны деления не замедляются, а вместо этого вызывают деление
столкновение с делящимися ядрами при высоких энергиях.
Вернуться к обзору аргоннских реакторов ЗПР-3 (реактор нулевой мощности 3)Внешний вид ЗПР-3. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Критический реактор нулевой мощности № 3 (ЗПР-3) был спроектирован и эксплуатируется для Комиссии по атомной энергии (КАЭ) Аргоннской национальной лабораторией на Национальном реакторе Испытательная станция, первая и самая маленькая из критически важных объектов с раздельным столом. используется для исследования физических свойств быстрых реакторов на обогащенном уране или плутонии.Он использовался для проведения критических экспериментов с реактором на быстрых нейтронах Энрико Ферми, в которых Ученые и инженеры Аргонны помогали в анализе данных. Последующие эксперименты на ЗПР-3 были направлены на все аспекты физики быстрых реакторов. Предприятие предоставило метод использования экспериментальных макетов для определения точности
расчетные характеристики малых быстрых реакторов. Машина для критической сборки представляет собой платформу, на которой установлены два стола или каретки.
навесной, один из которых подвижный. Половина сборки наращивается на каждой каретке с помощью
матричной структуры.Лотки в каждой локации матрицы заполнены
делящийся материал и другие металлы, чтобы можно было моделировать различные типы реакторов и
конфигурации. Подвижная каретка позволяет разделить сборку пополам, как в
меры предосторожности и для удобства в погрузке. Критичность достигается, когда две половины
собраны вместе, а управляющие стержни расположены соответствующим образом. Две половины активной зоны реактора ЗПР-3. Они соединены, чтобы сделать ядерное деление начинать. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. В конце концов эксперименты на ЗПР-3 были прекращены, а программа была перенесена на более крупные и гибкие установки ЗПР-6, ЗПР-9 и ЗППР. Ядро ZPR-3 в настоящее время доступно для публичного просмотра на сайте EBR-I. ЗПР-6 (реактор нулевой мощности 6)Дж. Морман и Р. Бухер загружают образцы в критическую сборку ZPR-6 для оценки материала. измерения. Нажмите на фото, чтобы посмотреть в большем размере изображение. ЗПР-6 был критическим физическим реактором с раздельным столом, большим, чем ЗПР-3, использовавшимся для имитации
разработать различные конструкции быстрых реакторов, чтобы убедиться, что вычислительные методы и данные, используемые для
конструкции быстрых реакторов были точными.Он был расположен в Аргонн-Восток в Иллинойсе. Было проведено девять крупных экспериментальных кампаний по проектированию реакторов,
каждый со своей серией экспериментов. Наиболее важными из них были диагностические ядра — большие простые реакторные ядра с топлива из карбида урана, оксида урана или оксида плутония.Эти измерения предоставили данные, используемые при тестировании различных расчетов и расчетов компьютерных кодов и методов анализа быстрых реакторов. То чистые, простые конструкции этих узлов облегчали их геометрическое моделирование, так что ошибки благодаря моделированию и анализу были сведены к минимуму. В результате стало легче выявлять проблемы в ядерных данных. На ЗПР-6 было 9 основных сборок, и он эксплуатировался с 1963 по 1982 год. ЗПР-6 начал эксплуатацию 1 июля 1963 года. Для получения дополнительной информации о ZPR-6: ЗПР-9 (реактор нулевой мощности 9)ЗПР-9 был реакторно-физической критической установкой, аналогичной ЗПР-6. используется для создания конфигураций быстрых реакторов, предназначенных для конкретных конструкций быстрых реакторов. ZPR-9 был построен на площадке Argonne-East в Иллинойсе. Фокус программы ЗПР-9 отличался от ЗПР-6 тем, что использовался для получения данных
о возможных конструкциях быстрых ректоров.Несколько возможных конструкций ядерных ракет были испытаны с использованием
Макеты ЗПР-9 и детальный инженерный макет Быстрого испытательного реактора (часть Быстрого
Flux Test Facility, построенный в штате Вашингтон) предоставил данные, используемые для проектирования и создания
реактор. FFTF установила мировой рекорд по топливным характеристикам, произвела качественные редкие радиоизотопы
для медицины и промышленности, предоставил данные для термоядерных программ и продемонстрировал некоторые аспекты
технологии реакторов на быстрых нейтронах. Также было несколько сборок по исследованию быстрых газоохлаждаемых реакторов.Эти эксперименты было сотрудничество с компанией General Atomics. Несколько дополнительных конфигураций были разработан, чтобы подчеркнуть конкретные физические свойства быстрого реактора с целью получения данных полезно для понимания расхождений между измеренными значениями физических свойств быстрых реакторов и значения, полученные в результате расчета этих свойств. Другие экспериментальные кампании выполнил контрольные показатели безопасности по критичности в сотрудничестве с Комиссией по ядерному регулированию. Они продолжают использоваться для проверки компьютерных кодов и ядерных данных, используемых для обеспечения безопасности по критичности. расчеты.На ЗПР-9 было 35 основных сборок, и он эксплуатировался с 1964 по 1981 год. Для получения дополнительной информации о ZPR-9: EBR-I (Экспериментальный реактор-размножитель-I)Внешний вид ЭБР-I. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Экспериментальный реактор-размножитель-I ( EBR-I ) был первым реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и первым реактором, построенным на базе Национального реактора. Испытательная станция (NRTS) в Айдахо.Он был заправлен стержнями из металлического урана. Реактор был спроектирован, построен и эксплуатируется компанией Argonne National. Лаборатория. EBR-I изначально обозначался как CP-4, но был известен как «ZIP» (Адская куча Зинна). EBR-I представляет собой отход от исследований оружия. Аргон сосредоточился на
развитие мирного использования атома, особенно на атомных электростанциях. Аргонн-Вест был основан
в Айдахо для проверки проектов и теорий, разработанных в Argonne-East в Чикаго. EBR-I первичный
Миссия заключалась в разработке и испытании концепции ядерного реактора-размножителя. Идея, стоящая за
селекционер должен был максимально использовать полезную энергию, которую можно получить из природного урана. EBR-I открыл новую эру в ядерной истории, когда он стал первым реактором, выработавшим пригодные для использования количества электроэнергии от ядерной энергии. Он совершил этот подвиг 20 декабря 1951 года, зажег четыре лампочки. На следующий день мощность EBR-I была увеличена до 100 кВт (эл.).С этого момента до своего Выведенный из эксплуатации в 1964 году, EBR-I смог вырабатывать всю электроэнергию для своего здания, которое так часто и было. Сотрудники Аргоннской национальной лаборатории, присутствовавшие при получении первой энергии
записали свое историческое достижение, написав мелом свои имена на стене рядом с генератором. Июнь 4 ноября 1953 года Комиссия по атомной энергии США (AEC) объявила, что EBR-I стал первым реактором, успешно выводить плутоний из урана.Это был еще один прорыв, потому что уран-238, самая распространенная форма урана, не может быть использована в процессе деления. Однако плутоний-239, который произведенные в процессе размножения, могут быть расщеплены. Воспроизводя плутоний таким образом, больше атомов топлива создается реактором, чем используется. Этот процесс позволяет использовать почти все урана, встречающегося в природе. 27 ноября 1962 года EBR-I стал первым реактором, вырабатывающим электроэнергию.
из плутониевого ядра.Эксперименты, проведенные в течение следующего года, предоставили ценные данные о размножении
в реакторе на плутониевом топливе и помог ученым понять поведение плутония в
работающий реактор. EBR-I: Национальная историческая достопримечательность Мемориальная доска, объявляющая EBR-I историческим памятником. 26 августа 1966 года президент Линдон Б. Джонсон председательствовал на церемонии, посвященной назначению отставного Реактор EBR-I внесен в список исторических памятников.Перед 15 000 свидетелей он сказал: «Мы пришли сегодня к месту, где зародилась надежда, что человек сделает больше со своим открытием [атомного деление], чем спровоцировать разрушение». Табличка, изображенная справа, была установлена президентом Джонсоном и доктором Гленном Т. Сиборгом, председателем Комиссии по атомной энергии США, присвоившей EBR-I статус национального исторического памятника. В 1973 году был согласован план открытия EBR-I для публики. После тщательной очистки, обеззараживания,
удаление материалов и другая охрана объекта, публике было разрешено совершить поездку по объекту. EBR-I помог создать огромную международную индустрию, которая теперь играет важную роль в удовлетворении мировых энергетические потребности. Сегодня более 100 атомных электростанций обеспечивают 20 процентов потребляемой электроэнергии. В Соединенных Штатах. Более 435 реакторов обеспечивают около 17% мировой электроэнергии. еще около 65 заводов находятся в стадии строительства по всему миру. Слова президента Джонсона оказались пророческими в декабре 1996 года, когда министерство энергетики США объявило о планах использовать излишки оружейного плутония в виде смешанного оксидного (оксиды плутония и урана, или МОХ) реакторного топлива для выработки ядерных электричество. Для получения дополнительной информации о EBR-I : 60 лет с тех пор, как атомная энергетика зажгла свет — посмотрите видео и прочитайте статью в блоге ENERGY.
EBR-II (Экспериментальный реактор-размножитель-II)Экспериментальный реактор-размножитель II.Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Экспериментальный реактор-размножитель-II ( EBR-II ) был первоначально спроектирован и эксплуатировался с упором на демонстрацию полной электростанции с реактором-размножителем с переработкой металлического топлива на месте. Это было успешно выполнено с 1964 по 1969 год. За пять лет в УТЦ реактора было переработано 35 000 твэлов, изготовлено 366 сборок, собрано 66 регулирующих и предохранительных стержней. EBR-II был основой американских реакторов-размножителей с 1964 по 1994 год, когда исследования был прекращен. EBR-II одновременно вмещал до 65 экспериментальных узлов. для испытаний на радиационную и эксплуатационную надежность. EBR-II также провел более 30 000 облучений. тесты. Совсем недавно EBR-II стал прототипом для Integral. Реактор на быстрых нейтронах (IFR). Одной из новых особенностей модели EBR-II стала конструкция бассейнового типа. Проще говоря, активная зона реактора, его
оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактора находились под расплавленным
натрий. Упрощенная схема EBR-II. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Конструкция бассейнового типа в сочетании с топливом из металлического сплава сделала EBR-II пассивно безопасным.
То есть реактор можно было безопасно остановить без помощи оператора, даже если безопасность
системы вышли из строя. Эта функция безопасности не зависела от регулирующих стержней или компьютерного мониторинга.
а по законам физики. Эта опора на естественные физические свойства является конечной
резервная система безопасности атомной электростанции. Это сделало бы ядерные инциденты, такие как
те, что произошли на Три-Майл-Айленде и в Чернобыле, почти невозможно воспроизвести.Этот
был продемонстрирован в 1986 году, когда EBR-II прошел серию
испытаний на безопасность по ППП. Блок-схема трех основных объектов EBR-II. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Среди многих многолетних достижений EBR-II можно выделить следующие:
EBR-II прекратил свою деятельность в 1994 году, когда лишился федерального финансирования. Тесты и
эксперименты, проведенные в EBR-II, внесли большой вклад в национальные и
международная реакторная технология, особенно технология FBR (реактор на быстрых нейтронах). Во время церемонии, состоявшейся 14 декабря 1995 г., EBR-II был объявлен Американским ядерным обществом (ANS) ядерным историческим памятником. В соответствии исполнительному директору ANS Джеймсу Тоскасу: « EBR-II , возможно, является самым успешным испытательным реактором за всю историю.Он также назвал EBR-II «лидером исследований в мире», сославшись на что многие страны с большим успехом скопировали дизайн его бассейнов». Для получения дополнительной информации о EBR-II :
Для получения дополнительной информации о Integral Fast Reactor ( IFR ) : TREAT (Испытательная установка переходного реактора)Вид с воздуха на TREAT. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. TREAT (установка для испытаний переходных реакторов) представляет собой испытательную установку с воздушным охлаждением, предназначенную для
оценить реакторное топливо и конструкционные материалы в аварийных условиях в ядерной
реакторы. Строительство реактора TREAT началось в феврале 1958 г. и было завершено в ноябре 1958 г. Испытательная установка переходного реактора достигла первой критичности 23 февраля 1959 года в Аргонн-Уэст в Айдахо. Он был использован для изучения влияния смоделированных аварий реактора на топливо и компоненты. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. В легкодоступном ядре установки TREAT можно было проводить широкий спектр экспериментов. Там
был большой спектр инженерного обеспечения, установки нейтронной радиографии и много места для экспериментов.
вспомогательное оборудование. ЛЕЧЕНИЕ компьютер и система управления были спроектированы таким образом, чтобы можно было имитировать «прогон» перед экспериментом. TREAT также включал уникальные экранированные смотровые щели на двух поверхностях реактора. Как оптические, так и гамма-камеры были разработаны для использования с этими двумя слотами, так что реактивные механизмы, происходящие в образцах, могли записать на пленку для детального изучения. Для получения дополнительной информации о TREAT : ZPPR (физический реактор нулевой мощности) ЗППР, вид снаружи. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Физический реактор нулевой мощности (ZPPR) был последним и крупнейшим из серии критических объектов с реактором нулевой мощности (ZPR), спроектированных, построенных и эксплуатируемых Аргоннской национальной лабораторией. Эти установки использовались для тестирования аналитических инструментов проектирования физики ядерных реакторов и ядерных данных, относящихся к усовершенствованным конструкциям реакторов.Цель состояла в том, чтобы сконструировать критические сборки, очень похожие на различные конструкции быстрых реакторов, а затем использовать результаты эксперимента для проверки и уточнения данных и методов расчета, используемых для проектирования больших быстрых реакторов. Рабочая мощность была достаточно низкой, поэтому не требовалась система охлаждения реактора. У Аргонна был очень большой запас критически важных материалов, которые можно было собрать в различных комбинациях, чтобы построить любой реактор всего за несколько недель. Универсальность ЗППР была продемонстрирована в течение трехлетнего периода в середине 1980-х годов, когда были испытаны четыре различные активные зоны реактора; военный аварийный энергетический реактор на урановом топливе мощностью 10 МВт (эл.), ураново-плутониевую версию интегрального реактора на быстрых нейтронах (IFR) мощностью 330 МВт (эл.), реактор 0.Космический реактор на урановом топливе мощностью 3 МВт (эл.) и реактор-размножитель на плутониевом топливе мощностью 700–1100 МВт (эл.). В ходе критически важных операций с 1969 по 1990 год ZPPR произвел большое количество высококачественных экспериментальных данных, которые использовались для демонстрации и повышения доверия к кодам и методам аналитического проектирования ядерных реакторов Аргонны, а также к ядерным данным, используемым в этих кодах и методах. Две половины критического узла ZPPR , разделенные во время отключения. Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение. Центральным устройством объекта был раздельный стол, каждая половина которого поддерживала сотовую матрицу из нержавеющей стали размером 14 футов x 14 футов x 10 футов с прямоугольными отверстиями для стальных ящиков, содержащих пластины с материалами (топливо, охлаждающая жидкость, структура, материалы управляющих стержней). ), которые в совокупности приближаются к материалам в изучаемом реакторе.Чтобы обеспечить среду для точных измерений, а также возможность соответствовать строгим требованиям безопасности, таблицы были сверхстабильными. Один стол был фиксированным, а другой – подвижным, поэтому две половины можно было разделить между экспериментами. Вся сборка находилась в экранированном хранилище, которое было закрыто во время работы, но открывалось при постановке и демонтаже экспериментов. Экспериментальные кампании ZPPR был использован для получения большого количества очень подробных данных о различных полномасштабных конфигурациях реакторов, включая большие промышленные реакторы на быстрых нейтронах мощностью до 1200 МВт (электрических).Была 21 основная сборка, большинство из которых имело несколько основных вариантов (например, начало цикла, середина цикла, конец цикла, различные положения регулирующих стержней и т. Каждая критическая сборка была одинакового размера и формы и обладала всеми грубыми физическими характеристиками разрабатываемого реактора. Массы всех материалов были близки к расчетным. Только в масштабе меньше двух дюймов, типичном расстоянии, которое проходит нейтрон между столкновениями, были какие-то различия. Основными узлами ЗППР [ANL-NT-175] были:
Эксперимент по газообразованию в здании ЗППР. Нажмите на фото, чтобы посмотреть в большем размере изображение. С 1990 года объект использовался для ряда проектов, включая эксперимент по производству газа. Эксперимент по выработке газа был разработан для проверки того, что отходы, поступающие на экспериментальную установку по изоляции отходов (WIPP), не будут разлагаться на газы, которые могут нарушить целостность хранилища. Для получения дополнительной информации о ZPPR : Вернуться к обзору аргоннских реакторов | Последнее изменение: 1 апреля 2020 г., 15:23 |
Это важно, потому что выделяется больше нейтронов.
от делений, вызванных нейтронами высокой энергии, чем от делений, вызванных тепловыми нейтронами. Несмотря на то что
каждая реакция деления в реакторе уничтожает один делящийся атом, также могут быть созданы делящиеся атомы
когда нейтрон захватывается в реакции с воспроизводящим атомом, обычно U-238.
отходов как источника энергии.
В частности, такие свойства, как критический
определены массо-геометрические и энергетические распределения для различных модификаций быстрых реакторов
с использованием макетов ЗПР-3.Результаты экспериментальных критических сборок в этой области были почти полностью
чего не было до появления установки ЗПР-3 в октябре 1955 года. Шестьдесят три различных реактора были испытаны на установке ЗПР-3 до того, как в 1963-64 годах стали доступны более крупные установки ЗПР-6 и ЗПР-9.
В каждом эксперименте серии использовались несколько разные
активные зоны реакторов с широким спектром измерений, таких как критические конфигурации, распределение скоростей реакций, распределение значений реактивности для различных материалов, значения регулирующих стержней и кинетические свойства, такие как βeff.
) [5.8MB] — Отчет
с подробным описанием всех агрегатов ЗПР-6, а также содержит обширную библиографию
технических отчетов, в которых подробно изложены результаты всех экспериментов на ЗПР-6. 
Нажмите на фото, чтобы просмотреть увеличенное изображение.
Обеззараживание было завершено к концу мая 1975 года, и EBR-I был открыт для публики.
первый раз 14 июня того же года. В летние месяцы проводятся бесплатные экскурсии с гидом.
gov20 декабря 2011 г.) 
Затем установка была преобразована из реактора-размножителя в горелочный реактор.В новых миссиях основное внимание уделялось испытаниям топлива и материалов для более крупных жидкометаллических реакторов.
Этот тип дизайна имел много преимуществ, включая упрощенный дизайн и конструкцию,
снижение теплового напряжения, устранение некоторых сильно экранированных внешних объектов и,
самое главное, повышенная безопасность.
Эти тесты имитировали
аварии с потерей потока охлаждающей жидкости. Даже при отключенных устройствах нормального отключения
реактор безопасно остановлен без достижения чрезмерных температур где-либо в системе.
25, 2011) 
Топливо TREAT представляло собой пропитанные ураном графитовые блоки. ЛЕЧЕНИЕ использовался для изучения расплавов топлива, реакций металл-вода, взаимодействия между перегретыми
топливо и охлаждающая жидкость, а также переходное поведение топлива для высокотемпературных систем. ЛЕЧЕНИЕ Цель заключалась в моделировании аварийных условий, приводящих к повреждению топлива, включая расплавление
или испарение в испытуемых образцах, при этом «драйверное» топливо реактора осталось неповрежденным.
В стационарном режиме работы TREAT также использовался в качестве крупного нейтронно-радиографического
facilitiy и мог исследовать сборки до 15 футов в длину.
Реактор впервые достиг критичности 23 февраля 1959 г. Основные надстройки здания реактора были сделаны в 1963, 1972 и 1982 гг. капитальная модернизация, включавшая установку новых систем КИПиА, а также реконструкцию систем привода штанг. Реактор работал с февраля 1959 года по апрель 1994 года, вырабатывая более 720 мегаватт-часов энергии.
Это обеспечивало проверку системы управления и, что более важно, обеспечивало высокую степень уверенности
что переходный процесс будет работать, как и планировалось, с высокой степенью воспроизводимости.
Из-за очень низкой мощности реактора материалы стали лишь слегка радиоактивными, и поэтому их можно было использовать снова и снова.Эта особенность в сочетании с коротким временем сборки активной зоны и отсутствием системы охлаждения означала, что ядерные реакторы можно было построить и испытать в ЗППР примерно за 0,1% от капитальных затрат на строительство всей электростанции.
В 1990 году Аргоннская национальная лаборатория перевела его в режим ожидания, а в 2005 году передала во вновь созданную Национальную лабораторию Айдахо.
Для каждого эксперимента ящики с реакторными материалами загружались в решетки, а затем столы соединялись вместе с помощью очень медленного червячного привода до тех пор, пока обе половинки вместе не достигли критической массы и не развилась самоподдерживающаяся цепная реакция нейтронов.Когда это произошло, систему назвали «критической», что для реактора обычно является желаемым состоянием.
д.). Кампании экспериментов включали несколько больших плутониевых реакторов, инженерные макеты обеих основных концепций конструкции реактора-размножителя реки Клинч (CRBR), проекты более крупных быстрых реакторов в рамках сотрудничества JUPITER с Японией, космический реактор SP-100 и вспомогательные сборки. Интегральная конструкция реактора на быстрых нейтронах.
Китай готовится к испытанию ядерного реактора на ториевом топливе
В Китае более 50 обычных атомных электростанций, таких как эта, но экспериментальный ториевый реактор в Увэй будет первым.Предоставлено: Costfoto/Barcroft Media/Getty
Ученые в восторге от экспериментального ядерного реактора, использующего торий в качестве топлива, испытания которого вот-вот начнутся в Китае. Хотя этот радиоактивный элемент и раньше испытывался в реакторах, эксперты говорят, что Китай первым сделал попытку коммерциализировать эту технологию.
Реактор необычен тем, что в нем вместо воды циркулирует расплав солей. У него есть потенциал для производства ядерной энергии, которая является относительно безопасной и дешевой, а также производит гораздо меньшее количество очень долгоживущих радиоактивных отходов, чем обычные реакторы.
Строительство экспериментального ториевого реактора в Увэй, на окраине пустыни Гоби, должно было быть завершено к концу августа, а пробные пуски запланированы на этот месяц, по данным правительства провинции Ганьсу.
Торий — слаборадиоактивный металл серебристого цвета, встречающийся в природе в горных породах и в настоящее время практически не используемый в промышленности. По словам исследователей, это отходы растущей индустрии добычи редкоземельных металлов в Китае, и поэтому он является привлекательной альтернативой импортируемому урану.
Мощный потенциал
«Торий гораздо более распространен, чем уран, и поэтому было бы очень полезно иметь эту технологию через 50 или 100 лет», когда запасы урана начнут иссякать, — говорит Линдон Эдвардс, инженер-ядерщик из Австралийская организация по ядерной науке и технологиям в Сиднее. Но для реализации этой технологии потребуются многие десятилетия, поэтому нам нужно начинать сейчас, добавляет он.
Китай запустил свою программу реакторов на расплавленных солях в 2011 году, инвестировав около 3 миллиардов юаней (500 миллионов долларов США), по словам Рицуо Йошиока, бывшего президента Международного форума по расплавленным солям тория в Ойсо, Япония, который тесно сотрудничал с китайцами.
исследователи.
Управляемый Шанхайским институтом прикладной физики (SINAP) реактор Wuwei рассчитан на производство всего 2 мегаватт тепловой энергии, чего достаточно только для снабжения энергией до 1000 домов. Но если эксперименты увенчаются успехом, Китай надеется построить к 2030 году реактор мощностью 373 мегаватта, который сможет питать сотни тысяч домов.
Эти реакторы входят в число «идеальных технологий», которые помогут Китаю достичь своей цели по нулевому выбросу углерода примерно к 2050 году, говорит разработчик энергетических моделей Цзян Кэцзюнь из Института энергетических исследований Национальной комиссии по развитию и реформам в Пекине.
Встречающийся в природе изотоп тория-232 не может делиться, но при облучении в реакторе он поглощает нейтроны с образованием урана-233, делящегося материала, выделяющего тепло.
Торий был испытан в качестве топлива в других типах ядерных реакторов в странах, включая Соединенные Штаты, Германию и Соединенное Королевство, и является частью ядерной программы в Индии.
Но до сих пор он не доказал свою рентабельность, потому что добывать его дороже, чем уран, и, в отличие от некоторых встречающихся в природе изотопов урана, его необходимо превращать в расщепляющийся материал.
Некоторые исследователи поддерживают торий в качестве топлива, потому что его отходы имеют меньше шансов стать оружием, чем отходы урана, но другие утверждают, что риски все еще существуют.
Источник: Министерство энергетики США/Международное агентство по атомной энергии
Взрыв из прошлого
Когда Китай включит свой экспериментальный реактор, это будет первый реактор на расплаве солей, действующий с 1969 года, когда американские исследователи из Окриджской национальной лаборатории в Теннесси закрыли свой.И это будет первый реактор на расплаве солей, работающий на тории. Исследователи, которые сотрудничали с SINAP, говорят, что китайский дизайн копирует дизайн Ок-Риджа, но улучшает его, используя десятилетия инноваций в производстве, материалах и инструментах.
Исследователи в Китае, непосредственно связанные с реактором, не ответили на запросы о подтверждении конструкции реактора и когда именно начнутся испытания.
По сравнению с легководными реакторами на обычных атомных электростанциях, жидкосолевые реакторы работают при значительно более высоких температурах, что означает, что они могут вырабатывать электроэнергию гораздо эффективнее, говорит Чарльз Форсберг, инженер-ядерщик из Массачусетского технологического института в Кембридже.
Китайский реактор будет использовать соли на основе фтора, которые плавятся в бесцветную прозрачную жидкость при нагревании примерно до 450 ºC. Соль действует как охлаждающая жидкость для переноса тепла от активной зоны реактора. Кроме того, в жидкосолевых реакторах вместо твердотопливных стержней также используется жидкая соль в качестве субстрата для топлива, такого как торий, который непосредственно растворяется в активной зоне.
Жидкосолевые реакторы считаются относительно безопасными, поскольку топливо уже растворено в жидкости и они работают при более низких давлениях, чем обычные ядерные реакторы, что снижает риск взрывных расплавлений.
Йошиока говорит, что многие страны работают над реакторами на расплаве солей — чтобы производить более дешевую электроэнергию из урана или использовать отработанный плутоний из легководных реакторов в качестве топлива — но только Китай пытается использовать ториевое топливо.
Ториевые гранулы в Центре атомных исследований Бхабха в Мумбаи, Индия. Предоставлено: Pallava Bagla/Corbis/Getty
Реакторы следующего поколения
Китайский реактор станет «испытательным стендом, на котором можно многому научиться», говорит Форсберг, от анализа коррозии до определения радионуклеотидного состава смеси по мере ее циркуляции.
«Мы собираемся узнать так много новой науки, — соглашается Саймон Миддлбург, специалист по ядерным материалам из Бангорского университета, Великобритания. «Если бы мне разрешили, я бы летел туда первым же самолетом».
Китайскому реактору могут потребоваться месяцы, чтобы выйти на полную мощность. «Если что-то пойдет не так, вы не сможете продолжать, и вам придется остановиться и начать заново», — говорит Миддлбург.
Например, насосы могут выйти из строя, трубы могут заржаветь или может произойти закупорка. Тем не менее ученые надеются на успех.
Жидкосолевые реакторы — лишь одна из многих передовых ядерных технологий, в которые инвестирует Китай. В 2002 г. межправительственный форум определил шесть перспективных реакторных технологий, которые должны быть ускорены к 2030 г., включая реакторы, охлаждаемые свинцовыми или натриевыми жидкостями. В Китае есть программы для всех.
Некоторые из этих типов реакторов могут заменить электростанции, работающие на угле, говорит Дэвид Фишман, руководитель проекта энергетического консалтингового агентства Lantau Group в Гонконге. «По мере того, как Китай движется к углеродной нейтральности, он может демонтировать котлы [электростанций] и модернизировать их ядерными реакторами.
.