Реакторами размножителями

При захвате нейтронов ядрами 238U и 232Th образуются плутоний 239Ри и уран 233U, способные создавать цепные реакции деления и, следовательно, рассматриваемые как ядерное топливо. Такое ядерное топливо получают в специальных реакторах-размножителях.

При захвате нейтронов ядрами 238U и 232Th образуется 239Ри и 233U, способные создавать цепные реакции деления и, следовательно, рассматриваемые как ядерное топливо. Такое ядерное топливо получают в специальных реакторах-размножителях.

Большая часть электроэнергии, производимой в США, вырабатывается на базе органического (прежде всего — нефти) и ядерного топлива. 3 настоящее время почти во всех районах страны себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, ниже себестоимости электроэнергии, производимой на ТЭЦ, работающих на угле; считается, что плутоний, образующийся в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, станет еще более дешевым источником энергии, хотя многие хорошо осведомленные специалисты с этим не согласны. В следующей главе будут подробно рассмотрены вопросы, относящиеся к использованию ядерной энергии.

В первых реакторах-размножителях основной упор делался на поддержание «жесткого> спектра нейтронов, т. е. на минимизацию замедления. Экономичности топливного цикла уделялось мало внимания. Но в последующие годы, когда начались работы по созданию нового поколения реакторов БН для использования в энергетических целях, все большее внимание стали уделять решению задач по минимизации стоимости топливного цикла. В рабочих условиях это означало, что реактор должен находиться в эксплуатации максимально возможное время при одной и той же загрузке топлива, обеспечивая наибольшую степень его «выгорания».

Из этих данных видно, что запасы угля в мире почти в 13 раз больше, чем нефти и в 16 раз больше, чем газа. Запасы урана при его использовании в реакторах-размножителях в 200 раз превышают запасы всех минеральных источников энергии. Отсюда авторы приведенной выше оценки мировых запасов энергетических ресурсов делают вывод: в переходный к более обильным и «чистым» источникам энергии период уголь должен играть ведущую роль в энергетическом балансе мира.

широко использовать реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Таким образом, современная атомная энергетика, использующая реакторы на медленных нейтронах, не мажет ориентироватъся~на далекую "перспективу. Как уже указывалось, в реакторах-размножителях Вырабатывается и используется в качестве ядерного топлива плутоний, что увеличивает ресурсы ядерного топлива во много раз. *'"'yb! M/. (-1-(Л?

В настоящее время в ряде стран ведутся исследования по созданию реактора-размножителя на быстрых нейтронах. В реакторах-размножителях уран-238 дает плутоний-239, который в свою очередь является еще более активным материалом, чем уран-235. Таким образом, применение реакторов-размножителей позволит использовать более бедные урановые месторождения (вплоть до добычи его из воды океана). Реактор-размножитель на быстрых

а также привлечении ядерного топлива для целей централизованного теплоснабжения потребность в уране быстро возрастает. В то же время известные в настоящее время достоверные запасы урана не столь велики, а по мере выявления новых месторождений добыча урана становится все сложнее и дороже. В результате не исключена возможность того, что в относительно недалеком будущем ресурсы урана могут ограничить масштабы развития атомной энергетики в случае применения только современных реакторов на тепловых нейтронах. В силу этого все большее значение приобретает задача переработки основной массы природного урана (уран-238) в новое делящееся вещество (плутоний), что может осуществляться в специальных реакторах-размножителях на быстрых нейтронах одновременно с производством энергии. Тем самым будет достигнуто многократное расширение топливной базы атомной энергетики.

Атомные реакторы-размножители на быстрых нейтронах (БН). Наибольший прогресс достигнут в технологии реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. На полномасштабной АЭС с реактором такого типа в расчете на единицу ядерного топлива можно будет вырабатывать в 50—80 раз больше электроэнергии, чем на АЭС с традиционным легководным реактором. Топлива для такого реактора (после его начальной загрузки) 1вполне достаточно, и его стоимость составляет ничтожную долю в себестоимости производимой им электроэнергии. Подсчитано, что если использовать в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах весь уран, содержащийся в стволах урановых обогатительных производств США, то можно будет выработать 1,4 млн. ТВт-ч электроэнергии. Для сравнения укажем, что в настоящее время в США потребляется около 2 тыс. ТВт-ч электроэнергии в год.

ственно из урана в так называемых реакторах размножителях.

зованию ядерной энергии в мирных целях. В частности, в реакторах-размножителях данный недостаток фактически удалось обратить в достоинство: используя уран-238 в качестве исходного продукта для получения другого ядерного топлива — плутония, химического элемента, не встречающегося в природе. Подобно урану-235 плутоний может использоваться и в качестве ядерной «начинки» атомных бомб — не только благодаря его способности поддерживать цепную реакцию, но и потому, что оба эти вещества в количествах, меньших критического, могут долго храниться (без риска взрыва), хотя и требуют осторожного с ними обращения (из-за радиоактивности).

вых нейтронах с единичной мощностью соответственно 440, 1000 МВт и 1000, 1500 МВт, а также с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах мощностью 600 и 800 МВт. Ведется строительство или расширение Смоленской, Курской, Белоярской, Южно-Украинской, Запорожской, Ровенской, Хмельницкой, Крымской, Игналинской, Калининской, Балаковской, Ростовской и ряда других атомных электростанций.

энергий нейтроновт«оэффициент размножения под воздействием быстрых нейтронов может стать равным 1,2. Иными словами, 20 % нейтронов, появившихся в результате деления воспроизводящего материала, иолучено минуя ядерное топливо в активной зоне. Анализ 7.4 показывает, что спектр энергий нейтронов деления без замедления будет наиболее благоприятным диапазоном для работы реактора-размножителя. Нейтроны в этом диапазоне энергий называются быстрыми, а реакторы, работающие в этом диапазоне, называются реакторами-размножителями на быстрых нейтронах или быстрыми реакторами.

Высокая эффективность ядерного топлива является одним из преимуществ атомных электростанций. Достаточно сказать, что]1 кг урана-235 содер-„„жит такое же количество энергии, что и 2500 т каменного угля, иначе говоря, "l г урана-235 эквивалентен по отдаче тепла 3 т угля, а один грамм дейтерия — ^ГО т угля. В реакторах, работающих на тепловых нейтронах, используется в основном уран-235 и до 1% урана-238. JB недалеком будущем АЭС будут оснащаться реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Эти реакторы не имеют замедлителей, и часть нейтронов, испускаемых в процессе распада урана-235, поглощается ураном-238, который в результате множества производственных циклов превращается в плутоний-239, также используемый в качестве ядерного топлива. По данным академиков В. А. Кириллина и М. А. Стыри-ковича, реактор-размножитель позволит примерно в 20 раз полнее использовать ядерные ресурсы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это позволит резко увеличить ресурсы ядерного топлива г. Д

Для 2000 г. новый прогноз предусматривает увеличение мощности АЭС до 1700 тыс. МВт, а выработку электроэнергии — до 2300 млрд. кВт-ч. В этом случае 80% электроэнергии на континенте будут давать АЭС, что позволит удовлетворять 35% общей потребности в энергии в Западной Европе. Новый-прогноз будет осуществлен лишь в том случае, если 35% АЭС будут оснащены реакторами—размножителями. Как известно, в настоящее время АЭС оснащаются различными реакторами (преимущественно с кипящей водой и с водой: под давлением). Некоторые специалисты полагают, что водо-водяные реакторы будут преобладать в программах развития ядерной энергетики в ближайшие 20 лет.

Первый реактор на быстрых нейтронах был создан в США и установлен на АЭС Энрико-Ферми. Коэффициент использования АЭС составил лишь 3,4%. Реактор этот был демонтирован. В настоящее время работают опытные реакторы-размножители в США, Франции и Советском Союзе. Мощность реакторов в первых двух странах 250 МВт. В СССР на одной из АЭС работает реактор-размножитель мощностью 350 тыс. кВт. Сооружается атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 600 тыс. кВт. В США АЭС с реакторами-размножителями мощностью 350—400 тыс. кВт предполагается ввести в эксплуатацию в 1980 г. в Ок-Ридже.

расширить строительство АЭС с энергетическими реакторами—размножителями ядерного топлива в комплексе с соответствующими предприятиями топливного цикла и подготовить таким образом более широкое при-

Это воспроизводство топлива реакторами-размножителями будет продолжаться до тех пор, пока в будущем на Земле не израсходуется весь запас природного урана. А что будет дальше? Где достать новое сырьевое топли-

Более или менее ясны общие принципы термоядерного синтеза, но необходимые экспериментальные разработки чрезвычайно дороги и требуют международного сотрудничества. Поэтому прогресс в этой области замедлен, и, по-видимому, на первой стадии потребуется создание очень крупных централизованных электростанций. Как термоядерный синтез, так и быстрые реакторы-размножители открывают возможности практически неограниченного производства энергии. Коммерческое использование реакторов-размножителей ожидается в обозримом будущем, поэтому при разработке прогнозов они включались в сектор «традиционной» ядерной энергетики. Техническая возможность термоядерного синтеза в широких масштабах должна быть еще доказана, поэтому при прогнозировании он включался в сектор «нетрадиционных источников» энергии. Термоядерный синтез имеет ряд теоретических преимуществ по сравнению с реакторами-размножителями: меньшую степень риска как в физическом, так и в политическом отношениях, меньший уровень радиоактивности при эксплуатации и в отходах, а также, при разумном проектировании с самого начала, меньшую степень воздействия на окружающую среду.

вых нейтронах с единичной мощностью соответственно 440, 1000 МВт и 1000, 1500 МВт, а также с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах мощностью 600 и 800 МВт. Ведется строительство или расширение Смоленской, Курской, Белоярской, Южно-Украинской, Запорожской, Ровенской, Хмельницкой, Крымской, Игналинской, Калининской, Балаковской, Ростовской и ряда других атомных электростанций.

Началось промышленное освоение АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Широкое применение таких реакторов в ядерной энергетике практически полностью решает проблему обеспечения человечества энергией на обозримый срок.

5.10. ЯТЦ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ С РЕАКТОРАМИ-РАЗМНОЖИТЕЛЯМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ