Interested Article - Реактор на бегущей волне

Численное моделирование работы реактора на бегущей волне. Красный: уран-238, светло-зеленый: плутоний-239, чёрный: продукты деления. Интенсивность синего цвета между плитками указывает на плотность нейтронов

Реактор на бегущей волне ( реактор-самоед , реактор Феоктистова ) — теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах , работающего на уране-238 за счёт наработки из него плутония-239 . Главное отличие идеи от других концепций реакторов-размножителей в том, что цепная реакция деления происходит не сразу во всей активной зоне реактора, а ограничена определённым участком, который с течением времени перемещается внутри этой зоны.

Краткая история концепции

Впервые идея «саморегулирующегося реактора», названная на западе концепцией «breed-and-burn», а в среде советских специалистов «реакторами-самоедами», была предложена в 1958 году сотрудниками Курчатовского института С. М. Фейнбергом и . В дальнейшем такие реакторы исследовали Майкл Дрисколл ( 1979 ) , Л. П. Феоктистов , который «реанимировал» идею саморегулирующегося реактора в качестве концепции «бегущей волны» ( 1988 ) , Теллер, Исикава и Вуд ( 1995 ) , Хьюго ван Дам ( 2000 ) , Хироси Сэкимото ( 2001 ), обосновавший идею расчётами и многократно докладывавший о ней на международных семинарах и конференциях .

Дальше теоретических исследований концепция не двинулась до настоящего времени . В 2006 году корпорация (англ.) ( создала венчурную компанию TerraPower (в число совладельцев компании входит Билл Гейтс ) для создания промышленного образца реактора на бегущей волне . Разрабатываются модели различной мощности — 300 и 1000 МВт .

Физические принципы работы реактора

Документация и презентационные материалы компании TerraPower описывают реактор на бегущей волне как реактор бассейнового типа, с охлаждением жидким натрием . В качестве ядерного топлива используется, в основном, обеднённый уран , однако требуется небольшое количество обогащённого урана для начала цепной реакции . Некоторые быстрые нейтроны , производимые обогащённым топливом, поглощаются прилегающим слоем обеднённого урана, который превращается в плутоний в результате реакции:

${}_{92}^{238}{\textrm {U}}+{}_{0}^{1}{\textrm {n}}{\xrightarrow {}}_{92}^{239}{\textrm {U}}{\xrightarrow[{23,5min}]{\beta ^{-}}}{}_{93}^{239}{\textrm {Np}}{\xrightarrow[{2,3days}]{\beta ^{-}}}{}_{94}^{239}{\textrm {Pu}}{\xrightarrow[{2,4\cdot 10^{4}years}]{\alpha }}$

Первоначально активная зона заполнена обеднённым ураном. Небольшое количество обогащённого топлива помещается с одной стороны зоны. В процессе работы активная зона реактора делится на 4 части, содержащих:

отработанное топливо;
обогащённое топливо, в которой происходит образование нейтронов;
обогащающееся топливо, в которой происходит поглощение нейтронов;
ещё не вступавший в реакцию материал;

Зона реакции перемещается внутри активной зоны с течением времени. Тепловыделение от ядерной реакции преобразуется в электрическую энергию с помощью паровых турбин .

Ядерное топливо

В отличие от реакторов на лёгкой воде , к которым относятся все водяные реакторы, эксплуатируемые в России, и двух промышленных реакторов на быстрых нейтронах , расположенных на Белоярской АЭС , реактор на бегущей волне может быть загружен обеднённым ураном для непрерывной работы в течение 60 лет . Реакторы на бегущей волне более экономичны, для них не требуются специальные процедуры обогащения ядерного топлива.

Обеднённый уран является достаточно доступным сырьём. Так, в США имеется более 700 000 метрических тонн обеднённого урана, который является побочным продуктом в процессе обогащения.

Теоретически в качестве топлива может использоваться отработанное топливо как обычных водяных реакторов, так и других реакторов на бегущей волне.

См. также

Примечания

S.M.Feinberg . Discussion Content (англ.) // Record of Proceedings Session B-10, Int. Conf. on the Peaceful Uses for Atomic Energy. — Geneva, Switzerland: United Nations , 1958. — Vol. 9 , no. 2 . — P. 447 .
M.J. Driscoll, B. Atefi, D. D. Lanning, «An Evaluation of the Breed/Burn Fast Reactor Concept», MITNE-229 (Dec. 1979).
Л. П. Феоктистов, Анализ одной концепции физически безопасного реактора, препринт ИАЭ-4605/4, Москва — ЦНИИатоминформ, 1988
V.D.Rusov, D.A.Litvinov, S.Cht.Mavrodiev, E.P.Linnik, V.N.Vaschenko, T.N.Zelentsova, M.E.Beglaryan, V.A.Tarasov, S.A.Chernegenko, V.P.Smolyar, P.O.Molchinikolov, K.K.Merkotan. (англ.) . Cornell University . Дата обращения: 24 ноября 2010.
E. Teller, M. Ishikawa, and L. Wood, «Completely Automated Nuclear Power Reactors for Long-Term Operation», Proc. Of the Frontiers in Physics Symposium, American Physical Society and the American Association of Physics Teachers Texas Meeting, Lubbock, Texas, United States (1995).
H. van Dam, «The Self-stabilizing Criticality Wave Reactor», Proc. Of the Tenth International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES 2000), p. 188, NRG, Petten, Netherlands (2000)
H. Sekimoto, K. Ryu, and Y. Yoshimura, «CANDLE: The New Burnup Strategy», Nuclear Science and Engineering, 139, 1-12 (2001)
. Интервью с Г. И. Тошинским . (4 февраля 2010). Дата обращения: 24 ноября 2010. 24 апреля 2013 года.
Филипп Бетке. . Перевод публикации Der Spiegel . (19 апреля 2010). Дата обращения: 24 ноября 2010. 22 августа 2017 года.
Антон Благовещенский. . Российская газета (24 марта 2010). Дата обращения: 26 марта 2010. 16 марта 2014 года.
K. Weaver, C. Ahlfeld, J. Gilleland, C. Whitmer and G. Zimmerman, «Extending the Nuclear Fuel Cycle with Traveling-Wave Reactors», Paper 9294, Proceedings of Global 2009, Paris, France, September 6-11, (2009)
R. Michal and E. M. Blake. (англ.) (pdf). Nuclear News, p. 30-32 (сентябрь 2009). Дата обращения: 26 марта 2010. 21 апреля 2012 года.
↑ Wald, M. 10 Emerging Technologies of 2009: Traveling-Wave Reactor (англ.) : journal. — MIT Technology Review.
. . University of California at Berkeley, Spring Colloquium (20 апреля 2009). Дата обращения: 26 марта 2010. Архивировано из 31 июля 2009 года.

Ссылки

(рус.) . Российское атомное сообщество. Дата обращения: 2 апреля 2013. Архивировано из 5 апреля 2013 года.
(англ.) . Дата обращения: 30 марта 2011. Архивировано из 21 апреля 2012 года.
(англ.) (pdf). Дата обращения: 26 марта 2010. Архивировано из 31 марта 2010 года.