Подкритический реактор — это концепция ядерного реактора деления , который производит деление без достижения критичности . Вместо поддержания цепной реакции подкритический реактор использует дополнительные нейтроны из внешнего источника. Существует два основных класса таких устройств. Один из них использует нейтроны, полученные от термоядерной машины, концепция, известная как гибрид термоядерного деления . Другой использует нейтроны, созданные в результате расщепления тяжелых ядер заряженными частицами, такими как протоны, ускоренные ускорителем частиц , концепция, известная как система с ускорителем (ADS) или подкритический реактор с ускорителем .
Подкритический реактор может быть использован для уничтожения тяжелых изотопов, содержащихся в отработанном топливе обычного ядерного реактора, и одновременно с этим производить электроэнергию. Долгоживущие трансурановые элементы в ядерных отходах в принципе могут расщепляться , выделяя при этом энергию и оставляя после себя короткоживущие продукты деления . Это значительно сократило бы время захоронения радиоактивных отходов . Однако некоторые изотопы имеют пороговые сечения деления и поэтому для деления требуется быстрый реактор . Хотя их можно превратить в делящийся материал с помощью тепловых нейтронов, некоторым нуклидам требуется до трех последовательных реакций захвата нейтронов, чтобы достичь делящегося изотопа, а затем еще одного нейтрона для деления. Кроме того, они выделяют в среднем слишком мало новых нейтронов за одно деление, так что при топливе, содержащем их высокую долю, критичность не может быть достигнута. Реактор с ускорительным приводом не зависит от этого параметра и, следовательно, может использовать эти нуклиды. Тремя наиболее важными долгоживущими радиоактивными изотопами, с которыми можно было бы успешно обращаться таким образом, являются нептуний-237 , америций-241 и америций-243 . Материал ядерного оружия плутоний-239 также пригоден , хотя его можно использовать более дешевым способом в виде МОКС-топлива или внутри существующих быстрых реакторов .
Помимо сжигания ядерных отходов, существует интерес к реактору этого типа, поскольку он считается безопасным по своей природе , в отличие от обычного реактора. В большинстве типов критических реакторов существуют обстоятельства, при которых скорость деления может быстро увеличиваться, повреждая или разрушая реактор и допуская утечку радиоактивного материала (см. SL-1 или Чернобыльская катастрофа ). В подкритическом реакторе реакция прекратится, если в него постоянно не будут поступать нейтроны из внешнего источника. Однако проблема выделения тепла даже после окончания цепной реакции остается, поэтому непрерывное охлаждение такого реактора в течение значительного периода после остановки остается жизненно важным во избежание перегрева. Однако даже проблему остаточного тепла можно свести к минимуму, поскольку подкритическому реактору не нужно собирать критическую массу делящегося материала, и, таким образом, он может быть построен (почти) сколь угодно малым и, таким образом, уменьшить необходимую тепловую массу аварийной системы теплоносителя, способной поглощать все тепло выделяется в течение нескольких часов или дней после аварийной ситуации .
Еще одна проблема, которой подкритический реактор отличается от «обычного» ядерного реактора (независимо от того, работает ли он на быстрых или тепловых нейтронах), заключается в том, что все «обычные» атомные электростанции полагаются на запаздывающие нейтроны для поддержания безопасных условий эксплуатации. В зависимости от делящегося нуклида, чуть менее 1% нейтронов высвобождаются не сразу при делении ( мгновенные нейтроны ), а скорее с задержкой от долей секунд до минут из-за продуктов деления , бета-распад которых сопровождается испусканием нейтронов. Эти запаздывающие нейтроны необходимы для управления реактором, поскольку время между «поколениями» деления настолько короткое, что макроскопические физические процессы или вмешательство человека не могут держать под контролем скачок мощности. Однако, поскольку только запаздывающие нейтроны обеспечивают достаточное количество нейтронов для поддержания критичности, время реакции становится на несколько порядков больше, и управление реактором становится возможным. Напротив, это означает, что слишком низкая доля запаздывающих нейтронов делает расщепляющийся материал непригодным для эксплуатации «обычной» атомной электростанции. И наоборот, подкритический реактор фактически имеет несколько улучшенные свойства с топливом с низкой долей запаздывающих нейтронов. (См. ниже). Так уж получилось, что пока235
Самый используемый в настоящее время делящийся материал имеет относительно высокую долю запаздывающих нейтронов,239
У Pu гораздо меньший, что, помимо других физико-химических свойств, ограничивает возможное содержание плутония в «обычном» реакторном топливе. По этой причине отработанное МОХ-топливо , которое все еще содержит значительные количества плутония (в том числе делящегося239
Пу и - когда "свежий" -241
Pu ) обычно не перерабатывается из-за врастания неделящихся240
Pu , для поддержания критичности которого потребуется более высокое содержание плутония в топливе, изготовленном из этого плутония. Другой основной компонент отработанного топлива – переработанный уран – обычно восстанавливается только как побочный продукт и продается на урановом рынке по более низким ценам , чем природный уран, из-за прироста236
U и другие «нежелательные» изотопы урана .
Большинство современных конструкций ADS предлагают ускоритель протонов высокой интенсивности с энергией около 1 ГэВ , направленный на расщепленную мишень или источник расщепленных нейтронов. Источник, расположенный в сердце активной зоны реактора, содержит жидкий металл, на который воздействует луч, высвобождая нейтроны, и охлаждается за счет циркуляции жидкого металла, такого как свинец - висмут, по направлению к теплообменнику. Активная зона ядерного реактора, окружающая источник расщепительных нейтронов , содержит топливные стержни, причем топливо представляет собой любую делящуюся или воспроизводящую смесь актинидов, но предпочтительно уже с определенным количеством делящегося материала, чтобы не приходилось работать с нулевой критичностью во время запуска. Таким образом, на каждый протон, пересекающий мишень расщепления, высвобождается в среднем 20 нейтронов , которые расщепляют окружающую делящуюся часть топлива и трансмутируют атомы в воспроизводящей части, «плодя» новый делящийся материал. Если принять значение 20 нейтронов на затраченный ГэВ, то один нейтрон «стоит» 50 МэВ, в то время как при делении (для которого требуется один нейтрон) выделяется порядка 200 МэВ на расщепляющийся атом актинида. Эффективность можно повысить за счет уменьшения энергии, необходимой для производства нейтрона, увеличения доли полезной энергии, извлекаемой при делении (если используется термический процесс, эффективность Карно диктует, что для повышения эффективности необходимы более высокие температуры) и, наконец, за счет еще более близкого приближения критичности. до 1, оставаясь при этом ниже него. Важным фактором как эффективности, так и безопасности является то, насколько подкритичен реактор. Для упрощения, значение k (эффективное), которое используется для определения критичности реактора (включая запаздывающие нейтроны), можно интерпретировать как количество нейтронов каждого «поколения», делящих дальнейшие ядра. Если k(эффективный) равен 1, на каждые 1000 введенных нейтронов образуется 1000 нейтронов, которые также делят другие ядра. Очевидно, что в этом случае скорость реакции будет неуклонно возрастать из-за того, что от источника нейтронов поступает все больше и больше нейтронов. Если k (эффективный) чуть ниже 1, необходимо доставить небольшое количество нейтронов извне реактора, чтобы поддерживать реакцию в устойчивом состоянии, что повышает эффективность. С другой стороны, в крайнем случае «нулевой критичности», то есть k(эффективный)=0 (например, если реактор работает только для трансмутации), все нейтроны «потребляются» и ни один из них не образуется внутри топлива. Однако, поскольку нейтронно-физика может быть известна только с определенной степенью точности, на практике реактор должен обеспечивать запас безопасности ниже критичности, который зависит от того, насколько хорошо известна нейтронно-физика, а также от эффекта врастания нуклидов, которые распадаются в результате испускания нейтронов.спонтанное деление, такое как калифорний-252 , или нуклидов, которые распадаются посредством эмиссии нейтронов .
Нейтронный баланс можно регулировать или даже отключать, регулируя мощность ускорителя так, чтобы реактор находился ниже критического уровня . Дополнительные нейтроны, обеспечиваемые источником нейтронов расщепления , обеспечивают степень контроля, как и запаздывающие нейтроны в обычном ядерном реакторе , с той разницей, что нейтроны, генерируемые источником нейтронов расщепления, легко контролируются ускорителем. Главным преимуществом является присущая безопасность . Ядерное топливо обычного ядерного реактора обладает свойствами саморегулирования, такими как эффект Доплера или эффект пустоты, которые делают эти ядерные реакторы безопасными. В дополнение к этим физическим свойствам обычных реакторов, в подкритическом реакторе при выключении источника нейтронов реакция деления прекращается и остается только тепло распада.
Прежде чем ADS сможет стать экономичным и в конечном итоге быть интегрированным в будущую систему управления ядерными отходами, необходимо преодолеть технические трудности. Ускоритель должен обеспечивать высокую интенсивность, а также быть высоконадежным - каждый выход из строя ускорителя не только вызывает аварийный сбой , но и подвергает систему огромному тепловому стрессу . Существуют опасения по поводу окна, отделяющего протоны от мишени расщепления, которая, как ожидается, будет подвергаться стрессу в экстремальных условиях. Однако недавний опыт использования жидкометаллического источника нейтронов MEGAPIE, испытанного в Институте Пола Шеррера, продемонстрировал рабочее окно пучка под интенсивным пучком протонов мощностью 0,78 МВт. Важными вопросами являются химическое разделение трансурановых элементов и производство топлива, а также конструкционных материалов. Наконец, отсутствие ядерных данных при высоких энергиях нейтронов ограничивает эффективность конструкции. Эту последнюю проблему можно решить, введя замедлитель нейтронов между источником нейтронов и топливом, но это может привести к увеличению утечки, поскольку замедлитель также будет рассеивать нейтроны от топлива. Изменение геометрии реактора может уменьшить, но никогда не устранить утечку. Утечка нейтронов также вызывает беспокойство из-за продуктов активации, которые они производят, а также из-за физического повреждения материалов, которое может вызвать нейтронное облучение. Кроме того, у спектра быстрых нейтронов есть определенные преимущества, которых невозможно достичь с помощью тепловых нейтронов , как результат использования замедлителя. С другой стороны, реакторы на тепловых нейтронах являются наиболее распространенным и хорошо изученным типом ядерных реакторов, и тепловые нейтроны также имеют преимущества перед быстрыми нейтронами.
Некоторые лабораторные эксперименты и многие теоретические исследования продемонстрировали теоретическую возможность создания такого растения. Карло Руббиа , физик -ядерщик , лауреат Нобелевской премии и бывший директор ЦЕРН , был одним из первых, кто задумал конструкцию подкритического реактора, так называемого « усилителя энергии ». В 2005 году в Европе и Японии реализуется несколько крупномасштабных проектов по дальнейшему развитию технологии подкритических реакторов. В 2012 году ученые и инженеры ЦЕРН основали Международный комитет по энергетике тория (iThEC), [1] организацию, занимающуюся достижением этой цели и организовавшую конференцию ThEC13 [2] по этому вопросу.
Подкритические реакторы предлагались как в качестве средства выработки электроэнергии , так и в качестве средства трансмутации ядерных отходов , поэтому выигрыш будет двойным. Однако ожидается, что затраты на строительство, безопасность и обслуживание таких сложных установок будут очень высокими, не говоря уже об объеме исследований, необходимых для разработки практического проекта (см. выше). Существуют более дешевые и достаточно безопасные концепции обращения с отходами, такие как трансмутация в реакторах на быстрых нейтронах . Однако решение о подкритическом реакторе может быть предпочтительным для лучшего общественного признания – считается более приемлемым сжигать отходы, чем закапывать их на сотни тысяч лет. Для будущего обращения с отходами несколько трансмутационных устройств можно было бы интегрировать в крупномасштабную ядерную программу, что, как мы надеемся, лишь незначительно увеличит общие затраты.
Основной проблемой, стоящей перед операциями по разделению и трансмутации, является необходимость вступления в ядерные циклы чрезвычайно длительной продолжительности: около 200 лет. [3] Еще одним недостатком является образование больших количеств долгоживущих радиоактивных отходов среднего уровня активности (САО), для безопасного обращения с которыми также потребуется глубокое геологическое захоронение. Более позитивным аспектом является ожидаемое сокращение размера хранилища, которое оценивается примерно в 4–6 раз. Как положительные, так и отрицательные аспекты были изучены в международном сравнительном исследовании [ 4] , координируемом Forschungszentrum Jülich и финансируемом Европейским Союз .
Хотя ADS изначально задумывался как часть конструкции легководного реактора , были сделаны и другие предложения, которые включают ADS в другие концепции реакторов поколения IV . [ нужна цитата ]
Одно из таких предложений предусматривает создание быстрого реактора с газовым охлаждением , который будет работать в основном на плутонии и америции . Нейтронно-физические свойства америция затрудняют его использование в любом критическом реакторе, поскольку он имеет тенденцию делать температурный коэффициент замедлителя более положительным, что снижает стабильность. Однако присущая ADS безопасность позволит безопасно сжигать америций. Эти материалы также обладают хорошей нейтронной экономией, что позволяет увеличить соотношение шага к диаметру, что позволяет улучшить естественную циркуляцию и экономику.
Также разрабатываются подкритические методы утилизации ядерных отходов , не основанные на источниках нейтронов. [5] К ним относятся системы, основанные на механизме захвата мюонов , в котором мюоны (μ − ), производимые компактным источником, управляемым ускорителем, преобразуют долгоживущие радиоактивные изотопы в стабильные изотопы. [6]
Обычно термин «подкритический реактор» применяется к искусственным системам, но естественные системы существуют — любой природный источник делящегося материала, подвергающийся воздействию космических и гамма-лучей (даже Солнца), можно считать подкритическим реактором. Сюда входят запускаемые в космос спутники с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами , а также любые подобные открытые резервуары.