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 общих класса таких устройств. Один использует нейтроны, предоставляемые машиной ядерного синтеза , концепция, известная как гибрид слияния и деления . Другой использует нейтроны, созданные путем расщепления тяжелых ядер заряженными частицами, такими как протоны, ускоренные ускорителем частиц , концепция, известная как система, управляемая ускорителем (ADS) или подкритический реактор, управляемый ускорителем .
Подкритический реактор может использоваться для уничтожения тяжелых изотопов, содержащихся в отработанном топливе обычного ядерного реактора, и в то же время вырабатывать электроэнергию. Долгоживущие трансурановые элементы в ядерных отходах в принципе могут делиться , высвобождая энергию в процессе и оставляя продукты деления, которые являются более короткоживущими. Это значительно сократит время утилизации радиоактивных отходов . Однако некоторые изотопы имеют пороговые сечения деления и, следовательно, требуют быстрого реактора для деления. Хотя их можно преобразовать 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 деление, так что при топливе, содержащем высокую их долю, критичность не может быть достигнута. Реактор, управляемый ускорителем, не зависит от этого параметра и, таким образом, может использовать эти нуклиды. Три наиболее важных долгосрочных радиоактивных изотопа, которые можно было бы успешно обрабатывать таким образом, это нептуний-237 , америций-241 и америций-243 . Ядерный оружейный материал плутоний-239 также подходит, хотя его можно использовать более дешевым способом в качестве МОКС-топлива или внутри существующих быстрых реакторов .
Помимо сжигания ядерных отходов, интерес к этому типу реактора существует, поскольку он воспринимается как изначально безопасный , 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 не будет постоянно подаваться нейтроны из внешнего источника. Однако проблема тепловыделения остается даже после прекращения цепной реакции, так что непрерывное охлаждение такого реактора в течение значительного периода после остановки остается жизненно важным для предотвращения перегрева. Однако даже проблема остаточного тепла может быть сведена к минимуму, поскольку подкритический реактор не должен собирать критическую массу делящегося материала и, таким образом, может быть построен (почти) произвольно малым и, таким образом, уменьшить требуемую тепловую массу аварийной системы охлаждения, способной поглощать все тепло, вырабатываемое в течение часов или дней после аварийной остановки .
Другая проблема, в 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 не высвобождаются сразу после деления ( мгновенные нейтроны ), а скорее с задержкой в доли секунд или минуты продуктами деления , которые бета-распадаются с последующим испусканием нейтронов. Эти запаздывающие нейтроны необходимы для управления реактором, поскольку время между «поколениями» деления имеет такой короткий порядок величины, что макроскопические физические процессы или вмешательство человека не могут держать скачок мощности под контролем. Однако, поскольку только запаздывающие нейтроны обеспечивают достаточно нейтронов для поддержания критичности, время реакции увеличивается на несколько порядков, и управление реактором становится возможным. Напротив, это означает, что слишком низкая доля запаздывающих нейтронов делает в противном случае расщепляющийся материал непригодным для эксплуатации «обычной» атомной электростанции. Наоборот, подкритический реактор на самом деле имеет немного улучшенные свойства с топливом с низкой долей запаздывающих нейтронов. (См. ниже). Просто так получается, что в то время как235U в настоящее время наиболее используемый расщепляющийся материал имеет относительно высокую долю запаздывающих нейтронов,239
Pu имеет гораздо более низкий, что - в дополнение к другим физическим и химическим свойствам - ограничивает возможное содержание плутония в "обычном" реакторном топливе. По этой причине отработанное MOX-топливо , которое все еще содержит значительные количества плутония (включая делящийся239
Pu и - когда "свежий" -241
Pu ) обычно не перерабатывается из-за врастания неделящихся240
Pu , который потребовал бы более высокого содержания плутония в топливе, произведенном из этого плутония, для поддержания критичности. Другой основной компонент отработанного топлива - переработанный уран - обычно восстанавливается только как побочный продукт и имеет худшие цены на урановом рынке, чем природный уран из-за роста236
U и другие «нежелательные» изотопы урана .
Большинство современных конструкций ADS предлагают высокоинтенсивный протонный ускоритель с энергией около 1 ГэВ , направленный на мишень расщепления или источник нейтронов расщепления. Источник, расположенный в центре активной зоны реактора, содержит жидкий металл, на который воздействует пучок, таким образом высвобождая нейтроны, и охлаждается циркуляцией жидкого металла, такого как свинец - висмут, по направлению к теплообменнику. Активная зона ядерного реактора, окружающая источник нейтронов расщепления , содержит топливные стержни, причем топливом является любая расщепляемая или воспроизводящая смесь актинидов, но предпочтительнее уже с определенным количеством расщепляемого материала, чтобы не работать при нулевой критичности во время запуска. Таким образом, для каждого протона, пересекающего мишень расщепления, высвобождается в среднем 20 нейтронов , которые расщепляют окружающую расщепляемую часть топлива и трансмутируют атомы в воспроизводящей части, «размножая» новый расщепляемый материал. Если предположить значение 20 нейтронов на затраченный ГэВ, то один нейтрон «стоит» 50 МэВ, в то время как деление (которое требует одного нейтрона) высвобождает порядка 200 МэВ на атом актинида, который разделяется. Эффективность можно увеличить, уменьшив энергию, необходимую для производства нейтрона, увеличив долю полезной энергии, извлекаемой из деления (если используется термический процесс, эффективность Карно диктует, что для повышения эффективности необходимы более высокие температуры) и, наконец, приблизив критичность к 1, оставаясь при этом ниже нее. Важным фактором как эффективности, так и безопасности является то, насколько подкритичен реактор. Для упрощения значение k(effective), которое используется для определения критичности реактора (включая запаздывающие нейтроны), можно интерпретировать как количество нейтронов каждого «поколения», которые делят дальнейшие ядра. Если k(effective) равно 1, то на каждые 1000 введенных нейтронов образуется 1000 нейтронов, которые также делят дальнейшие ядра. Очевидно, что скорость реакции в этом случае будет неуклонно расти из-за все большего количества нейтронов, поступающих из нейтронного источника. Если k(эффективный) чуть ниже 1, то для поддержания реакции в устойчивом состоянии извне реактора нужно поставлять несколько нейтронов, что повышает эффективность. С другой стороны, в экстремальном случае «нулевой критичности», то есть k(эффективный)=0 (например, если реактор работает только для трансмутации), все нейтроны «потребляются», и ни один не производится внутри топлива. Однако, поскольку нейтронные характеристики могут быть известны только с определенной степенью точности, реактор на практике должен обеспечивать запас безопасности ниже критичности, который зависит от того, насколько хорошо известны нейтронные характеристики, и от эффекта врастания нуклидов, которые распадаются посредством испускания нейтронов.спонтанное деление, например, калифорния-252 или нуклидов, распадающихся посредством испускания нейтронов .
Баланс нейтронов можно регулировать или даже отключать, регулируя мощность ускорителя так, чтобы реактор был ниже критического уровня . Дополнительные нейтроны, обеспечиваемые источником нейтронов расщепления, обеспечивают ту же степень контроля, что и запаздывающие нейтроны в обычном ядерном реакторе , разница в том, что нейтроны, возбуждаемые источником нейтронов расщепления, легко контролируются ускорителем. Главное преимущество — внутренняя безопасность . Ядерное топливо обычного ядерного реактора обладает саморегулирующимися свойствами, такими как эффект Доплера или эффект пустоты, которые делают эти ядерные реакторы безопасными. В дополнение к этим физическим свойствам обычных реакторов, в подкритическом реакторе, когда источник нейтронов выключается, реакция деления прекращается и остается только тепло распада.
Существуют технические трудности, которые необходимо преодолеть, прежде чем ADS станет экономичным и в конечном итоге будет интегрирована в будущую систему управления ядерными отходами. Ускоритель должен обеспечивать высокую интенсивность и быть высоконадежным — каждый сбой ускорителя в дополнение к аварийной остановке будет подвергать систему огромному тепловому напряжению . Существуют опасения по поводу окна, отделяющего протоны от мишени расщепления, которая, как ожидается, будет подвергаться напряжению в экстремальных условиях. Однако недавний опыт с жидкометаллическим источником нейтронного расщепления MEGAPIE, испытанным в Институте Пауля Шеррера, продемонстрировал рабочее окно пучка под интенсивным протонным пучком 0,78 МВт. Химическое разделение трансурановых элементов и производство топлива, а также материалы конструкции являются важными проблемами. Наконец, отсутствие ядерных данных при высоких энергиях нейтронов ограничивает эффективность конструкции. Эту последнюю проблему можно преодолеть, 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, и из-за физического повреждения материалов, которое может вызвать нейтронное облучение. Кроме того, существуют определенные преимущества спектра быстрых нейтронов, которые не могут быть достигнуты с тепловыми нейтронами , как в результате 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 множество теоретических исследований продемонстрировали теоретическую возможность создания такой установки. Карло Руббиа , физик- атомщик , лауреат Нобелевской премии и бывший директор ЦЕРНа , был одним из первых, кто задумал проект субкритического реактора, так называемого « усилителя энергии ». В 2005 году в Европе и Японии было запущено несколько крупномасштабных проектов по дальнейшему развитию технологии субкритических реакторов. В 2012 году ученые и инженеры ЦЕРНа основали Международный комитет по энергетике тория (iThEC) [1], организацию, посвященную достижению этой цели и организовавшую конференцию ThEC13 [2] по этой теме.
Подкритические реакторы были предложены как средство выработки электроэнергии , так и средство трансмутации ядерных отходов , так что выигрыш двойной. Однако ожидается, что затраты на строительство, безопасность и обслуживание таких сложных установок будут очень высокими, не говоря уже о количестве исследований, необходимых для разработки практической конструкции (см. выше). Существуют более дешевые и достаточно безопасные концепции управления отходами, такие как трансмутация в реакторах на быстрых нейтронах . Однако решение подкритического реактора может быть предпочтительным для лучшего общественного принятия — считается более приемлемым сжигать отходы, чем захоронить их на сотни тысяч лет. Для будущего управления отходами несколько устройств трансмутации могут быть интегрированы в крупномасштабную ядерную программу, что, как можно надеяться, лишь немного увеличит общие затраты.
Основной проблемой, с которой сталкиваются операции по разделению и трансмутации, является необходимость вводить ядерные циклы чрезвычайно большой продолжительности: около 200 лет. [3] Другим недостатком является образование больших количеств среднеуровневых долгоживущих радиоактивных отходов (ILW), которые также потребуют глубокого геологического захоронения для безопасного управления. Более позитивным аспектом является ожидаемое сокращение размера хранилища, которое, по оценкам, составит порядка 4-6. Как положительные, так и отрицательные аспекты были рассмотрены в международном сравнительном исследовании [4], координируемом Исследовательским центром Юлиха и финансируемом Европейским союзом .
Хотя изначально ADS задумывался как часть конструкции легководного реактора , были выдвинуты и другие предложения, включающие ADS в другие концепции реакторов IV поколения . [ необходима ссылка ]
Одно из таких предложений призывает к газоохлаждаемому быстрому реактору , который в основном работает на плутонии и америции . Нейтронные свойства америция затрудняют его использование в любом критическом реакторе, поскольку он имеет тенденцию делать температурный коэффициент замедлителя более положительным, что снижает стабильность. Однако внутренняя безопасность ADS позволила бы безопасно сжигать америций. Эти материалы также имеют хорошую нейтронную экономичность, позволяя сделать отношение шага к диаметру большим, что позволяет улучшить естественную циркуляцию и экономичность.
Также разрабатываются субкритические методы для использования в утилизации ядерных отходов , которые не зависят от источников нейтронов. [5] К ним относятся системы, которые полагаются на механизм захвата мюонов , в котором мюоны (μ − ), производимые компактным источником, управляемым ускорителем, преобразуют долгоживущие радиоактивные изотопы в стабильные изотопы. [6]
Обычно термин «подкритический реактор» зарезервирован для искусственных систем, но существуют и естественные системы — любой естественный источник расщепляющегося материала, подвергающийся воздействию космических и гамма-лучей (даже от солнца), можно считать подкритическим реактором. Это включает в себя космические спутники с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами , а также любые подобные открытые резервуары.