Начало здесь.
С.М. Брюхов, старший преподаватель ДИТИ НИЯУ МИФИ
Тепловой паровой взрыв
Для расчета последствий аварии на АЭС с перегревом необходимо дополнительно учитывать энергию нескольких сотен тонн нагретых до 1000-1500*С материалов АЗ. Такие высокие температуры сами по себе являются аварийно-опасными. Например, при подаче воды произойдет паровой взрыв большой мощности.
Запас энергии нагретого тела можно (без фазовых переходов первого рода) можно приближенно посчитать, считая, что все материалы имеют теплоемкость в одну четвертую от теплоемкости воды.
80 тонн диоксида урана плюс 50 тонн конструкционных материалов – это 130 тонн внутри реактора. Плюс прочный корпус 300 тонн. Итого 430 тонн, нагретых до 1000*С.
На каждый кг – 1000 Дж/град*грамм – миллион Дж/кг, 1 МДж/кг. На тонну 1 ГДж, на 430 тонн – 430 ГДж.
Энергетический эквивалент ТНТ – 4,2 МДж/кг, или 4,2 ГДж/т. Каждый кг материала эквивалентен 250 грамм тротила.
Итого, при температуре в реакторе 1000*С в нем запасена тепловая энергия эквивалентом 100 т ТНТ.
Посчитаем, на что способна потенциальная энергия 1 МДж/кг.
Если такая энергия будет полностью передана водяному пару (газовая пружина), то по формуле E = mgh, высота подъема составит: h = E/mg = 1000000/1/10 = 100 000 метров, или 100 километров. Это всего в 3 раза меньше, чем высота полета Гагарина.
Пар без проблем выбросит всё содержимое из шахты атомного реактора, если что-то пойдёт не так. Чтобы приподнять столб воды высотой 10 м, необходимо создать давление более 1 кг/см2.
Тезисы
Материал оболочки должен выдерживать не только высокую температуру, но и обладать достаточной коррозионной стойкостью, чтобы противостоять с одной стороны урану, плутонию и фиссиуму, с другой стороны воде или водяному пару.
В НИИАР в советское время были проведены работы по нанесению покрытий из тугоплавких сплавов как снаружи, так и изнутри твэл. Наружное покрытие легко осуществляется электролитически, но сделать внутреннее покрытие на оболочке – электролизом почти нереально.
Проблема взрывов водорода от циркония является научной проблемой уже 65 или более лет, и ей занимаются и занимались во всех странах, где есть АЭС.
Хороший вариант, с точки зрения материала оболочки, никель, прекрасно ведет себя при температурах до 1400*С, но имеет в 24 раза большее сечение захвата, чем цирконий.
Титан имеет сечение захвата нейтронов 6,09 барн, в 33 раза выше циркония.
Идеальным материалом оболочек твэл является молибден (сечение 2,55 барн), имеющий очень высокую температуру плавления (2620*С), отличные коррозионные свойства, идеальную совместимость с водородом до 2000*С. На основе молибдена, хрома, никеля, титана, с присадками алюминия существуют десятки жаропрочных сталей, которые используются в турбинах самолетов, в газотурбинных и газо-паротурбинных ТЭЦ, но все эти сплавы имеют на порядки большие сечение захвата тепловых нейтронов.
Ни один из жаропрочных сплавов, используемых в генераторах электроэнергии на газе, угле, мазуте, не образует водорода при контакте с парами воды.
Основным продуктом горения углеводородов является вода. В пламени углеводородов температура превышает 2200*С, а трубки парогенераторов нагреваются до 1300*С и более. Если бы из циркония были сделаны парогенераторы для ископаемого топлива, то они взорвались бы сразу после выхода на температурный режим.
Роль гидридов при авариях на АЭС
Гидриды циркония накапливают большое количество радиолизного и протонного водорода, и негативно сказываются на механических свойствах оболочки из циркония.
Кроме этого, при высоких температурах и/или скачкообразном снижении давления происходит резкий выброс водорода.
При аварии на АЭС и тот, и другой эффекты накладываются друг на друга, и весь накопленный гидридом циркония водород очень быстро будет выброшен в атмосферу.
Реакция водяного пара с гидридом циркония на порядки опаснее реакции водяного пара с металлическим цирконием. Время разложения гидрида при само-ускорении реакции может измеряться секундами или даже долями секунды.
Особенно опасна эта реакция, если существует прочная герметичная оболочка, препятствующая сбросу давления. При разрыве оболочки происходит мощный выброс водорода, как при разрыве сосуда.
Реакция пиролиза - первого порядка. Скорость этой реакции зависит только от температуры.
Реакция, обратная пиролизу моногидридов – это реакция первого порядка, реакция обратная пиролизу дигидридов – реакция второго порядка. Эти реакции препятствуют разложению гидридов, и способствуют накоплению равновесного содержания водорода в металле. Так как концентрация водорода прямо пропорциональна общему давлению, то обратные реакции очень чувствительны к давлению. Если происходит сброс давления с 150 бар до 1 бар, то скорость реакции образования гидридов падает в 150 раз для моногидрида и в 22500 раз для дигидрида. Это означает, что весь водород, накопленный в гидриде взрывообразно выходит в газовую фазу.
Известно, что при взаимодействии любых порошкообразных гидридов с воздухом происходит мощная экзотермическая реакция образования оксидов и нитридов [метал-гидридная технология получения нитридов урана и плутония]. Реакции получения нитридов из гидридов происходят при доступных бытовыми нагревательными приборами температурах – 200-500*С, и технология получения нитридов актинидов намного проще, чем традиционная карбо-нитридная технология получения нитридов актинидов из оксидов актинидов [Рогозкин, ВНИИНМ].
Опасность реакции гидрида циркония с воздухом кратно возрастает по сравнению с реакцией порошкообразного циркония с воздухом, так как из гидрида намного больше выход нитридов циркония, то есть для мгновенного выброса всего водорода достаточно в 5 раз меньше воздуха.
Тест для студентов
Почему парогенераторы (в РБМК-1000) или водонагреватели (в ВВЭР-1000) из циркония не разрушаются (не взрываются)?
Варианты ответа:
- потому что цирконий легирован ниобием,
- потому что поверхность оболочки отполирована до зеркального блеска,
- потому что давление воды очень высокое,
- потому что температура в реакторе очень низкая,
- на самом деле парогенераторы из циркония взрываются.
Ответ можно рассчитать через КПД установки.
Газо-паротурбинные установки имеют электрический КПД до 66%, а АЭС имеют электрический КПД 33%.
Формулировка вспомогательной Задачи.
КПД газо-паротурбинного электрогенератора составляет 66%, и он работает при температуре до 1300К. При какой температуре горячего пара работает электрогенератор АЭС, если его КПД составляет 33%, а температуры холодильников равны?
Решение
Находим температуру холодильника газовой ТЭЦ. Теоретический КПД тепловой машины равен (Тг-Тх)/Тг. (Например, Если исходная температура 1000К, а холодильника 300К, то теоретический КПД составляет 70%).
У нас известна начальная температура и КПД. Подставляем в формулу значения:
(1300-х)/1300 = 0,66 или 1300-х = 0,66*1300 или х = 1300 - 0,66*1300 = 442К (169*С). Это общая для обоих генераторов температура холодильника.
Находим температуру Тг для АЭС.
(у-442)/у = 0,33 или у-442 = 0,33у или 0,66у = 442.
у = 670К или 397*С.
Ответ.
Парогенераторы и водонагреватели из циркония не разрушаются потому, что температура пара (воды) очень низкая. Из-за этой низкой температуры КПД АЭС вдвое ниже, чем КПД современных ТЭЦ на ископаемом топливе.
На самом деле парогенераторы и водонагреватели на АЭС из циркония разрушаются или взрываются. Четыре реактора, суммарной мощностью ~3 ГВтэ, разрушены в результате взрывов водорода, образовавшегося при паро-циркониевой реакции. Из 443 ГВтэ (2011 год) 3 ГВтэ разрушены взрывами водорода. Вероятность события – 0,68%, или 6,8Е-3.
В соответствие с принципами обоснования безопасности АЭС, безопасными считаются реакторы, которые имеют вероятность разрушения, максимального 7 уровня по шкале ИНЕС (полное разрушение с выходом осколков деления в окружающую среду) менее 1Е-7.
Современный мировой парк АЭС имеет вероятность разрушения в 6,8Е+4 раз выше, чем требуют современные (пост Фукусимские) нормы. Другими словами, опаснее в 68 тысяч раз, чем гипотетический безопасный парк АЭС.
Причина этому принципиальному несоответствию – химически активный металл цирконий, из которого сделаны оболочки твэл (почти) всех реакторов АЭС в мире. Если бы цирконий не взаимодействовал с водой с выделением водорода, то мировой парк АЭС производил бы вдвое больше электроэнергии из того же количества ядерного топлива.
И самое главное - не было бы аварий в Чернобыле и Фукусиме.
Проблема создания устойчивого к авариям (толерантного) ядерного топлива для массового производства электроэнергии – очень актуальна, с самого начала создания мирной атомной энергетики. С этой проблемой научное атомное сообщество периодически сталкивается: в марте 1979 (TMI), в апреле 1986 (Чернобыль), в марте 2011 (Фукусима).
Но пока безопасное в аварийных ситуациях ядерное топливо либо слишком дорого, как в ~1000 относительно небольших реакторах подводных лодок, авианосцев, ледоколов, либо полностью не соответствует требованиям безопасности АЭС в аварийных ситуациях, ~420 реакторов с установленной мощностью 390 ГВтэ.
Под выводом «Полностью не соответствует» следует понимать – топливо АЭС в десятки тысяч раз опаснее, чем топливо АПЛ, изготовленное в то же самое время, в тех же самых странах.
Успехи НИОКР на НЗХК
На Новосибирском заводе химконцентратов (ПАО «НЗХК») изготовлены и прошли приемочные испытания первые тепловыделяющие сборки (ТВС) для реактора ВВЭР-1000 с экспериментальными твэлами, изготовленными в рамках программы по созданию российского ядерного топлива нового поколения безопасности (так называемого «толерантного топлива»).
В планах топливного и энергетического дивизионов Росатома – уже в первом квартале 2020 года загрузить изготовленные ТВС в один из реакторов Ростовской АЭС.
Каждая из трех опытных ТВС конструкции ТВС-2М содержит по двенадцать твэлов в «толерантном» исполнении с двумя различными вариантами материала оболочки, которые изготовлены либо из циркониевого сплава с нанесенным хромовым покрытием, либо из хром-никелевого сплава 42ХНМ. Оба варианта делают оболочки более жаропрочными за счет применения хрома.
Полноразмерные оболочки твэлов из хром-никелевого сплава были изготовлены в ПАО «МСЗ» (г. Электросталь, Московская обл.), хромовое покрытие было нанесено на стандартные циркониевые оболочки производства АО «ЧМЗ» (г. Глазов, Удмуртия) специалистами Московского энергетического института (НИУ «МЭИ»). Конструктором-технологом твэлов выступает ВНИИНМ им. А.А. Бочвара (Москва).
В состав приемочной комиссии, помимо специалистов АО «ТВЭЛ» и АО «ВНИИНМ», вошли представители различных предприятий атомной отрасли, в том числе АО ОКБ «Гидропресс» (конструктор реактора ВВЭР-1000 и топлива ТВС-2М), а также уполномоченной организации АО «Концерн Росэнергоатом» - АО «ВПО «ЗАЭС».
«Топливный дивизион Росатома в срок выполнил все планы по программе толерантного топлива на 2019 год. В следующем году нам предстоит сделать важный шаг и приступить к параллельным испытаниям образцов не только в исследовательском реакторе, но и в коммерческом реакторе большой мощности. Имея все необходимые расчеты и обоснования активной зоны реактора, мы испытаем на действующем энергоблоке оболочки твэлов без изменения традиционной топливной композиции – диоксида урана. Одновременно в исследовательском реакторе мы продолжим облучать твэлы с различными сочетаниями материалов оболочек и топливных таблеток, а также моделировать различные условия эксплуатации, включая режимы изменения мощности. Результаты этих испытаний помогут выбрать оптимальное технологическое решение», - отметил вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
В ранее в 2019 году в Росатоме завершилась первая фаза реакторных испытаний толерантного топлива для легководных реакторов российского и зарубежного дизайна. В отдельных водяных петлях реактора МИР в ГНЦ НИИАР (г. Димитровград) облучались две экспериментальные ТВС с твэлами типоразмеров ВВЭР и PWR – каждая состояла из 24 твэлов с четырьмя различными сочетаниями материалов оболочки и топливной композиции. Топливные таблетки были изготовлены из традиционного диоксида урана, а также уран-молибденового сплава с повышенной плотностью и теплопроводностью. Затем по несколько твэлов из каждой топливной кассеты были извлечены для дальнейших послереакторных материаловедческих исследований, вместо них были установлены новые необлученные образцы.
Для справки:
Толерантное топливо (англ. - AccidentTolerantFuel) – ядерное топливо, устойчивое к нештатным ситуациям на АЭС. Даже в случае потери теплоносителя и нарушения отвода тепла в активной зоне реактора толерантное топливо должно в течение достаточно длительного времени сохранять целостность без возникновения пароциркониевой реакции, способствующую выделению водорода. Внедрение противоаварийного топлива имеет ключевое значение для вывода системной безопасности и надежности атомной энергетики на качественно новый уровень. В Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по созданию толерантного топлива выполняет и координирует ВНИИНМ им. А.А. Бочвара[Сайт Росатом]
История вопроса невозможности ЗЯТЦ
В 2001 году, через неделю после событий 11.09, я стал соучастником и пострадавшим групповой химической аварии с азотной кислотой. Администрация ОРИП НИИАР аккуратно «разрулила» ситуацию, и по обоюдному согласию виновной и пострадавшей стороны, я получил возможность лечиться, без регистрации в отделе кадров листка нетрудоспособности, и без потери заработной платы.
Ожег 15,5 М HNO 3заживает очень долго и дает множество негативных последствий. 3 месяца амбулаторного лечения свели пирогенный эффект к минимуму, и температура снизилась ниже 36,9*С. Я возвратился на рабочее место.
Но никакой работы мне не поручали еще почти год.
Весь 2002 год я слушал лекции шефа по радиохимии, ядерной физике, и еще десятку других предметов.
Я мог задавать любые вопросы, и на них получал максимально развернутый ответ.
У шефа было очень много неопубликованных работ, которые он проводил по собственной инициативе, просто из научного любопытства. Все 90-е годы лаборатория занималась тем, что придумывали сами работники. Люди искали себе заработок, и выполняли заказы нефтяных и газовых кампаний, кирпичных и мясных заводов.
Научно-лабораторная база позволяла проводить любые эксперименты. По эскизу изготавливалось любое настольное лабораторное оборудование, главное было объяснить рабочим, для чело данный аппарат создается.
Многие спецы механических и стеклодувных мастерских, которые были в каждой химической лаборатории, а также централизованных мастерских, с удовольствием занимались изготовлением домашней утвари, запчастями для автомобилей. Паролем были слова – это не для работы, а для дома.
Научные работники, которые по 20-30 лет занимались проблемами актинидов, по инерции продолжали искать способы получения радионуклидной продукции. В том числе и шеф, хотя и потерял государственные заказы, продолжал серии экспериментов, которые были начаты много лет назад.
Научный поиск часто приводит человека совсем не туда, куда он стремится. Каждый умеет делать то, что у него получается, и даже выполняя совсем другую работу, мысли невольно сбиваются на то направление, которое было в течение всей научной жизни.
Одной из невостребованных работ шефа были исследования по безопасной деструкции экстрагентов, сорбентов, органических отходов производства. Несмотря на то, что эти работы никто не оплачивал, они были проведены, и получены положительные результаты. Шеф предложил мне обобщить весь этот обширный материал, и защитить научную работу по теме обращения с органическими радиоактивными отходами.
Я отказался. Работать ради работы, ничего при этом не зарабатывая? Это как понимать?
Рядом были десятки нерешенных задач, решения которых могли в ближайшее время стать основой промышленного производства радионуклидов. Почему не защититься на том материале, который у меня уже был, который давал большую перспективу применения, и позволял получать предприятию достойную прибыль и хорошую зарплату работающим?
Почему радио препараты стоят бешенных денег?
Потому, что это очень опасное и дорогое производство.
Почему это производство очень дорогое?
В первую очередь, из-за особой вредности и особой опасности самого производства.
В чем заключается самая большая опасность? – в отходах, которые могут уничтожить и всех нас, и всех тех, кто придет после нас.
Так мы перешли к обсуждению проблемы образования отходов, которые необходимо было обязательно обезвредить.
Что такое 2 миллиона долларов, которые нам платит Сорос за Фосфор-33? Неужели ты думаешь, что 2 часа работы одного лаборанта, пять минут в прямом контакте с материалом, десять раз в год, стоят 2 миллиона у.е.? Откуда берется такая огромная цена, которая составляет, в свою очередь всего несколько процентов от потребительской цены радиофосфора?
Четыре нержавеющих ящика, по 200 кг, это меньше тонны нержавейки. Это всего несколько тысяч долларов. Зарплата лаборанта за год пусть еще 2 тысячи у.е. Откуда цены на препарат в тысячи раз большие?
Через несколько дней лекций я понял, как формируется цена, и какова реальная себестоимость радионуклидной продукции. Самым главным аппаратом по производству радиопрепаратов был реактор, а основные расходы – это очень дорогое топливо реактора.
Цены на препараты, как и зарплаты специалистов, это чисто волюнтаристское решение владельца предприятия. То есть один человек решает, сколько стоит препарат, и сколько платить рабочим. Чисто воля одного человека. Всё остальное есть прибыль. Вот это и есть капитализм. Мы все ходим под одним богом. Для нас один бог – владелец фирмы Амершам.
За таким беседами проходили недели и месяцы. Со временем понимание опасностей радиохимического производства уложилось в моей голове. Стали понятна логика нормативных документов НРБ и ОСПОРБ. Но самый важный и сложный компонент – атомный реактор остался без объяснений.
Проблемы безопасности, в конце концов, стали распространяться и на реакторы.
С 1986 я всегда «включал запись», когда разговор касался аварии в Чернобыле. Я понимал, что для объяснения причин аварии Ч явно мало открытой информации, а те, кто имеет к ней доступ, не спешат поделиться информацией с населением.
С 1985 по 1992 я работал в ХТО, и немало слышал о фальсификациях других подразделений, которые обличали сотрудники ХТО. Теперь я слушал обличения с другой стороны.
Тонкости технологий, как обманом и интригами ученые поднимались по служебной лестнице, меня не особенно интересовали. Из всех лекций в памяти остался итог – несколько тысяч человек, два поколения людей со специальным высшим образованием, были бездарно брошены в научное направление, которое было заведомо бесперспективным.
Люди занимались тем, что наука доказала невозможным.
В эти тысячи попал и я. 7 лет и 3 месяца были украдены из моей жизни на заведомо несуществующие технологии.
Появился вопрос – кто же доказал, что атомная энергетика бесперспективна, и на пути освоения мирной атомной энергетики стоит непреодолимый барьер?
Что это за барьер или барьеры?
Как радиохимик, шеф прекрасно понимал радиохимические барьеры.
Первым он назвал ущербность пирохимии, которую невозможно использовать в многоступенчатых каскадах аппаратов. Всего лишь один процесс, который имеет даже очень высокие КО, не может лежать в основе ядерных технологий.
Это первый принципиальный недостаток – входные и выходные продукты реакции находятся в разных химических формах, и непригодны для использования в однотипных аппаратах.
Второй принципиальный недостаток. Процесс пирохимии не может быть использован в непрерывном режиме. Это всегда аппараты периодического дейтсвия.
Другими словами – экстракция и сорбция имеют неоспоримые преимущества перед пирохимией. Пирохимия не имеет возможности получать продукт необходимого качества, соответствующий требованиям
Про высокий процент отходов пирохимии не было особых нареканий. Отходы не считались проблемой. Поколение шефа не особенно печалилось по поводу отходов. Считалось, что все отходы со временем будут переработаны и возвращены в дело. Все его работы по безопасному обращению с РАО оказались не востребованы, и не оплачивались советским правительством.
В итоге остается только водная химия. Хорошо разработанная, проверенная, но крайне дорогая и непригодная для мирных целей.
После всех этих доказательств было упоминание о еще одном доказательством невозможности существования дешевой и безопасной АЭ.
Есть убийственный аргумент против АЭ, которая использует плутоний. Он связан с физикой реакторов. Замена урана на плутоний приводит к опасности ядерного взрыва реактора.
Шеф не был тонким знатоком теории и практики ядерных реакторов. Единственное, что он сказал по этому поводу, что американцы в начале 70-х доказали невозможность использования плутония в реакторе. Это ставит крест на ЗЯТЦ, и никто не занимается этим направлением. Особенно после аварии 1979 с США и взрыва Чернобыля в 1986. Что это конкретно за аргумент, он не знает. К кому обратиться за ответом – тоже не знает.
Что это – радиолизный водород, цирконий, графит? – нет это ядерный эффект.
Через некоторое время я нашел в японской статье об эффекте Доплера, что доля америция в оксидной топливной композиции не может превышать 3,5-5%. Иначе реактор становится неуправляемым. Этот эффект подтвердили французские Фениксы на огромных экспериментальных масштабах.
При обсуждении этого эффекта со специалистами на Проатом, я получил массу критических замечаний, утверждающих, что этот эффект не имеет никакого отношения к безопасности управления реактора. Не будем обращать внимание на тон этих замечаний, и полное отсутствие объяснения сути вопроса, но все в один голос утверждали, что я пошел по неправильному пути. Самое главное – была дана подсказка, что «здесь рыбы нет», то есть суть взрывоподобных ядерных процессов обусловлена не эффектом Доплера.
Примерно через 3 года после постановки вопроса по ядерной взрывобезопасности реактора, ответ был получен на страницах Проатома. Совершенно очевидная подсказка лежала на поверхности, но – факт есть факт - связать аварии Феникса с этим эффектом у меня самостоятельно не получилось.
Сегодня я понимаю, что одному человеку очень сложно (невозможно) разобраться в тонкостях любой технологии, тем более такой чрезвычайно сложной, как ядерные технологии. Особенно сложно, когда старшие товарищи не помогают разобраться в тонкостях технологии.
Но подсказки существования убийственного аргумента против АЭС со временем стали появляться в открытой печати. Подтверждение теоретической подсказки стали публикации в газете «Страна Росатом».
Первое подтверждение.
Во время аварии в Ч Легасов очень боялся вторичной ядерной реакции в расплавленном топливе. Каковы принципы расчета реакции в расплавленной топливной композиции, где нет замедлителя? А если присутствует замедлитель графит, который выдерживает более 3000*С, если нет доступа кислорода (под ядерным шлаком)?
Второе подтверждение.
С начала 2000-х начали говорить о ловушке расплава под любым реактором. Цель ловушки – не допустить мощной ядерной реакции в расплавленной лаве (кориум). С 2007 такая ловушка обязательна для всех реакторов. Это необходимо для предотвращения особо опасного ядерного взрывоподобного выделения энергии.
Почему именно в расплавленной? Ведь сечение деления возрастает при снижении температуры?
Гигантский резонанс плутония-239
Подробный ответ находим на странице 1092 и 1093 справочника [ФВ, 1991]. Изучаем зависимости сечения деления от энергии нейтрона для U-235, U-238, Pu-239, Pu-241.
В учебнике [Plutonium, 1964] приведены более ранние версии сечений, но принципиальной разницы в графиках нет. Для понимания разницы между плутонием-239 и ураном-235 оба графика представлены на одном рисунке.
У плутония первый резонанс, при 0,3 эВ, примерно в 7 раз превышает сечение деления термализованных нейтронов, у урана ширина резонанса в 5 раз уже, а высота в 20 раз ниже. Кроме того, резонанс плутония начинается при 0,1 эВ, у урана при 0,25 эВ.
Уран-235 имеет большой резонанс при 1 эВ, при котором сечение возрастает примерно в 3 раза.
Пересчет эВ в Т, с использованием формулы E = 3/2 kТ, где k – постоянная Больцмана, представлен в таблицах 1-4. Жирным шрифтом и красным цветом выделена область температур первого резонанса изотопов плутоний-239 и плутоний-241, при которой существует гигантский рост реактивности.
Понятно, что невозможно предотвратить ядерный взрыв реактора с плутониевым топливом, если он работает в розовой и особенно в красной температурной области (пусть и относительно небольшой мощности, но ядерный), если вклад нечетных изотопов плутония в реактивность будет превышать вклад урана-235.
С ростом температуры активной зоны реактора, от относительно безопасных 500*С до 3200*С сечение деления Pu-239 возрастает в 7 раз. При работе реактора на номинальной мощности без охлаждения, время достижения температуры расплавления всей активной зоны реактора составляет порядка десятков секунд.
Принципиальным для развития событий, является скачек мощности при переходе на мгновенные нейтроны, то есть превышение значения реактивности выше беты-эффективной. Период реактора упадет до времени термализации нейтронов, (которое хотя примерно в 100 раз выше времени пробега нейтрона от ядра к ядру, но составляет всего) около одной миллионной секунды.
Перед тем, как реакторные материалы начнут превращаться в газ (вскипание кориума), и ядерная реакция прекратится за счет раздувания материала, мощность может возрасти на многие порядки, что фактически будет означать ядерный взрыв.
Принципы ядерного взрыва, изложенные в учебнике Сахарова, требуют, чтобы сила сближения и/или удержания вместе подкритичных масс была больше, чем сила расталкивания под действием нагрева. Задача, таким образом, сводится к тому, чтобы достичь области температуры резонансов в компактном виде.
Для плутония эти температуры находятся в очень доступной области – менее 1000*С. Далее размножение нейтронов увеличивается в 5-7 раз за счет первого гигантского резонанса со скоростью взрыва.
Такие низкие температуры само-ускорения ядерной реакции плутония, гипотетически, позволяют очень эффективно использовать плутоний в ядерных устройствах энергетического типа (импульсного типа). Для мощного энерговыделения достаточно очень немного плутония, сотни грамм. В реакторе АЭС запас плутония на два-три порядка выше, поэтому плутоний здесь очень важная проблема (VIP) ядерной безопасности.
Реалии топлива РЕМИКС
Представленные выше таблицы пересчета энергии нейтронов в температуру – это математика (пересчет по формулам). В реальных условиях реактора энергия термализованных нейтронов всегда выше средней энергии молекул материалов активной зоны реактора. Эта поправка для каждого материала своя, кроме того, она зависит от температуры материала.
На представленном графике [physi.uni-heidelberg] на условной шкале видно, что средняя энергия термализованных нейтронов составляет примерно 0,07-0,11 эВ, в то время как температура теплоносителя-замедлителя соответствует средней энергии 0,04-0,06 эВ. Существенная доля нейтронов лежит в области выше 0,10 эВ.
Если для уранового топлива эти нейтроны находятся в области монотонного падения сечения деления, и реактор отлично управляем, то для плутониевого топлива – это минимум, переходящий в гигантский резонанс.
С учетом того, что сечение деления нечетных изотопов плутония почти на три порядка выше сечения деления на быстрых нейтронах (0,1 – 10 МэВ), более 97% делений происходит на нейтронах с энергией 0,025 – 0,6 эВ.
Французское топливо РЕМИКС (гомогенное оксидное топливо, содержащее до 4% диоксида плутония в диоксиде урана) категорически нельзя изготовить полностью из рециклированного плутония. Причина описана выше. Если в топливе не будет достаточного количества урана-235, компенсирующего гигантский резонанс плутония, то реактор потеряет управляемость, даже если топливо РЕМИКС изготавливать из оружейного плутония (практически чистый Pu-239).
Красивая гипотеза увеличения ТЭ французских реакторов в 5 раз в соответствие с формулой 1/(1-КК), при КК = 0,8, разбилась о гигантский резонанс плутония. Лишь не более трети плутония можно добавлять в РЕМИКС, остальные две трети – нечетный уран-235. В итоге, вместо ожидаемого пятикратного увеличения топливной эффективности природного урана, увеличение не превысило 35%, и составило максимум 1,0%.
Естественная ядерная опасность и естественная ядерная безопасность
Внутренне-присущая безопасность ядерного топлива (inheritsafety) – основа ядерной безопасности, без которой невозможно мирное использование ядерной энергии.
Сечения деления Pu-239 иPu-241 имеют первый гигантский резонанс в области 0,1-0,6 эВ. При этом, у U-235 незначительный пик наблюдается в области 0,4 эВ, а при 1,1 эВ пик большой. Это принципиальнейшая разница между ВОУ и НФ (низкофоновый плутоний), которая обеспечивает управляемость ядерной реакции.
Вся ядерная безопасность реактора основана на эффекте снижения сечения деления при росте температуры топлива и всей активной зоны. Это так называемая отрицательная обратная связь с температурой топлива и теплоносителя. Положительная обратная связь сечения деления с температурой означает ядерный взрыв с непредсказуемым энергетическим эффектом.
Данные графиков сечений плутония-239 и плутония-241 показывают, что безопасная рабочая температура реактора на плутонии находится при относительно низких температурах, не выше 450*С, в то время как уран-235 может безопасно работать вплоть до 7000*С.
Для понимания – все существующие материалы, в Галактике Млечный Путь, выше 4500*С превращаются в газ и/или плазму.
При 800*С-1000*С, реактор на плутониевом топливе начинает естественным образом (по внутренне присущим свойствам увеличивать скорость ядерной реакции деления) увеличивать мощность, до тех пор, пока конструкция не превратится в газ.
Реактор на урановом топливе обладает внутренне присущим свойством самопроизвольного снижения мощности, и ядерный взрыв уранового реактора невозможен.
Оболочки оксидного топлива из циркония плавятся при температуре 1850*С, что намного выше температуры начала гигантского резонанса плутония 500*С, и намного ниже температуры опасного резонанса урана-235 в 7000*С.
Необходимо учитывать, что при высоких выгораниях, в ОЯТ накапливается плутоний (первая и основная цель атомного реактора). Поэтому топливная композиция из урана, обладающая естественной безопасностью в начальный момент, может превратиться в естественно-опасную топливную композицию, если разработчик топлива не будет учитывать гигантски резонанс нечетных изотопов плутония.
Вывод.
Оксидное урановое топливо обладает ядерной безопасностью во всем интервале температур существования диоксида урана в твердом, жидком и газообразном виде.
Оксидное плутониевое топливо нельзя использовать в реакторах на тепловых нейтронах из-за способности плутония самопроизвольно взрываться по ядерному типу при температурах выше 500*С.
Особенно опасно оксидное плутониевое топливо с оболочками из циркония, циркониевых сплавов, циркония с покрытиями из паростойких металлов. Одновременный эффект паро-циркониевой реакции и самопроизвольной самоускоряющейся ядерной реакции деления плутония приводят к полному разрушению реактора.
ЗЯТЦ БР и гигантский резонанс плутония
Указанные выше выводы были сделаны в начале 1970-х годов, и стали причиной (почти) полного сворачивания планов развития быстрой энергетики в США. В то время не было даже калькуляторов, и расчеты проводились самыми примитивными способами (логарифмическая линейка).
Реактор БР (и БН в частности) работает в основном на нейтронах со средней энергией 0,2-0,5 МэВ, под порогом реакций деления четных актинидов.
Сечение деления нечетных изотопов плутония быстрых реакторов ЗЯТЦ БН, с высокотемпературным оксидным топливом равновесного изотопного состава, в 15-20 раз выше сечения деления урана-238. Таким образом, ядерная безопасность БН (равновесный МОКС плюс натрий) обеспечивается в основном ядерно-физическими свойствами нечетных изотопов плутония.
Сечение деления урана-235 в этом интервале температур плавно снижается, что является основой безопасности за счет внутренне-присущих ядерно-физических свойств урана-235. При снижении доли замедлителя (натрия) в активной зоне (потеря теплоносителя), мощность реактора снижается.
Сечение деления плутония-239 и плутония-241 в этом интервале температур остается практически постоянным, и ядерный материал не может обеспечивать ядерную безопасность, за счет внутренне-присущих ядерно-физических свойств, при потере теплоносителя. При потере теплоносителя мощность реакций на нейтронах 0,1-0,5 МэВ не уменьшается.
Некоторая доля нейтронов в реакторе БН замедляется до температур гигантского ядерного резонанса плутония-239 и плутония-241. Рабочие температуры натрия превышают безопасную температуру 500*С, поэтому в реакторе нет термализованных нейтронов с безопасной энергией ниже 500*С (смотри графики, указанные ранее). Все нейтроны находятся в области начала гигантского резонанса и выше. При случайном росте температуры натрия, в интервале температур 500*С-3200*С, эти нейтроны дают мощный вклад в самопроизвольное увеличение мощности реактора.
Сечение быстрых нейтронов на плутонии-239 и плутонии-241 составляют порядка 2 барн. В гигантском резонансе сечение деления возрастает 600 до 4000 барн, то есть до 2000 раз выше. Таким образом, при доле термализованных нейтронов 0,1%, их вклад в ядерную реакцию деления примерно равен вкладу быстрых нейтронов.
Все четные изотопы урана, плутония и америция обладают пороговым значением сечения деления, и увеличивают сечение деления при росте энергии нейтрона в области 0,1-2 МэВ, и не могут являться источником стабилизации энерговыделения быстрого реактора при изменениях мощности.
Единственным ядерным материалом, который позволяет обеспечивать стабильную работу быстрого реактора, является изотоп уран-235.
Между реакторами БР на уране-235 и реакторами БР равновесном плутонии огромная разница.
История и перспективы быстрых реакторов
История вопроса ЗЯТЦ БР уходит в 1949 год, когда БР могли работать только на плутонии, так как обогащенный уран-235 стоил на порядок дороже. Цель создания ЗЯТЦ БР – увеличение выхода оружейного плутония из природного урана, с 1 кг/тонна до 50-70 кг/тонна.
В разные годы все страны отказались от ЗЯТЦ БР на плутонии. США получили отрицательный результат в 1951 году (реактор Клементина), а затем в 1965-69 (Арагонская национальная лаборатория), СССР в 1956 (реакторы БР-1, БР-5/10), Французы в 1989 и 2009 (реакторы СуперФеникс и Феникс). Все эти реакторы столкнулись с проблемами управления ядерной реакцией и неудовлетворительной стойкостью конструкционных материалов.
В настоящее время Россия единственная страна, которая продолжает широкомасштабные эксперименты с БР.
В России работает 3 реактора типа БН:
Опытный быстрый реактор БОР-60 часть времени работал на топливе ВОУ (~61%U-235) с добавлением плутония до 30% от суммарной реактивности. Большинство времени эксплуатируется на ВОУ.
Реактор БН-600 работал только на ВОУ (~20%U-235).
Реактор БН-800 работает на ВОУ, с небольшим количеством экспериментального топлива с добавлением плутония (единицы процентов).
В настоящее время топливо БН работает при существенно более низких температурах, чем планировалось 50-70 лет назад (на 100-200*С ниже). Для безопасной работы БН недопустимо работать на температурах, приближающихся к восходящей ветви гигантского резонанса 239-го и 241-го плутония.
Задача для сегодняшних БР, и БН в частности, заключается в том, чтобы сжечь запасы накопленных особо токсичных актинидов – плутония и америция. Для этих целей необходимо найти и обосновать новые виды топливных композиций и оболочек, а также температурные режимы эксплуатации топлива, при которых будет обеспечиваться естественная, внутренне-присущая безопасность атомного реактора.
Сегодня нет таких амбициозных задач, которые партия и правительство ставило перед радиохимиками, фабрикантами ядерного топлива и конструкторами реактора. Достижение 80% всей электрогенерации (планы 1962 года в СССР) требовало постройки 200-600 ГВт АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
Сознавая сложность, чрезвычайную опасность, дороговизну и длительность работ по решению задачи создания новых типов реакторов для АЭС, в планах развития Росатома доля АЭС должна быть сохранена на имеющемся уровне 10-20%, плюс развитие всех видов солнечных технологий – ветроэнергетики, фотовольтаики, солнечных теплогенераторов, рационального использования растительного сырья (топливные брикеты из отходов деревообработки и сельского хозяйства). Концепции предусматривают создание новых типов ядерных технологий через 10, 25, 50 и даже 100 лет.
Истоки современной концепции развития энергетики были заложены в 50-х годах, когда теоретики и разработчики энергетических стратегий предсказали, что ядерная энергия будет переходным периодом между дровами (доминирующий источник энергии человека в 1945) и термоядерной энергией. В этих концепциях предусматривалось, что человек овладеет энергией синтеза легких ядер к 1970 году, или немного позже.
Практика показала, что энергия Солнца в тысячи раз мощнее ядерной энергии, и в миллион раз продолжительнее (Солнце будет гореть еще 5 миллиардов лет, а уран и торий закончатся через тысячу лет).
На первом плане сегодня – безопасность АЭС. В первую очередь полное исключение аварий типа Три-Мейл-Айленд, Чернобыль и Фукусима, когда гигантские реакторы расплавляются, взрываются и рассыпаются. На первом месте при решении этой задачи стоит ядерное топливо, устойчивое к любым мыслимым аварийным воздействиям, то есть толерантное к авариям топливо.
На втором плане – исключение накопления долгоживущих актинидов, которые могут самостоятельно выйти из-под контроля при хранении ОЯТ (благодаря запасенной энергии в миллион раз большей, чем энергия горения угля). Опять на первом месте здесь такие виды топлива, которые будут безопасны и при работе АЭС, и при авариях, и при тысячелетнем хранении ОЯТ.
И самое главное сегодня – это наследие, которое оставило нам (точнее вам, будущие молодые специалисты ядерной отрасли) поколение наших ядерных воинствующих предков. 4700 тонн плутония и 750 тонн америция в составе ОЯТ мирных реакторов ждут вашего решения. Даже если все АЭС будут остановлены сегодня, ОЯТ будет угрожать планете десятки тысяч лет.
Один из предлагаемых способов обращения с плутонием и америцием в наследии ОЯТ – это радиохимические переработки и фабрикации вторичного топлива. Как сделать это отработавшее топливо безопасным для вас и будущих поколений землян – вопрос открытый.
Из курса лекций по дисциплине «Технологии изготовления ядерного топлива» Семестр А. Тема: Аварийно-безопасное ядерное топливо. Лекции 9 и 10.
Источник: http://proatom.ru/modules.p...
Оценили 2 человека
4 кармы