Раздел 2. Источники возобновляемой нетрадиционной энергетики

В останні роки багато країн вважають перспективним напрямком для генерування енергії та знищення радіотоксичних елементів відпрацьованого палива АЕС створення електроядерних підкритичних систем, що поєднують в собі безпеку експлуатації (Keff<1) і гнучкість управління. Основою цих систем є зовнішнє джерело нейтронів прискорювального типу. Технологія електроядерних систем використовує три основні компоненти: прискорювач заряджених частинок з потужністю пучка порядку часток або одиниць мВт і енергією понад 100 МеВ; підкритичну збірку, що складається з мішеніконвертера прискорених частинок і бланкета з матеріалом, котрий ділиться, для примноження потоку нейтронів від мішеніконвертера; системи охолодження мішеніконвертера і бланкета.

Високострумові прискорювачі вже створюються й основною проблемою є безперервна стабільність пучка прискорених частинок протягом тривалого часу. Технологія охолодження мішені й підкритичної збірки залежить від характеру вирішуваних технологічних завдань і включає всі можливі теплоносії (особлива увага приділяється сплаву Pb–Bi). Коефіцієнт примноження нейтронів зовнішнього джерела підкритичної збірки в деяких концептуальних розробках досягає значень, рівних 200 (Keff = 0,995), що значно знижує вимоги до ефективності генерування нейтронів прискореними частинками різної природи. У зв'язку з цим основою при виборі прискорювача для ядерних систем є його вартість. При існуючих в даний час капітальних витратах на спорудження електроядерних систем для потоків нейтронів зовнішнього джерела до 1017 нейтронів/с перевагу мають система з прискорювачем електронів і фотоядерні процеси генерування нейтронів. Для потоків нейтронів більше 1017 нейтронів/с перевага переходить до прискорювача протонів на енергію 1000 МеВ (мал. 8.4).

Вихід нейтронів із мішені-конвертера і коефіцієнт розмноження підкритичної збірки визначаються розрахунком з використанням ЕОМ-програм, включаючих метод Монте-Карло, й бібліотеки ядерних даних щодо нейтронів й ?-квантів для моделювання проходження цих частинок у матеріалах конструкцій.

Мал. 8.4. Залежність вартості установок для генерування нейтронів у фотоядерних реакціях й реакціях розщеплення

Мал. 8.5. Схема трансмутаційної переробки ВЯП АЕС у рідкосольовому реакторі, керованому прискорювачем електронів: 1 – уран; 2 – відпрацьоване ядерне паливо; 3 – розчин ВЯП, піротехнічна переробка; 4 – РАВ без актиноїдів; 5 – сіль + Рu + МА; 6 – система перемішування; 7 – до сховища РАВ; 8 – електрони; 9 – до парогенератора; 10 – від парогенератора; 11 – вхід пучка електронів до активної зони; 12 – теплообмінник; 13 – корпус реактора

Мал. 8.6. Керована прискорювачем система з рідким ядерним паливом у вигляді солей трансуранових елементів: 1 – графітовий сповільнювач; 2 – бланкет; 3 – пучок протонів; 4 – петля з рідкою сіллю; 5 – рідка сіль; 6 – петля з рідкою сіллю; 7 – теплообмінник; 8 – графітовий відбивач; 9 – рідкометалеве паливо; 10 – область мішені; 11 – переробка; 12 – насос для рідкої солі

Спектр нейтронів зовнішнього електроядерного джерела з урановим конвертером (20% 235U) досить жорсткий (Ен> 1 МеВ), що необхідно для включення до паливного циклу природного урану, торію й трансуранових елементів, ядерна реакція ділення яких має енергетичний поріг вище 1 МеВ.

Дослідження моделей підкритичних збірок показали необхідність наявності в їх конструкції відбивачів нейтронів для попередження їх витоку з активної зони. Коефіцієнт розмноження Keff досить чутливий до таких характеристик матеріалів відбивачів, як альбедо й уповільнююча здатність.

У процесі експлуатації електроядерної системи відбувається вигоряння атомів мультиплікуючого матеріалу в реакціях ділення і утворення шлаків, паразитно поглинаючих нейтрони. Це призводить до зменшення Keff і зниження коефіцієнта множення М = 1/(1–Keff) потоку нейтронів зовнішнього джерела. Для стабільного режиму експлуатації електроядерної системи, відповідної постійній густині потоку нейтронів у підкритичній збірці, необхідно або збільшити інтенсивність зовнішнього джерела (тобто підвищити струм прискорених частинок, що падають на мішень-конвертер), або підтримувати концентрацію подільного матеріалу постійною. Останнє можливе тільки в рідкосольових системах, що дозволяють очищати від шлаків відпрацьоване сольове паливо і заповнити падіння концентрації вигорілого елемента (мал. 8.5).

Утворення шлаків і вигоряння подільних елементів впливають на величину середнього часу життя покоління нейтронів в розмножуючому середовищі, що позначається на динамічних характеристиках підкритичної збірки.

Тому в гетерогенних системах підкритичних збірок пропонується використовувати вигоряючі поглиначі для збільшення оперативного запасу реактивності, компенсації вигоряння подільних елементів й поглинання нейтронів шлаками. Ідеальним варіантом є рівність швидкостей зменшення реактивності через вигоряння шлакування розмножуючого нейтрони матеріалу й збільшення реактивності в результаті вигоряння атомів поглинача. З цією метою пропонується використовувати як вигоряючий поглинач ербій природного складу, котрий бажаніший при тривалій безперервній експлуатації через малий переріз захоплення нейтронів.

У результаті аналізу різних конструкційних рішень для підкритичної системи обрана циліндрична геометрія, за віссю якої розташовується мішень-конвертер заряджених частинок (мал. 8.6).

Робота активної зони електроядерної системи на підкритичному рівні (Keff<1) забезпечує безпеку експлуатації, що виключає протікання самопідтримуваної ланцюгової реакції ділення. При надійному зворотному зв'язку між потужністю підкритичної системи і потужністю пучка прискорювача (мал. 8.7) можна гарантувати бажаний рівень управління електроядерною системою.

Мал. 8.7. Принцип управління електроядерною системою: 1 – прискорювач; 2 – підкритична активна зона; 3 – контроль густини потоку нейтронів; 4 – зворотний зв'язок між інтенсивністю джерела й густиною потоку нейтронів; I (t) – струм пучка електронів, Q – заряд електрона (1,6•10 19 кул); Z – число нейтронів, створених одним електроном, ϕ – важливість джерела; S – зовнішнє джерело нейтронів; Δβ – дефіцит, який необхідно додавати; λ – час життя нейтрона; Λ константа

 Ядерне паливо (тепловиділяючі збірки РБМК). Цех збірки ТВЗ, м. Електросталь