Быстрые нейтронные реакторы: принципы, преимущества и перспективы

Введение

Быстрый нейтронный реактор (БНР) или реактор быстрого спектра (БРС), или просто быстрый реактор – это категория ядерных реакторов, в которых цепная реакция деления поддерживается быстрыми нейтронами (с энергией выше 1 МэВ в среднем), в отличие от медленных тепловых нейтронов, используемых в тепловых реакторах. Такой реактор не требует замедлителя нейтронов, но нуждается в топливе, относительно богатом делящимся материалом, по сравнению с топливом, необходимым для теплового реактора. Было построено около 20 наземных быстрых реакторов, суммарно накопивших более 400 лет эксплуатации по всему миру. Крупнейшим из них был французский Superphénix – натриевый быстрый реактор, разработанный для выработки 1242 МВт(э). Быстрые реакторы интенсивно изучаются с 1950-х годов, поскольку они обладают рядом преимуществ по сравнению с существующим парком реакторов с водяным охлаждением и замедлением. Эти преимущества заключаются в следующем: при делении, вызванном поглощением быстрого нейтрона, образуется больше нейтронов, чем при аналогичном процессе с медленными (тепловыми, или замедленными) нейтронами. Таким образом, достижение критичности облегчается. Все построенные на сегодняшний день быстрые реакторы используют жидкие металлы в качестве теплоносителя, такие как натриевый и свинцовый быстрые реакторы. Благодаря очень высокой температуре кипения этих металлов, давление в реакторе можно поддерживать на низком уровне, что значительно повышает безопасность. Поскольку температура в активной зоне может быть существенно выше, чем в реакторах с водяным охлаждением, такие реакторы обладают большей термодинамической эффективностью – большая доля генерируемого тепла преобразуется в полезную электроэнергию. Атомы тяжелее урана имеют гораздо более высокую вероятность деления под воздействием быстрых нейтронов, чем тепловых. Это означает, что содержание тяжелых атомов в ядерных отходах, например, курия, значительно снижается, что приводит к существенному уменьшению требований к обращению с отходами. В рамках инициативы GEN IV около двух третей предлагаемых реакторов будущего используют быстрый спектр по этим причинам.

Nuclear reactor where fast neutrons maintain a fission chain reaction

A fast neutron reactor (FNR) or fast spectrum reactor or simply a fast reactor is a category of nuclear reactor in which the fission chain reaction is sustained by fast neutrons (carrying energies above 1 MeV, on average), as opposed to slow thermal neutrons used in thermal neutron reactors. Such a fast reactor needs no neutron moderator, but requires fuel that is relatively rich in fissile material when compared to that required for a thermal neutron reactor. Around 20 land based fast reactors have been built, accumulating over 400 reactor years of operation globally. The largest of this was the Superphénix Sodium cooled fast reactor in France that was designed to deliver 1,242 MWe. Fast reactors have been intensely studied since the 1950s, as they provide certain advantages over the existing fleet of water cooled and water moderated reactors. These are:
More neutrons are produced when a fission occurs, resulting from the absorption of a fast neutron, than the comparable process with slow (thermal, or moderated) neutrons. Thus, criticality is easier to attain than with slower neutrons. All fast reactor designs built to this date use liquid metals as coolant, such as the sodium cooled fast reactor and the lead cooled fast reactor. As the boiling points of these metals are very high, the pressure in the reactor can be maintained at a low level, which improves safety considerably. As temperatures in the core can also be substantially higher than in a water cooled design, such reactors have a greater thermodynamic efficiency; a larger percentage of the heat generated is turned into usable electricity. Atoms heavier than uranium have a much greater chance of fission with a fast neutron, than with a thermal one. This means that the inventory of heavier atoms in the nuclear waste stream, for example curium, is greatly reduced, leading to a substantially lower waste management requirement. In the GEN IV initiative, about two thirds of the proposed reactors for the future use a fast spectrum for these reasons.

Процессы деления

Быстрые реакторы работают за счет деления урана и других тяжелых атомов, подобно тепловым реакторам. Однако существуют ключевые различия, обусловленные тем, что подавляющее большинство коммерческих ядерных реакторов используют замедлитель, а быстрые реакторы – нет.

Недостатки легкой воды в качестве модератора в обычных ядерных реакторах

Следующие недостатки использования модератора послужили причиной исследований и разработок быстрых реакторов. Хотя дешевая, легкодоступная и легко очищаемая, легкая вода способна поглощать нейтрон и выводить его из реакции. Это происходит в достаточной степени, чтобы концентрация в природном уране была слишком низкой для поддержания цепной реакции; нейтроны, теряемые при поглощении в воде и вместе с теми, что теряются в окружающую среду, приводят к тому, что в топливе остается недостаточно нейтронов. Наиболее распространенным решением этой проблемы является повышение концентрации в топливе для получения обогащенного урана, а остаток известен как обедненный уран. Другие тепловые нейтронные конструкции используют различные модераторы, такие как тяжелая вода или графит, которые гораздо менее склонны к поглощению нейтронов, что позволяет им работать на природном урановом топливе. См. CANDU, Графитовый реактор X-10. В любом случае, нейтронный баланс реактора основан на тепловых нейтронах. Вторым недостатком использования воды для охлаждения является ее относительно низкая температура кипения. Подавляющее большинство электроэнергии производится с использованием паровых турбин, которые становятся более эффективными при более высоком давлении (и, следовательно, температуре) пара. Поэтому ядерный реактор с водяным охлаждением и замедлением должен работать при высоком давлении для обеспечения эффективного производства электроэнергии. Следовательно, такие реакторы строятся с использованием очень прочных стальных корпусов, например, толщиной 30 см (12 дюймов). Эта работа под высоким давлением усложняет конструкцию реактора и требует обширных мер физической безопасности. Подавляющее большинство ядерных реакторов в мире охлаждаются и замедляются водой. Примерами служат реакторы PWR, BWR и CANDU. В России и Великобритании эксплуатируются реакторы, использующие графит в качестве модератора, а соответственно воду в российских и газ в британских реакторах в качестве теплоносителя. Поскольку рабочая температура и давление этих реакторов определяются инженерными и требованиями безопасности, они оба ограничены. Таким образом, температура и давление, подаваемые на паровую турбину, также ограничены. Типичная температура воды в современном реакторе с водой под давлением составляет около , при давлении около 85 бар (1233 psi). По сравнению, например, с современными паровыми циклами, работающими на угле, где температура основного пара превышает , это низкий показатель, приводящий к относительно низкой тепловой эффективности. В современном PWR около 30–33 % ядерного тепла преобразуется в электроэнергию. Третий недостаток заключается в том, что при остановке ядерного реактора (любого ядерного реактора) топливо в реакторе больше не подвергается процессам деления. Однако имеется запас высокорадиоактивных элементов, некоторые из которых выделяют значительное количество тепла. Если топливные элементы окажутся открытыми (т.е. нет воды для их охлаждения), это тепло не будет отводиться. Топливо начнет нагреваться, и температура может превысить температуру плавления оболочки из циркалоя. В этом случае топливные элементы расплавятся и произойдет авария с расплавлением активной зоны, как это произошло при многочисленных авариях на Фукусиме. Когда реактор находится в режиме остановки, температура и давление медленно снижаются до атмосферных, и, следовательно, вода будет кипеть при этой относительно низкой температуре. В сочетании с толщиной используемых стальных корпусов это может привести к проблемам с охлаждением топлива, как это показала авария на Фукусиме. Наконец, деление урана и плутония в тепловом спектре дает меньшее количество нейтронов, чем в быстром спектре, поэтому в быстром реакторе допустимы большие потери. Предлагаемые быстрые реакторы решают все эти проблемы (помимо фундаментальных свойств деления, где, например, плутоний-239 с большей вероятностью делится после поглощения быстрого нейтрона, чем медленного).

The following disadvantages of the use of a moderator have instigated the research and development of fast reactors. Although cheap, readily available and easily purified, light water can absorb a neutron and remove it from the reaction. It does this enough that the concentration of in natural uranium is too low to sustain the chain reaction; the neutrons lost through absorption in the water and , along with those lost to the environment, results in too few left in the fuel. The most common solution to this problem is to concentrate the amount of in the fuel to produce enriched uranium, with the leftover known as depleted uranium. Other thermal neutron designs use different moderators, like heavy water or graphite that are much less likely to absorb neutrons, allowing them to run on natural uranium fuel. See CANDU, X 10 Graphite Reactor. In either case, the reactor's neutron economy is based on thermal neutrons. A second drawback of using water for cooling is that it has a relatively low boiling point. The vast majority of electricity production uses steam turbines. These become more efficient as the pressure (and thus the temperature) of the steam is higher. A water cooled and moderated nuclear reactor therefore needs to operate at high pressures to enable the efficient production of electricity. Thus, such reactors are constructed using very heavy steel vessels, for example 30 cm (12 inch) thick. This high pressure operation adds complexity to reactor design and requires extensive physical safety measures. The vast majority of nuclear reactors in the world are water cooled and moderated with water. Examples include the PWR, the BWR and the CANDU reactors. In Russia and the UK, reactors are operational that use graphite as moderator, and respectively water in Russian and gas in British reactors as coolant. As the operational temperature and pressure of these reactors is dictated by engineering and safety constraints, both are limited. Thus, the temperatures and pressures that can be delivered to the steam turbine are also limited. Typical water temperatures of a modern pressurized water reactor are around , with pressures of around 85 bar (1233 psi). Compared to for example modern coal fired steam circuits, where main steam temperatures in excess of are obtained, this is low, leading to a relatively low thermal efficiency. In a modern PWR, around 30 33 % of the nuclear heat is converted into electricity. A third drawback is that when a (any) nuclear reactor is shut down after operation, the fuel in the reactor no longer undergoes fission processes. However, there is an inventory present of highly radioactive elements, some of which generate substantial amounts of heat. If the fuel elements were to be exposed (i. e. there is no water to cool the elements), this heat is no longer removed. The fuel will then start to heat up, and temperatures can then exceed the melting temperature of the zircaloy cladding. When this occurs the fuel elements melt, and a meltdown occurs, such as the multiple meltdowns that occurred in the Fukushima disaster. When the reactor is in shutdown mode, the temperature and pressure are slowly reduced to atmospheric, and thus water will boil at This relatively low temperature, combined with the thickness of the steel vessels used, could lead to problems in keeping the fuel cool, as was shown by the Fukushima accident. Lastly, the fission of uranium and plutonium in a thermal spectrum yields a smaller number of neutrons than in the fast spectrum, so in a fast reactor, more losses are acceptable. The proposed fast reactors solve all of these problems (next to the fundamental fission properties, where for example plutonium 239 is more likely to fission after absorbing a fast neutron, than a slow one.)

Быстрое деление и размножение

Хотя у них более низкое сечение захвата при взаимодействии с нейтронами высоких энергий, они всё же остаются реактивными вплоть до диапазона энергий в 1 МэВ. Если плотность или достаточна, будет достигнут порог, при котором в топливе окажется достаточно делящихся атомов для поддержания цепной реакции с быстрыми нейтронами. Фактически, в быстром спектре, когда захватывает быстрый нейтрон, он также будет расщепляться примерно в 11% случаев, а остальные захваты будут "радиационными" и приведут к цепочке распада до плутония-239. Важно отметить, что когда реактор работает на быстрых нейтронах, изотоп, вероятно, будет расщепляться в 74% случаев, в то время как при захвате теплового нейтрона происходит расщепление лишь в 62% случаев. Кроме того, вероятность расщепления при поглощении быстрого нейтрона составляет 70%, в то время как для теплового нейтрона она менее 20%. Быстрые нейтроны имеют меньшую вероятность захвата ядрами урана и плутония, но при захвате они значительно повышают вероятность деления. Поэтому в отработанном топливе быстрого реактора практически отсутствуют актиниды, за исключением урана и плутония, которые могут быть эффективно переработаны. Даже если активная зона первоначально загружена 20% плутонием реакторного качества (содержащим в среднем 2% , 53% , 25% , 15% , 5% и следы ), быстрые нейтроны способны вызывать расщепление каждого из этих изотопов с заметной скоростью. К концу топливного цикла продолжительностью около 24 месяцев соотношение изотопов изменится: доля увеличится до более чем 80%, а доля всех остальных изотопов плутония пропорционально уменьшится. Исключение модератора позволяет значительно уменьшить объем активной зоны реактора и, в некоторой степени, его сложность. Поскольку уран и, особенно, уран, гораздо вероятнее расщепляются при захвате быстрого нейтрона, такие реакторы можно заправлять смесью плутония и природного урана или обогащенным материалом, содержащим около 20%. На различных установках проводились испытания с использованием и . Природный уран (в основном ) превратится в , а в случае – результатом будет . Поскольку в процессе работы образуется новое топливо, этот процесс называется воспроизводством. Менее 1% всего добытого урана расходуется в тепловом реакторе при однократном прохождении цикла, в то время как в лучших существующих циклах быстрых реакторов расщепляется до 60% природного урана. Учитывая текущие запасы отработавшего ядерного топлива (которое содержит плутоний реакторного качества), можно переработать этот отработанный топливный материал и повторно использовать изотопы актинидов в качестве топлива в большом количестве быстрых реакторов. Это эффективно потребляет плутоний реакторного качества, и огромное количество энергии всё ещё содержится в запасах отработавшего реакторного топлива; если использовать быстрые типы реакторов для переработки этого материала, эту энергию можно будет использовать в полезных целях.

Although and have a lower capture cross section with higher energy neutrons, they still remain reactive well into the MeV range. If the density of or is sufficient, a threshold will be reached where there are enough fissile atoms in the fuel to maintain a chain reaction with fast neutrons. In fact, in the fast spectrum, when captures a fast neutron it will also undergo fission around 11% of the time with the remainder of captures being "radiative" and entering the decay chain to plutonium 239. Crucially, when a reactor runs on fast neutrons, the isotope is likely to fission 74% of the time instead of the 62% of fissions when it captures a thermal neutron. In addition the probability of a upon absorbing a fast neutron fissioning is 70% while for a thermal neutron it is less than 20%. Fast neutrons have a smaller chance of being captured by the uranium and plutonium, but when they are captured, have a significantly higher probability of causing a fission. The inventory of spent fast reactor fuel therefore contains virtually no actinides except for uranium and plutonium, which can be effectively recycled. Even when the core is initially loaded with 20% mass reactor grade plutonium (containing on average 2% , 53% , 25% , 15% , 5% and traces of ), the fast spectrum neutrons are capable of causing each of these to fission at significant rates. By the end of a fuel cycle of some 24 months, these ratios will have shifted with an increase of to over 80% while all the other plutonium isotopes will have decreased in proportion. By removing the moderator, the size of the reactor core volume can be greatly reduced, and to some extent the complexity. As and particularly are far more likely to fission when they capture a fast neutron, it is possible to fuel such reactors with a mixture of plutonium and natural uranium, or with enriched material, containing around 20% Test runs at various facilities have also been done using and The natural uranium (mostly ) will be turned into , while in the case of , is the result. As new fuel is created during the operation, this process is called breeding. Less than 1% of the total Uranium mined is consumed in a thermal once through cycle, while up to 60% of the natural uranium is fissioned in the best existing fast reactor cycles. Given the current inventory of spent nuclear fuel (which contains reactor grade plutonium), it is possible to process this spent fuel material and reuse the actinide isotopes as fuel in a large number of fast reactors. This effectively consumes the , reactor grade plutonium, , and Enormous amounts of energy are still present in the spent reactor fuel inventories; if fast reactor types were to be employed to use this material, that energy can be extracted for useful purposes.

Охлаждающая жидкость

Все ядерные реакторы производят тепло, которое необходимо отводить от активной зоны. Вода, наиболее распространенный теплоноситель в тепловых реакторах, как правило, не подходит для быстрого реактора, поскольку она является эффективным замедлителем нейтронов. Все действующие быстрые реакторы являются жидкометаллическими, в которых в качестве теплоносителей используются натрий, свинец или эвтектика свинца и висмута. Ранний реактор «Клементина» использовал ртуть в качестве теплоносителя и металлический плутоний в качестве топлива. Помимо токсичности для человека, ртуть обладает высоким сечением захвата (то есть легко поглощает нейтроны, вызывая ядерные реакции) для реакции (n, γ), что приводит к активации теплоносителя и потере нейтронов, которые могли бы быть поглощены топливом. Поэтому ртуть больше не рассматривается как подходящий теплоноситель. Россия разработала реакторы, использующие расплавленный свинец и эвтектические сплавы свинца и висмута, которые в больших масштабах применялись в энергетических установках флота, в частности, на советских подводных лодках класса «Альфа», а также в некоторых опытных реакторах. Сплав натрия и калия (NaK) популярен в исследовательских реакторах благодаря низкой температуре плавления. Другим предлагаемым типом быстрого реактора является реактор с расплавленной солью, в котором замедляющие свойства соли незначительны. Конкретная формула соли имеет решающее значение, поскольку некоторые формулы являются эффективными замедлителями, а другие – нет. Газоохлаждаемые быстрые реакторы являются предметом исследований, чаще всего с использованием гелия, который имеет небольшие сечения поглощения и рассеяния, тем самым сохраняя спектр быстрых нейтронов без значительного поглощения нейтронов теплоносителем. Очищенный азот-15 также был предложен в качестве газообразного теплоносителя, поскольку он более распространен, чем гелий, и также имеет очень низкое сечение поглощения нейтронов. Однако во всех крупномасштабных быстрых реакторах использовались расплавленные металлы в качестве теплоносителя. Преимущества расплавленных металлов – низкая стоимость, небольшой потенциал активации и широкий жидкий диапазон. Последнее означает, что материал имеет низкую температуру плавления и высокую температуру кипения. Примерами таких реакторов являются быстроохлаждаемые натрием реакторы, разработка которых продолжается во всем мире. В настоящее время Россия эксплуатирует два таких реактора в коммерческих масштабах. Кроме того, Россия накопила около восьмидесяти реакторных лет опыта работы с реакторами, охлаждаемыми свинцом, которые в последнее время вызывают все больший интерес.

All nuclear reactors produce heat which must be removed from the reactor core. Water, the most common coolant in thermal reactors, is generally not feasible for a fast reactor, because it acts as an effective neutron moderator. All operating fast reactors are liquid metal cooled reactors, which use sodium, lead, or lead bismuth eutectic as coolants. The early Clementine reactor used mercury coolant and plutonium metal fuel. In addition to its toxicity to humans, mercury has a high capture cross section (thus, it readily absorbs the neutrons, which causes nuclear reactions) for the (n,gamma) reaction, causing activation in the coolant and losing neutrons that could otherwise be absorbed in the fuel, which is why it is no longer considered useful as a coolant. Russia has developed reactors that use molten lead and lead bismuth eutectic alloys, which have been used on a larger scale in naval propulsion units, particularly the Soviet Alfa class submarine, as well as some prototype reactors. Sodium potassium alloy (NaK) is popular in test reactors due to its low melting point. Another proposed fast reactor is a molten salt reactor, in which the salt's moderating properties are insignificant. The particular salt formula used is crucial as some formulas are effective moderators while others are not. Gas cooled fast reactors have been the subject of research commonly using helium, which has small absorption and scattering cross sections, thus preserving the fast neutron spectrum without significant neutron absorption in the coolant. Purified nitrogen 15 has also been proposed as a coolant gas because it is more common than Helium and also has a very low neutron absorption cross section. However, all large scale fast reactors have used molten metal coolant. Advantages of molten metals are low cost, the small activation potential and the large liquid ranges. The latter means that the material has a low melting point, and a high boiling point. Examples of these reactors include Sodium cooled fast reactor, which are still being pursued worldwide. Russia currently operates two such reactors on a commercial scale. Additionally, Russia has around eighty reactor years of experience with the Lead cooled fast reactor which is rapidly gaining interest.

Топливо

На практике поддержание цепной реакции деления с помощью быстрых нейтронов означает использование относительно обогащенного урана или плутония. Причина этого в том, что реакции деления протекают более эффективно при тепловых энергиях, поскольку отношение между сечением деления и сечением поглощения составляет примерно 100 в тепловом спектре и 8 в быстром спектре. Сечения деления и поглощения малы как для , так и для при высоких (быстрых) энергиях, что означает, что быстрые нейтроны с большей вероятностью проходят сквозь топливо, не взаимодействуя, чем тепловые нейтроны; следовательно, требуется больше делящегося материала. Поэтому быстрый реактор не может работать на природном уране. Однако возможно построить быстрый реактор, который воспроизводит топливо, производя его больше, чем потребляет. После первоначальной загрузки топливом такой реактор может перезагружаться путем переработки отработавшего топлива. Продукты деления могут быть заменены добавлением природного или даже обедненного урана без дополнительного обогащения. Это принцип работы быстрого реактора-размножителя, или FBR. На сегодняшний день большинство реакторов быстрых нейтронов использовали либо MOX (смешанный оксид), либо топливо из металлических сплавов. Советские реакторы быстрых нейтронов изначально использовали (высокообогащенный) уран, а затем в 2022 году перешли на использование MOX. Индийский прототип реактора использует топливо из карбида урана. Хотя достижение критичности при быстрых энергиях возможно при обогащении урана до 5,5 (мас.%) , были предложены конструкции быстрых реакторов с обогащением в диапазоне 20% по причинам, связанным с ресурсом активной зоны: если бы быстрый реактор был загружен минимальной критической массой, он стал бы докритическим после первого деления. Вместо этого в реактор загружается избыток топлива с системами управления реактивностью, причем управление реактивностью полностью вводится в начале эксплуатации для перевода реактора из сверхкритического состояния в критическое; по мере выгорания топлива управление реактивностью постепенно ослабляется для поддержания продолжающегося деления. В быстром реакторе-размножителе применяется тот же принцип, однако реактивность, теряемая из-за выгорания топлива, компенсируется воспроизводством или из или , соответственно. Некоторые конструкции используют поглотители, также известные как выгораемые поглотители, содержащие изотопы с высоким сечением захвата нейтронов. Для этой цели обычно используется концентрированный или и в природном гадолинии. По мере поглощения избыточных нейтронов эти изотопы превращаются в изотопы с низким сечением поглощения, так что в течение всего топливного цикла они выгорают, поскольку образуется больше продуктов деления с высоким сечением захвата. Это облегчает поддержание контроля над скоростью реактивности в активной зоне при запуске с новым топливом.

In practice, sustaining a fission chain reaction with fast neutrons means using relatively enriched uranium or plutonium. The reason for this is that fissile reactions are favored at thermal energies, since the ratio between the fission cross section and absorption cross section is ~100 in a thermal spectrum and 8 in a fast spectrum. Fission and absorption cross sections are low for both and at high (fast) energies, which means that fast neutrons are likelier to pass through fuel without interacting than thermal neutrons; thus, more fissile material is needed. Therefore, a fast reactor cannot run on natural uranium fuel. However, it is possible to build a fast reactor that breeds fuel by producing more than it consumes. After the initial fuel charge such a reactor can be refueled by reprocessing. Fission products can be replaced by adding natural or even depleted uranium without further enrichment. This is the concept of the fast breeder reactor or FBR. So far, most fast neutron reactors have used either MOX (mixed oxide) or metal alloy fuel. Soviet fast neutron reactors used (highly enriched) uranium fuel initially, then in 2022 switched to using MOX. The Indian prototype reactor uses uranium carbide fuel. While criticality at fast energies may be achieved with uranium enriched to 5.5 (weight) percent , fast reactor designs have been proposed with enrichment in the range of 20 percent for reasons including core lifetime: if a fast reactor were loaded with the minimal critical mass, then the reactor would become subcritical after the first fission. Rather, an excess of fuel is inserted with reactivity control mechanisms, such that the reactivity control is inserted fully at the beginning of life to bring the reactor from supercritical to critical; as the fuel is depleted, the reactivity control is withdrawn to support continuing fission. In a fast breeder reactor, the above applies, though the reactivity from fuel depletion is also compensated by breeding either or and from or , respectively. Some designs use Burnable Poisons also known as Burnable Absorbers which contain isotopes with high neutron capture cross sections. Concentrated or & in natural Gadolinium are typically used for this purpose. As these isotopes absorb excess neutrons they are transmuted into isotopes with low absorption cross sections so that over the life of the fuel cycle they are eliminated as more fission products with high capture cross section are generated. This makes it easier to maintain control of the reactivity rate in the core at start up with fresh fuel.

Контроль

Как и тепловые реакторы, быстрые нейтронные реакторы контролируются за счет поддержания критичности, зависящей от запаздывающих нейтронов, с грубым регулированием посредством нейтронопоглощающих регулирующих стержней или пластин. Однако они не могут полагаться на изменение характеристик замедлителя, поскольку замедлитель отсутствует. Следовательно, доплеровское уширение в замедлителе, влияющее на тепловые нейтроны, не действует, равно как и отрицательный коэффициент пустотности замедлителя. Обе эти методики широко используются в обычных водо-водяных реакторах. Доплеровское уширение, вызванное молекулярным движением топлива и его нагревом, может обеспечить быструю отрицательную обратную связь. Молекулярное движение делящихся материалов само по себе может изменить относительную скорость топлива, отклоняя ее от оптимальной скорости нейтронов. Термическое расширение топлива также может обеспечить отрицательную обратную связь. В компактных реакторах, например, в подводных лодках, может использоваться доплеровское уширение или тепловое расширение нейтронных отражателей.

Ресурсы

Поскольку в 1960-х годах оценка запасов урановой руды была довольно низкой, а ожидалось, что ядерная энергетика быстро займет доминирующее положение в базовой генерации, реакторы на быстрых нейтронах рассматривались в 1960-х и 1970-х годах как решение мировых энергетических проблем. Используя переработку отработавшего топлива, реактор на быстрых нейтронах увеличивает энергетический потенциал известных месторождений руды, что означает, что существующих источников руды хватило бы на сотни лет. Недостатком этого подхода является то, что реактор-размножитель нуждается в топливе, которое должно быть переработано на заводе по переработке отработавшего ядерного топлива. Широко ожидалось, что это все равно будет дешевле, чем обогащенный уран, по мере роста спроса и истощения известных ресурсов. В 1970-х годах изучались экспериментальные конструкции реакторов-размножителей, особенно в США, Франции и СССР. Однако это совпало с резким падением цен на уран. Ожидаемый рост спроса побудил горнодобывающие компании расширить каналы поставок, которые начали функционировать как раз тогда, когда темпы строительства реакторов замедлились в середине 1970-х годов. В результате переизбыток предложения привел к снижению цен на топливо с примерно 40 долларов за фунт в 1980 году до менее 20 долларов к 1984 году. Реакторы-размножители производили гораздо более дорогое топливо, стоимостью от 100 до 160 долларов, и немногие установки, достигшие коммерческой эксплуатации, оказались экономически нецелесообразными.

Недостатки

Поскольку большинство быстрых реакторов на сегодняшний день охлаждались натрием, свинцом или свинцово-висмутовым сплавом, недостатки таких систем описаны здесь. В результате работы реакторов на быстрых нейтронах реактивность активной зоны определяется этими нейтронами, в отличие от реакторов с замедлителем. В реакторах с замедлителем значительная часть контроля реактивности обеспечивается запаздывающими нейтронами, что дает операторам или компьютерам время для корректировки реактивности. Поскольку запаздывающие нейтроны практически не играют роли в быстрых реакторах, для очень кратковременного контроля реактивности (например, в течение одной секунды) в быстрых реакторах требуются другие механизмы – термическое расширение и доплеровское уширение. Долгосрочный контроль реактивности обеспечивается регулирующими стержнями, заполненными материалом, поглощающим нейтроны. Поскольку весь реактор заполнен большими объемами расплавленного металла, дозаправка не является тривиальной задачей, так как оптические инструменты (камеры и т.д.) бесполезны. Для дозаправки требуются дорогостоящие, тщательно откалиброванные и позиционированные роботизированные инструменты. Кроме того, полное извлечение топливных элементов из реактора – непростая задача. Тот факт, что весь реактор заполнен металлом с температурой плавления значительно выше комнатной, означает, что все трубопроводы, теплообменники и весь объем реактора должны быть предварительно нагреты электрически перед началом любой ядерной операции. Однако, как только реактор начинает вырабатывать тепло, эта проблема отпадает. На сегодняшний день большинство типов быстрых реакторов оказались дорогостоящими в строительстве и эксплуатации и не очень конкурентоспособны с тепловыми реакторами, если только цена урана не вырастет резко или стоимость строительства не снизится. Считается, что, учитывая проблему утилизации ядерных отходов, такие реакторы будут необходимы. Поскольку стоимость строительства реакторов с замедлителем растет (в том числе из-за все более строгих требований к безопасности), это может повысить экономическую целесообразность быстрых реакторов. Натрий часто используется в качестве теплоносителя в быстрых реакторах, поскольку он незначительно замедляет нейтроны и обладает высокой теплоемкостью. Однако он горит и пенится на воздухе, хотя реакцию горения натрия в воздухе не следует путать с чрезвычайно бурной реакцией натрия с водой. Утечки натрия могут воспламениться на воздухе, что приводило к проблемам на реакторах, таких как USS Seawolf (SSN 575) и Monju. Некоторые быстрореакторные установки с натриевым охлаждением работали безопасно в течение длительного времени (в частности, Phénix и EBR II в течение 30 лет, или BN 600 и BN 800, эксплуатируемые с 1980 и 2016 годов соответственно, несмотря на несколько незначительных утечек и пожаров). Важно отметить, что утечки натрия (и, возможно, пожары) не приводят к выбросу радиоактивных элементов, поскольку быстрореакторные установки с натриевым охлаждением всегда проектируются с двухконтурной системой. Поскольку жидкие металлы, кроме лития и бериллия, обладают низкой замедляющей способностью, основным взаимодействием нейтронов с теплоносителем быстрого реактора является (n,γ)-реакция, которая вызывает радиоактивацию теплоносителя. Натрий-24 образуется в контуре быстрого реактора с натриевым охлаждением из природного натрия-23 в результате бомбардировки нейтронами. С периодом полураспада 15 часов он распадается на изотопы магния-24 (²⁴Mg) путем испускания электрона и двух гамма-квантов. Поскольку период полураспада этого изотопа очень короткий, через, например, две недели практически ничего не остается. Быстрые реакторы, использующие натрий, должны удалять этот магний из натрия, что достигается с помощью "холодной" ловушки. В конструкциях с жидким свинцом или свинцово-висмутовым эвтектическим сплавом активации подвергается только жидкий свинцово-висмутовый эвтектический сплав. Поскольку чистый свинец практически не активируется, реактор с чистым свинцом может работать в одноконтурной системе, что значительно снизит затраты на теплообменники и отдельные системы. Неправильно спроектированный быстрый реактор может иметь положительный коэффициент пустотного эффекта: кипение теплоносителя в случае аварии уменьшит его плотность и, следовательно, скорость поглощения. Такие конструкции не предлагаются для коммерческой эксплуатации, поскольку они потенциально опасны и нежелательны с точки зрения безопасности и аварийности. Этому можно избежать в газоохлаждаемом реакторе, поскольку в таком реакторе при аварии образование пустот не происходит; однако контроль реактивности в газоохлаждаемом быстром реакторе затруднен. Из-за низких сечений взаимодействия большинства материалов при высоких энергиях нейтронов критическая масса в быстром реакторе значительно выше, чем в тепловом реакторе. На практике это означает более высокую степень обогащения: >20% в быстром реакторе по сравнению с <5% в типичных тепловых реакторах. В качестве альтернативы можно использовать смесь плутония из ядерных отходов в сочетании с природным или обедненным ураном.

As most fast reactors to date have been either sodium, lead or lead bismuth cooled, the disadvantages of such systems are described here. As a result of running the reactors on fast neutrons, the reactivity of the core is determined by these neutrons, as opposed to moderated reactors. In the moderated reactors, a significant amount of control of the reactivity is obtained from delayed neutrons, which allow time for operators or computers to adjust reactivity. As delayed neutrons play virtually no role in fast reactors, other mechanisms are required for the very short term reactivity control (e. g. within one second) in fast reactors, which are thermal expansion and Doppler broadening. Longer term reactivity is obtained from control rods, which are filled with a neutron absorption material. As the entire reactor is filled with large volumes of molten metal, refuelling is not trivial, as optical tools (cameras, etc.) are of no use. Costly, carefully calibrated and positioned robotic tools are needed for the operation of refueling. Also, completely removing fuel elements from the reactor is not easy. The fact that the entire reactor is filled with a metal that has a melting point much higher than room temperature, all the tubing, heat exchangers, and the entire reactor volume must be heated electrically, before any nuclear operation can take place. However, once the reactor produces heat, this is no longer of any concern. To date most fast reactor types have proven costly to build and operate, and are not very competitive with thermal neutron reactors unless the price of uranium increased dramatically, or building costs decreased. It is thought that given the perception of problematic nuclear waste disposal, such reactors will be necessary. As moderated reactor construction costs are rising (among other) due to ever more stringent safety mechanisms, this could mean a better economic viability of fast reactors. Sodium is often used as a coolant in fast reactors, because it does not moderate neutron speeds much and has a high heat capacity. However, it burns and foams in air, although the combustion reaction of sodium in air should not be confused with the extremely violent reaction of sodium and water. Sodium leaks can ignite with air, causing difficulties in reactors such as (e. g. USS Seawolf (SSN 575) and Monju). Some sodium cooled fast reactors have operated safely for long periods (notably the Phénix and EBR II for 30 years, or the BN 600 and BN 800 in operation since resp. 1980 and 2016, despite several minor leaks and fires. It is important to note that sodium leaks (and possibly fires) do not release radioactive elements, as the sodium fast reactors are always designed with a two loop system. Since liquid metals other than lithium and beryllium have low moderating ability, the primary interaction of neutrons with fast reactor coolant is the (n,gamma) reaction, which induces radioactivity in the coolant. Sodium 24 is created in the reactor loop of the sodium cooled fast reactor, from natural sodium 23 by neutron bombardment. With a 15 hour half life, decays to link=Isotopes of magnesium24Mg by emission of an electron and two gamma rays. As the half life of this isotope is very short, after e. g. two weeks, almost no is left. Fast spectrum reactors that use sodium must remove this magnesium from the sodium, which is achieved with a 'cold' trap. From the liquid lead or Lead bismuth eutectic designs, only the liquid eutectic lead bismuth will have activation. As pure lead will have virtually no activation, a pure lead reactor design could operate in a single loop, saving significant costs on heat exchanger and separate systems. A defective fast reactor design could have positive void coefficient: boiling of the coolant in an accident would reduce coolant density and thus the absorption rate. No such designs are proposed for commercial service, as they are potentially dangerous and undesirable from a safety and accident standpoint. This can be avoided with a gas cooled reactor, since voids do not form in such a reactor during an accident; however, reactivity control in a gas cooled fast reactor is difficult. Due to the low cross sections of most materials at high neutron energies, critical mass in a fast reactor is much higher than in a thermal reactor. In practice, this means significantly higher enrichment: >20% enrichment in a fast reactor compared to <5% enrichment in typical thermal reactors. Alternatively, a mixture of plutonium from nuclear waste, combined with natural or depleted uranium could be used.

Соединенные Штаты

Клементина был первым быстрым реактором, построенным в 1946 году в Национальной лаборатории Лос-Аламоса. Он использовал плутониевое металлическое топливо, ртутный теплоноситель, достиг мощности 25 кВт и использовался для исследований, особенно в качестве источника быстрых нейтронов. Экспериментальный реактор-размножитель I (EBR I) в Аргонн-Уэст, ныне Национальная лаборатория Айдахо, недалеко от Арко, штат Айдахо, в 1951 году стал первым реактором, выработавшим значительное количество электроэнергии. Выведен из эксплуатации в 1964 году. Ферми 1, расположенный недалеко от Детройта, был прототипом быстрого реактора-размножителя, запущенным в 1957 году и остановленным в 1972 году. Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II) в Национальной лаборатории Айдахо, недалеко от Арко, штат Айдахо, был прототипом интегрального быстрого реактора и работал в период с 1965 по 1994 год. SEFOR в Арканзасе был исследовательским реактором мощностью 20 МВт, работавшим с 1969 по 1972 год. Установка для испытаний быстрого потока (FFTF) мощностью 400 МВт безотказно работала с 1982 по 1992 год в Ханфорде, штат Вашингтон. В ней использовался жидкий натрий, слитый аргоном, находящийся на консервации и техническом обслуживании. SRE в Калифорнии был коммерческим реактором мощностью 20 МВт (тепловой) и 6,5 МВт (электрической), работавшим с 1957 по 1964 год. LAMPRE 1 был реактором, работающим на расплавленном плутонии, мощностью 1 МВт (тепловой). Он функционировал как исследовательский реактор с 1961 по 1963 год в Национальной лаборатории Лос-Аламоса.

Европа

Быстрый реактор типа Dounreay Loop (DFR), 1959–1977 гг., был реактором мощностью 14 МВт, а прототип быстрого реактора (PFR), 1974–1994 гг., – мощностью 250 МВт, расположенные в Кейтнессе, в горной местности Шотландии. Быстрый реактор типа Dounreay Pool (PFR), 1975–1994 гг., имел тепловую мощность 600 МВт и электрическую мощность 234 МВт и использовал смешанное оксидное (MOX) топливо. Rapsodie в Кадараше, Франция, (20, затем 40 МВт) работал с 1967 по 1982 год. Superphénix, во Франции, мощностью 1200 МВт, был закрыт в 1997 году по политическому решению и из-за высоких затрат. Phénix, Франция, 1973 года, мощностью 233 МВт, был перезапущен в 2003 году на мощности 140 МВт для проведения экспериментов по трансмутации ядерных отходов в течение шести лет, и прекратил выработку электроэнергии в марте 2009 года, хотя продолжал работу в тестовом режиме и реализацию исследовательских программ CEA до конца 2009 года. Остановлен в 2010 году. KNK II, в Германии, был экспериментальным компактным быстром реактором, охлаждаемым натрием, мощностью 21 МВт, работавшим с октября 1977 года по август 1991 года. Целью эксперимента являлось уменьшение количества ядерных отходов при производстве энергии. Незначительные проблемы с натрием в сочетании с общественными протестами привели к закрытию установки.

СССР/Россия

Малые быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем использовались для надводного и подводного движения, особенно в советском флоте. BR 5 был исследовательским реактором на быстрых нейтронах в Институте физики и энергетики в Обнинске с 1959 по 2002 год. БН-350 был построен Советским Союзом в Шевченко (ныне Актау) на Каспийском море и производил 130 МВт электроэнергии, а также 80 000 тонн пресной воды в сутки. IBR был исследовательским импульсным реактором на быстрых нейтронах в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне (недалеко от Москвы), введенным в эксплуатацию в 1984 году и проработавшим до 2006 года. 33 космических реактора РОРСАТ были запущены Советским Союзом с 1989 по 1990 год в рамках программы, известной в США как спутник радиолокационной разведки океана (RORSAT). Обычно эти реакторы производили около 3 кВт электроэнергии. BES 5 был натриевым космическим реактором, запущенным в рамках программы РОРСАТ, и производил 5 кВт электроэнергии. BR 5 – быстрый натриевый реактор мощностью 5 МВт, эксплуатировавшийся в СССР в 1961 году, главным образом для испытания материалов. Российский «Альфа-8» PbBi – серия быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца и висмута, использовавшихся на подводных лодках. Эти подводные лодки предназначались для уничтожения вражеских кораблей, оставаясь в гавани и затем атакуя благодаря высоким скоростям, достижимым подводной лодкой.

Азия

Японский реактор Монджу мощностью 300 МВт был остановлен в 1995 году после серьезной утечки натрия и последовавшего за ней пожара. Он был вновь запущен 6 мая 2010 года, но в августе 2010 года из-за падения оборудования реактор был снова остановлен. По состоянию на июнь 2011 года, с момента первого испытания два десятилетия назад, реактор выработал электроэнергию всего один час. Актауский реактор мощностью 150 МВт в Казахстане использовался для производства плутония, опреснения воды и выработки электроэнергии. Он был закрыт через четыре года после истечения срока действия лицензии на эксплуатацию станции.

Активный

IBR 2 – импульсный реактор с быстрыми нейтронами в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне. Расположен в Лаборатории нейтронной физики (FLNP) имени И. М. Франка в составе ОИЯИ. С 2006 по июнь 2011 года подвергался модернизации. Единственный в мире ядерный реактор с подвижным отражателем. Введен в эксплуатацию 10 февраля 1984 года. BN 600 – реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, типа «бассейн», на Белоярской атомной электростанции. Обеспечивает электроэнергией энергосистему Среднего Урала мощностью 560 МВт. В эксплуатации с 1980 года. BN 800 – реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением на Белоярской атомной электростанции. Генерирует 880 МВт электрической мощности и начал вырабатывать электроэнергию в октябре 2014 года. Достиг полной мощности в августе 2016 года. BOR 60 – реактор с натриевым охлаждением в Научно-исследовательском институте атомных реакторов в Димитровграде, Россия. В эксплуатации с 1968 года. Вырабатывает 60 МВт для экспериментальных целей. FBTR – экспериментальный реактор мощностью 40 МВт(тепловых), 13,2 МВт(электрических) в Индии, ориентированный на достижение высоких степеней выгорания топлива. Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах – экспериментальный реактор мощностью 60 МВт(тепловых), 20 МВт(электрических), который достиг критичности в 2011 году и в настоящее время эксплуатируется. Используется для исследований материалов и компонентов для будущих китайских реакторов на быстрых нейтронах. KiloPower/KRUSTY – исследовательский натриевый реактор на быстрых нейтронах мощностью 110 кВт, построенный в Лос-Аламосской национальной лаборатории. Впервые достиг критичности в 2015 году и демонстрирует применение цикла Стерлинга для выработки энергии.

На ремонте

Jōyō (ядерный реактор) (Jōyō), 1977–1997 и 2004–2007, Япония, 140 МВт(тепловых) — экспериментальный реактор, использовавшийся как установка для облучения материалов. После инцидента в 2007 году реактор был остановлен для ремонта, завершение работ планировалось на 2014 год.

В процессе строительства

PFBR, Калпаккам, Индия, реактор мощностью 500 МВт, достижение критичности запланировано на 2021 год. Это натриевый реактор на быстрых нейтронах. CFR 600, Китай, 600 МВт. MBIR – многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах. Строительство ведется на площадке Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде Ульяновской области западной России, мощность 150 МВт. Строительство началось в 2016 году, завершение запланировано на 2024 год. BREST 300, Северск, Россия. Строительство началось 8 июня 2021 года.

График

+ Быстрые реакторы США Россия Европа Азия Прошлые: Клементина, EBR I/II, SEFOR, FFTF, BN-350, Дунерей, Рапсоди, Суперфеникс, Феникс (остановлен в 2010 году) Отменены: Клинч-Ривер, IFR, SNR-300, ASTRID Вывод из эксплуатации: Monju Действующие: IBR-2, BOR-60, BN-600, BN-800, FBTR, CEFR На ремонте: Jōyō Строящиеся: MBIR, BREST-300, PFBR, CFR-600 Планируемые: Gen IV (газоохлаждаемые·натриевые·свинцовые·солевые), TerraPower, Elysium, MCSFR, DoE VTR, BN-1200, Moltex, ALFRED 4S, JSFR, KALIMER