Реактор на бегущей волне

Реактор на бегущей волне

Реактор на бегущей волне (реактор-самоед, реактор Феоктистова) — теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах, работающего на уране-238 за счёт наработки из него плутония-239. Главное отличие идеи от других концепций реакторов-размножителей в том, что цепная реакция деления происходит не сразу во всей активной зоне реактора, а ограничена определённым участком, который с течением времени перемещается внутри этой зоны.

Содержание

Краткая история концепции

Впервые идея «саморегулирующегося реактора», названная на западе концепцией «breed-and-burn», а в среде советских специалистов «реакторами-самоедами», была предложена в 1958 сотрудниками Курчатовского института С.М. Фейнбергом и Е.П. Кунегиным[1]. В дальнейшем такие реакторы исследовали Майкл Дрисколл (1979)[2], Л.П. Феоктистов, который «реанимировал» идею саморегулирующегося реактора в качестве концепции «бегущей волны» (1988)[3][4], Теллер, Исикава и Вуд (1995)[5], Хьюго ван Дам (2000)[6], Хироси Сэкимото (2001), обосновавший идею расчётами и многократно докладывавший о ней на международных семинарах и конференциях[7][8].

Дальше теоретических исследований концепция не двинулась до настоящего времени[9]. В 2006 году корпорация Intellectual Ventures (англ.)русск. создала венчурную компанию TerraPower (в число совладельцев компании входит Билл Гейтс) для создания промышленного образца реактора на бегущей волне[10]. Разрабатываются модели различной мощности — 300 и 1000 МВт[11].

Физические принципы работы реактора

Документация и презентационные материалы компании TerraPower[12][13][14] описывают реактор на бегущей волне как реактор бассейнового типа, с охлаждением жидким натрием. В качестве ядерного топлива используется, в основном, обеднённый уран, однако требуется небольшое количество обогащённого урана для начала цепной реакции. Некоторые быстрые нейтроны, производимые обогащённым топливом, поглощаются прилегающим слоем обеднённого урана, который превращается в плутоний в результате реакции:

{}^{238}_{92}\textrm{U} + {}^{1}_{0}\textrm{n} \xrightarrow {}^{239}_{92}\textrm{U} \xrightarrow[23,5min]{\beta^-} {}^{239}_{93}\textrm{Np} \xrightarrow[2,3days]{\beta^-} {}^{239}_{94}\textrm{Pu} \xrightarrow[2,4\cdot 10^4 years]{\alpha}

Первоначально, активная зона заполнена обеднённым ураном. Небольшое количество обогащённого топлива помещается с одной стороны зоны. В процессе работы активная зона реактора делится на 4 части, содержащих:

  • отработанное топливо;
  • обогащённое топливо, в которой происходит образование нейтронов;
  • обогащающееся топливо, в которой происходит поглощение нейтронов;
  • ещё не вступавший в реакцию материал;

Зона реакции перемещается внутри активной зоны с течением времени. Тепловыделение от ядерной реакции преобразуется в электрическую энергию с помощью паровых турбин.

Ядерное топливо

В отличие от реакторов на лёгкой воде, к которым относятся все водяные реакторы, эксплуатируемые в России, и единственного промышленного реактора на быстрых нейтронах, расположенного на Белоярской АЭС, реактор на бегущей волне может быть загружен обеднённым ураном для непрерывной работы в течение 60 лет[13]. Реакторы на бегущей волне более экономичны, для них не требуются специальные процедуры обогащения ядерного топлива.

Обеднённый уран является достаточно доступным сырьём. Так в США имеется более 700 000 метрических тонн обеднённого урана, который является побочным продуктом в процессе обогащения.

Теоретически, в качестве топлива может использоваться отработанное топливо как обычных водяных реакторов, так и других реакторов на бегущей волне.

См. также

Примечания

  1. ↑ S.M.Feinberg Discussion Content (англ.) // Record of Proceedings Session B-10, Int. Conf. on the Peaceful Uses for Atomic Energy. — Geneva, Switzerland: United Nations, 1958. — Т. 9. — № 2. — С. 447.
  2. ↑ M.J. Driscoll, B. Atefi, D. D. Lanning, «An Evaluation of the Breed/Burn Fast Reactor Concept», MITNE-229 (Dec. 1979).
  3. ↑ Л. П. Феоктистов, Анализ одной концепции физически безопасного реактора, препринт ИАЭ-4605/4, Москва — ЦНИИатоминформ, 1988
  4. ↑ V.D.Rusov, D.A.Litvinov, S.Cht.Mavrodiev, E.P.Linnik, V.N.Vaschenko, T.N.Zelentsova, M.E.Beglaryan, V.A.Tarasov, S.A.Chernegenko, V.P.Smolyar, P.O.Molchinikolov, K.K.Merkotan The KamLAND-experiment and Soliton-like Nuclear Georeactor. Part 1. Comparison of Theory with Experiment  (англ.). Cornell University. Проверено 24 ноября 2010.
  5. ↑ E. Teller, M. Ishikawa, and L. Wood, «Completely Automated Nuclear Power Reactors for Long-Term Operation», Proc. Of the Frontiers in Physics Symposium, American Physical Society and the American Association of Physics Teachers Texas Meeting, Lubbock, Texas, United States (1995).
  6. ↑ H. van Dam, «The Self-stabilizing Criticality Wave Reactor», Proc. Of the Tenth International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES 2000), p. 188, NRG, Petten, Netherlands (2000)
  7. ↑ H. Sekimoto, K. Ryu, and Y. Yoshimura, «CANDLE: The New Burnup Strategy», Nuclear Science and Engineering, 139, 1-12 (2001)
  8. ↑ Георгий Тошинский: реактор из Обн-Аламоса для СВБР не конкурент. Интервью с Г. И. Тошинским. AtomInfo.Ru (4 февраля 2010). Архивировано из первоисточника 21 апреля 2012. Проверено 24 ноября 2010.
  9. ↑ Филипп Бетке Электричество из-под земли. Перевод публикации Der Spiegel. PROatom.ru (19 апреля 2010). Архивировано из первоисточника 21 апреля 2012. Проверено 24 ноября 2010.
  10. ↑ Антон Благовещенский Toshiba и Билл Гейтс обеспечат человечество энергией на столетия. Российская газета (24.03.2010). Проверено 26 марта 2010.
  11. ↑ K. Weaver, C. Ahlfeld, J. Gilleland, C. Whitmer and G. Zimmerman, «Extending the Nuclear Fuel Cycle with Traveling-Wave Reactors», Paper 9294, Proceedings of Global 2009, Paris, France, September 6-11, (2009)
  12. ↑ R. Michal and E. M. Blake «John Gilleland: On the traveling-wave reactor»  (англ.) (pdf). Nuclear News, p. 30-32 (Сентябрь (2009)). Архивировано из первоисточника 21 апреля 2012. Проверено 26 марта 2010.
  13. ↑ 1 2 Wald, M. (2009-Март/Апрель). «10 Emerging Technologies of 2009: Traveling-Wave Reactor» (MIT Technology Review).
  14. ↑ Gilleland, John TerraPower, LLC Nuclear Initiative. University of California at Berkeley, Spring Colloquium (20.04.2009).(недоступная ссылка — история) Проверено 26 марта 2010.

Ссылки


Wikimedia Foundation. 2010.

Игры ⚽ Поможем решить контрольную работу

Полезное


Смотреть что такое "Реактор на бегущей волне" в других словарях:

  • Реактор на быстрых нейтронах — Смотри также статью БН Реактор БН 350 в Актау …   Википедия

  • Реактор на расплавах солей — Схема реактора на расплаве солей …   Википедия

  • Реактор с жидкометаллическим теплоносителем — (ЖМТ)  ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавленный металл. Содержание 1 Общая информация 2 Достоинства …   Википедия

  • Ядерный реактор — CROCUS Ядерный реактор  это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в …   Википедия

  • Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо водяных реакторов с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких… …   Википедия

  • Кипящий ядерный реактор — Кипящий ядерный реактор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне. Содержание 1 Отличительные особенности 2 Условия работы …   Википедия

  • Корпусной ядерный реактор — Пример корпусного реактора ВВЭР 1000. Корпусной ядерный реактор ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстостенного цилиндрического корп …   Википедия

  • Тяжеловодный ядерный реактор — Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR))  ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O  тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения… …   Википедия

  • Графито-газовый ядерный реактор — (ГГР) корпусной ядерный реактор, в котором замедлителем служит графит, теплоносителем газ (гелий, углекислый газ и пр.). По сравнению с ВВР и ГВР, реакторы с газовым теплоносителем наиболее безопасны. Это объясняется тем, что газ практически не… …   Википедия

  • Улучшенный кипящий водяной реактор — Активная зона ABWR 1 ядро реактора 2 управляющие стержни 3 внутренний водяной насос 4  выход пара 5 вход воды Улучшенный кипящий ядерный реактор (англ. Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)) третье по …   Википедия


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
… Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»