Технология

Ядрени реакции, реактори и ядрено гориво

По настоящем в света работят 435 реактора за граждански цели и още 71 са в процес на изграждане. От тях около 80% са реактори работещи с вода под налягане, познати като Pressure Water Reactor – PWR или Водо-водяной энергетический реактор – ВВЕР. Почти всички останали са реактори с кипяща вода – Boiling Water Reactor – BWR, при които също се използва обикновена вода за модериране и охлаждане. Много малък брой реактори използват други технологии. За да разберем причините за доминирането на реакторите модерирани и охлаждани с вода, и защо те не са бъдещето на ядрената енергетика, трябва да направим кратък преглед на природата на ядрените реакции и технологиите за продуктивното овладяване на ядрената енергия.

Верижни ядрени реакции

Ядрата на тежките химични елементи са нестабилни и имат свойството спонтанно или при определени условия да изпускат елементарни частици (неутрони, протони и електрони) и енергия (гама-лъчи). Тежките химичните елементи с четен брой на протоните и неутроните в ядрото са относително по-стабилни (по-слабо радиоактивни) като при тях такова спонтанно изпускане на частици и енергия става по-рядко. Тези ядра имат и свойството макар и рядко да поглъщат свободни неутрони с висока енергия, като след такова поглъщане преминават през различни фази докато се разпаднат до по-леки стабилни химични елементи. Тези тежки химични елементи с четен брой на протоните и неутроните в ядрото се наричат „делими“ (fissionable). Тежките химичните елементи с нечетен брой на протоните и неутроните в ядрото са по-нестабилни, при тях вероятността във времето за спонтанно изпускане на частици и енергия е по-голяма. При сблъсък със свободен неутрон дори с ниска енергия техните ядра претърпяват ядрен разпадат до по-леки стабилни химични елементи. Тези тежки химични елементи с нечетен брой на протоните и неутроните в ядрото се наричат „делящи се“ (fissile).

При прихващане на свободен неутрон от ядро на тежък делящ се или делим елемент се получават ядра на по-леки химични елементи като в този процес се получават нови свободни неутрони, някои от които също могат да бъдат прихванати от друго ядро на тежък делящ се или делим елемент и по този начин процесът да се повторя отново и отново. Разбира се, съществува вероятността неутроните получени при ядрен разпад да не уцелят друго ядро или ако го уцелят да не бъдат прихванати от него като по този начин тези неутрони не причиняват разпадане на още ядра. Ако броят на причинените разпади е по-малък от единица, то ядрената реакция ще затихне от само себе си. В този случай говорим за под-критичност на системата. Ако всеки разпад на ядро води до един нов разпад правейки процеса константен във времето, ядрената реакция се само поддържа и в този случай говорим за критичност на системата. Такива са ядрените реакции в ядрените реактори. Ако всеки разпад на ядро води до повече от едно ново разпадане ще имаме експоненциално нарастване на броя на разпаданията, оттам и на експоненциално нарастване на освободената енергия. Такива ядрени реакции се наричат над-критични и представляват същността на ядрените взривове.

Ядрени реактори с топлинни неутрони

Както се вижда, всички ядрени реакции се основават на вероятността от поглъщането на неутрони от ядрата на тежки химични елементи. Тази вероятност може да се променя основно или чрез скоростта на неутроните, или чрез концентрацията на делящия се материал. Бавните неутрони по-лесно причиняват ядрен разпад, съответно наличието на повече бавни неутрони увеличават вероятността да се достигне критичност на системата, тоест да имаме верижна ядрена реакция. От друга страна, ако увеличим концентрацията на делящ се материал, то също ще имаме и увеличена вероятност за верижна ядрена реакция. От гледна точка на ядрената енергетика в нейната зора икономически по-оправдано е било да се търси управляемост на ядрената реакция чрез увеличаване броя на бавните неутрони в активната зона на ядрения реактор. Начините за да се постигне това са няколко.

По-голямата част от неутроните получавани при ядрения разпад имат високи енергии, тоест те са бързи неутрони и вероятността да причинят ново разпадане е малка. Следователно, по някакъв начин тези неутрони трябва да бъдат забавени. Това става при техния сблъсък с ядрата на други химични елементи, които се наричат „модератори“. Някои от модераторите са по-ефективни от други, тоест забавят повече бързи неутрони. Високоефективни модератори са тежката вода и графита. По-ниско ефективен модератор е леката водата. Тежката вода обаче е трудна за производство, което я прави и относително икономически по-неефективна. Графитът от своя страна има някои физико-химични свойства, които поставят определени изисквания към конструктивните материали и охладителя, като по този начин се влошават икономическите параметри на реакторите, работещи с графит като модератор. Всичко това е довело до разпространението на водно-водните реактори – тези при който водата се използва и за модератор, и за охладител.

Водно-водни реактори под налягане

Водно-водните реакторите (PWR) работещи под налягане, водата модерира ядрената реакция и охлажда активната зона на реактора в първия контур, като в отделен контур циркулира друга вода, която отнема топлината от водата в първия контур и се превръща в пара, задвижваща парна турбина. Температурата на водата в активната зона е около 325 C и за да се предотврати кипенето, което влошава качествата на водата като модератор, е нужно налягането да бъде около 150 атмосфери.

Кипящи водно-водни реактори

При реакторите с кипяща вода (BWR) нямаме отделен втори контур за отвеждане на топлината от активната зона на реактора. Тези реактори работят с малко по-ниска температура на водата в активната зона – около 285 C и по-ниско налагане – около 75 атмосфери, като се позволява в горната част на реактора водата да кипи и да се превръща в пара, която се отделя чрез парови сепаратори и след това бива насочва към парната турбина. Опростената конструкция на реакторите с кипяща вода (няма два контура, а само един) би трябвало да намалява тяхната себестойност, но тъй като водата от реактора има пряк досег с парната турбина, се налага електро генериращото оборудване да бъде радиационно защитено, което пък елиминира ценовото им предимство.

Ядрени реактори с бързи неутрони

Естественият уран съдържа около 0.7% U-235 и 99.3% U-238. Във всеки реактор по време на неговата работа част от U-238 компонента се превръща в няколко изотопа на плутоний. Два от тях, Pu-239 и Pu-241, след това се подлагат на делене по същия начин като U-235, за да се произведе топлина. В реакторите с бързи неутрони (РБН) този процес може да бъде оптимизиран така, че да „размножава” горивото. Някои U-238 се изгарят директно с неутронни енергии над 1 MeV. Следователно РБН могат да използват уран около 60 пъти по-ефективно от нормалния реактор. Въпреки това те са скъпи за изграждане и експлоатация, и са икономически обосновани само, ако цените на урана са сравнително високи или с цел изгаряне на актинидите в ядрените отпадъци. РБН няма модератор и разчита само на бързи неутрони, за да предизвика делене, което за уран е по-малко ефективно, отколкото използването на бавни неутрони. Ето защо РБН обикновено използва плутоний като основно гориво, тъй като той се насища достатъчно бързо с бързи неутрони, за да продължи ядрената реакция. В същото време броят на неутроните, произвеждани за делене на плутоний-239, е с 25% повече, отколкото при урана, и това означава, че има достатъчно (след загубите) не само за поддържане на верижната реакция, но и за непрекъснато превръщане на U-238 в повече Pu-239. Освен това, бързите неутрони са по-ефективни от бавните, поради освобождаването на повече неутрони за делене. Това са причините за отсъствието на модератор. Охлаждащата течност е течен метал (обикновено натрий), тъй като металите са много ефективни топлоносители. Бързият реактор „изгаря” и „размножава” делящия се плутоний. Докато конверсионното съотношение (съотношението на нови ядра към делящи се ядра) в нормален реактор е около 0.6, това в бърз реактор може да надвишава 1.0. Високообогатен уран (над 20% U-235) също може да се използва за гориво в РБН. 

Първоначално РБН са замислени да изгарят уран по-ефективно и по този начин да увеличат световните уранови ресурси близо 60 пъти. Днешните реактори, използващи основно U-235, използват по-малко от един процент от потенциално наличната енергия в урана. Вижданията, че урановите ресурси са оскъдни, накараха в ранните години на ядрената енергетика няколко страни да започнат обширни програми за развитие на РБН. Те се сблъскаха със значителни технически проблеми, а всъщото време и геоложките проучвания показаха през 70-те години, че недостигът на уран няма да е проблем за известно време. Поради тези двата фактора, през 80-те години на миналия век стана ясно, че РБН за момента няма да бъдат търговски конкурентоспособни със съществуващите леки водни реактори. Днес е постигнат напредък в технологичната област, но икономиката на РБН все още зависи от стойността на плутониевото гориво в сравнение с цената на свежото ураново гориво. Международната загриженост относно наличните количества военен плутоний доведе до предложения за използване на РБН за неговото изгаряне. Възобновеният интерес към бързите реактори се дължи и на тяхната способност да разделят актиниди, включително тези, които могат да бъдат извлечени от ОЯГ. И в двете отношения технологията е важна за дългосрочните съображения за световна енергийна устойчивост. Почти всички бъдещи реактори от IV поколение ще бъдат реактори с бързи неутрони. Водещите ядрени държави предвиждат след 2040 г. всички нови реактори да бъдат само от този тип. Някои държави като Русия и Китай планират преминаване към реактори с бързи неутрони далеч по-рано.