ダミー用の核反応器：2成分核動力の燃料サイクルを閉じる

現代の核科学者の夢は、放射性廃棄物のないエネルギーです。これは、使用済みの核燃料が再処理され、再びさまざまなタイプの原子炉の燃料になるときです。その過程で、ウランの高価な濃縮の必要性が減少し、その結果、素晴らしいものが得られ、従来は永遠に機能します。





Beloyarsk NPPのBN-800は、世界で2つの高速リアクターの1つです。 2015年に定格電力になりまし



たカットの下で-熱中性子での古典的な原子炉の設計、核高速原子炉の動作原理（世界に2つしかなく、ロシアに両方あります）、および核燃料サイクルの閉鎖についての話。500 MWITER熱核反応器の



国際的な建設についての話が好きな人にとっては興味深いことだと確信しています。





私たちのナレーターは、トムスク工科大学の原子力技術工学部の学部長兼核燃料サイクル学部長であるアレクセイ・ゲルマノビッチ・ゴリュノフであり、トムスク沸騰点で二成分電力工学について講演しました。 今日の話は、平和な原子のための新技術についてです：核燃料サイクルと二成分核力を閉じること。 しかし、核燃料サイクルがどのように機能するかから始めましょう。

古典的な燃料サイクル

MOX（混合酸化物燃料）は、いくつかの種類の核分裂性物質の酸化物（通常はプルトニウムとウラン）を含む核燃料です。 NAO、SAO、HLW-さまざまな種類の放射性廃棄物。 SNF-



現代のサイクルの使用済み核燃料センター-熱中性子の原子炉。緑色で強調表示されています。反応器は、同位体235に富むウランを燃料として使用します。それを得るために、ウラン鉱石が抽出され、処理され、その後、長くて費用のかかる濃縮が実行されます。



加圧水冷VVR-1000やチャンネル型RBMK-1000など、原子力発電で普及している大型原子炉では、使用済み燃料は再処理されません。反応器の冷却プールに保管された後、鉱業および化学プラントの長期保管場所に輸送されます。



燃料を入手する基本的なプロセスは高価であり、原材料は枯渇する資源であるため、人類は燃料サイクルを閉じるという問題を緊密に解決しています。これは、燃料が再び核廃棄物から生成されるときです。現在、このスキームは、原子力発電のごく一部、つまり輸送および研究用原子炉にのみ存在します。



それでは、最新のリアクターの設計を見てみましょう。

熱核反応器

概略的には、熱中性子反応器を備えた原子力発電所は次のように表すことができます。





さらに、原子炉部分を含む、いわゆる核島についてお話します。現在使用されているリアクターと、近い将来発売される可能性のあるリアクターを検討してください。





原子力発電所の従来の図



原子炉は、重元素、特にウラン-235の核分裂の制御された自立連鎖反応が実行されるコア内の装置です。今日、最も一般的な水から水への電力ユニット。写真はまさにそのようなリアクターの図を示しています。





加圧水反応器を備えた発電所の従来の図



反応器は保護された建物内にあり、従来の発電ユニットが配置されている別の建物（従来の熱発電所にあるタービンホールなど）に隣接しています。



通常、リアクターは信頼性を向上させるために4つの冷却ストランドを使用します。最初のリアクター冷却ループには、リアクター自体とメイン循環ポンプが含まれます。それらの数は、冷却スレッドの数（4）に対応します。蒸気発生器が各冷却ストランドに取り付けられ、反応器の最初のループを、従来の島に入る冷却剤を含む2番目のループから分離します。





VVRリアクターを備えた発電所



リアクター自体の概観：







これは圧力容器リアクターであることに注意してください。この設計により、高い安全性指標を達成できます。

高速核反応器

最初に少し物理学。同位体は、原子番号は同じですが、原子量が異なる要素であることを思い出してください。最も興味深いのは、それらが異なる特性を持っているということです。たとえば、ウラン-238は熱反応器では実際には核分裂性ではありませんが、ウラン-235は核分裂性です。同位体分裂の確率を説明するために、核物理学は「分裂断面積」の概念を使用します。





中性子エネルギーに応じたウラン、プルトニウム、トリウム同位体の核分裂反応の断面



図は、ウラン-235とプルトニウム-239の場合、熱中性子と高速中性子の両方を使用して連鎖反応を作り出すことができることを明確に示しています。また、グラフの左側（熱中性子が配置されている場所）のウラン238は分裂しません。自然界では、ウラン238の同位体が一般的であり、熱反応器で直接使用することはできません。自然界にはウラン235はほとんどなく、燃料を得るためには高価な濃縮が必要です。



高速中性子反応器は、ウラン-235濃縮手順を回避することを可能にします。しかし、技術的にはそれほど単純ではありません。



熱中性子反応器では、一般的なすべての現代の発電所と同様に、水が冷却剤として使用されます。熱エネルギーをタービンに移すのは彼女です。彼女の働き方、使用する建設資材は明らかです。しかし、核物理学から、水は核分裂によって生成される高速中性子を減速させることがわかっています。

したがって、高速中性子反応器では、通常、液体金属が冷却剤として使用され、設計が大幅に複雑になります。

ここでは、新しい材料の開発を含む、科学的および実験的な設計問題の全層を解決する必要があります。



高速中性子反応器で最も可能性の高い反応（同位体ウラン238による中性子の吸収）を下の図に示します。





その結果、天然のウラン-238は、ウラン-235と同様の核分裂特性を持つプルトニウム-239の同位体に変換されます。そしてここで、熱反応器ではほとんど分裂しないウラン238を新しい核燃料に変換することが可能になります。



ウラニウム-235とプルトニウム-239はそれらの特性が類似しています。これらの核に基づいて、連鎖反応が起こる可能性があります。高速と低速の両方の中性子を吸収することにより、核は分裂し、二次、三次中性子などを放出します。





歴史的に、最も開発された高速リアクターはBN-600とBN-800です。

そしてロシアは、産業用高速中性子リアクターを稼働させている世界で唯一の国です。

冷却剤として融点〜98℃の液体ナトリウムを使用しているため、熱中性子を利用した2回路加圧水反応器よりも設計がはるかに複雑です。





高速中性子リアクターを備えたパワーユニットのスキーム



ナトリウム冷却剤を備えた反応器では、最初の回路がナトリウムで満たされ、2番目の回路が水で満たされる2回路方式を使用できません。これは、照射されたナトリウムと水との偶発的な相互作用が特に重大な結果につながるためです。これら2つの物質の反応の過程で爆発性の水素が放出され、爆発の場合、音を立てるナトリウムを中和することは非常に問題になります。したがって、3回路方式が使用されます。最初の回路はナトリウム（図では反応器の中央に赤で示されています）、次に熱交換器と別の（中間）ナトリウム回路（黄色）であり、ナトリウムの照射の程度を減らすことができます。3番目の回路でのみ使用される水、タービン、熱部品、残りの機器。3つのループは、リアクターの操作とその制御の両方を複雑にします。

次のステップはBRESTです

BREST-300エネルギーコンプレックスは開発の次の段階です。Rosatomプロジェクト「Breakthrough」のフレームワーク内で作成されています。熱媒体としてナトリウムの代わりに鉛を使用しています（_融点327℃）。これにより、加圧水反応器の場合と同様に、2つの回路のみを使用できるため、制御が簡素化され、エネルギー効率が向上します。

この原子炉の設計は、いわゆる自然の安全性を保証します。この原子炉では、制御されていない中性子の出現により事故が発生せず、連鎖反応（原子炉の動力の加速）が発生します。

この原子炉には大きな期待が寄せられています。核分裂性元素を「燃焼」させてプルトニウムを生成し、それを使用して核燃料サイクルを閉じることができます。

閉鎖の目的は、濃縮によるウランの抽出に関連する鎖の部分を徐々に排除し、核廃棄物を再利用することです。

二成分原子力

二成分パワーエンジニアリングは、これらすべてのリアクターの操作に必要な濃縮天然ウランの量を減らすという問題の解決策です。それはまだその発展のピークに達していない-これは今日の学童の世代がやっていることです。

現在、高速原子炉で核分裂性元素の製造を開始しており、その後、ウラン235が豊富でない燃料をここに積み込むことが可能になります。

BN-600とBN-800は、プルトニウム-239と酸化ウランの混合物であるいわゆるMOX燃料（MOX-混合酸化物燃料）ですでに稼働しています。さらに、リアクターは、ウラン-235が豊富な燃料（この場合はプルトニウム-239を生成する）とプルトニウムの両方で動作できます。





部分的に閉じた核燃料サイクル



セヴェルスクの実験デモンストレーションセンター、そして将来的にはゼレズノゴルスクのFT-2プラントに基づいて、使用済み核燃料の貯蔵施設があります。現在、開発の最終段階にあるのは、VVRリアクターの後で燃料を再処理し、そこからウランとプルトニウムをサイクルに戻すことを可能にする技術です。再処理の問題は非常に興味深い方法で解決されます。ウランとプルトニウムは分離されませんが、混合された形で生産に移されます。その結果、再生ウランとプルトニウムを含むリアクター用の燃料アセンブリと、同位体235が豊富な天然ウランを追加しました。



もちろん、核燃料サイクルを完全に閉鎖することはできませんが、このアプローチにより、濃縮コストを削減できます。

さらに、VVRリアクターで使用される燃料から抽出する核分裂性要素は、高速リアクターの燃料サイクルに送られます。

プルトニウム-239とウラン-238を含むMOX燃料をBN-800リアクターにロードするスキームはすでに実行されており、その経路は下の図に赤い線で示されています。





このスキームは、VVERリアクターからの使用済み核燃料（SNF）を、BNリアクターの後にウラン235を含む酸化物燃料と一緒に使用することを意味します。再処理では、MOX燃料の製造に使用されるプルトニウムとウランの混合物を分離します。そして、使用済みのMOX燃料は、RBMKリアクターの後で燃料と一緒に再処理されます。

通常の反応器にウラン235をベースにした酸化物燃料を充填することから始め、徐々に高速反応器でプルトニウム239を生成することにより、MOX燃料に置き換えます。

従来のリアクターから高速リアクターにすぐに切り替えることはできません。高速中性子リアクターごとに、最初はロードされない再処理インフラストラクチャを構築する必要があるためです。リアクターは、後で再処理される燃料を生成する必要があるためです。また、上記のスキームは、既存のリアクターから高速リアクターへのスムーズな移行を提供します。このスキームには、BN-800リアクターでのプルトニウムの生成が含まれます。将来的には、より強力で費用対効果の高い設備が登場するはずです-BN-1200は、次の10年間の核エネルギーの2つの要素の性質と、同じRosatomの戦略を具体化するものです。



しかし、もっと興味深いのは、BRESTプロジェクトで何が起こっているかです。電力300MWのこのタイプの原子炉はすでにセバースクに建設され始めています。その周りに複合施設が建設され、燃料再生の問題を解決できるようになります。燃料サイクルを閉じるという枠組み内のすべてのプロセスは、1つの場所に集中します。





写真にあるように、初期段階では、天然または枯渇したウランの補充が必要になります。必要な量のプルトニウムがないため、前のスキームと同様に、複合燃料の使用を開始し、徐々にプルトニウムを生成して、クローズドサイクルに切り替えることができます。



この原子炉には大きな期待が寄せられています。上記の自然保護回路では、重大な事故に加速することはできません。しかし、ここでは多くの問題に直面する必要があります。プルトニウムの生産に関連する問題は、すでにある程度解決されています。しかし、高速原子炉の後の核燃料の再処理は未解決の問題です。ここでは、燃料の短時間の露出を確保する必要があります。それは高温で、バックグラウンド放射が高いです。新しい技術プロセスを作成し、スタンドでテストして実装する必要があります。

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並行して、地球の自然放射バランスを乱すことなく、サイクルから廃棄物を取り除くという問題の解決を完了する必要があります。予測される燃料サイクルは、抽出したのとまったく同じ量の放射線を返す必要があります。理論的には、この問題は計算されており、解決することができます。それは練習次第です。



前世紀とは異なり、核兵器と同時に核発電を取得する必要があり、誰も経済を計算しなかったとき、今の課題はすべてをエネルギー効率が高く、経済的に実現可能で、自然の安全を確保することです。そして、誰かがこれをすべてしなければなりません。したがって、この分野および関連分野の専門家は、仕事なしに残されることはありません。