Ученые ТПУ предложили новый поглотитель нейтронов для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов. По их словам, разработка поможет значительно повысить безопасность реакторов этого типа, разрабатываемых с середины ХХ века. Статья опубликована в Atomic Energy.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) — маломощные ядерные установки, в которых для отведения получаемой энергии используются не жидкость, а газ. Реакторы этого типа производят электроэнергию и высокотемпературное тепло, применяемое для производства водорода, опреснения морской воды и централизованного теплоснабжения, рассказали специалисты.
По словам ученых ТПУ, при сравнительной простоте конструкции и обслуживания ВТГР имеют большой коэффициент полезного действия, порядка 50 процентов, а также весьма высокую эффективность использования топлива, благодаря которой они работают без перезарядки около десяти лет. К тому же они могут иметь относительной малые размеры (например, помещены в космический корабль. — Прим. ред.)
Эти качества делают ВТГР оптимальным решением для обеспечения энергией и теплом поселений и предприятий в труднодоступных районах, например, на Крайнем Севере, объяснили специалисты. Однако с середины ХХ века оставались нерешенными некоторые технологические проблемы, что делало их серийное строительство экономически нецелесообразным.
Ученые Томского политехнического университета (ТПУ) разработали новый метод контроля реактивности ВТГР, резко повышающий их безопасность. Он основан на применении газообразного трифторида бора в качестве поглотителя нейтронов, испускаемых ядерным топливом.
«ВТГР — актуальные системы для современной атомной энергетики, сейчас их строят в Китае, России, США, Великобритании. Благодаря нашей разработке неконтролируемые ядерные реакции ВТГР, подобные аварии в британском Уиндскейле, станут крайне маловероятны», — рассказал ассистент отделения ядерно-топливного цикла ТПУ Владимир Кнышев.
Применение нового поглотителя не только позволит более эффективно управлять ядерной реакцией: его обогащенный вариант, как рассказали ученые, также хорошо подходит для безопасной аварийной остановки реактора.
«Трифторид бора позволяет оперативно влиять на изменение нейтронно-физических параметров реактора при отклонении от нормы», — отметил Владимир Кнышев.
По словам авторов исследования, основное преимущество трифторида бора заключается в способности сохранять газообразное состояние и не разлагаться при температуре до 1000 °С. Соединение, как объяснили ученые, довольно токсично, но оно полностью нейтрализуется в обычной воде при комнатной температуре.
Основой для разработки послужил ВТГР с гелиевым теплоотведением, ранее разработанный в ТПУ. Реактор этого типа имеет модульную конструкцию, позволяющую оптимизировать его для решения разнообразных энергетических задач, рассказали в университете.
В настоящее время научный коллектив продолжает испытания новой системы, подготавливая ее для применения в условиях реального производства.
Томский политехнический университет — участник программы Минобрнауки России «Приоритет 2030» по треку «Исследовательское лидерство». В программе развития ТПУ, по «Приоритету 2030», заложено три стратегических проекта — «Энергия будущего», «Инженерия здоровья» и «Новое инженерное образование».
