Buna baxmayaraq, 2017-ci ilin dekabrında daha böyük CFR-600 enerji blokunun tikintisinə başlanıldı ki, bu da ideologiya və hətta bəzi elementlərin dizaynı (məsələn, buxar generatorları) baxımından BN-800-ün analoqudur. Buradakı dizaynda Rusiyanın da iştirak etdiyi barədə şayiələr yayılıb). Tikinti üçün belə bir tələsmə, aşağıda müzakirə olunan digər sürətli proqramlarla rəqabətdən qaynaqlanır. 2023-cü ildə istifadəyə vermək istədikləri pilot-sənaye CFR-600 1200 meqavatlıq CCFR-lərin kütləvi tikintisinə yol açmalıdır ki, bu da yanacaq təchizatı problemini həll edəcək və sərf olunan nüvə yanacağının miqdarını azaldacaq - ümumiyyətlə, burada planlar ənənəvi Çin surəti-past Fransız və / və ya Sovet var.

CFR-600 ikincil dövrəsinin bölmə-modul dizaynı onun Sovet/Rusiya BN xəttinə yaxınlığına işarə edir. da var fikirləşdi , Nə yalnız iki döngəyə sahib olmaq (3 və ya 4 deyil) o deməkdir ki, bu dizayn daha sonra gücdə 900 və ya 1200 meqavata qədər artacaq.

Bununla belə, Çin bir natrium “klassik”ində dayanmır və hər il alternativlərə getdikcə daha çox pul yatırılır. Aparıcı Bizmut Layihəsi Haqqında Ən Yaxşı Tanınır , bunlardan birincisi 0 güc yığımını (və ya gələcək reaktorun neytronik xüsusiyyətləri məsələlərini öyrənməyə imkan verən kritik bir montaj), ikincisi isə xarici neytronlu 10 meqavatlıq (t) reaktorun layihəsidir. sürücü (ADS sistemi). Bu inkişafın hərbi tətbiqləri ilə bağlı şayiələr var.

Bundan əlavə, 2017-ci ildə Çinin bəxti gətirdi - o, Amerikanın Terra Power ilə Çində TWR-300 sürətli natrium reaktorunun tikintisinə razılaşdı. Terra Gücü, uzun müddətə Bill Gates tərəfindən maliyyələşdirilir (lakin Son vaxtlar bu puldan məhrum) bir vaxtlar öz qanadı altına sürətli reaktorların ən güclü amerikan tərtibatçılarını topladı və 300 meqavatlıq (elektrik) reaktor layihəsi həyata keçirilsə, bu, Amerika təcrübəsinin Çin proqramına mühüm yeridilməsi olacaq.

TWR-300-ün konseptual görüntüsü klassik Phenix və ya BN-600 sürətli natrium reaktorlarına bənzəyir, lakin nüvənin dizaynında çoxlu "çiplər" gizlənə bilər.

Nəhayət, Çin ərimiş duz reaktorları mövzusunu fəal şəkildə inkişaf etdirir, lakin burada moderatorlu və ya sürətli reaktorlardan danışdığımız tam məlum deyil. Deyəsən, bir neçə ildən sonra bu mövzu daha da aydınlaşacaq. Ərinmiş duz reaktorları tez-tez kiçik aktinidlərin və uzun ömürlü parçalanma məhsullarının çevrilməsini həyata keçirərək, CNFC-li sürətli reaktorların böyük bir donanması çərçivəsində "sonradan yanma" kimi qəbul edilir və bununla da inanılmaz dərəcədə uzun SNF saxlama müddətləri və ya qalıqları problemini həll edir. SNF emalından.

***

Yaxşı, Rusiyanın sürətli proqramına gəldik. Rusiyada 2015 və 2018-ci illərdə sürətli reaktorların yaradıcıları üçün dünyada ən yaxşı şərtlər var: eksperimental və sənaye reaktorlarının böyük parkı var, proqramlar üçün maliyyə var, AES operatoru sürətli reaktorların tətbiqində maraqlıdır. , ən azı VVER SNF-nin təkrar emalı zamanı əmələ gələcək plutoniumun yandırılması üçün.

Rusiya mülki sürətli reaktorların tikintisini davam etdirir - fotoda 150 meqavatlıq reaktorun tikintisi

Görünür, belə bir şəraitdə biz çoxdan BN/BREST tikinti layihələri ilə yeni VVER tikinti layihələrinin yerdəyişməsini görməliydik.

Ancaq hər şey o qədər də çəhrayı deyil. Dünyada liderliyə yüksələn Rusiyanın sürətli proqramı üç problemlə üzləşdi: nəyisə etmək üçün motivasiyanın azalması, daxili rəqabət və maliyyənin azalması.

Bu problemlərin ilk qurbanı SVBR-100 layihəsi oldu. Məlum olduğu kimi, sürətli reaktorlar üçün ağır metal soyuducuları natrium (və natrium-kalium) ilə müqayisədə bəzi üstünlüklərə malikdir: hava və su ilə qarşılıqlı əlaqədə yanmazlıq və hərəkətsizlik, yüksək qaynama nöqtəsi, yaxşı neytronik xüsusiyyətlər. Qurğuşun-Bizmut Sürətli Reaktor layihəsi qurğuşun-vismut evtektikası ilə işləməkdə mövcud təcrübədən istifadə etməli idi (7 ədəd qurğuşun-vismut reaktorları SSRİ Hərbi Dəniz Qüvvələri tərəfindən idarə olunurdu və quruda ən azı 1 eksperimental reaktor işləyirdi).

SVBR-100 reaktor qurğusu (mərkəzdə), ikinci dövrə (reaktorun daxilində buxar generatorları, kənarda separatorlar)

Eyni zamanda, “müxtəlif bucaqlarda” sürətli reaktor layihələrini inkişaf etdirmək üçün Rosatom şirkəti “ En+ Oleq Deripaska, və onlar müvafiq yeri tutmaq üçün reaktoru kiçik və gələcəkdə modul etmək qərarına gəldilər (ümumiyyətlə, bu layihənin tarixi haqqında ətraflı hekayə yazmaq istəyirəm). 2016-cı ilə qədər layihə tikintinin dəyərinin və deməli, kilovat-saatın qiymətinin bəlli olduğu mərhələyə çatdı. Xərc və qiymət Rusiya bazarında geri çəkilmək imkanı olmadan olduqca yüksək (MVt/saat üçün 100+ dollar) oldu və dünyada bu layihənin ən azı potensial olaraq geri çəkiləcəyi yerlər o qədər də çox deyildi. Rosatom və Deripaskadan olan tərtibatçılar pərdə arxasında bir-birlərini kiçik atom elektrik stansiyalarını layihələndirməkdə acizlikdə günahlandırdılar, lakin bu və ya digər şəkildə layihə dondurulub və indiyə qədər bu vəziyyətdə qalır. Belə “qeyri-komanda” yanaşması, məncə, uzun müddət özəl investorları Rosatom ilə birgə layihələrə investisiya etməkdən çəkindirdi.

Qalan iki filial - BREST və BN, rəsmi olaraq bir layihə "Breakthrough"da birləşdirilsələr də, maliyyə günəşi altında bir yer üçün bir-biri ilə ölüm-dirim mübarizəsi apardılar. Xüsusilə, natrium sürətli reaktorların bütün təcrübəsini mənimsəməli və VVER-1200 qiymətinə yaxınlaşmalı olan flaqman BN-1200, mütəmadi olaraq tənqid edildi və bu günə qədər qaldığı yenidən nəzərdən keçirilməyə göndərildi. Baxmayaraq ki, faktiki olaraq müştəriyə (məsələn, Rosenergoatom konserni) sürətli enerji reaktoru lazımdırsa, onun BN-1200-ə alternativi yoxdur, BREST və BN-ni qurmaq və onları müqayisə etmək lazım olduğu fikrindən çəkinirdi. Bizdə artıq BN-800 olduğundan, yenisini qurmağa dəyməz.

Yeri gəlmişkən, az adam bilir, amma Mayak zavodunun yanında, 90-cı illərin əvvəllərində tikintisi dayandırılmış BN-800 üçün iki çuxurlu Cənubi Ural AES-in yeri var.

Bununla belə, BN-1200-ün illərlə təkmilləşdirilməsi olduqca təəccüblü nəticəyə gətirib çıxardı. Layihə tikinti həcmləri, reaktor qurğusunun metal sərfiyyatı, armaturların sayı və s. baxımından fantastik şəkildə optimallaşdırılıb. və indi tikinti dəyərinə görə VVER-1200-ə bərabərdir. Kağız üzərində bərabərdir, lakin BN-800-ün hər meqavat üçün VVER-1200-dən demək olar ki, bir yarım dəfə baha olduğunu nəzərə alsaq, bu, böyük nailiyyətdir. Nəticədə, BN-1200 blokunun tikintisi ilə bağlı qərar qəbul edilməsə də və Rusiyada yeni atom enerji bloklarının tikintisinə investisiyanın əhəmiyyətli dərəcədə azalması kontekstində bunu etmək son dərəcə çətin olacaq. natrium klassiklərinin mövqeyi həmişəkindən daha güclüdür. Göründüyü kimi, növbəti vacib məqam BN-800-də MOX yanacağının inkişafı olacaq, çünki. hazırkı BN-1200 layihəsində əsas olması planlaşdırılır. Ancaq buna baxmayaraq, inanılmaz perspektivlərlə parlayan BN-1200 bu gün kağız layihəsidir.

BN-1200 layihəsi (indi BN-1200M-dir) ölçü və xüsusi xərclər baxımından fantastik dərəcədə azaldılmışdır. Əsas odur ki, bunun üçün əməliyyat üçün ağır qiymət ödəməli deyilsiniz.

BREST-300-OD eyni zamanda bu üç ili ağır mövqe döyüşlərində keçirdi, tədricən maliyyə və mövqelərini itirdi. Yanacaq istehsalı modulunun (reaktor və yanacaq emalı modulu ilə birlikdə üç BREST qurğusundan biri) tikintisinə 2014-cü ildə başlansa və bu gün bu mərhələ demək olar ki, başa çatdırılsa və hətta istehsal avadanlığının müəyyən qədər quraşdırılmasına başlansa da, sonrakı tikinti işlərinə başlanılmayıb. Xüsusilə, laboratoriya mərhələsində işlənmiş nüvə yanacağının piropemalından tələb olunan xüsusiyyətlərin əldə edilməsinin mümkün olmadığı aşkar edildi, bu o deməkdir ki, emal modulunun konstruksiyasını dəyişdirmək lazımdır (olduqca əhəmiyyətli dərəcədə - böyük bir yanacaq tətbiq etmək). işlənmiş nüvə yanacağının köhnəlməsi üçün saxlama anbarı, PUREX emalatxanası və s.), ən azı indiyə qədər alimlər pyro gətirməyəcəklər.

Qurğuşun soyuducularının problemli xüsusiyyətlərindən biri poladların şlak əmələ gəlməsi/korroziyasıdır. Hər iki proses soyuducuda 10^-5...10^-6 kütlə faizi həddində saxlanılmalı olan "səhv" oksigen konsentrasiyası ilə tetiklenir. Onlarla kubmetr qızdırılan qaynar qurğuşun miqdarında texniki cəhətdən mümkündürmü - heç kim dəqiq bilmir.

Reaktor layihəsinin tənqidi də güclənib, çünki hətta çoxsaylı stendləri olan çox geniş R&D BREST reaktorun ən azı kiçik, lakin bütün problemli təsirlərini həyata keçirə bilməməsinin öhdəsindən gələ bilməz. Eyni zamanda, sınaq skamyalarında reallığın həmişə fikirlərdən fərqli olduğu bəzi xoşagəlməz xüsusiyyətlər ortaya çıxdı: nasoslar qurğuşun axınında məhv edildi, bir yerdə dəqiq müəyyən edilmiş oksigen konsentrasiyasını təmin etmək ən azı "çox çətin" oldu. böyük həcmdə qurğuşun və s.

Bu gün BREST qeyri-müəyyən vəziyyətdədir. Uydurma modulu, görünür, tamamlanacaq və işə salınacaq, lakin əlavə pul üçün pul yoxdur və onların meydana çıxıb-çıxmayacağı bəlli deyil. Sanki Rusiyanın Avropa ölkələrinin əbədi axtarışını əks etdirən layihələr sonsuz və məqsədsiz proseslərə çevrilir.

BREST-300-OD tikinti sahəsi 2018-ci ilin yayında. Tamamilə yardımçı binalarla yanaşı, inzibati-abadlıq kompleksi, sanitar-nəzarət məntəqəsi (aşağıda və ortada 2 bina) və istehsal-təmir modulu kompleksi və radioaktiv tullantıların emalı üçün binalar (yuxarı sağda) tikilmişdir. Reaktor boş yerdə tikilməsi nəzərdə tutulmuşdu yuxarı sol.

Ancaq dumanda dolaşan bütün bu şübhələrdə bir parlaq nöqtə var. Bu MBIR tədqiqat reaktorudur. Onun vəzifəsi son illərini yaşayan BOR-60-ı əvəz etməkdir. Bu reaktor sələfinin yanında RIAR-da tikilir və BREST kimi o, hələ tam tikinti üçün maliyyə almamış olsa da (xüsusən də ikinci dövrə, turbin və elmi hissə üçün pul razılaşdırılmayıb), layihənin miqyası çox güman ki, o qədər də böyük olmasa, bu pulu ya dövlətdən, ya da dünyanın hər yerindən maraqlı tərtibatçılardan almağa imkan verəcək. Hazırda bu, Rusiyada tikilən yeganə mülki sürətli reaktordur.

***

İndiki vəziyyətdə, sürətli proqramların kommersiya istehlakçıları olmadığı və dövlət marağının şıltaq və qeyri-sabit olduğu bir şəraitdə, müasir sürətli reaktorun olması bu texnoloji sahəni yaddan çıxarmağa kömək edir və kim bilir - bəlkə də nə vaxtsa cəmiyyət yenidən nüvə enerjisini dəstəkləyir və bu da öz növbəsində sürətli reaktorlara və yanacaq dövriyyəsinin bağlanmasına ehtiyac duyacaqdır.

Və bu sahədə liderliyin gətirdiyi perspektivlər.

Nüvə texnologiyaları Rusiyada həmişə xüsusi yer tutmuşdur: onlar strateji təhlükəsizliyi təmin etmiş, hərbi texnologiyalar sahəsində dünya səhnəsində rəqiblərin üstünlüyü mərhələlərində qlobal pariteti qorumuş, enerji təhlükəsizliyini təmin etmişdir. IN müasir dünya nüvə və radiasiya texnologiyalarının inkişafı sənaye və sosial inkişafın mühərriklərindən biridir (böyük texnoloji layihə istər-istəməz təhsilə, ekologiyaya, iqtisadiyyata və mədəniyyətə təsir qütbünə çevrilir).

Hazırda dünya istehsal olunan bütün elektrik enerjisinin təqribən 13%-ni nüvə texnologiyasına borcludur ki, bu da hər kilovat-saat üçün ən aşağı qiymətə və ən aşağı ətraf mühitin çirklənməsinə malikdir.

Atom elektrik stansiyasının tikintisi zamanı ətraf mühitə təsir və CO2 emissiyaları ilə bağlı ən azı müəyyən rəqəmlərə nail olmaq üçün hətta inşaatçıların dizel generatorlarının emissiyaları da nəzərə alınır.

Sırf texnoloji nöqteyi-nəzərdən qeyd etmək lazımdır ki, nüvə enerjisinin həsəd aparan performansı "termal" və ya "yavaş" neytronlarda işləyən reaktorlardan - xüsusi moderatordan (su, ağır su və ya qrafit), artıq enerjini atdı və özünü təmin edən nüvə zəncirvari reaksiyaya başladı. Buna görə də mövcud sayından nüvə reaksiyası sərbəst neytronlar və yanacağın onları tutma qabiliyyəti reaksiyanın sürətindən və həll edilməli olan bir çox mühəndislik və dizayn problemlərindən asılıdır. uğurlu iş nüvə reaktoru. Alimlərin müşahidələrinə görə, sürətli reaktorlar adlanan texnologiyada (a.k.a. “breeders” və ya “breeder reactors”) - artıq neytron var, istilik reaktorları üçün 1-ə qarşı 2,3 sərbəst neytrondan ibarət neytron axını əmələ gəlir. Bu nəhəng potensial, birbaşa enerji yaradan tətbiqlərə əlavə olaraq, nüvə yanacağının təkrar istehsalı və digər problemlərin həlli üçün istifadə edilə bilər: elektrik və istilik enerjisinin kogenerasiyası, suyun duzsuzlaşdırılması, hidrogen istehsalı və s.

Bu gün fəaliyyət göstərən nüvə energetikası sənayesi yanacaq kimi demək olar ki, yalnız uran-235-dən istifadə edir, onun tərkibindəki qalıq uranda yalnız 0,7% təşkil edir. Yanacaq elementlərindəki uran-235 faizi xüsusi zənginləşdirmə prosedurları vasitəsilə işlək miqdarlara çatdırılır. Sürətli reaktorlar uran-238-in əmələ gəlməsində iştirak edən plutonium istehsal edə bilər, hansı ki, indi anbarlara/poliqonlara gedir, onun tərkibindəki minalanmış filizdə qalan 99,3%; və plutonium, öz növbəsində, bu gün işləyən istilik reaktorları üçün yanacaq kimi əladır, yəni sürətli reaktorlarda istehlak ediləndən daha çox yanacaq istehsal olunur!

MAQATE-nin hesablamalarına görə, uran-235-in sübut edilmiş ehtiyatları təxminən 85 il davam edəcək ki, bu da neft və ya qazdan daha az miqyasdadır. Belə bir nüvə enerjisinin uzunmüddətli gələcəyi görünmür. Sürətli neytron nüvə reaktorlarının genişmiqyaslı tətbiqi və yanacaq dövriyyəsinin bağlanması nəzərə alındıqda mənzərə kəskin şəkildə dəyişir.

İnkişafın bu versiyası uranın bütün təbii ehtiyatlarını (235 və 238), həmçinin torium və toplanmış silah dərəcəli plutoniumdan istifadə üçün açır və sonra sübut edilmiş ehtiyatlar (müxtəlif hesablamalara görə) təxminən 2500 il üçün kifayət edəcəkdir. Maltusa görə enerji istehlakının davamlı artması və resursların çatışmazlığı nəzərə alınmaqla. Təəccüblü deyil ki, nüvə energetikasının inkişafının başlanğıcından seleksiyaçılar qlobal nüvə istehsal edən sənayenin gələcək bazasına arxalanırdılar. Texnologiyanın inkişaf səviyyəsi "məhdudlaşdırıcı" rolunu oynayır: yanacaq dövrünün bağlanmasını nəzərdə tutan sürətli reaktorlarla işləmək hələ də şüalanmış nüvə yanacağının emalı və təkrar emalı üçün bahalı və mürəkkəb kompleks tələb edir. Lakin, sürətli reaktorlardan SNF-nin təkrar emalının yüksək vahid xərclərinə baxmayaraq, bir vahid plutonium istehsal etmək üçün tələb olunan daha kiçik həcmli təkrar emal materialları bu prosesi istilik reaktoru tullantılarının bugünkü təkrar emalından daha çox qənaətcil edir.

Yığılmış radioaktiv tullantılardan danışarkən: sürətli reaktorlar silah dərəcəli plutonium və adi termal reaktorların yanacaqlarından çıxarılan kiçik aktinidləri (neptunium, americium, kurium) emal etməyə imkan verir (kiçik aktinidlər hazırda radioaktiv tullantıların çox təhlükəli hissəsini təşkil edir). Yavaş reaktorlardan istifadə olunan yanacaq nüvə enerjisinin gələcəyi üçün yeni yanacaqdır və bu gələcək artıq buradadır. Rusiyada radiasiya olunmuş nüvə yanacağını emal edə bilən iki müəssisə var. Dünyada iki rus fabrikindən çox belə zavod yoxdur.

Sürətli reaktorlar üçün dünya yarışı

Dünyada birinci nüvə reaktoru“yavaş” idi: Enriko Fermi tərəfindən Çikaqo Universitetinin futbol meydançasının qərb tribunalarının altında qrafit və uran bloklarından tikilib, 1942-ci ildə filan ananın köməyi ilə 28 dəqiqəyə işə salınıb və heç bir radiasiyadan müdafiəsi yoxdur. və soyutma sistemi yoxdur. Cənab Ferminin özünün kifayət qədər dəqiq təsvirinə görə, bu inkişaf "qara kərpicdən və taxta kündələrdən ibarət nəm qalaq" kimi görünürdü, əslində belə idi. Lakin o vaxt da sürətli reaktor tikmək arzusunda idi.

İlk sürətli reaktorlar müvafiq olaraq Amerikada peyda oldu: 1946-cı ildə Los Alamosda civə olduqca ekzotik soyuducu kimi çıxış etdiyi Klementin stendi işə salındı; və 1951-ci ildə Aydahoda cəmi 0,2 MVt gücündə ilk güc reaktoru EBR-1 (Experimental Breeder Reactor) işə salındı ​​ki, bu da bir cihazda elektrik enerjisi və nüvə yanacağının eyni vaxtda istehsalının mümkünlüyünü nümayiş etdirdi və nüvə enerjisi tarixini işə saldı. . Daha sonra, 1963-cü ildə Detroytda təxminən 100 MVt gücündə Enrico Fermi sürətli neytron pilot reaktoru işə salındı, lakin cəmi üç ildən sonra nüvənin bir hissəsinin əriməsi ilə ciddi qəza baş verdi - lakin heç bir nəticə vermədi. mühit ya da insanlar.

Sovet nüvə layihəsi üçün lazım olan plutoniumun genişləndirilmiş istehsalının mümkünlüyü 1956-cı ildə Obninskdə işə salınan BR-1 nomenklaturası-iddiasız adı olan ilk sovet tədqiqat reaktorunda sübut edilmişdir. Güclü sürətli reaktorun inkişafı üçün lazım olan məlumatları yalnız 1959-cu ildə yaradılmış BR-5-in köhnə versiyasında əldə etmək mümkün idi. Daha sonra, 1970-ci ildə RIAR-da (Dimitrovqrad) BOR-60 eksperimental reaktoru işə salındı ​​və bu reaktor hələ də şəhəri istilik və elektrik enerjisi ilə təmin edir. Bundan əlavə, texnologiya 1973-cü ildə işə salınmış və 1990-cı illərdə dayandırılana qədər çöllərdə enerji istehsalı və suyun duzsuzlaşdırılması ilə məşğul olan dünyanın ilk sürətli neytron enerjili reaktoru BN-350-də sınaqdan keçirilmişdir. Lakin BN-350 texniki resursunun tükənməsinə görə deyil, SSRİ-nin dağılmasından sonra onun istismarının keyfiyyəti ilə bağlı narahatlıqlara görə dayandırılıb.

1980-ci ildə, bu günə kimi, o, dünyada yeganə işləyən sürətli neytron sənaye reaktorudur. Bu gün seriyalı tikinti üçün nəzərdə tutulan yeni nəsil BN-1200 reaktoru artıq texniki layihələndirmə mərhələsindədir - onun istismara verilməsi 2025-ci ilə planlaşdırılır. Həmçinin, 2020-ci ilədək qurğuşun-vismut soyuducusu olan 300 MVt-lıq sürətli reaktorun tikintisi planlaşdırılır. Severskdəki Sibir Kimya Zavodunun ərazisində işə salınacaq - bu texnologiya onilliklər ərzində sualtı qayıqların və buzqıranların reaktorlarında sınaqdan keçirilmişdir.

1950-ci illərin sonunda İngiltərə və Fransa öz layihələri ilə nüvə yarışının liderlərinə qoşuldular. 1986-cı ildə Avropa ölkələrinin konsorsiumu Superfeniks reaktorunu şəbəkəyə qoşdu, onun yaradılması zamanı əvvəllər Sovet BN-600-də təcəssüm olunmuş həllərin bir hissəsi götürülmüşdü, lakin 1996-cı ildə layihə yenidən canlanma hüququ olmadan bağlandı. Fakt budur ki, Superphoenix ətrafında kütləvi informasiya vasitələrinin səyləri ilə kütləvi isteriya qızışdırıldı: tikilməkdə olan reaktor ilk növbədə plutonium istehsalı ilə əlaqəli idi.

Media sahəsində şişirdilmiş qarmaqarışıqlıq küçə iğtişaşlarına çevrilən altmış min etirazla nəticələndi və fiziki işə salındıqdan bir il sonra Atom Elektrik Stansiyasının binası sovet RPG-7 anti-tankından Rona boyunca beş yaylım atəşinə tutuldu. qumbaraatan.

Xoşbəxtlikdən bu həyat şənliyinin müəllifləri stansiyaya ciddi ziyan vura bilmədilər. Lakin tezliklə layihədən imtina edildi. Bununla belə, 2010-cu ildə fransızlar yenidən natriumla soyudulmuş sürətli neytron reaktorunun tikintisinə qayıdırlar - layihə "Astrid" adlanır, planlaşdırılan gücü 600 MVt təşkil edir. Fransa sürətli reaktor proqramında öz inkişaflarına arxalansa da, yenə də əsasən Rusiya zənginləşdirmə qurğularından istifadə edir.

Çinlilər dünyada hər kəsi tutmağa və ötməyə çalışırlar, çünki qismən burada Hindistan tərəfindən keçiblər və bu, çoxsaylı təxirə salınmadan sonra bu il öz dizaynı olan PFBR-500-ün sürətli nümayiş reaktorunu işə salacaq. İstifadəyə verildikdən sonra Hindistan hər biri 500 MVt gücündə altı kommersiya enerji blokunun tikintisinə başlamaq və eyni ərazidə öz nüvə yanacağı toriumunu əhatə edən nüvə yanacağı emalı zavodu tikmək istəyir.

Yaponlar, öz növbəsində, Fukusima qəzasından sonra gözlənilən reaksiyanın əksinə olaraq, 1994-1995-ci illərdə işləyən Monzu sürətli reaktorunu canlandırmaqda davam edirlər. Yeri gəlmişkən, Fukusima faciəsinə aldanmaq olmaz: nüvə enerjisi ümumiyyətlə dövri inkişafla xarakterizə olunur. Hər qəzadan sonra (Three Mile Island, Çernobıl, Fukusima) atom elektrik stansiyalarına maraq bir qədər zəifləyir, lakin sonra elektrik enerjisinə tələbat yenidən öz qəti imperativini diktə edir - və indi yeni növ qoruyucu reaktorlarla növbəti nəsil reaktorlar işə salınır. mexanizmləri.

Ümumilikdə dünyada sürətli reaktorların 30-a yaxın konsepsiyası işlənib hazırlanmışdır ki, onlardan bəziləri eksperimental olaraq “texniki vasitələrdə” sınaqdan keçirilmişdir. Ancaq bu gün yalnız bir ölkə öz milli portfelində sübut edilmiş texnologiyalar və sürətli sənaye reaktorlarının problemsiz işləməsi ilə öyünə bilər - bu da Rusiyadır.

Kompleks mühəndislik

Sürətli reaktorların üstünlükləri, eləcə də onların yaradılmasının mühəndis mürəkkəbliyi göz qabağındadır. Zəruri texnologiyaların olmaması sürətli reaktorların hazırda daha geniş yayılmamasının əsas səbəblərindən biridir. Daha əvvəl qeyd edildiyi kimi, su - neytron moderatoru - sürətli reaktorlarda istifadə edilə bilməz, buna görə də maye vəziyyətdə olan metallar istifadə olunur: ən çox yayılmış natriumdan qurğuşun-vismut ərintilərinə qədər. Ənənəvi reaktorlara nisbətən daha intensiv enerji buraxılması şəraitində maye metal soyuducudan istifadə başqa bir ciddi problem yaradır - materialşünaslıq. Reaktorun təzyiqli qabının və reaktordaxili sistemlərin bütün komponentləri sürətli reaktorda maye natrium üçün xarakterik olan 550°C-yə tab gətirə bilən korroziyaya davamlı xüsusi materiallardan hazırlanmalıdır.

Düzgün material seçmək problemi yerli mühəndislərin tükənməz bacarıqları üçün bir çox çətinliklər yaratdı. Bir yanacaq qurğusu onu əldə etmək üçün işləyən reaktorun aktiv zonasında əyildikdə, fransız nüvə alimləri maye natrium təbəqəsini "görməyin" mürəkkəb və bahalı üsulunu icad etdilər. Ruslar da eyni problemlə üzləşəndə ​​mühəndislərimiz bir növ dalğıc zənginə yerləşdirilən sadə videokameradan - yuxarıdan üfürülən arqonlu borudan nəfis şəkildə istifadə etmək qərarına gəldilər ki, bu da operatorlara zədələnmiş yanacaq elementlərini tez və səmərəli şəkildə çıxarmağa imkan verdi.

Əlbəttə ki, sürətli reaktorun mühəndis mürəkkəbliyi onun qiymətinə təsir edir, hazırda sürətli reaktorlar konseptual sahədə daha çox olduqda, istilik reaktorlarından xeyli yüksəkdir. Nüvə yanacaq dövrəsinin bağlanması üçün bütün proseslər də kifayət qədər bahalıdır: texnologiyalar mövcuddur, sınaqdan keçirilir, sınaqdan keçirilir və inkişaf etdirilir, lakin onlar hələ də axın kommersiya səviyyəsinə çatdırılmamışdır. Xoşbəxtlikdən, Rusiya üçün bu, yaxın iki-üç onilliyin məsələsidir.

Sürətli neytronların yumşaq gücü

Nüvə yanacaq dövriyyəsinin bağlanması sahəsində Rusiyanın mübahisəsiz texnoloji üstünlüyü, təbii ki, dünya səhnəsində strateji şəkildə həyata keçirilməlidir. Rusiya bütün maraqlı dövlətlərin nüvə enerjisinə bərabər çıxışını təmin edəcək, eyni zamanda nüvə enerjisinin yayılmaması rejiminin tələblərinə etibarlı şəkildə əməl olunmasına zəmanət verəcək belə qlobal infrastrukturun yaradılmasında liderlik yükünü öz üzərinə götürə bilər. Bu təşəbbüsün icra planına aşağıdakı istiqamətlər daxildir:

yaradılış beynəlxalq mərkəzlər uranın zənginləşdirilməsi üçün (ICUE), birincisi Anqarskda yerləşir;

İşlənmiş nüvə yanacağının emalı və saxlanması üçün beynəlxalq mərkəzlərin yaradılması (heç də eyni deyil, açıq məkanlarımızda dodaqlarımızı yalayın);

Atom elektrik stansiyaları üçün ixtisaslı kadrların hazırlanması üçün beynəlxalq mərkəzlərin yaradılması və icazəsiz yayılmadan qorunan nüvə texnologiyaları sahəsində birgə tədqiqat işlərinin aparılması.

Bu gündən etibarən, təklif olunan proqramın ən inkişaf etmiş hissəsi IUEC-in yaradılması ilə bağlı məqama çevrilib: belə mərkəzlər dövlət dəstəyindən istifadə etməyən birgə ticarət müəssisələri kimi fəaliyyət göstərir. Bu cür müəssisələrin direktorlar şurasına hökumət rəsmiləri, nüvə yanacaq dövrü şirkətlərinin işçiləri və MAQATE ekspertləri daxil edilməlidir, üstəlik, sonuncular səsvermə hüququ olmayan məsləhətçilər olacaq, onların məqsədi mərkəzin işini yoxlamaq və onun fərdi hərəkətlərini təsdiqləmək olacaq. Müvafiq olaraq, qeyri-nüvə ölkələrinin zənginləşdirmə texnologiyalarına çıxışına icazə verilməyəcək və bu, kifayət qədər ciddi məsələdir.

Təəssüf ki, nüvə enerjisi üçün qlobal infrastrukturun yaradılması təşəbbüsünün qalan müddəaları mənalı məzmun almamışdır. Bununla əlaqədar təbii sual yaranır: texniki potensialın siyasi istismarının bu versiyalarının kağız üzərində unudulmuş fantaziyalara çevrilməyəcəyinə hər hansı təminat varmı?

Bu vəziyyətdən çıxmaq, nüvə enerjisindən dinc məqsədlərlə istifadə etməkdə maraqlı olan geniş inkişaf etməkdə olan ölkələri cəlb etmək, beynəlxalq nüvə yanacaq dövrü mərkəzləri proqramının həyata keçirilməsinə başlamaq üçün bu təklifləri proqnostik tədqiqatlar və elmi-texniki məzmunla doldurmaq lazımdır. .

Böyüklərə cəlb olunur tədqiqat layihələri nüvə enerjisi iqtisadiyyatı sahəsində kiçik və inkişaf etməkdə olan dövlətlər bu təşəbbüslərin həyata keçirilməsində iştirak etməkdən öz spesifik faydalarını görə bilir və milli proqramlarında hansı dəyişikliklərin lazım olduğunu başa düşürlər.

Bu tip sənaye reaktorunu işlədən yeganə ölkə olan Rusiyada sürətli reaktor texnologiyasının tanınmış qabaqcıl səviyyəsi, nüvə yanacağının təkrar emalı təcrübəsi ilə birlikdə Rusiyaya uzunmüddətli perspektivdə dünyanın nüvə enerjisi liderlərindən biri rolunu iddia etməyə imkan verəcək.

Qlobal nüvə infrastrukturunun yaradılması ilə bağlı Rusiyanın təkliflərinin uğurla həyata keçirilməsi dünya energetikasının gələcək inkişafı üçün mühüm amildir, bu inkişafda Rusiyanın yerini deməyək. Rusiyanın təkliflərinin həyata keçirilməsi nəinki qlobal nüvə enerjisinin təhlükəsizliyini və onun yanacaqla demək olar ki, sonsuz özünü təmin etməsini təmin etməklə yanaşı, həm də bütövlükdə elektrik enerjisi bazarının mənzərəsini yenidən formalaşdıra bilər: bütün növ qalıq yanacaqların qıtlığı təhlükəsi, o cümlədən uran müəyyən mərhələdə görünə biləcəyindən daha yaxın və daha real olacaq.

Son iyirmi ildə dünyada karbohidrogenlərin bahalaşmasına cavab olaraq alternativ enerjiyə maraq artıb. Bununla belə, ənənəvi istilik istehsalına yeganə sağlam alternativin yalnız nüvə enerjisi ola biləcəyinə inanmaq üçün bir sıra səbəblər var. Nüvə enerjisi ilə bərpa olunan nəslin perspektivlərinin müqayisəsi haqqında çox ciddi və qalın kitablar yazılıb ki, bir sözlə, sürətli reaktorlar və Rusiyanın texnoloji liderliyi yaxın onilliklərdə gələcəkdə parlayır.

adına “Maşınqayırma Eksperimental Konstruktor Bürosu” Federal Dövlət Unitar Müəssisəsinin elmi direktoru akademik F. Mitenkov. I. I. Afrikantova (Nijni Novqorod).

Akademik Fyodor Mixayloviç Mitenkov 2004-cü ildə fiziki və texniki əsasların işlənib hazırlanmasına və sürətli neytron enerjili reaktorların yaradılmasına görə Qlobal Enerji Mükafatına layiq görülüb (bax: “Elm və Həyat” № 8, 2004). Laureatın apardığı tədqiqatlar və onların fəaliyyətdə olan BN-350, BN-600 reaktor bloklarında, tikilməkdə olan BN-800 və layihələndirilən BN-1800-də praktiki tətbiqi nüvə enerjisinin inkişafı üçün yeni, perspektivli istiqamət açır. insanlığa enerji.

BN-600 reaktoru olan Beloyarsk AES.

Akademik F. M. Mitenkov 2004-cü ilin iyununda Qlobal Enerji Mükafatı mərasimində.

Elm və həyat // İllüstrasiyalar

Elm və həyat // İllüstrasiyalar

BN-350 sürətli neytron reaktorunun sxematik diaqramı.

BN-600 sürətli güc reaktorunun sxematik diaqramı.

BN-600 reaktorunun mərkəzi zalı.

BN-800 sürətli neytron reaktoru 880 MVt elektrik və 1,47 QVt istilik gücünə malikdir. Eyni zamanda, onun dizaynı həm normal istismar zamanı, həm də gözlənilən hər hansı qəza zamanı tam təhlükəsizliyi təmin edir.

Elm və həyat // İllüstrasiyalar

Enerji istehlakı hər bir ölkənin iqtisadi inkişaf səviyyəsini, milli təhlükəsizliyini və əhalinin rifahını böyük ölçüdə müəyyən edən ən mühüm göstəricidir. Enerji istehlakının artması həmişə insan cəmiyyətinin inkişafı ilə müşayiət olunurdu, lakin 20-ci əsrdə xüsusilə sürətli idi: enerji istehlakı demək olar ki, 15 dəfə artaraq, onun sonuna qədər təxminən 9,5 milyard ton neft ekvivalentinə (barmaq) mütləq dəyərə çatdı. Kömür, neft, təbii qazın yanması dünya enerji istehlakının təxminən 80%-ni təmin edir. 21-ci əsrdə onun böyüməsi, şübhəsiz ki, xüsusilə inkişaf etməkdə olan ölkələrdə davam edəcək, bunun üçün iqtisadi inkişaf və əhalinin həyat keyfiyyətinin yaxşılaşdırılması qaçılmaz olaraq istehlak edilən enerjinin miqdarının, ilk növbədə, onun ən universal formasının əhəmiyyətli dərəcədə artması ilə əlaqələndirilir. - elektrik. 21-ci əsrin ortalarına qədər qlobal enerji istehlakının iki dəfə, elektrik istehlakının isə üç dəfə artacağı proqnozlaşdırılır.

Enerji istehlakının ümumi artım tendensiyası əksər ölkələrin neft və təbii qaz idxalından asılılığını artırır, enerji mənbələrinə çıxış uğrunda rəqabəti gücləndirir və qlobal təhlükəsizliyə təhlükə yaradır. Eyni zamanda, ilk növbədə karbohidrogen yanacağının yanma məhsullarının emissiyaları ilə atmosferin yolverilməz çirklənməsi təhlükəsi səbəbindən enerji istehsalının ekoloji nəticələri ilə bağlı narahatlıq artır.

Buna görə də, çox da uzaq olmayan gələcəkdə bəşəriyyət qəbuledilməz ekoloji nəticələr olmadan artan enerji ehtiyaclarını uzun müddət etibarlı şəkildə ödəməyə imkan verəcək alternativ "karbonsuz" enerji istehsalı texnologiyalarına keçmək məcburiyyətində qalacaq. Bununla belə, etiraf etməliyik ki, hazırda məlum olan bərpa olunan enerji mənbələri - külək, günəş, geotermal, gelgit və s. öz potensialına görə irimiqyaslı enerji istehsalına xidmət edə bilməz (bax: "Elm və həyat" № 10, 2002-ci il. - Qeyd. red.). Və idarə olunan termonüvə birləşməsinin çox perspektivli texnologiyası hələ də nümayiş nüvə reaktorunun tədqiqi və yaradılması mərhələsindədir (bax: "Elm və Həyat" № 8, 2001, № 9, 2001 - Qeyd. red.).

Bir çox ekspertlərin, o cümlədən bu məqalənin müəllifinin fikrincə, 21-ci əsrdə bəşəriyyətin real enerji seçimi parçalanma reaktorları əsasında nüvə enerjisindən geniş istifadə olacaq. Nüvə enerjisi artıq yanacağa və enerjiyə dünya tələbatındakı artımın əhəmiyyətli hissəsini öz üzərinə götürə bilər. Bu gün dünya enerji istehlakının təxminən 6% -ni, əsasən elektrik enerjisini təmin edir, burada payı təxminən 18% -dir (Rusiyada - təxminən 16%).

Artıq cari əsrdə nüvə enerjisinin əsas əsas enerji mənbəyinə çevrilməsi üçün ondan daha geniş istifadə etmək üçün bir neçə şərt lazımdır. İlk növbədə, nüvə enerjisi əhali və ətraf mühit üçün zəmanətli təhlükəsizlik tələblərinə cavab verməli, nüvə yanacağının istehsalı üçün təbii ehtiyatlar ən azı bir neçə əsr ərzində “böyük” nüvə enerjisinin fəaliyyətini təmin etməlidir. Bundan başqa, texniki-iqtisadi göstəricilərə görə nüvə enerjisi karbohidrogen yanacağı üzrə ən yaxşı enerji mənbələrindən geri qalmamalıdır.

Gəlin görək müasir nüvə enerjisi bu tələblərə necə cavab verir.

Nüvə enerjisinin təminatlı təhlükəsizliyi haqqında

Yarandığı andan nüvə enerjisinin təhlükəsizlik məsələlərinə sistemli və elmi əsaslarla baxılmış və kifayət qədər səmərəli şəkildə həll edilmişdir. Bununla belə, onun formalaşması zamanı hələ də qəbuledilməz radioaktivlik buraxılışları olan fövqəladə hallar, o cümlədən iki irimiqyaslı qəza var idi: 1979-cu ildə Three Mile Island Atom Elektrik Stansiyasında (ABŞ) və 1986-cı ildə Çernobıl Atom Elektrik Stansiyasında (SSRİ). Bununla əlaqədar, Atom Enerjisi üzrə Beynəlxalq Agentliyin (MAQATE) himayəsi altında dünya alimləri və nüvə mütəxəssisləri birliyi tövsiyələr işləyib hazırlayıb ki, onlara əməl olunması ətraf mühitə və əhaliyə yolverilməz təsirləri praktiki olaraq istisna edir. nüvə elektrik stansiyaları. Xüsusilə, onlar təmin edirlər: əgər dizayn reaktorun nüvəsinin əriməsinin istisna olunduğunu əminliklə əsaslandırmırsa, belə bir qəzanın baş vermə ehtimalı nəzərə alınmalı və reaktorun layihəsində nəzərdə tutulmuş fiziki maneələrin ətraf mühit üçün qəbuledilməz nəticələri istisna etməyə zəmanət verilir. MAQATE-nin tövsiyələri dünyanın bir çox ölkələrində nüvə enerjisinin təhlükəsizliyinə dair milli qaydaların ayrılmaz hissəsinə çevrilmişdir. Müasir reaktorların istismarının təhlükəsizliyini təmin edən bəzi mühəndis həlləri nümunə kimi BN-600 və BN-800 reaktorlarından istifadə etməklə aşağıda təsvir edilmişdir.

Nüvə yanacağının istehsalı üçün resurs bazası

Nüvə mütəxəssisləri bilirlər ki, su və ya qrafit neytron moderatoru olan “termal” nüvə reaktorlarına əsaslanan mövcud nüvə energetikasının texnologiyası irimiqyaslı nüvə energetikasının inkişafını təmin edə bilməz. Bu, belə reaktorlarda təbii urandan istifadənin səmərəliliyinin aşağı olması ilə bağlıdır: yalnız təbii uranda tərkibi cəmi 0,72% olan U-235 izotopundan istifadə olunur. Buna görə də, "böyük" nüvə energetikasının inkişafı üçün uzunmüddətli strategiya sürətli nüvə reaktorlarının istifadəsinə və nüvə stansiyasının reaktorlarından boşaldılan yanacağın təkrar emalına əsaslanan qapalı yanacaq dövrünün mütərəqqi texnologiyasına keçidi nəzərdə tutur. yanmamış və yeni əmələ gələn parçalanan izotopların sonradan enerji dövrünə qaytarılması üçün.

“Sürətli” reaktorda nüvə yanacağının parçalanmasının çox hissəsi enerjisi 0,1 MeV-dən çox olan sürətli neytronların (buna görə də “sürətli” reaktorun adıdır) hesabına baş verir. Bu halda reaktorda parçalanma təkcə çox nadir U-235 izotopunun deyil, həm də təbii uranın əsas komponenti olan U-238-in (~99,3%) neytron spektrində parçalanma ehtimalı baş verir. "termal reaktor" çox aşağıdır. "Sürətli" bir reaktorda nüvə parçalanmasının hər bir aktında U-238-in parçalanan plutonium izotopu Pu-239-a intensiv çevrilməsi üçün istifadə edilə bilən daha çox sayda neytron meydana gəlməsi prinsipial olaraq vacibdir. Bu çevrilmə nüvə reaksiyası nəticəsində baş verir:

Sürətli bir reaktorun neytron-fiziki xüsusiyyətləri ondan ibarətdir ki, plutoniumun əmələ gəlməsi prosesi reaktorda ilkin yüklənmiş plutoniumun yanmasından daha çox ikinci dərəcəli plutonium əmələ gəldiyi zaman genişlənmiş yetişdirmə xarakteri daşıya bilər. Nüvə reaktorunda artıq miqdarda parçalanan izotopların əmələ gəlməsi prosesinə "breeding" (ingilis dilindən. cins - çoxaltmaq) deyilir. Bu termin, plutonium yanacağı olan sürətli reaktorların beynəlxalq səviyyədə qəbul edilmiş adı ilə əlaqələndirilir - breeder reaktorları və ya breeders.

Yetişdirmə prosesinin praktiki həyata keçirilməsi nüvə enerjisinin gələcəyi üçün prinsipial əhəmiyyət kəsb edir. Fakt budur ki, belə bir proses təbii urandan demək olar ki, tamamilə istifadə etməyə və bununla da çıxarılan təbii uranın hər tonundan enerji "çıxışını" təxminən yüz dəfə artırmağa imkan verir. Bu, uzun tarixi perspektiv üçün nüvə enerjisi sənayesinin praktiki olaraq tükənməz yanacaq ehtiyatlarına yol açır. Buna görə də, ümumiyyətlə qəbul edilir ki, seleksiyaçıların istifadəsi iri nüvə enerjisi sənayesinin yaradılması və fəaliyyəti üçün zəruri şərtdir.

1940-cı illərin sonunda sürətli reaktorların yaradılmasının fundamental imkanları həyata keçirildikdən sonra dünyada onların neytron-fiziki xüsusiyyətlərinin intensiv tədqiqi və müvafiq mühəndis həllərinin axtarışı başlandı. Ölkəmizdə sürətli reaktorlar üzrə tədqiqat və təkmilləşdirmənin təşəbbüskarı Ukrayna Elmlər Akademiyasının akademiki Aleksandr İliç Leipunski olub, o, 1972-ci ildə ölümünə qədər Obninsk Fizika və Enerji İnstitutunun (IPPE) elmi direktoru olub.

Sürətli reaktorların yaradılmasında mühəndislik çətinlikləri onların bir sıra xas xüsusiyyətləri ilə əlaqələndirilir. Bunlara daxildir: yanacağın yüksək enerji intensivliyi; onun intensiv soyumasını təmin etmək ehtiyacı; soyuducu suyun, reaktorun və avadanlığın struktur elementlərinin yüksək işləmə temperaturu; sürətli neytronlarla intensiv şüalanma nəticəsində struktur materialların radiasiya zədələnməsi. Bu yeni elmi-texniki problemləri həll etmək və sürətli reaktorların texnologiyasını inkişaf etdirmək üçün unikal stendləri olan genişmiqyaslı elmi-tədqiqat və eksperimental bazanın yaradılması, eləcə də Azərbaycanda bu tipli bir sıra eksperimental və nümayiş güc reaktorlarının yaradılması lazım idi. 1960-1980-ci illərdə Rusiya, ABŞ, Fransa, Böyük Britaniya və Almaniya. Maraqlıdır ki, bütün ölkələrdə natrium su və buxarla aktiv şəkildə reaksiya verməsinə baxmayaraq, sürətli reaktorlar üçün soyuducu vasitə - soyuducu kimi seçilib. Natriumun soyuducu kimi həlledici üstünlükləri onun son dərəcə yaxşı termofiziki xassələri (yüksək istilik keçiriciliyi, yüksək istilik tutumu, yüksək qaynama nöqtəsi), sirkulyasiya üçün aşağı enerji sərfiyyatı, reaktorun konstruksiya materiallarına azaldılmış korroziv təsir və əməliyyat zamanı onun təmizlənməsinin nisbətən asanlığıdır. .

1973-cü ildə Xəzər dənizinin şərq sahilində 1000 MVt istilik gücünə malik ilk yerli nümayiş sürətli neytron enerji reaktoru BN-350 istifadəyə verilmişdir (bax "Elm və həyat" № 11, 1976 -). Qeyd. red.). Nüvə enerjisi üçün ənənəvi olan dövrəli istilik ötürmə sxemi və istilik enerjisini çevirmək üçün buxar turbin kompleksi var idi. Reaktorun istilik gücünün bir hissəsi elektrik enerjisi istehsal etmək üçün istifadə edildi, qalan hissəsi duzsuzlaşdırmaya getdi dəniz suyu. Biri fərqləndirici xüsusiyyətlər natrium soyuducu ilə bu və sonrakı reaktor qurğularının sxemləri - reaktor və buxar-su dövrəsi arasında təhlükəsizlik mülahizələri ilə diktə edilmiş aralıq istilik ötürücü dövrənin olması.

BN-350 reaktor zavodu, texnoloji sxeminin mürəkkəbliyinə baxmayaraq, 1973-cü ildən 1988-ci ilə qədər (dizayn müddətindən beş il çox) Şevçenko şəhərində (indiki Aktau) Manqışlak elektrik stansiyasının və dəniz suyunun duzsuzlaşdırılması zavodunun bir hissəsi kimi uğurla fəaliyyət göstərmişdir. , Qazaxıstan).

BN-350 reaktorunda natrium dövrələrinin böyük budaqlanması narahatlığa səbəb oldu, çünki onların fövqəladə təzyiqi azaldıqda yanğın başlaya bilər. Buna görə də, BN-350 reaktorunun işə salınmasını gözləmədən SSRİ, böyük diametrli natrium boru kəmərlərinin və demək olar ki, bütün radioaktiv natriumun olmadığı inteqrasiya edilmiş dizaynlı daha güclü sürətli BN-600 reaktorunun layihələndirilməsinə başladı. ilkin dövrə reaktorun təzyiq qabında cəmlənmişdir. Bu, birinci natrium dövrəsinin təzyiqsizləşdirilməsi riskini demək olar ki, tamamilə aradan qaldırmağa, qurğunun yanğın təhlükəsini azaltmağa, reaktorun radiasiya təhlükəsizliyi və etibarlılığının səviyyəsini artırmağa imkan verdi.

BN-600 reaktor zavodu 1980-ci ildən Beloyarsk AES-in üçüncü enerji blokunun tərkibində etibarlı şəkildə işləyir. Bu gün o, unikal əməliyyat təcrübəsi mənbəyi və qabaqcıl konstruktiv materialların və yanacaqların çöl sınaqları üçün baza kimi xidmət edən dünyanın ən güclü sürətli reaktorudur.

Rusiyada bu tip reaktorların bütün sonrakı layihələrində, eləcə də xaricdə hazırlanmış kommersiya sürətli reaktorlarının əksər layihələrində inteqral dizayndan istifadə olunur.

Sürətli reaktorların təhlükəsizliyinin təmin edilməsi

Hətta ilk sürətli neytron reaktorlarının layihələndirilməsi zamanı onların həm normal istismarı zamanı, həm də reaktorların işləməsi zamanı təhlükəsizlik məsələlərinə çox diqqət yetirilmişdir. fövqəladə hallar. Müvafiq dizayn həllərinin axtarışı istiqamətləri reaktorun daxili özünü mühafizəsi ilə əlaqədar ətraf mühitə və əhaliyə yolverilməz təsirlərin istisna edilməsi, onların nəticələrini məhdudlaşdıran potensial qəzaların lokallaşdırılması üçün effektiv sistemlərin istifadəsi tələbi ilə müəyyən edilmişdir.

Reaktorun özünü mühafizəsi, ilk növbədə, reaktorun temperaturu və gücünün artması ilə nüvə yanacağının parçalanma prosesini sabitləşdirən mənfi rəylərin fəaliyyətinə, həmçinin reaktorda istifadə olunan materialların xüsusiyyətlərinə əsaslanır. Sürətli reaktorların xas təhlükəsizliyini göstərmək üçün onların tərkibində natrium soyuducu istifadə ilə bağlı bəzi xüsusiyyətlərini qeyd edək. İstilik Natriumun qaynama temperaturu (normal fiziki şəraitdə 883oC) reaktorun təzyiq qabında atmosfer təzyiqinə yaxın təzyiqi saxlamağa imkan verir. Bu, reaktorun dizaynını sadələşdirir və onun etibarlılığını artırır. Reaktor gəmisi istismar zamanı böyük mexaniki yüklərə məruz qalmır, ona görə də onun qopması ehtimalı hipotetik sinfə aid olan mövcud təzyiqli su reaktorlarından da azdır. Ancaq sürətli bir reaktorda belə bir qəza belə nüvə yanacağının etibarlı soyudulması baxımından təhlükə yaratmır, çünki gəmi hermetik təhlükəsizlik korpusu ilə əhatə olunub və ona mümkün natrium sızmasının həcmi əhəmiyyətsizdir. İnteqral konstruksiyalı sürətli reaktorda natrium soyuducu ilə boru kəmərlərinin təzyiqsizləşdirilməsi də təhlükəli vəziyyətə gətirib çıxarmır. Natriumun istilik tutumu olduqca yüksək olduğundan, buxar-su dövrəsinə istilik çıxarılmasının tamamilə dayandırılması ilə belə, reaktordakı soyuducu suyun temperaturu saatda təxminən 30 dərəcə artacaq. Normal işləmə zamanı reaktorun çıxışında soyuducu suyun temperaturu 540°C-dir. Natrium qaynamasından əvvəl əhəmiyyətli bir temperatur fərqi belə bir gözlənilməz qəzanın nəticələrini məhdudlaşdırmaq üçün tədbirlər görmək üçün kifayət qədər vaxt verir.

BN-600-ün əsas mühəndis həllərinin istifadə edildiyi BN-800 reaktorunun dizaynında, əlavə tədbirlər, reaktorun sıxlığının qorunmasını təmin etmək və hətta reaktorun nüvəsinin əriməsi ilə hipotetik olduqca mümkün olmayan qəza halında da ətraf mühitə yolverilməz təsirləri istisna etmək.

BN-600 reaktorunun blok idarəetmə paneli.

Sürətli reaktorların uzunmüddətli istismarı nəzərdə tutulan təhlükəsizlik tədbirlərinin kifayət və effektivliyini təsdiqlədi. BN-600 reaktorunun işlədiyi 25 il ərzində radioaktivliyin həddindən artıq buraxılması, personalın və hətta yerli əhalinin məruz qalması ilə bağlı heç bir qəza baş verməyib. Sürətli reaktorlar yüksək əməliyyat dayanıqlığı nümayiş etdirib və idarə etmək asandır. Natrium soyuducu texnologiyası mənimsənilmişdir ki, bu da onun yanğın təhlükəsini effektiv şəkildə neytrallaşdırır. Natriumun sızması və yanması şəxsi heyət tərəfindən inamla aşkar edilir və onların nəticələri etibarlı şəkildə aradan qaldırılır. Son illərdə sürətli reaktor layihələrində personalın müdaxiləsi və kənardan enerji təchizatı olmadan reaktoru təhlükəsiz vəziyyətə keçirə bilən sistemlər və cihazlar getdikcə daha çox istifadə olunur.

Sürətli reaktorların texniki və iqtisadi göstəriciləri

Natrium texnologiyasının xüsusiyyətləri, gücləndirilmiş tədbirlər təhlükəsizlik, ilk reaktorlar üçün dizayn həllərinin konservativ seçimi - BN-350 və BN-600 su ilə soyudulan reaktorlarla müqayisədə onların daha yüksək qiymətinin səbəbi oldu. Bununla belə, onlar əsasən sürətli reaktorların işini, təhlükəsizliyini və etibarlılığını yoxlamaq üçün yaradılmışdır. Bu vəzifə onların uğurlu əməliyyatı ilə həll olundu. Nüvə energetikasında kütləvi istifadə üçün nəzərdə tutulan növbəti reaktor stansiyası - BN-800 yaradılarkən texniki-iqtisadi xüsusiyyətlərə daha çox diqqət yetirildi və nəticədə xüsusi kapital xərcləri baxımından VVER-ə əhəmiyyətli dərəcədə yaxınlaşmaq mümkün oldu. -1000 - yerli yavaş neytron güc reaktorlarının əsas növü.

İndiyə qədər natriumla soyudulmuş sürətli reaktorların texniki və iqtisadi təkmilləşdirmə üçün böyük potensiala malik olduğunu müəyyən etmək olar. Təhlükəsizliyin səviyyəsini eyni vaxtda artırmaqla onların iqtisadi xüsusiyyətlərini yaxşılaşdırmaq üçün əsas istiqamətlərə aşağıdakılar daxildir: reaktorun və enerji blokunun əsas komponentlərinin vahid gücünün artırılması, əsas avadanlığın konstruksiyasının təkmilləşdirilməsi, artırmaq üçün superkritik buxar parametrlərinə keçid. istilik enerjisinin çevrilməsi dövrünün termodinamik səmərəliliyi, təzə və işlənmiş yanacağın işləməsi üçün sistemin optimallaşdırılması, nüvə yanacağının yanmasını artırmaq, yüksək daxili yetişdirmə nisbəti (IF) olan bir nüvə yaratmaq - 1-ə qədər, xidmət müddətini artırmaq 60 il və ya daha çox.

OKBM-də aparılan dizayn tədqiqatlarından göründüyü kimi, müəyyən növ avadanlıqların təkmilləşdirilməsi həm reaktor qurğusunun, həm də bütövlükdə enerji blokunun texniki-iqtisadi göstəricilərinin yaxşılaşdırılmasına çox əhəmiyyətli təsir göstərə bilər. Məsələn, perspektivli BN-1800 reaktorunun yanacaqdoldurma sisteminin təkmilləşdirilməsi üzrə aparılan tədqiqatlar bu sistemin metal sərfiyyatının əhəmiyyətli dərəcədə azalmasının mümkünlüyünü göstərdi. Modul buxar generatorlarının orijinal dizaynın korpusa əsaslananları ilə dəyişdirilməsi onların maya dəyərini, həmçinin enerji blokunun buxar generatoru bölməsinin sahəsini, həcmini və material sərfini əhəmiyyətli dərəcədə azalda bilər.

Reaktorun gücü və avadanlıqların texnoloji təkmilləşdirilməsinin metal istehlakına və kapital xərclərinin səviyyəsinə necə təsir etdiyini cədvəldən görmək olar.

Sürətli reaktorların təkmilləşdirilməsi təbii olaraq sənaye müəssisələrindən, elmi və layihə təşkilatlarından müəyyən səylər tələb edəcəkdir. Beləliklə, nüvə yanacağının yanmasını artırmaq üçün reaktorun nüvəsinin neytron şüalanmasına daha davamlı olan konstruktiv materiallarının istehsalını inkişaf etdirmək və mənimsəmək lazımdır. Hazırda bu istiqamətdə işlər davam etdirilir.

Sürətli reaktorlar təkcə enerji istehsalına xidmət edə bilməz. Yüksək enerjili neytron axınları işlənmiş nüvə yanacağında əmələ gələn ən təhlükəli uzunömürlü radionuklidləri effektiv şəkildə “yandırmağa” qadirdir. Bu, nüvə enerjisindən gələn radioaktiv tullantıların emalı probleminin həlli üçün əsas əhəmiyyət kəsb edir. Məsələ burasındadır ki, bəzi radionuklidlərin (aktinidlərin) yarımparçalanma müddəti radioaktiv tullantıların son utilizasiyası yerləri hesab edilən geoloji birləşmələrin elmi cəhətdən əsaslandırılmış dayanıqlıq dövrlərindən xeyli artıqdır. Buna görə də, aktinidlərin yanması və uzunömürlü parçalanma məhsullarının qısamüddətlilərə çevrilməsi ilə qapalı yanacaq dövriyyəsindən istifadə etməklə nüvə tullantılarının zərərsizləşdirilməsi problemini kökündən həll etmək və utilizasiya ediləcək radioaktiv tullantıların miqdarını əhəmiyyətli dərəcədə azaltmaq mümkündür.

Nüvə enerjisinin “termal” reaktorlarla yanaşı, sürətli reaktorlara, eləcə də qapalı yanacaq dövrünə ötürülməsi insan cəmiyyətinin dayanıqlı inkişafının tələblərinə tam cavab verən təhlükəsiz enerji texnologiyasını yaratmağa imkan verəcək.

Zarechnı şəhəri Yekaterinburqdan 40 km məsafədə, Uralın ən gözəl meşələrinin ortasında yerləşir. 1964-cü ildə burada ilk sovet sənaye atom elektrik stansiyası Beloyarskaya işə salındı ​​(gücü 100 MVt olan AMB-100 reaktoru ilə). İndi Beloyarsk AES dünyada yeganədir ki, sürətli neytronlarda sənaye güc reaktoru - BN-600 işləyir.

Təsəvvür edin ki, suyu buxarlandıran bir qazan və yaranan buxar elektrik enerjisi yaradan turbogeneratoru fırladır. Təxminən belədir, ümumi mənada və düzülmüşdür nüvə stansiyası. Yalnız "qazan" atom parçalanmasının enerjisidir. Güc reaktorlarının dizaynı müxtəlif ola bilər, lakin iş prinsipinə görə onları iki qrupa bölmək olar - istilik neytron reaktorları və sürətli neytron reaktorları.

Hər hansı bir reaktorun mərkəzində neytronların təsiri altında ağır nüvələrin parçalanması dayanır. Düzdür, ciddi fərqlər var. Termal reaktorlarda uran-235 aşağı enerjili termal neytronların təsiri altında parçalanır, bu da parçalanma parçaları və yeni yüksək enerjili neytronlar (sürətli neytronlar adlanır) əmələ gətirir. Termal neytronun uran-235 nüvəsi (sonrakı parçalanma ilə) tərəfindən udulma ehtimalı sürətli olandan xeyli yüksəkdir, buna görə də neytronları yavaşlatmaq lazımdır. Bu, moderatorların - nüvələri ilə toqquşma zamanı neytronların enerji itirdiyi maddələrin köməyi ilə həyata keçirilir. Termal reaktorlar üçün yanacaq adətən aşağı zənginləşdirilmiş urandır, moderator kimi qrafit, yüngül və ya ağır su, soyuducu isə adi sudur. Bu sxemlərdən birinə görə, işləyən atom elektrik stansiyalarının əksəriyyəti təşkil edilmişdir.

Məcburi nüvə parçalanması nəticəsində yaranan sürətli neytronlar heç bir tənzimləmə olmadan istifadə edilə bilər. Sxem belədir: uran-235 və ya plutonium-239 nüvələrinin parçalanması zamanı əmələ gələn sürətli neytronlar, plutonium-239-un əmələ gəlməsi ilə (iki beta parçalanmadan sonra) uran-238 tərəfindən udulur. Üstəlik, 100 parçalanmış uran-235 və ya plutonium-239 nüvəsi üçün 120-140 plutonium-239 nüvəsi əmələ gəlir. Düzdür, nüvənin sürətli neytronlarla parçalanma ehtimalı termal neytronlardan daha az olduğundan, yanacaq termal reaktorlara nisbətən daha çox zənginləşdirilməlidir. Bundan əlavə, burada su istifadə edərək istiliyi aradan qaldırmaq mümkün deyil (su moderatordur), buna görə də digər soyuduculardan istifadə etmək lazımdır: adətən bunlar civə kimi çox ekzotik variantlardan maye metallar və ərintilərdir (belə bir soyuducu sudan istifadə edilmişdir. ilk Amerika eksperimental Klementin reaktoru) və ya qurğuşun-vismut ərintiləri (bəzi sualtı qayıqlar üçün reaktorlarda istifadə olunur - xüsusən də sovet qayıqları layihə 705) maye natriuma (sənaye enerji reaktorlarında ən çox yayılmış seçim). Bu sxem üzrə işləyən reaktorlara sürətli neytron reaktorları deyilir. Belə bir reaktorun yaradılması ideyası 1942-ci ildə Enriko Fermi tərəfindən irəli sürülüb. Əlbəttə ki, hərbçilər bu sxemə ən qızğın maraq göstərdilər: iş prosesində sürətli reaktorlar təkcə enerji deyil, həm də nüvə silahı üçün plutonium istehsal edir. Bu səbəbdən sürətli neytron reaktorlarına seleksiyaçılar da deyilir (İngilis breeder-istehsalçıdan).

Onun içində nə var

Sürətli neytron reaktorunun aktiv zonası soğan kimi, qat-qat düzülmüşdür. 370 yanacaq məcmuəsi uran-235-də müxtəlif zənginləşdirmə ilə üç zona təşkil edir - 17, 21 və 26% (əvvəlcə yalnız iki zona var idi, lakin üçü enerji buraxılmasını bərabərləşdirmək üçün hazırlanmışdır). Onlar yan qalxanlarla (yorğanlar) və ya əsasən 238 izotopdan ibarət olan tükənmiş və ya təbii uran tərkibli birləşmələrin yerləşdiyi heyvandarlıq zonaları ilə əhatə olunmuşdur. BN-600 reaktoru seleksiyaçılara (seleksiyaçılara) aiddir, yəni nüvədə ayrılmış 100 uran-235 nüvəsi üçün yan və son qalxanlarda 120-140 plutonium nüvəsi istehsal olunur ki, bu da nüvə reaktorunun çoxalmasını genişləndirməyə imkan verir. yanacaq. Yanacaq qurğuları (FA) bir korpusda yığılmış yanacaq elementləri (TVEL) dəstidir - müxtəlif zənginləşdirmə ilə uran oksidi qranulları ilə doldurulmuş xüsusi poladdan hazırlanmış borular. Yanacaq elementlərinin bir-birinə toxunmaması və soyuducu suyun onların arasında dolaşa bilməsi üçün boruların ətrafına nazik bir tel sarılır. Natrium yanacaq qurğusuna aşağı tənzimləyici dəliklərdən daxil olur və yuxarı hissədəki pəncərələrdən çıxır. Yanacaq qurğusunun aşağı hissəsində kollektor yuvasına daxil edilmiş bir sap var, yuxarı hissədə baş hissəsi, bunun üçün montaj həddindən artıq yüklənmə zamanı tutulur. Müxtəlif zənginləşdirmənin yanacaq birləşmələri fərqli oturacaqlara malikdir, buna görə montajı yanlış yerə quraşdırmaq sadəcə mümkün deyil. Reaktoru idarə etmək üçün yanacağın yanmasını kompensasiya etmək üçün tərkibində bor olan 19 kompensasiya çubuqları (neytron uducu), 2 avtomatik idarəetmə çubuğu (verilmiş gücü saxlamaq üçün) və 6 aktiv qoruyucu çubuq istifadə olunur. Uranın öz neytron fonu kiçik olduğundan, reaktorun idarə olunan işə salınması (və aşağı güc səviyyələrində idarəetmə) üçün "arxa işıq" istifadə olunur - fotoneytron mənbəyi (qamma emitent və berillium).

Tarixin ziqzaqları

Maraqlıdır ki, dünya nüvə enerjisi sənayesinin tarixi məhz sürətli neytron reaktoru ilə başlayıb. 20 dekabr 1951-ci ildə Aydahoda cəmi 0,2 MVt elektrik gücünə malik dünyanın ilk sürətli neytron enerjili reaktoru EBR-I (Experimental Breeder Reactor) işə salındı. Daha sonra, 1963-cü ildə, Detroit yaxınlığında sürətli neytron reaktoru Fermi olan bir nüvə stansiyası işə salındı ​​- artıq gücü təxminən 100 MVt idi (1966-cı ildə nüvənin bir hissəsinin əriməsi ilə ciddi qəza baş verdi, lakin heç bir nəticə vermədi. ətraf mühit və ya insanlar).

1940-cı illərin sonlarından bu mövzu SSRİ-də Aleksandr Leypunski tərəfindən öyrənilmişdir, onun rəhbərliyi altında Obninsk Fizika və Energetika İnstitutunda (IPPE) sürətli reaktorlar nəzəriyyəsinin əsasları hazırlanmış və bir neçə eksperimental stendlər qurulmuşdur. prosesin fizikasını öyrənməyə imkan verdi. Tədqiqatların nəticəsi olaraq 1972-ci ildə Şevçenko şəhərində (indiki Qazaxıstanın Aktau) BN-350 reaktoru (əvvəlcə BN-250 adlandırılmış) ilə ilk sovet sürətli neytron atom elektrik stansiyası istifadəyə verilmişdir. O, təkcə elektrik enerjisi istehsal etmirdi, həm də suyu duzsuzlaşdırmaq üçün istilikdən istifadə edirdi. Tezliklə hər ikisi 250 MVt gücündə olan Phenix sürətli reaktorlu Fransa atom elektrik stansiyası (1973) və PFR ilə Britaniya (1974) atom elektrik stansiyası işə salındı.

Bununla belə, 1970-ci illərdə termal neytron reaktorları nüvə enerjisi sənayesində üstünlük təşkil etməyə başladı. səbəbiylə idi müxtəlif səbəblər. Məsələn, sürətli reaktorların plutonium istehsal edə bilməsi, bu o deməkdir ki, bu, nüvə silahının yayılmaması haqqında qanunun pozulmasına gətirib çıxara bilər. Lakin çox güman ki, əsas amil istilik reaktorlarının daha sadə və ucuz olması, onların dizaynının sualtı qayıqlar üçün hərbi reaktorlarda sınaqdan keçirilməsi və uranın özünün çox ucuz olması idi. 1980-ci ildən sonra bütün dünyada istifadəyə verilən sənaye sürətli neytron reaktorlarını barmaqla sayılacaq qədər saymaq olar: bunlar Superphenix (Fransa, 1985-1997), Monju (Yaponiya, 1994-1995) və BN-600 (Beloyarsk AES)dir. , 1980) hazırda dünyada yeganə işləyən sənaye güc reaktorudur.

Onlar geri qayıdırlar

Lakin hazırda mütəxəssislərin və ictimaiyyətin diqqəti bir daha sürətli neytron reaktorları olan atom elektrik stansiyalarına yönəlib. Beynəlxalq Atom Enerjisi Agentliyinin (MAQATE) 2005-ci ildə apardığı hesablamalara görə, dəyəri kiloqramı 130 dollardan çox olmayan uranın təsdiqlənmiş ehtiyatlarının ümumi həcmi təxminən 4,7 milyon ton təşkil edir. MAQATE-nin hesablamalarına görə, bu ehtiyatlar 85 il davam edəcək (2004-cü il səviyyəsində elektrik enerjisi istehsalı üçün urana ehtiyac əsasında). Termal reaktorlarda "yandırılan" 235 izotopunun təbii uranda tərkibi cəmi 0,72%, qalanı isə istilik reaktorları üçün "yararsız" olan uran-238-dir. Ancaq uran-238-i "yandıra" bilən sürətli neytron reaktorlarının istifadəsinə keçsək, bu eyni ehtiyatlar 2500 ildən çox müddətə kifayət edəcəkdir!

SKD üsulu ilə reaktorun ayrı-ayrı hissələrinin yığıldığı reaktorların yığılması sexi

Üstəlik, sürətli neytron reaktorları qapalı yanacaq dövrəsini həyata keçirməyə imkan verir (hazırda BN-600-də tətbiq edilmir). Yalnız uran-238 "yandırıldığından", emaldan sonra (parçalanma məhsullarının çıxarılması və uran-238-in yeni hissələrinin əlavə edilməsi) yanacaq reaktora yenidən yüklənə bilər. Və uran-plutonium dövrəsində çürümüşdən daha çox plutonium istehsal olunduğundan, artıq yanacaq yeni reaktorlar üçün istifadə edilə bilər.

Üstəlik, bu üsulla adi termal reaktorların yanacaqlarından çıxarılan plutonium və kiçik aktinidlər (neptunium, amerisium, kurium) ilə yanaşı, artıq silah dərəcəli plutonium da emal edilə bilər (kiçik aktinidlər hazırda radioaktiv tullantıların çox təhlükəli hissəsini təşkil edir). Eyni zamanda, istilik reaktorları ilə müqayisədə radioaktiv tullantıların miqdarı iyirmi dəfədən çox azalır.

Kor yenidən başladın

Termal reaktorlardan fərqli olaraq, BN-600 reaktorunda aqreqatlar maye natrium təbəqəsi altındadır, ona görə də sərf olunmuş birləşmələrin çıxarılması və onların yerinə təzə yığılmaların quraşdırılması (bu proses yanacaq doldurma adlanır) tamamilə qapalı rejimdə baş verir. Reaktorun yuxarı hissəsində iri və kiçik fırlanan tıxaclar (bir-birinə nisbətən eksantrik, yəni onların fırlanma oxları üst-üstə düşmür) yerləşir. Nəzarət və mühafizə sistemləri olan bir sütun, həmçinin kolet tipli tutucu ilə həddindən artıq yükləmə mexanizmi kiçik bir fırlanan fiş üzərində quraşdırılmışdır. Fırlanan mexanizm xüsusi aşağı ərimə ərintisindən hazırlanmış "hidravlik kilid" ilə təchiz edilmişdir. IN normal vəziyyət bərkdir və yenidən yükləmək üçün ərimə nöqtəsinə qədər qızdırılır, reaktor isə tamamilə möhürlənmiş qalır, beləliklə, radioaktiv qazların emissiyaları praktiki olaraq istisna edilir. Həddindən artıq yükləmə prosesi bir çox mərhələləri söndürür. Birincisi, tutucu sərf edilmiş birləşmələrin reaktordaxili anbarında yerləşən birləşmələrdən birinə gətirilir, onu çıxarır və boşaltma liftinə ötürür. Sonra ötürmə qutusuna qaldırılır və sərf edilmiş birləşmələrin tamburuna yerləşdirilir, oradan buxarla (natriumdan) təmizləndikdən sonra işlənmiş yanacaq hovuzuna daxil olur. Növbəti mərhələdə mexanizm əsas birləşmələrdən birini çıxarır və onu reaktordaxili anbarda yenidən təşkil edir. Bundan sonra, təzə birləşmələrin barabanından (zavoddan gələn yanacaq birləşmələrinin əvvəlcədən quraşdırıldığı) lazım olanı çıxarılır, onu yenidən yükləmə mexanizminə qidalandıran təzə montaj liftinə quraşdırılır. Son mərhələ boş kamerada yanacaq qurğularının quraşdırılmasıdır. Eyni zamanda, təhlükəsizlik səbəbi ilə mexanizmin işləməsinə müəyyən məhdudiyyətlər qoyulur: məsələn, iki bitişik hüceyrə eyni vaxtda buraxıla bilməz, əlavə olaraq, həddindən artıq yüklənmə zamanı bütün nəzarət və qoruyucu çubuqlar aktiv zonada olmalıdır. Bir montajın yenidən yüklənməsi prosesi bir saata qədər çəkir, nüvənin üçdə birinin yenidən yüklənməsi (təxminən 120 yanacaq qurğusu) təxminən bir həftə çəkir (üç növbədə), bu prosedur hər mikro qaçışda həyata keçirilir (160 effektiv gün, tam gücü). Düzdür, indi yanacağın yanması artırılıb və nüvənin yalnız dörddə biri (təxminən 90 yanacaq yığımı) yanacaqla doldurulur. Eyni zamanda, operator birbaşa vizual rəyə malik deyil və yalnız simin və tutucuların fırlanma bucaqları (yerləşdirmə dəqiqliyi 0,01 dərəcədən azdır), çıxarma və quraşdırma qüvvələri üçün sensorların göstəricilərini rəhbər tutur.

Sıfırlama prosesi bir çox mərhələləri əhatə edir, xüsusi mexanizmdən istifadə etməklə həyata keçirilir və "15" oyununa bənzəyir. Son məqsəd, müvafiq barabandan düzgün yuvaya təzə birləşmələri almaq və öz barabanına sərf etməkdir, oradan buxarla (natriumdan) təmizləndikdən sonra onlar saxlama hovuzuna düşəcəklər.

Yalnız kağız üzərində hamar

Nə üçün bütün üstünlükləri ilə sürətli neytron reaktorları geniş istifadə olunmur? Əvvəla, bu, onların dizaynının xüsusiyyətləri ilə bağlıdır. Yuxarıda qeyd edildiyi kimi, su neytron moderatoru olduğu üçün soyuducu kimi istifadə edilə bilməz. Buna görə də, sürətli reaktorlarda metallar əsasən maye vəziyyətdə istifadə olunur - ekzotik qurğuşun-vismut ərintilərindən maye natriuma qədər (nüvə elektrik stansiyaları üçün ən ümumi variant).

"Sürətli neytron reaktorlarında istilik və radiasiya yükləri istilik reaktorlarından qat-qat yüksəkdir" deyə Beloyarsk AES-in baş mühəndisi Mixail Bakanov baş nazirə izah edir. “Bu, reaktor təzyiq qabı və reaktordaxili sistemlər üçün xüsusi konstruktiv materiallardan istifadə ehtiyacına gətirib çıxarır. TVEL və yanacaq birləşmələri istilik reaktorlarında olduğu kimi sirkonium ərintilərindən deyil, radiasiyanın şişməsinə daha az həssas olan xüsusi alaşımlı xrom poladlarından hazırlanır.atmosferdən yuxarı.

Mixail Bakanovun sözlərinə görə, istismarın ilk illərində əsas çətinliklər yanacağın radiasiya şişməsi və çatlaması ilə bağlı olub. Ancaq bu problemlər tezliklə həll edildi, yeni materiallar hazırlandı - həm yanacaq, həm də yanacaq çubuğu yuvaları üçün. Ancaq indi də kampaniyalar yanacağın yanması (BN-600-də 11% -ə çatır) ilə deyil, yanacaq, yanacaq elementləri və yanacaq birləşmələrinin hazırlandığı materialların resursu ilə məhdudlaşır. Növbəti əməliyyat problemləri əsasən hava və su ilə təmasda güclü reaksiya verən reaktiv və yanar metal olan natriumun ikincil dövrədə sızması ilə bağlı olub: “Yalnız Rusiya və Fransa sənaye enerji reaktorlarını sürətli neytronlarda idarə etməkdə uzun təcrübəyə malikdir. Həm biz, həm də fransız mütəxəssislər əvvəldən eyni problemlərlə üzləşdik. Biz onları uğurla həll etdik, başlanğıcdan dövrələrin sıxlığına nəzarət etmək, natrium sızmalarını lokallaşdırmaq və boğmaq üçün xüsusi vasitələr təqdim etdik. Və Fransa layihəsi bu cür çətinliklərə daha az hazır oldu, nəticədə 2009-cu ildə Phenix reaktoru nəhayət bağlandı.

"Problemlər həqiqətən eyni idi" dedi Beloyarsk AES-in direktoru Nikolay Oshkanov, "amma burada onlar bizim ölkəmizdə və Fransada müxtəlif yollarla həll edildi. Məsələn, "Feniks"dəki məclislərdən birinin rəhbəri onu tutub boşaltmaq üçün əyildikdə, fransız mütəxəssislər natrium təbəqəsini "görmək" üçün mürəkkəb və kifayət qədər bahalı sistem işləyib hazırladılar. Mühəndislərimiz ən sadə konstruksiyada yerləşdirilmiş videokameradan, məsələn, dalğıc zəngi, yuxarıdan arqon üfürülən dibi açıq borudan istifadə etməyi təklif etdilər.Natrium əriməsi zorla çıxarıldıqda operatorlar video keçiddən istifadə edərək mexanizmi çəkə bildilər. , və əyilmiş montaj uğurla çıxarıldı.

sürətli gələcək

Nikolay Oshkanov deyir: “Əgər bizim BN-600-ün uzunmüddətli uğurlu istismarı olmasaydı, dünyada sürətli reaktorların texnologiyasına belə maraq olmazdı, məncə, nüvə enerjisinin inkişafı ilk növbədə sürətli reaktorların seriyalı istehsalı və istismarı ilə bağlıdır.” . Yalnız onlar bütün təbii uranı yanacaq dövrünə cəlb etməyə və bununla da səmərəliliyi artırmağa, həmçinin radioaktiv tullantıların miqdarını on dəfə azaltmağa imkan verir. Belə olan halda nüvə enerjisinin gələcəyi həqiqətən parlaq olacaq”.

Slayd 11. Yüksək zənginləşdirilmiş 235U yanacağı olan yanacaq elementləri sürətli neytron reaktorunun nüvəsinə yerləşdirilir. Aktiv zonadan ibarət çoxalma zonası əhatə olunmuşdur

yanacaq xammalı olan yanacaq elementlərindən (tükənmiş 228U və ya 232Th). Aktiv zonadan buraxılan neytronlar çoxalma zonasında yanacaq xammalının nüvələri tərəfindən tutulur, nəticədə yeni nüvə yanacağı əmələ gəlir. Sürətli reaktorların üstünlüyü onlarda nüvə yanacağının genişləndirilmiş reproduksiyasını təşkil etmək imkanıdır, yəni. Enerji istehsalı ilə eyni vaxtda yanmış nüvə yanacağı əvəzinə yenisini istehsal edin. Sürətli reaktorlar moderator tələb etmir və soyuducu neytronları yavaşlatmamalıdır.

Sürətli neytron reaktorunun əsas məqsədi silah dərəcəli plutoniumun (və bəzi digər parçalanan aktinidlərin), atom silahlarının komponentlərinin istehsalıdır. Lakin bu cür reaktorlar enerji sektorunda da istifadə olunur, xüsusən də təbii uranın hamısını və ya əhəmiyyətli hissəsini, eləcə də mövcud tükənmiş uran ehtiyatlarını yandırmaq üçün 238U-dan parçalanan plutonium 239Pu-nun genişləndirilməsini təmin etmək üçün. Sürətli neytron reaktorlarında enerjinin inkişafı ilə nüvə enerjisinin yanacaqla özünü təmin etməsi problemi həll edilə bilər.

Slayd 12. Breeder reaktor, nüvə yanacağının "yandırılması" ikinci dərəcəli yanacağın genişləndirilmiş reproduksiyası ilə müşayiət olunan nüvə reaktoru. Seleksioner reaktorda nüvə yanacağının parçalanması zamanı ayrılan neytronlar (məs. 235U) reaktorda yerləşdirilən xammalın nüvələri ilə qarşılıqlı əlaqədə olur (məsələn, 238U) və nəticədə ikinci dərəcəli nüvə yanacağı (239Pu) əmələ gəlir. Reaktor tipli reaktorda təkrar istehsal olunan və yandırılan yanacaq eyni kimyəvi elementin izotoplarıdır (məsələn, 235U yandırılır, 233U təkrar istehsal olunur), reaktor-konvertor reaktorunda - müxtəlif kimyəvi elementlərin izotopları (məsələn, 235U). yandırılır, 239Pu təkrarlanır).

Sürətli reaktorlarda nüvə yanacağı 235U izotopunun ən azı 15%-ni ehtiva edən zənginləşdirilmiş qarışıqdır. Belə bir reaktor nüvə yanacağının genişlənmiş bərpasını təmin edir (parçalanan atomların yox olması ilə yanaşı, onların bəziləri bərpa olunur (məsələn, 239Pu əmələ gəlməsi)). Parçalanmaların əsas sayı sürətli neytronlardan qaynaqlanır və hər bir parçalanma hadisəsi çoxlu sayda neytronların görünüşü ilə müşayiət olunur (termal neytronların parçalanması ilə müqayisədə) 238U nüvələr tərəfindən tutulduqda onları çevirir (ardıcıl iki β vasitəsilə) -parçalanır) 239Pu nüvələrə, yəni. yeni nüvə yanacağı. Bu o deməkdir ki, məsələn, sürətli neytron reaktorlarında yanacağın 100 parçalanan nüvəsi (235U) üçün 150 parçalana bilən 239Pu nüvəsi əmələ gəlir. (Belə reaktorların yetişdirmə nisbəti 1,5-ə çatır, yəni 1 kq 235U-dan 1,5 kq-a qədər Pu əldə edilir). 239Pu bir reaktorda parçalanan element kimi istifadə edilə bilər.

Dünya energetikasının inkişafı baxımından sürətli neytron reaktorunun (FN) üstünlüyü ondan ibarətdir ki, o, istilik neytron reaktorlarında parçalanma qabiliyyətinə malik olmayan ağır elementlərin izotoplarından yanacaq kimi istifadə etməyə imkan verir. Yanacaq dövrü 238U və 232Th ehtiyatlarını əhatə edə bilər ki, onlar təbiətdə termal neytron reaktorları üçün əsas yanacaq olan 235U-dan daha böyükdür. O cümlədən, 235U nüvə yanacağının zənginləşdirilməsindən sonra qalan "tullantı uran" da istifadə edilə bilər. Qeyd edək ki, plutonium da adi reaktorlarda əmələ gəlir, lakin ondan çox az miqdarda.

Slayd 13. BN - nüvə reaktoru, sürətli neytronlarda. Gəmi yetişdirici reaktor. Birincili və ikincil dövrələrin soyuducusu adətən natriumdur. Üçüncü dövrənin soyuducusu su və buxardır. Sürətli reaktorlarda moderator yoxdur.

Sürətli reaktorların üstünlükləri arasında yanacağın yüksək dərəcədə yanması (yəni daha uzun kampaniya müddəti), çatışmazlıqlar isə ən sadə soyuducudan istifadənin mümkünsüzlüyü - su, struktur mürəkkəbliyi, yüksək kapital xərcləri və yüksək qiymət səbəbindən yüksək qiymətdir. yüksək zənginləşdirilmiş yanacağın.

Yüksək zənginləşdirilmiş uran - uran-235 izotopunun kütləsi 20%-ə bərabər və ya daha çox olan uran. Nüvə yanacağının yüksək konsentrasiyasını təmin etmək üçün nüvənin vahid həcminə maksimum istilik buraxılmasına nail olmaq lazımdır. Sürətli neytron reaktorunun istilik buraxılması yavaş neytron reaktorlarının istilik buraxılmasından on-on beş dəfə çoxdur. Belə bir reaktorda istiliyin çıxarılması yalnız natrium, kalium və ya helium və dissosiasiya edən qazlar kimi ən yaxşı istilik mühəndisliyi və termofiziki xüsusiyyətləri olan enerji tutumlu qaz soyuducuları kimi maye metal soyuduculardan istifadə etməklə həyata keçirilə bilər. Adətən maye metallar, məsələn, natrium əriməsi (natriumun ərimə nöqtəsi 98 °C) istifadə olunur. Natriumun çatışmazlıqlarına su, hava və yanğın təhlükəsi ilə bağlı yüksək kimyəvi aktivliyi daxildir. Reaktorun girişindəki soyuducu suyun temperaturu 370 ° C, çıxışda isə - 550, oxşar göstəricilərdən on dəfə yüksəkdir, məsələn, VVER üçün - orada girişdəki suyun temperaturu 270 dərəcədir və çıxış - 293.

Oxşar məqalələr