Tačiau 2017 metų gruodį pradėtas statyti daug didesnis CFR-600 jėgos agregatas, kuris savo ideologija ir net kai kurių elementų (pavyzdžiui, garo generatorių, dėl kurių kilo gandų, kad Rusija) yra analogiškas BN-800. nebuvo tausojama kuriant čia). Šis skubėjimas į statybas paaiškinamas konkurencija su kitomis greitosiomis programomis, apie kurias kalbama toliau. Bandomasis-pramoninis CFR-600, kurį norima paleisti 2023 m., turėtų atverti kelią masinei 1200 megavatų CCFR statybai, kuri išspręs kuro tiekimo problemą ir sumažins panaudoto branduolinio kuro kiekį – apskritai, planai čia yra tradiciniai kiniški prancūzų ir (arba) sovietų kopijavimai.

Antrosios CFR-600 grandinės sekcinė modulinė konstrukcija rodo, kad ji yra arti sovietinės/rusiškos BN linijos. Taip pat yra maniau , Ką Turint tik dvi kilpas (o ne 3 ar 4), šios konstrukcijos galia padidės iki 900 arba 1200 megavatų.

Tačiau Kinija neapsiriboja tik natrio „klasika“ ir kiekvienais metais investuoja vis daugiau pinigų į alternatyvas. Geriausiai žinomas apie švino ir bismuto projektą , iš kurių pirmasis yra 0 galios mazgas (arba kritinis mazgas, leidžiantis ištirti būsimo reaktoriaus neutronines charakteristikas), o antrasis yra 10 megavatų (t) reaktoriaus su išorine neutronų pavara (ADS) konstrukcija. sistema). Sklando gandai apie karinius pritaikymus šiai plėtrai.

Be to, Kinija 2017 metais pagavo sėkmę už uodegos – susitarė su amerikiečių „Terra Power“ dėl greitojo natrio reaktoriaus TWR-300 statybos Kinijos teritorijoje. „Terra Power“, ilgam laikui finansavo Billas Gatesas (bet in Pastaruoju metu atimta iš šių pinigų) vienu metu po savo sparnu telkė stipriausius Amerikos greitųjų reaktorių kūrėjus, o jei bus įgyvendintas 300 megavatų (elektros) reaktoriaus projektas, tai bus svarbi Amerikos patirties injekcija į Kinijos programą.

Koncepcinis TWR-300 vaizdas primena klasikinius Phenix arba BN-600 greituosius natrio reaktorius, tačiau branduolio konstrukcijoje gali būti paslėpta daug „lustų“.

Pagaliau Kinija aktyviai plėtoja išlydytos druskos reaktorių temą, tačiau iki galo neaišku, ar kalbame apie reaktorius su moderatoriumi, ar apie greituosius. Panašu, kad po kelerių metų ši tema taps aiškesnė. Skystosios druskos reaktoriai dažnai laikomi dideliame BN parke su uždarais branduolinio kuro ciklais kaip „papildomieji degikliai“, kurie įgyvendina nedidelių aktinidų ir ilgaamžių dalijimosi produktų transmutaciją ir taip galiausiai išsprendžia neįtikėtinai ilgo panaudoto branduolinio kuro saugojimo laiko problemą. panaudoto kuro perdirbimo likučiai.

***

Na, mes pasiekėme Rusijos greitąją programą. Rusijoje tiek 2015, tiek 2018 metais greitųjų reaktorių kūrėjams yra vienos geriausių sąlygų pasaulyje: yra didelis eksperimentinių ir pramoninių reaktorių parkas, yra finansavimas programoms, atominės elektrinės operatorius domisi. diegiant greituosius reaktorius, bent jau deginant plutonį, kuris susidarys perdirbant VVER panaudotą kurą.

Rusijoje tęsiasi civilinių greitųjų reaktorių statybos – nuotraukoje statomas 150 megavatų reaktorius

Atrodytų, kad tokiomis sąlygomis jau seniai turėjome matyti naujų VVER statybos projektų išstūmimą į BN/BREST statybos projektus.

Tačiau ne viskas taip rožinė. Tapusi lydere pasaulyje, Rusijos greitoji programa susidūrė su trimis problemomis: sumažėjusia motyvacija ką nors daryti, vidine konkurencija ir sumažėjusiu finansavimu.

Pirmoji šių problemų auka buvo SVBR-100 projektas. Kaip žinoma, sunkiųjų metalų aušinimo skysčiai greitiesiems reaktoriams turi tam tikrų pranašumų, palyginti su natriu (ir natriu-kaliu): nedegumas ir inertiškumas sąveikaujant su oru ir vandeniu, aukšta virimo temperatūra, geros neutroninės savybės. Švino-bismuto greitojo reaktoriaus projekte turėjo būti panaudota turima darbo su švino-bismuto eutektika patirtis (7 švino-bismuto reaktoriai buvo eksploatuojami SSRS karinio jūrų laivyno, o mažiausiai 1 eksperimentinis reaktorius veikė sausumoje).

Reaktoriaus elektrinė SVBR-100 (centre), antra grandinė (garo generatoriai reaktoriaus viduje, separatoriai išorėje)

Tuo pačiu metu, siekdama atskirti greitų reaktorių projektus iš „įvairių kampų“, „Rosatom“ pritraukė bendrovę „ En+” Olegas Deripaska, ir jie nusprendė patį reaktorių padaryti nedidelį, o ateityje – modulinį, kad užimtų atitinkamą nišą (apskritai noriu parašyti išsamią istoriją apie šio projekto istoriją). Iki 2016 metų projektas buvo pasiekęs tą stadiją, kai paaiškėjo statinio kaina, taigi ir kilovatvalandės kaina. Kaina ir kaina pasirodė pernelyg didelės (100+ dolerių už MWh), be galimybės konkuruoti Rusijos rinkoje, o pasaulyje nebuvo daug vietų, kur šis projektas bent potencialiai konkuruotų. „Rosatom“ ir „Deripaska“ kūrėjai užkulisiuose kaltino vienas kitą nesugebėjimu projektuoti mažų atominių elektrinių, tačiau vienaip ar kitaip projektas buvo įšaldytas ir tokios būklės išlieka iki šiol. Atrodo, kad toks „ne komandinis“ požiūris privačius investuotojus jau seniai neskatino investuoti į bendrus projektus su „Rosatom“.

Likusios dvi šakos - BREST ir BN, nors formaliai susijungė į vieną projektą „Proveržis“, mirtinai kovojo tarpusavyje dėl vietos finansinėje saulėje. Visų pirma, flagmanas BN-1200, kuris turėjo apimti visą greitų natrio reaktorių patirtį ir savo kaina priartėti prie VVER-1200, buvo nuolat kritikuojamas ir siunčiamas modifikuoti, kur jis išliko iki šiol. Nors iš tikrųjų, jei klientui (pavyzdžiui, koncernui „Rosenergoatom“) reikia greito galingumo reaktoriaus, jis neturi alternatyvos BN-1200, tačiau susilaikė mintis, kad reikia statyti BREST ir BN ir juos palyginti. O kadangi BN-800 jau turime, tai naujo statyti gal ir neapsimoka.

Beje, mažai kas žino, bet netoli Mayak PA yra Pietų Uralo atominės elektrinės aikštelė su dviem duobėmis BN-800, kurios statyba buvo sustabdyta 90-ųjų pradžioje.

Tačiau ilgus metus trukęs BN-1200 tobulinimas lėmė gana stebinantį rezultatą. Projektas buvo fantastiškai optimizuotas pagal statybų apimtis, reaktoriaus gamyklos metalo suvartojimą, jungiamųjų detalių kiekį ir kt. ir dabar pagal statybos sąnaudas prilygsta VVER-1200. Popieriuje lygu, bet turint omeny, kad BN-800 už megavatą kainavo beveik pusantro karto daugiau nei VVER-1200, tai puikus pasiekimas. Dėl to, nors sprendimas dėl BN-1200 bloko statybos nepriimtas, o labai sumažėjus investicijoms į naujų atominių elektrinių blokų statybą Rusijoje, tai padaryti bus itin sunku. , natrio klasikų pozicija kaip niekad stipri. Matyt, kitas svarbus momentas bus MOX kuro kūrimas ant BN-800, nes būtent tai planuojama būti pagrindinė dabartiniame BN-1200 projekte. Tačiau nepaisant to, spindintis neįtikėtinais pažadais, šiandien BN-1200 yra popierinis projektas.

Projektas BN-1200 (dabar vadinamas BN-1200M) buvo fantastiškai sumažintas pagal dydį ir specifines išlaidas. Svarbiausia, kad už tai nereikėtų mokėti didelės išnaudojimo kainos.

Tuo pačiu metu BREST-300-OD tuos trejus metus praleido sunkiose pozicijų kovose, palaipsniui prarasdamas finansavimą ir pozicijas. Nors kuro gamybos modulis pradėtas statyti 2014 metais (vienas iš trijų BREST blokų kartu su reaktoriumi ir kuro perdirbimo moduliu), o šiandien ši linija jau beveik baigta ir net kai kurie gamybos įrengimai pradėti montuoti, tolesnės statybos neprasidėjo. Visų pirma, laboratoriniame etape paaiškėjo, kad piroapdorojant panaudotą branduolinį kurą nepavyko gauti reikiamų charakteristikų, o tai reiškia, kad reikia pakeisti perdirbimo modulio konstrukciją (gana reikšmingai - įdiegti didelę saugyklą). panaudoto kuro laikymo patalpa, PUREX dirbtuvės ir pan.), bent kol kas mokslininkai piro nebaigs.

Viena iš probleminių švino aušinimo skysčių savybių yra šlako susidarymas/plienų korozija. Abu procesus sukelia „neteisinga“ deguonies koncentracija aušinimo skystyje, kuri turi būti laikoma 10^-5...10^-6 masės procentų ribose. Ar tai techniškai įmanoma dešimčių kubinių metrų šildomo verdančio švino tūryje – niekas tiksliai nežino.

Sustiprėjo ir reaktoriaus projekto kritika, nes Netgi labai platus BREST MTTP su daugybe stendų negali įveikti bent mažo reaktoriaus, kuris suvoktų visus probleminius efektus, nebuvimo. Tuo pat metu prie tribūnų išryškėjo nemalonūs bruožai, kuriuose realybė visada skiriasi nuo idėjų: švino sraute buvo sunaikinti siurbliai, užtikrinantys tiksliai nurodytą deguonies koncentraciją dideliame švino tūryje pasirodė bent „labai sunku“ ir kt.

Šiandien BREST lieka nežinioje. Gamybos modulis, matyt, bus baigtas ir paleistas, tačiau pinigų tolesniam finansavimui kol kas nėra, o ar bus – neaišku. Tarsi atspindi Rusijos amžiną Europos šalių siekį, projektai virsta nesibaigiančiais ir betiksliais procesais.

Statybvietė BREST-300-OD 2018 m. vasarą. Be visiškai pagalbinių pastatų, pastatytas administracinis ir patogumų kompleksas, sanitarinės apžiūros stotis (2 pastatai apačioje ir centre) bei gamybos-perdirbimo modulio ir radioaktyviųjų atliekų tvarkymo pastatų kompleksas (viršuje dešinėje). Reaktorius planuojama statyti tuščioje vietoje viršuje kairėje.

Tačiau visoje šioje rūke klaidžiojančioje abejonėje yra viena šviesi dėmė. Tai yra MBIR tyrimų reaktorius. Jo užduotis – pakeisti BOR-60, kuris skaičiuoja savo paskutinius metus. Šis reaktorius yra statomas RIAR, šalia savo pirmtako, ir nors, kaip ir BREST, dar negavo finansavimo pilnai statybai (ypač nesutarta dėl pinigų antrinei grandinei, turbinai ir mokslinei daliai), Tikėtina, kad projekto mastas nėra labai didelis, leis šiuos pinigus gauti arba iš valstybės, arba iš suinteresuotų kūrėjų iš viso pasaulio. Šiuo metu tai yra vienintelis Rusijoje statomas civilinis greitasis reaktorius.

***

Esant dabartinei situacijai, kai greitosios programos neturi komercinių vartotojų, o valstybės interesas yra kaprizingas ir nepastovus, modernaus greitojo reaktoriaus buvimas padeda išgelbėti šią technologinę šaką nuo užmaršties ir kas žino – gal kada nors visuomenė vėl taps palanki branduolinei veiklai. energijos, o tam, savo ruožtu, reikės greitų reaktorių ir kuro ciklo uždarymo.

Ir perspektyvas, kurias suteikia lyderystė šioje srityje.

Branduolinės technologijos Rusijoje visada užėmė ypatingą vietą: jos užtikrino strateginį saugumą, išlaikė pasaulinį paritetą oponentų pranašumo pasaulinėje arenoje stadijose karinių technologijų srityje, užtikrino energetinį saugumą. IN modernus pasaulis branduolinių ir radiacinių technologijų plėtra yra vienas iš pramonės ir socialinio vystymosi variklių (stambus technologinis projektas neišvengiamai tampa švietimo, ekologijos, ekonomikos ir kultūros įtakos poliu).

Šiuo metu pasaulis skolingas apie 13% visos elektros, pagamintos branduolinėms technologijoms, kurių kilovatvalandės kaina yra mažiausia ir mažiausia aplinkos tarša.

Statant atominę elektrinę, siekiant bent kiek poveikio aplinkai ir CO2 emisijų, atsižvelgiama net į statybininkų dyzelinių generatorių emisijas.

Grynai technologiniu požiūriu verta paminėti, kad pavydėtinas branduolinės energijos našumas buvo pasiektas naudojant reaktorius, veikiančius „terminiais“ arba „lėtaisiais“ neutronais - neutronais, praėjusiais per specialų moderatorių (vandenį, sunkųjį vandenį ar grafitas), išmetant energijos perteklių ir paleidžiant savaime išsilaikančią branduolinę grandininę reakciją. Atitinkamai, nuo turimų skaičiaus branduolinė reakcija laisvieji neutronai ir kuro gebėjimas juos sugauti priklauso nuo reakcijos greičio ir daugelio inžinerinių projektavimo problemų, kurias reikia išspręsti sėkmingas darbas branduolinis reaktorius. Mokslininkų pastebėjimais, vadinamųjų greitųjų reaktorių (dar žinomi kaip „breeder“ arba „breeder“ reaktoriai) technologijoje yra neutronų perteklius, susidaro 2,3 laisvųjų neutronų neutronų srautas, palyginti su 1 šiluminiais reaktoriais. Šis kolosalus potencialas, be tiesioginių energijos gamybos pritaikymų, gali būti panaudotas branduolinio kuro atgaminimui ir kitoms problemoms spręsti: elektros ir šilumos kogeneracijai, vandens gėlinimui, vandenilio gamybai ir kt.

Šiandien veikianti branduolinės energetikos pramonė kaip kurą naudoja beveik vien uraną-235, kurio iškastiniame urane yra tik 0,7%. Urano-235 procentas kuro elementuose padidinamas iki eksploatacinio kiekio taikant specialias sodrinimo procedūras. Greitieji reaktoriai gali gaminti plutonį, kuris apima urano-238 generavimą, kuris šiandien patenka į sandėlius/sąvartynus, kurio iškastoje rūdoje yra likę 99,3 %; o plutonis savo ruožtu puikiai tinka kaip kuras šiandien veikiantiems šiluminiams reaktoriams, tai yra greituosiuose reaktoriuose pagaminama daugiau kuro nei sunaudojama!

TATENA skaičiavimais, įrodytų urano-235 atsargų užteks maždaug 85 metams – tai yra eilės tvarka mažiau nei naftos ar dujų. Akivaizdu, kad tokia branduolinė energija neturi ilgalaikės ateities. Tačiau vaizdas ryžtingai pasikeičia svarstant didelio masto greitųjų neutronų branduolinių reaktorių diegimą ir kuro ciklo uždarymą.

Ši plėtros versija atveria naudojimui visus gamtinius urano (235 ir 238), torio ir pagaminto ginklo plutonio išteklius, o tada ištirtų atsargų pakaks (įvairiais vertinimais) maždaug 2500 metų. atsižvelgiant į nuolat didėjantį energijos suvartojimą ir išteklių trūkumą, anot Malthuso. Nenuostabu, kad selekcininkai nuo pat branduolinės energetikos plėtros pradžios buvo laikomi ateities pasaulinės branduolinės energijos gamybos pagrindu. Technologijų išsivystymo lygis veikia kaip „ribotojas“: darbas su greitaisiais reaktoriais, o tai reiškia kuro ciklo uždarymą, taip pat reikalauja brangaus ir sudėtingo apšvitinto branduolinio kuro perdirbimo ir perdirbimo komplekso. Tačiau, nepaisant didesnių vieneto sąnaudų perdirbant panaudotą kurą iš greitųjų reaktorių, dėl mažesnio perdirbtų medžiagų kiekio, reikalingo plutonio vienetui gauti, šis procesas yra ekonomiškai pelningas, palyginti su šiandieniniu atliekų perdirbimu iš šiluminių reaktorių.

Kalbant apie susikaupusias radioaktyviąsias atliekas: greitieji reaktoriai leidžia apdoroti ginklams skirtą plutonį ir smulkius aktinidus (neptūnį, amerikį, kurį), išgautus iš įprastų šiluminių reaktorių panaudoto kuro (šiuo metu smulkūs aktinidai sudaro labai pavojingą radioaktyviųjų atliekų dalį). Panaudotas kuras iš lėtųjų reaktorių yra naujas kuras branduolinės energetikos ateičiai, ir ta ateitis jau ateina. O Rusijoje yra ištisos dvi įmonės, galinčios perdirbti apšvitintą branduolinį kurą. Tokių gamyklų pasaulyje nėra daug daugiau nei dvi rusiškos.

Pasaulinės greitųjų reaktorių lenktynės

Pirmas pasaulyje branduolinis reaktorius buvo „lėtas“: jį pastatė Enrico Fermi po Čikagos universiteto futbolo aikštės vakarinėmis tribūnomis iš grafito ir urano blokų, 1942 m. su tokios ir tokios motinos pagalba paleistas 28 minutėms ir visiškai neapsaugotas nuo radiacijos. ir aušinimo sistema. Remiantis gana tiksliu paties J. Fermi apibūdinimu, plėtra atrodė kaip „drėgna juodų plytų ir medinių rąstų krūva“, kuri iš tikrųjų ir buvo. Tačiau jau tada jis svajojo pastatyti greitąjį reaktorių.

Pirmieji greitieji reaktoriai, atitinkamai, atsirado Amerikoje: 1946 metais Los Alamose pradėjo veikti Clementine stendas, kuriame gyvsidabris veikė kaip gana egzotiškas aušinimo skystis; o 1951 metais Aidaho mieste buvo paleistas pirmasis tik 0,2 MW galios elektrinis reaktorius EBR-1 (Experimental Breeder Reactor), kuris pademonstravo galimybę vienu metu gaminti elektrą ir branduolinį kurą viename įrenginyje ir pažymėjo istorijos pradžią. branduolinės energijos. Vėliau, 1963 m., Detroite buvo paleistas bandomasis Enrico Fermi greitųjų neutronų reaktorius, kurio galia siekė apie 100 MW, tačiau vos po trejų metų įvyko rimta avarija, kai ištirpo dalis branduolio – nors ir be pasekmių. aplinką arba žmonės.

Galimybė išplėsti plutonio, reikalingo sovietiniam branduoliniam projektui, gamybą buvo įrodyta 1956 m. Obninske paleistame pirmajame sovietiniame mokslinių tyrimų reaktoriuje su paprastu nomenklatūriniu pavadinimu BR-1. Greitosios energijos reaktoriaus kūrimui reikalingus duomenis buvo galima gauti tik naudojant senesnę BR-5 versiją, sukurtą 1959 m. Vėliau, 1970 m., RIAR (Dimitrovgradas) buvo paleistas eksperimentinis reaktorius BOR-60, kuris iki šiol aprūpina miestą šiluma ir elektra. Be to, technologija taip pat buvo išbandyta pirmame pasaulyje greitųjų neutronų galios reaktoriuje BN-350, kuris buvo paleistas 1973 m. ir buvo užsiimamas energijos gamyba bei vandens gėlinimu stepėse iki jo uždarymo 1990-aisiais. Tačiau BN-350 buvo sustabdytas ne dėl techninių išteklių išsekimo, o dėl susirūpinimo dėl jo veikimo kokybės žlugus SSRS.

1980 m., šiandien, tai yra vienintelis veikiantis pramoninis greitųjų neutronų reaktorius pasaulyje. Šiandien serijinei statybai skirtas naujos kartos reaktorius BN-1200 jau yra techninio projektavimo stadijoje, jo paleidimas numatytas 2025 metais. Taip pat iki 2020 metų planuojama paleisti 300 MW greitąjį reaktorių su švino bismutu. aušinimo skystis Sibiro chemijos gamyklos teritorijoje Severske – ši technologija dešimtmečius buvo išbandyta povandeninių laivų ir ledlaužių reaktoriuose.

1950-ųjų pabaigoje Anglija ir Prancūzija prisijungė prie branduolinių lenktynių lyderių su savo projektais. 1986 metais Europos šalių konsorciumas prie tinklo prijungė Superfenikso reaktorių, kurio kūrimo metu buvo pasiskolinti kai kurie anksčiau sovietiniame BN-600 įkūnyti sprendimai, tačiau 1996 metais projektas buvo uždarytas be teisės prikelti. Faktas yra tas, kad žiniasklaidos pastangomis aplink „Superfeniksą“ buvo išpūsta masinė isterija: statomas reaktorius pirmiausia buvo siejamas su plutonio gamyba.

Žiniasklaidos lauke išpūstas chaosas sukėlė šešiasdešimties tūkstančių žmonių protestus, kurie peraugo į gatvių riaušes, o praėjus metams po fizinio paleidimo, atominės elektrinės pastatas buvo apšaudytas penkiomis salvėmis per Roną iš sovietinio RPG-7. prieštankinis granatsvaidis.

Laimei, šios gyvybės šventės autoriams didelės žalos stočiai padaryti nepavyko. Tačiau netrukus projektas buvo atšauktas. Tačiau 2010 m. prancūzai vėl grįžo prie greitųjų neutronų reaktoriaus su natrio aušinimo skysčiu statybos - projektas vadinasi „Astrid“, planuojama 600 MW galia. Ir nors Prancūzija remiasi savo sparčiųjų reaktorių programos plėtra, ji vis dar daugiausia naudoja Rusijos sodrinimo įrenginius.

Kinai stengiasi pasivyti ir aplenkti visus pasaulyje, be kita ko, todėl, kad juos aplenkė Indija, kuri po daugybės atidėjimų šiemet planuoja fiziškai paleisti demonstracinį savos konstrukcijos greitąjį reaktorių PFBR-500. Pradėjus eksploatuoti, Indija nori pradėti statyti šešis komercinius 500 MW galios blokus ir toje pačioje teritorijoje pastatyti branduolinio kuro perdirbimo gamyklą, naudodama savo branduolinį kurą torio, kurio jie turi daug.

Japonai, savo ruožtu, priešingai nei tikėtasi reakcija po Fukušimos avarijos, toliau gaivina greitąjį Monzu reaktorių, kuris veikė 1994–1995 m. Beje, nereikėtų apsigauti dėl Fukušimos tragedijos: branduolinei energetikai apskritai būdinga cikliška plėtra. Po kiekvienos avarijos (Three Mile Island, Černobylis, Fukušima) susidomėjimas atominėmis elektrinėmis šiek tiek susilpnėja, bet tada elektros poreikiai vėl padiktuoja savo kategorišką imperatyvą – tada pradedami eksploatuoti kitos kartos reaktoriai su naujo tipo apsauginėmis elektrinėmis. mechanizmai.

Iš viso pasaulyje buvo sukurta apie 30 greitųjų reaktorių koncepcijų, kai kurios iš jų buvo eksperimentiškai išbandytos techninėje įrangoje. Tačiau šiandien tik viena šalis gali pasigirti patikrintomis technologijomis ir be rūpesčių veikiančių pramoninių greitųjų reaktorių savo nacionaliniame portfelyje – tai Rusija.

Sudėtinga inžinerija

Greitų reaktorių pranašumai yra akivaizdūs, kaip ir jų kūrimo inžinerinis sudėtingumas. Reikiamų technologijų trūkumas yra viena iš pagrindinių priežasčių, kodėl greitieji reaktoriai šiuo metu nėra plačiai paplitę. Kaip minėta anksčiau, greituose reaktoriuose negali būti naudojamas vanduo, neutronų moderatorius, todėl naudojami skysti metalai: nuo labiausiai paplitusio natrio iki švino ir bismuto lydinių. Skysto metalo aušinimo skysčio naudojimas daug intensyvesnio energijos išsiskyrimo sąlygomis nei tradiciniuose reaktoriuose iškelia dar vieną rimtą problemą – medžiagų mokslą. Visi reaktoriaus indo ir vidinių reaktorių sistemų komponentai turi būti pagaminti iš korozijai atsparių specialių medžiagų, kurios gali atlaikyti 550°C charakteristikas skysto natrio greitojo reaktoriaus.

Tinkamų medžiagų parinkimo problema sukėlė daug iššūkių neišsenkančiam namų inžinierių išradingumui. Kai viena veikiančio reaktoriaus šerdyje esanti kuro rinklė sulinko, kad ją ištrauktų, prancūzų branduoliniai mokslininkai išrado sudėtingą ir brangų būdą „matyti“ per skysto natrio sluoksnį. Kai rusai susidūrė su ta pačia problema, mūsų inžinieriai nusprendė elegantiškai panaudoti paprastą vaizdo kamerą, įtaisytą savotiškame nardymo varpe – vamzdyje su argonu, pučiančiu iš viršaus – leidžiantį operatoriams greitai ir efektyviai išgauti pažeistus kuro elementus.

Žinoma, greito reaktoriaus inžinerinis sudėtingumas turi įtakos jo kainai, kuri šiuo metu, kai greitieji reaktoriai yra labiau konceptualioje srityje, yra žymiai didesnė nei šiluminių reaktorių. Visi branduolinio kuro ciklo uždarymo procesai taip pat yra gana brangūs: technologijos yra, jos yra įrodytos, išbandytos ir išplėtotos, tačiau jos dar turi būti perkeltos į srautinį komercinį lygį. Laimei, Rusijai tai yra artimiausių dviejų ar trijų dešimtmečių reikalas.

Minkštoji greitųjų neutronų galia

Neabejotinas Rusijos technologinis pranašumas uždarant branduolinio kuro ciklą turėtų būti strategiškai įgyvendintas pasaulinėje arenoje. Rusija gali prisiimti lyderystės naštą kuriant pasaulinę infrastruktūrą, kuri užtikrintų vienodą prieigą prie branduolinės energijos visoms suinteresuotoms valstybėms ir kartu patikimai garantuotų neplatinimo režimo reikalavimų laikymąsi. Šios iniciatyvos įgyvendinimo planas apima šias sritis:

Kūrimas tarptautiniai centrai urano sodrinimui (IUEC), iš kurių pirmasis yra Angarske;

Tarptautinių panaudoto branduolinio kuro perdirbimo ir saugojimo centrų formavimas (ne visi laižo lūpas mūsų atvirose erdvėse);

Tarptautinių centrų, skirtų kvalifikuotų atominių elektrinių personalo rengimui ir bendriems tyrimams branduolinių technologijų, apsaugotų nuo neteisėto platinimo, srityje kūrimas.

Šiandien labiausiai išplėtota pasiūlytos programos dalis buvo IUEC kūrimo punktas: tokie centrai veikia kaip bendros komercinės įmonės, kurios negauna vyriausybės paramos. Tokių įmonių valdyboje turėtų būti vyriausybės atstovai, branduolinio kuro ciklo įmonių darbuotojai ir TATENA ekspertai, o pastarieji bus balsavimo teisės neturintys konsultantai, kurių tikslas bus patikrinti centro darbą ir sertifikuoti jo individualius veiksmus. Atitinkamai, nebranduolinėms šalims nebus leista naudotis sodrinimo technologijomis, ir tai yra gana rimta problema.

Deja, likusios iniciatyvos sukurti pasaulinę branduolinės energetikos infrastruktūrą nuostatos prasmingo turinio negavo. Šiuo atžvilgiu kyla natūralus klausimas: ar yra kokių nors garantijų, kad šios politinio techninio potencialo išnaudojimo versijos netaps užmirštos fantazijos popieriuje?

Norint išbristi iš šios padėties, pritraukti platų besivystančių šalių ratą, besidominčių taikiu branduolinės energijos naudojimu, pradėti tarptautinių branduolinio kuro ciklo centrų programą, būtina šiuos pasiūlymus užpildyti prognozėmis, tyrimais ir moksliniais bei techniniais tikslais. turinys.

Traukia didieji mokslinių tyrimų projektai Branduolinės energetikos ekonomikos srityje mažos ir besivystančios valstybės gali pamatyti konkrečią savo naudą iš dalyvavimo įgyvendinant šias iniciatyvas ir suprasti, kokių pokyčių reikia jų nacionalinėse programose.

Pripažintas pažangus greitųjų reaktorių technologijos lygis Rusijoje, vienintelėje šalyje, eksploatuojantis tokio tipo pramoninį reaktorių, kartu su patirtimi branduolinio kuro perdirbimo srityje leis Rusijai ilgam laikui pretenduoti į vieną iš pasaulio branduolinės energetikos lyderių. terminas.

Sėkmingas Rusijos pasiūlymų sukurti pasaulinę branduolinę infrastruktūrą įgyvendinimas yra svarbus veiksnys būsimai pasaulinės energetikos raidai, jau nekalbant apie Rusijos vietą šioje raidoje. Rusijos pasiūlymų įgyvendinimas laikui bėgant gali ne tik užtikrinti pasaulinės branduolinės energijos saugumą ir beveik begalinį kuro apsirūpinimą, bet ir pakeisti visos elektros rinkos kraštovaizdį: kyla visų rūšių elektros energijos trūkumo grėsmė. iškastinis kuras, įskaitant uraną, tam tikru etapu taps daug artimesnis ir tikresnis, nei galėtų atrodyti.

Reaguojant į didėjančias angliavandenilių kainas pasaulyje, per pastaruosius dvidešimt metų išaugo susidomėjimas alternatyvia energija. Tačiau yra nemažai priežasčių manyti, kad vienintelė perspektyvi alternatyva tradicinei šilumos gamybai gali būti tik branduolinė energija. Apie branduolinės energijos ir atsinaujinančios energijos gamybos perspektyvų palyginimą parašyta labai rimtų ir storų knygų, kurios trumpai sako, kad ateityje greitieji reaktoriai – ir Rusijos technologinė lyderystė – ateinančiais dešimtmečiais mums šviečia.

Akademikas F. Mitenkovas, federalinės valstybinės vieningos įmonės „Mechanikos inžinerijos eksperimentinio projektavimo biuras“ mokslinis direktorius. I. I. Afrikantova (Nižnij Novgorodas).

Akademikas Fiodoras Michailovičius Mitenkovas 2004 m. buvo apdovanotas Pasauliniu energetikos prizu už fizinių ir techninių pagrindų kūrimą bei greitųjų neutronų galios reaktorių sukūrimą (žr. Mokslas ir gyvenimas Nr. 8, 2004). Laureato atlikti tyrimai ir jų praktinis įgyvendinimas veikiančiose reaktorių jėgainėse BN-350, BN-600, statomose BN-800 ir projektuojamose BN-1800 atveria naują, perspektyvią branduolinės energetikos plėtros kryptį. energija žmonijai.

Belojarsko AE su BN-600 reaktoriumi.

Akademikas F. M. Mitenkovas Pasaulio energijos prizo įteikimo ceremonijoje 2004 m. birželio mėn.

Mokslas ir gyvenimas // Iliustracijos

Mokslas ir gyvenimas // Iliustracijos

Greitųjų neutronų reaktoriaus BN-350 schema.

Greitos energijos reaktoriaus BN-600 schema.

Centrinė reaktoriaus BN-600 salė.

Greitųjų neutronų reaktoriaus BN-800 elektros galia yra 880 MW, o šiluminė galia - 1,47 GW. Tuo pačiu metu jo konstrukcija užtikrina visišką saugumą tiek normaliai eksploatuojant, tiek įvykus bet kokiai galimai avarijai.

Mokslas ir gyvenimas // Iliustracijos

Energijos suvartojimas yra svarbiausias rodiklis, didele dalimi lemiantis bet kurios šalies ekonominio išsivystymo lygį, nacionalinį saugumą ir gyventojų gerovę. Energijos suvartojimo augimas visada lydėjo žmonijos visuomenės raidą, tačiau ypač sparčiai jis buvo XX amžiuje: energijos suvartojimas išaugo beveik 15 kartų ir jo pabaigoje pasiekė apie 9,5 milijardo tonų naftos ekvivalento (toe) absoliučią vertę. Deginant anglį, naftą ir gamtines dujas, gaunama apie 80% pasaulinės energijos suvartojimo. XXI amžiuje jos augimas neabejotinai tęsis, ypač besivystančiose šalyse, kurių ekonomikos vystymasis ir gyventojų gyvenimo kokybės gerėjimas neišvengiamai susijęs su ženkliu suvartojamos energijos, pirmiausia universaliausios jos rūšies – elektros, kiekio padidėjimu. . Prognozuojama, kad iki XXI amžiaus vidurio pasaulinis energijos suvartojimas padvigubės, o elektros suvartojimas – trigubai.

Bendra energijos vartojimo augimo tendencija didina daugumos šalių priklausomybę nuo naftos ir gamtinių dujų importo, aštrina konkurenciją dėl prieigos prie energijos išteklių, kelia grėsmę pasauliniam saugumui. Kartu didėja susirūpinimas dėl energijos gamybos pasekmių aplinkai, visų pirma dėl nepriimtinos oro taršos dėl angliavandenilių kuro degimo produktų išmetimo pavojaus.

Todėl jau netolimoje ateityje žmonija bus priversta pereiti prie alternatyvių „be anglies“ energijos gamybos technologijų, kurios patikimai ir ilgą laiką patenkins augančius energijos poreikius be nepriimtinų pasekmių aplinkai. Tačiau tenka pripažinti, kad šiuo metu žinomi atsinaujinantys energijos šaltiniai – vėjo, saulės, geoterminiai, potvynių ir kt. – dėl savo potencialių galimybių negali būti panaudoti didelio masto energijos gamybai (žr. „Mokslas ir gyvenimas“ Nr. 10, 2002 – Pastaba red.). O labai perspektyvi valdomos termobranduolinės sintezės technologija vis dar yra tyrimų ir parodomojo branduolinio reaktoriaus kūrimo stadijoje (žr. „Mokslas ir gyvenimas“ Nr. 8, 2001, Nr. 9, 2001 – Pastaba red.).

Daugelio ekspertų, tarp jų ir šio straipsnio autoriaus, nuomone, tikrasis žmonijos energijos pasirinkimas XXI amžiuje bus plačiai paplitęs branduolinės energijos, paremtos dalijimosi reaktoriais, naudojimas. Branduolinė energija jau dabar galėtų užimti didelę pasaulinės kuro ir energijos paklausos padidėjimo dalį. Šiandien ji sudaro apie 6% viso pasaulio energijos suvartojimo, daugiausia elektros, kur jos dalis sudaro apie 18% (Rusijoje - apie 16%).

Būtinos kelios sąlygos, kad branduolinės energijos naudojimas dabartiniame amžiuje taptų pagrindiniu energijos šaltiniu. Visų pirma, branduolinė energetika turi atitikti garantuotos saugos gyventojams ir aplinkai reikalavimus, o gamtiniai ištekliai branduoliniam kurui gaminti turi užtikrinti „didžiosios“ branduolinės energijos funkcionavimą bent kelis šimtmečius. Be to, pagal techninius ir ekonominius rodiklius branduolinė energija neturėtų nusileisti geriausiems energijos šaltiniams, naudojantiems angliavandenilių kurą.

Pažiūrėkime, kaip šiuolaikinė atominė energetika atitinka šiuos reikalavimus.

Dėl garantuotos branduolinės energijos saugos

Nuo pat jos atsiradimo branduolinės energetikos saugos klausimai buvo svarstomi ir gana efektyviai sprendžiami sistemingai ir moksliškai. Tačiau jos formavimosi laikotarpiu iškilo ekstremalios situacijos dėl nepriimtino radioaktyvumo išmetimo, įskaitant dvi didelio masto avarijas: Trijų mylių salos atominėje elektrinėje (JAV) 1979 m. ir Černobylio atominėje elektrinėje (SSRS) 1986 m. . Šiuo atžvilgiu pasaulinė mokslininkų ir branduolinės energetikos specialistų bendruomenė, globojama Tarptautinės atominės energijos agentūros (TATENA), parengė rekomendacijas, kurių laikymasis iš esmės pašalina nepriimtiną poveikį aplinkai ir gyventojams bet kokių fiziškai įmanomų atvejų atveju. avarijų atominėse elektrinėse. Juose visų pirma numatyta: jei projekte patikimai neįrodoma, kad reaktoriaus aktyviosios zonos išsilydymas yra atmestas, turi būti atsižvelgta į tokios avarijos galimybę ir turi būti įrodyta, kad reaktoriaus projekte numatytos fizinės kliūtys. garantuojama, kad bus išvengta nepriimtinų pasekmių aplinkai. TATENA rekomendacijos tapo neatsiejama nacionalinių branduolinės saugos standartų dalimi daugelyje pasaulio šalių. Kai kurie inžineriniai sprendimai, užtikrinantys saugų šiuolaikinių reaktorių darbą, aprašyti toliau, naudojant reaktorių BN-600 ir BN-800 pavyzdžius.

Branduolinio kuro gamybos išteklių bazė

Branduolinės energetikos specialistai žino, kad esama branduolinės energetikos technologija, paremta vadinamaisiais „terminiais“ branduoliniais reaktoriais su vandens ar grafito neutronų moderatoriumi, negali užtikrinti didelio masto branduolinės energetikos plėtros. Taip yra dėl mažo natūralaus urano naudojimo tokiuose reaktoriuose efektyvumo: naudojamas tik U-235 izotopas, kurio kiekis gamtiniame urane yra tik 0,72%. Todėl ilgalaikėje „didžiosios“ branduolinės energijos plėtros strategijoje numatytas perėjimas prie progresyvios uždaro kuro ciklo technologijos, pagrįstos vadinamųjų greitųjų branduolinių reaktorių naudojimu ir iš atominių elektrinių reaktorių išleidžiamo kuro perdirbimu tolesniam naudojimui. nesudegusių ir naujai susidariusių skiliųjų izotopų grąžinimas į energijos ciklą.

„Greitame“ reaktoriuje daugumą branduolinio kuro dalijimosi įvykių sukelia greitieji neutronai, kurių energija didesnė nei 0,1 MeV (iš čia ir vadinamas „greitasis“ reaktorius). Tuo pačiu metu reaktoriuje dalijasi ne tik labai retas izotopas U-235, bet ir U-238, pagrindinis gamtinio urano komponentas (~99,3%), kurio dalijimosi tikimybė neutronų spektre. „terminio reaktoriaus“ yra labai žemas. Iš esmės svarbu, kad „greitame“ reaktoriuje su kiekvienu branduolio dalijimosi įvykiu susidarytų didesnis skaičius neutronų, kurie gali būti panaudoti intensyviam U-238 pavertimui plutonio Pu-239 daliuoju izotopu. Ši transformacija įvyksta dėl branduolinės reakcijos:

Greitojo reaktoriaus neutroninės fizinės savybės yra tokios, kad plutonio susidarymo jame procesas gali turėti pailginto veisimosi pobūdį, kai reaktoriuje susidaro daugiau antrinio plutonio, nei sudega iš pradžių pakrautas kiekis. Perteklinio skiliųjų izotopų kiekio susidarymo procesas branduoliniame reaktoriuje vadinamas „veisimu“ (iš anglų kalbos – daugintis). Šis terminas siejamas su tarptautiniu mastu priimtu greitųjų reaktorių su plutonio kuru pavadinimu – dauginamieji reaktoriai, arba multiplikatoriai.

Praktinis veisimo proceso įgyvendinimas yra labai svarbus branduolinės energijos ateičiai. Faktas yra tas, kad toks procesas leidžia beveik visiškai panaudoti natūralų uraną ir taip beveik šimtą kartų padidinti energijos „išeiga“ iš kiekvienos tonos iškasto natūralaus urano. Tai atveria kelią į praktiškai neišsenkamus branduolinės energijos kuro išteklius ilgą istorinę perspektyvą. Todėl visuotinai pripažįstama, kad reproduktorių naudojimas yra būtina sąlyga kuriant ir eksploatuojant didelio masto branduolinę energiją.

Praėjusio amžiaus ketvirtojo dešimtmečio pabaigoje realizavus esminę galimybę sukurti greituosius reaktorius, visame pasaulyje prasidėjo intensyvūs jų neutroninių charakteristikų tyrimai ir tinkamų inžinerinių sprendimų paieška. Mūsų šalyje greitųjų reaktorių tyrimų ir plėtros iniciatorius buvo Ukrainos mokslų akademijos akademikas Aleksandras Iljičius Leypunskis, kuris iki savo mirties 1972 m. buvo Obninsko fizikos ir energetikos instituto (FEI) mokslinis direktorius.

Greitųjų reaktorių kūrimo inžineriniai sunkumai yra susiję su daugybe būdingų savybių. Tai apima: didelį kuro energijos tankį; poreikis užtikrinti intensyvų jo aušinimą; aukšta aušinimo skysčio, reaktoriaus konstrukcinių elementų ir įrangos darbinė temperatūra; konstrukcinių medžiagų radiacinė žala, kurią sukelia intensyvus švitinimas greitais neutronais. Norint išspręsti šias naujas mokslines ir technines problemas ir plėtoti greitųjų reaktorių technologiją, reikėjo sukurti didelio masto tyrimų ir eksperimentų bazę su unikaliais stendais, taip pat 1960–1980 metais sukurti daugybę eksperimentinių ir demonstracinių. tokio tipo galios reaktoriai Rusijoje, JAV, Prancūzijoje, JK ir Vokietijoje. Pastebėtina, kad visose šalyse natris buvo pasirinktas kaip greitųjų reaktorių aušinimo terpė – aušinimo skystis, nepaisant to, kad jis aktyviai reaguoja su vandeniu ir garais. Pagrindiniai natrio, kaip aušinimo skysčio, pranašumai yra jo išskirtinai geros termofizinės savybės (didelis šilumos laidumas, didelė šiluminė talpa, aukšta virimo temperatūra), mažas energijos suvartojimas cirkuliacijai, sumažėjęs korozinis poveikis reaktoriaus konstrukcinėms medžiagoms ir santykinis lengvumas. jo valymas eksploatacijos metu.

1973 m. rytinėje Kaspijos jūros pakrantėje buvo pradėtas eksploatuoti pirmasis vietinis demonstracinis greitųjų neutronų galios reaktorius BN-350, kurio šiluminė galia 1000 MW (žr. „Mokslas ir gyvenimas“ Nr. 11, 1976 m. Pastaba red.). Jame buvo tradicinė branduolinei energijai skirta kilpinė šilumos perdavimo schema ir garo turbinų kompleksas šiluminei energijai konvertuoti. Dalis reaktoriaus šiluminės galios buvo panaudota elektrai gaminti, likusi dalis – gėlinimui jūros vandens. Vienas iš skiriamieji bruožaišio ir vėlesnių reaktorių įrenginių su natrio aušinimo skysčiu diagramos – tarpinės šilumos perdavimo grandinės buvimas tarp reaktoriaus ir garo-vandens kontūro, nulemtas saugos sumetimų.

BN-350 reaktoriaus gamykla, nepaisant jos technologinės schemos sudėtingumo, sėkmingai veikė nuo 1973 iki 1988 m. (penkeriais metais ilgiau nei buvo numatyta) kaip Mangyshlak energetikos gamyklos ir jūros vandens gėlinimo gamyklos Ševčenke (dabar Aktau, Kazachstanas) dalis. .

Didelis natrio grandinių išsišakojimas reaktoriuje BN-350 sukėlė susirūpinimą, nes avarinio slėgio mažinimo atveju gali kilti gaisras. Todėl nelaukdama, kol bus paleistas reaktorius BN-350, SSRS pradėjo projektuoti galingesnį greitaeigį integruotos konstrukcijos reaktorių BN-600, kuriame nebuvo didelio skersmens natrio vamzdynų ir beveik visas radioaktyvusis natris. pirminė grandinė buvo sutelkta reaktoriaus inde. Tai leido beveik visiškai pašalinti pirmojo natrio kontūro slėgio mažinimo riziką, sumažinti įrenginio gaisro pavojų, padidinti reaktoriaus radiacinės saugos ir patikimumo lygį.

Reaktorius BN-600 patikimai veikia nuo 1980 m. kaip Belojarsko AE trečiojo energijos bloko dalis. Šiandien tai yra galingiausias pasaulyje veikiantis greitųjų neutronų reaktorius, kuris yra unikalios eksploatacinės patirties šaltinis ir pagrindas visapusiškam pažangių konstrukcinių medžiagų ir kuro bandymams.

Visuose vėlesniuose tokio tipo reaktorių projektuose Rusijoje, taip pat daugumoje užsienyje sukurtų komercinių greitųjų reaktorių projektų, naudojamas integruotas dizainas.

Greitųjų reaktorių saugumo užtikrinimas

Jau projektuojant pirmuosius greitųjų neutronų galios reaktorius daug dėmesio buvo skirta saugumo užtikrinimo klausimams tiek normaliai eksploatuojant, tiek eksploatuojant. avarinės situacijos. Tinkamų projektinių sprendinių paieškos kryptis nulėmė reikalavimas per reaktoriaus vidinę savisaugą neįtraukti nepriimtino poveikio aplinkai ir gyventojams bei naudojant efektyvias galimų avarijų lokalizavimo sistemas, ribojančias jų pasekmes.

Reaktoriaus savisauga visų pirma pagrįsta neigiamo grįžtamojo ryšio veikimu, kuris stabilizuoja branduolinio kuro dalijimosi procesą didėjant reaktoriaus temperatūrai ir galiai, taip pat reaktoriuje naudojamų medžiagų savybėmis. Norėdami iliustruoti būdingą greitųjų reaktorių saugą, nurodysime kai kurias jų savybes, susijusias su natrio aušinimo skysčio naudojimu juose. Šiluma Natrio virimo temperatūra (883oC normaliomis fizinėmis sąlygomis) leidžia palaikyti artimą atmosferos slėgį reaktoriaus inde. Tai supaprastina reaktoriaus konstrukciją ir padidina jo patikimumą. Eksploatacijos metu reaktoriaus indas nepatiria didelių mechaninių apkrovų, todėl jo plyšimo tikimybė yra dar mažesnė nei esamuose suslėgto vandens reaktoriuose, kur jis priklauso hipotetinei klasei. Tačiau net ir tokia avarija greitojo reaktoriaus patikimo branduolinio kuro aušinimo požiūriu nekelia pavojaus, nes indas yra apsuptas sandariu apsauginiu korpusu, o galimo natrio nuotėkio į jį tūris yra nereikšmingas. Vamzdynų slėgio sumažinimas su natrio aušinimo skysčiu integruotos konstrukcijos greitajame reaktoriuje taip pat nesukelia pavojingos situacijos. Kadangi natrio šiluminė talpa yra gana didelė, net ir visiškai nutraukus šilumos pašalinimą į garo-vandens grandinę, aušinimo skysčio temperatūra reaktoriuje padidės maždaug 30 laipsnių per valandą. Įprasto veikimo metu aušinimo skysčio temperatūra prie reaktoriaus išėjimo angoje yra 540oC. Didelė temperatūros riba prieš natrio užvirimą suteikia laiko rezervą, kurio pakanka imtis priemonių, kad būtų apribotos tokios mažai tikėtinos avarijos pasekmės.

Priimtas reaktoriaus BN-800 projektas, kuriame naudojami pagrindiniai BN-600 inžineriniai sprendimai. papildomų priemonių, užtikrinant reaktoriaus vientisumo išsaugojimą ir pašalinant nepriimtiną poveikį aplinkai, net ir įvykus hipotetinei, itin mažai tikėtinai avarijai, kai ištirpsta reaktoriaus aktyvioji zona.

BN-600 reaktoriaus valdymo pultas.

Ilgalaikis greitųjų reaktorių eksploatavimas patvirtino numatytų saugos priemonių pakankamumą ir efektyvumą. Per 25 BN-600 reaktoriaus eksploatavimo metus nebuvo avarijų su pertekliniu radioaktyvumo išmetimu, personalo, o ypač vietos gyventojų, apšvitos. Greitieji reaktoriai demonstravo didelį veikimo stabilumą ir yra lengvai valdomi. Įvaldyta natrio aušinimo skysčio technologija, kuri efektyviai neutralizuoja jo gaisro pavojų. Darbuotojai užtikrintai nustato nuotėkius ir natrio degimą bei patikimai pašalina jų pasekmes. Pastaraisiais metais sparčiųjų reaktorių projektuose vis plačiau naudojamos sistemos ir įrenginiai, galintys perkelti reaktorių į saugią būseną be personalo įsikišimo ar išorinio energijos tiekimo.

Greitųjų reaktorių techniniai ir ekonominiai rodikliai

Natrio technologijos ypatybės, padidintos priemonės saugumas, konservatyvus pirmųjų reaktorių konstrukcinių sprendimų pasirinkimas - BN-350 ir BN-600 tapo priežastimis, dėl kurių jie brango, lyginant su vandeniu aušinamais reaktoriais. Tačiau jie buvo sukurti daugiausia siekiant patikrinti greitųjų reaktorių veikimą, saugą ir patikimumą. Šią problemą išsprendė sėkminga jų veikla. Kuriant kitą reaktorių elektrinę BN-800, skirtą masiniam naudojimui atominėje energetikoje, daugiau dėmesio buvo skiriama techninėms ir ekonominėms charakteristikoms ir dėl to, kalbant apie specifines kapitalo sąnaudas, buvo galima žymiai padidinti. priartėti prie VVER-1000 - pagrindinio buitinių lėto neutronų galios reaktorių tipo.

Šiuo metu galima teigti, kad greitieji reaktoriai su natrio aušinimo skysčiu turi didelį potencialą tolesniam techniniam ir ekonominiam tobulėjimui. Pagrindinės kryptys, kaip gerinti jų ekonomines charakteristikas ir kartu didinti saugos lygį, yra šios: reaktoriaus ir pagrindinių bloko komponentų vienetinės galios didinimas, pagrindinės įrangos konstrukcijos tobulinimas, perėjimas prie superkritinių garo parametrų, siekiant padidinti. termodinaminis šiluminės energijos konversijos ciklo efektyvumas, optimizuojant šviežio ir panaudoto kuro tvarkymo sistemą, didinant branduolinio kuro sudeginimą, sukuriant šerdį su dideliu vidiniu dauginimosi koeficientu (BR) – iki 1, eksploatavimo trukmę pailginant iki 60 metų ar daugiau.

Tam tikrų tipų įrangos tobulinimas, kaip rodo OKBM atliktos projektavimo studijos, gali turėti labai didelę įtaką gerinant tiek reaktoriaus, tiek viso energetinio bloko techninius ir ekonominius rodiklius. Pavyzdžiui, tyrimai, skirti tobulinti perspektyvaus BN-1800 reaktoriaus degalų papildymo sistemą, parodė galimybę gerokai sumažinti šios sistemos metalo sąnaudas. Modulinius garo generatorius pakeitus originalios konstrukcijos korpusiniais, galima žymiai sumažinti jų savikainą, taip pat maitinimo bloko garo generatoriaus skyriaus plotą, tūrį ir medžiagų sąnaudas.

Reaktoriaus galios ir technologinio įrangos tobulinimo įtaka metalo suvartojimui ir kapitalo sąnaudų lygiui matyti iš lentelės.

Natūralu, kad greitųjų reaktorių tobulinimas pareikalaus tam tikrų pramonės įmonių, mokslo ir projektavimo organizacijų pastangų. Taigi, norint padidinti branduolinio kuro sudeginimą, būtina sukurti ir įsisavinti reaktoriaus aktyviosios zonos struktūrinių medžiagų, kurios būtų atsparesnės neutronų spinduliuotei, gamybą. Šiuo metu vyksta darbai šia kryptimi.

Greitieji reaktoriai gali būti naudojami ne tik energijai. Didelės energijos neutronų srautai gali efektyviai „sudeginti“ pavojingiausius ilgaamžius radionuklidus, susidariusius panaudotame branduoliniame kure. Tai labai svarbu sprendžiant branduolinės energijos radioaktyviųjų atliekų tvarkymo problemą. Faktas yra tas, kad kai kurių radionuklidų (aktinidų) pusinės eliminacijos laikas gerokai viršija moksliškai pagrįstus geologinių formacijų, kurios laikomos galutinėmis radioaktyviųjų atliekų laidojimo vietomis, stabilumo periodus. Todėl naudojant uždarą kuro ciklą su aktinidų deginimu ir ilgaamžių dalijimosi produktų transformavimu į trumpaamžius, galima radikaliai išspręsti branduolinės energijos atliekų neutralizavimo problemą ir labai sumažinti laidojamų radioaktyviųjų atliekų kiekį.

Branduolinės energijos perkėlimas kartu su „terminiais“ reaktoriais į greituosius reaktorius, taip pat į uždarą kuro ciklą leis sukurti saugią energetikos technologiją, visiškai atitinkančią darnaus žmonių visuomenės vystymosi reikalavimus.

40 km nuo Jekaterinburgo, gražiausių Uralo miškų viduryje, yra Zarechny miestelis. 1964 metais čia buvo paleista pirmoji sovietinė pramoninė atominė elektrinė Belojarskaja (su 100 MW galios reaktoriumi AMB-100). Dabar Belojarsko AE tebėra vienintelė pasaulyje, kurioje veikia pramoninis greitųjų neutronų galios reaktorius BN-600.

Įsivaizduokite katilą, kuris išgarina vandenį, o susidaręs garas sukasi turbogeneratorių, kuris gamina elektrą. Maždaug taip tai veikia atominė jėgainė. Tik „katilas“ yra atominio skilimo energija. Jėgos reaktorių konstrukcijos gali būti įvairios, tačiau pagal veikimo principą juos galima suskirstyti į dvi grupes – terminius neutroninius reaktorius ir greituosius neutroninius reaktorius.

Bet kurio reaktoriaus pagrindas yra sunkiųjų branduolių dalijimasis veikiant neutronams. Tiesa, yra didelių skirtumų. Šiluminiuose reaktoriuose uranas-235 dalijasi mažos energijos šiluminiais neutronais, todėl susidaro dalijimosi fragmentai ir nauji didelės energijos neutronai (vadinami greitaisiais neutronais). Tikimybė, kad šiluminį neutroną sugers urano-235 branduolys (su vėlesniu skilimu), yra daug didesnė nei greitojo, todėl neutronus reikia sulėtinti. Tai daroma padedant moderatoriams – medžiagoms, kurios, susidūrusios su branduoliais, neutronai praranda energiją. Šiluminių reaktorių kuras dažniausiai yra mažai prisodrintas uranas, grafitas, lengvasis arba sunkusis vanduo naudojamas kaip moderatorius, o paprastas vanduo – kaip aušinimo skystis. Dauguma veikiančių atominių elektrinių yra pastatytos pagal vieną iš šių schemų.

Greitieji neutronai, susidarę dėl priverstinio branduolio dalijimosi, gali būti naudojami be saiko. Schema yra tokia: greitieji neutronai, susidarantys dalijantis urano-235 arba plutonio-239 branduoliams, yra absorbuojami urano-238 ir susidaro (po dviejų beta skilimų) plutonis-239. Be to, kiekvienam 100 suskilusių urano-235 arba plutonio-239 branduolių susidaro 120-140 plutonio-239 branduolių. Tiesa, kadangi greitųjų neutronų branduolio dalijimosi tikimybė mažesnė nei šiluminių, kuras turi būti sodrinamas daugiau nei šiluminiuose reaktoriuose. Be to, čia neįmanoma pašalinti šilumos naudojant vandenį (vanduo yra moderatorius), todėl reikia naudoti kitus aušinimo skysčius: dažniausiai tai yra skysti metalai ir lydiniai, iš labai egzotiškų variantų, tokių kaip gyvsidabris (toks aušinimo skystis buvo naudojamas pirmasis amerikietiškas eksperimentinis reaktorius Clementine) arba švino ir bismuto lydiniai (naudojami kai kuriuose povandeninių laivų reaktoriuose, ypač sovietų projekto 705 povandeniniuose laivuose) iki skysto natrio (labiausiai paplitęs variantas pramoniniuose galios reaktoriuose). Pagal šią schemą veikiantys reaktoriai vadinami greitųjų neutronų reaktoriais. Tokio reaktoriaus idėją 1942 metais pasiūlė Enrico Fermi. Žinoma, kariškiai rodė didžiausią susidomėjimą šia schema: greitieji reaktoriai veikimo metu gamina ne tik energiją, bet ir plutonį branduoliniams ginklams. Dėl šios priežasties greitųjų neutronų reaktoriai dar vadinami selekcininkais (iš angliško selekcininko – gamintojas).

Kas jo viduje

Greitųjų neutronų reaktoriaus aktyvioji zona yra struktūrizuota kaip svogūnas, sluoksniais. 370 kuro rinklių sudaro tris zonas su skirtingu urano-235 sodrinimo - 17, 21 ir 26% (iš pradžių buvo tik dvi zonos, bet siekiant suvienodinti energijos išsiskyrimą, buvo padarytos trys). Juos supa šoniniai tinkleliai (antklodės) arba dauginimosi zonos, kuriose yra nusodrintojo arba natūralaus urano, daugiausia susidedančio iš 238 izotopo, mazgai. uranas, kurie sudaro galinius ekranus (zonų reprodukcija). BN-600 reaktorius yra daugiklis (brekeris), tai yra, 100 urano-235 branduolių, suskaidytų į branduolį, šoniniuose ir galiniuose ekranuose susidaro 120-140 plutonio branduolių, o tai leidžia išplėsti branduolinio kuro atkūrimą. . Kuro rinkiniai (FA) – tai viename korpuse sumontuotas kuro elementų (kuro strypų) rinkinys – specialūs plieniniai vamzdžiai, užpildyti įvairaus sodrinimo urano oksido granulėmis. Kad kuro strypai nesiliestų vienas su kitu ir tarp jų galėtų cirkuliuoti aušinimo skystis, ant vamzdelių suvyniojama plona viela. Natris patenka į kuro rinklę per apatines droselio angas ir išeina per langus viršutinėje dalyje. Kuro sąrankos apačioje yra kotas, įkištas į komutatoriaus lizdą, viršuje - galvos dalis, kuriuo perkrovos metu sugriebiamas mazgas. Skirtingo sodrinimo kuro mazgai turi skirtingas tvirtinimo vietas, todėl sumontuoti mazgą netinkamoje vietoje tiesiog neįmanoma. Reaktoriui valdyti naudojama 19 kompensacinių strypų, kuriuose yra boro (neutronų absorberis), kompensuojantį kuro perdegimą, 2 automatinio valdymo strypai (kad būtų palaikoma duota galia) ir 6 aktyvios apsaugos strypai. Kadangi paties urano neutronų fonas yra mažas, kontroliuojamam reaktoriaus paleidimui (ir valdymui esant mažos galios lygiui) naudojamas „apšvietimas“ - fotoneutronų šaltinis (gama spinduolis ir berilis).

Istorijos zigzagai

Įdomu tai, kad pasaulio branduolinės energetikos istorija prasidėjo būtent nuo greitųjų neutronų reaktoriaus. 1951 m. gruodžio 20 d. Aidaho mieste buvo paleistas pirmasis pasaulyje greitųjų neutronų galios reaktorius EBR-I (Experimental Breeder Reactor), kurio elektros galia yra tik 0,2 MW. Vėliau, 1963 m., netoli Detroito buvo paleista atominė elektrinė su Fermi greitųjų neutronų reaktoriumi - jau apie 100 MW galia (1966 m. įvyko rimta avarija, kai ištirpo dalis aktyvios, bet be jokių pasekmių aplinka ar žmonės).

SSRS nuo 1940-ųjų pabaigos šia tema dirbo Aleksandras Leypunskis, kuriam vadovaujant Obninsko fizikos ir energetikos institute (FEI) buvo sukurti greitųjų reaktorių teorijos pagrindai ir pastatyti keli eksperimentiniai stendai, kurie leido ištirti proceso fiziką. Dėl tyrimų 1972 m. Ševčenkos mieste (dabar Aktau, Kazachstanas) pradėjo veikti pirmoji sovietinė greitųjų neutronų atominė elektrinė su reaktoriumi BN-350 (iš pradžių vadintas BN-250). Jis ne tik gamino elektrą, bet ir naudojo šilumą vandeniui gėlinti. Netrukus buvo paleista Prancūzijos atominė elektrinė su greituoju reaktoriumi Phenix (1973) ir britų su PFR (1974), kurių abiejų galia 250 MW.

Tačiau aštuntajame dešimtmetyje branduolinės energetikos pramonėje pradėjo dominuoti terminiai neutroniniai reaktoriai. Tai turėjo būti dėl dėl įvairių priežasčių. Pavyzdžiui, tai, kad greitieji reaktoriai gali gaminti plutonį, o tai reiškia, kad gali būti pažeistas branduolinių ginklų neplatinimo įstatymas. Tačiau greičiausiai pagrindinis veiksnys buvo tai, kad šiluminiai reaktoriai buvo paprastesni ir pigesni, jų konstrukcija buvo sukurta kariniuose povandeniniams laivams skirtuose reaktoriuose, o pats uranas buvo labai pigus. Pramoninius greitųjų neutronų galios reaktorius, pradėjusius veikti visame pasaulyje po 1980 m., galima suskaičiuoti ant vienos rankos pirštų: tai Superphenix (Prancūzija, 1985–1997), Monju (Japonija, 1994–1995) ir BN-600 (Belojarskas). AE, 1980), kuris šiuo metu yra vienintelis pasaulyje veikiantis pramoninis elektrinis reaktorius.

Jie grįžta

Tačiau šiuo metu specialistų ir visuomenės dėmesys vėl krypsta į atomines elektrines su greitųjų neutronų reaktoriais. Tarptautinės atominės energijos agentūros (TATENA) 2005 m. skaičiavimais, visos įrodytos urano atsargos, kurių gavybos kaina neviršija 130 USD už kilogramą, yra maždaug 4,7 mln. tonų. TATENA skaičiavimais, šių atsargų pakaks 85 metams (remiantis 2004 m. urano paklausa elektros gamybai). 235 izotopo, kuris „sudeginamas“ šiluminiuose reaktoriuose, gamtiniame urane yra tik 0,72%, likusi dalis yra uranas-238, „nenaudingas“ terminiams reaktoriams. Tačiau jei pereisime prie greitųjų neutroninių reaktorių, galinčių „deginti“ uraną-238, tų pačių atsargų užteks daugiau nei 2500 metų!

Reaktorių surinkimo cechas, kuriame SKD metodu iš atskirų dalių surenkamos atskiros reaktoriaus dalys

Be to, greitųjų neutronų reaktoriai leidžia įgyvendinti uždarą kuro ciklą (šiuo metu jis neįdiegtas BN-600). Kadangi „sudeginamas“ tik uranas-238, po apdorojimo (pašalinus dalijimosi produktus ir pridėjus naujų urano-238 dalių), kuras gali būti perkrautas į reaktorių. Ir kadangi urano-plutonio ciklas plutonio gamina daugiau nei suyra, kuro perteklius gali būti panaudotas naujiems reaktoriams.

Be to, šiuo metodu galima apdoroti ginklams skirto plutonio perteklių, taip pat plutonį ir nedidelius aktinidus (neptūnį, amerikį, kuriumą), išgautus iš panaudoto kuro iš įprastų šiluminių reaktorių (šiuo metu nedideli aktinidai sudaro labai pavojingą radioaktyviųjų atliekų dalį). . Tuo pačiu metu radioaktyviųjų atliekų kiekis, palyginti su šiluminiais reaktoriais, sumažėja daugiau nei dvidešimt kartų.

Perkraukite aklai

Skirtingai nuo šiluminių reaktorių, BN-600 reaktoriuje mazgai yra po skysto natrio sluoksniu, todėl panaudotų mazgų pašalinimas ir šviežių įrengimas į jų vietą (šis procesas vadinamas perkrovimu) vyksta visiškai uždaru režimu. Viršutinėje reaktoriaus dalyje yra dideli ir maži sukamieji kamščiai (ekscentriški vienas kito atžvilgiu, tai yra, jų sukimosi ašys nesutampa). Ant nedidelio sukamojo kaiščio sumontuota kolonėlė su valdymo ir apsaugos sistemomis, taip pat perkrovos mechanizmas su įvorės tipo griebtuvu. Sukamajame mechanizme yra „hidraulinis sandariklis“, pagamintas iš specialaus mažai tirpstančio lydinio. IN geros būklės jis yra kietas, o perkraunant įkaitinamas iki lydymosi temperatūros, o reaktorius lieka visiškai sandarus, todėl radioaktyviųjų dujų išsiskyrimas praktiškai pašalinamas. Perkrovimo procesas sustabdo daugelį veiksmų. Pirmiausia griebtuvas atnešamas į vieną iš agregatų, esančių panaudotų mazgų saugykloje reaktoriuje, jį išima ir perkelia į iškrovimo liftą. Tada jis pakeliamas į perdavimo dėžę ir dedamas į panaudotų mazgų būgną, iš kurio išvalytas garais (iš natrio) patenka į panaudoto kuro baseiną. Kitame etape mechanizmas pašalina vieną iš šerdies mazgų ir perkelia jį į reaktoriaus saugyklą. Po to reikalingas išimamas iš naujo surinkimo būgno (kuriame iš anksto sumontuotos kuro rinklės, atvežtos iš gamyklos) ir sumontuojamas į naujos surinkimo elevatorių, kuris tiekia jį į perkrovimo mechanizmą. Paskutinis etapas yra kuro rinklių montavimas į atlaisvintą kamerą. Tuo pačiu metu saugumo sumetimais taikomi tam tikri mechanizmo veikimo apribojimai: pavyzdžiui, neįmanoma vienu metu atleisti dviejų gretimų celių, be to, perkrovos metu visi valdymo ir apsaugos strypai turi būti aktyviojoje zonoje. Vieno mazgo perkrovimo procesas užtrunka iki valandos, trečdalio branduolio (apie 120 kuro rinklių) perkrovimas trunka apie savaitę (trimis pamainomis), ši procedūra atliekama kiekvieną mikrokampaniją (160 efektyvių dienų, skaičiuojant pilnai galia). Tiesa, dabar kuro sudegimas padidėjo, o perkrauta tik ketvirtadalis branduolio (apie 90 kuro rinklių). Šiuo atveju operatorius neturi tiesioginio vaizdinio grįžtamojo ryšio, o vadovaujasi tik kolonėlės sukimosi kampo jutiklių ir griebtuvų (pozicijos nustatymo tikslumas mažesnis nei 0,01 laipsnio), ištraukimo ir montavimo jėgų indikatoriais.

Perkrovimo procesas apima daugybę etapų, atliekamas naudojant specialų mechanizmą ir primena žaidimą „15“. Galutinis tikslas – šviežius mazgus iš atitinkamo būgno patekti į norimą angą, o panaudotus – į savo būgną, iš kurio, išvalius garais (iš natrio), jie pateks į aušinimo baseiną.

Išlyginti tik ant popieriaus

Kodėl, nepaisant visų pranašumų, greitųjų neutronų reaktoriai nebuvo plačiai paplitę? Tai visų pirma lemia jų dizaino ypatumai. Kaip minėta aukščiau, vanduo negali būti naudojamas kaip aušinimo skystis, nes jis yra neutronų moderatorius. Todėl greituosiuose reaktoriuose metalai daugiausia naudojami skystoje būsenoje – nuo ​​egzotiškų švino ir bismuto lydinių iki skysto natrio (labiausiai paplitęs atominių elektrinių variantas).

„Greičių neutronų reaktoriuose šiluminė ir radiacinė apkrova yra daug didesnė nei šiluminiuose reaktoriuose“, – PM aiškina Belojarsko AE vyriausiasis inžinierius Michailas Bakanovas. „Dėl to reikia naudoti specialias konstrukcines medžiagas reaktoriaus indui ir reaktoriaus sistemoms. Kuro strypas ir kuro rinklės gaminami ne iš cirkonio lydinių, kaip šiluminiuose reaktoriuose, o iš specialaus legiruoto chromo plieno, kuris yra mažiau jautrus spinduliuotei „brinkimui". Kita vertus, pavyzdžiui, reaktoriaus indas nėra veikiamas apkrovos, susijusios su vidiniu slėgiu – jis tik šiek tiek viršija atmosferinį.

Pasak Michailo Bakanovo, pirmaisiais eksploatavimo metais pagrindiniai sunkumai buvo susiję su radiacijos patinimu ir kuro įtrūkimais. Tačiau šios problemos greitai buvo išspręstos, buvo sukurtos naujos medžiagos - tiek kurui, tiek kuro strypų korpusams. Tačiau net ir dabar kampanijas riboja ne tiek kuro sudeginimas (kuris BN-600 siekia 11%), bet ir medžiagų, iš kurių gaminamas kuras, kuro strypai ir kuro rinklės, naudojimo laikas. Tolesnės eksploatacinės problemos buvo susijusios daugiausia su natrio, chemiškai aktyvaus ir gaisro pavojingo metalo, kuris smarkiai reaguoja į sąlytį su oru ir vandeniu, nutekėjimu antrinėje grandinėje: „Tik Rusija ir Prancūzija turi ilgalaikę pramoninių greitųjų neutroninių jėgainių reaktorių eksploatavimo patirtį. . Ir mes, ir prancūzų specialistai nuo pat pradžių susidūrėme su tomis pačiomis problemomis. Juos sėkmingai išsprendėme, nuo pat pradžių pateikdami specialias priemones grandinių sandarumui stebėti, lokalizuoti ir slopinti natrio nuotėkius. Tačiau prancūzų projektas pasirodė esąs mažiau pasirengęs tokioms bėdoms, todėl 2009 m. Phenix reaktorius buvo galutinai uždarytas.

„Problemos iš tikrųjų buvo tos pačios, – priduria Nikolajus Oškanovas, Belojarsko AE direktorius, – bet čia ir Prancūzijoje jos buvo sprendžiamos skirtingai. Pavyzdžiui, kai vieno iš „Phenix“ agregatų galva pasilenkė norėdamas jį paimti ir iškrauti, prancūzų specialistai sukūrė sudėtingą ir gana brangią sistemą, leidžiančią „matyti“ per natrio sluoksnį. Ir kai turėjome tą pačią problemą, vienas mūsų inžinierių siūlė naudoti vaizdo kamerą, "įdėtą į paprastą konstrukciją kaip nardymo varpas – apačioje atidarytą vamzdį su iš viršaus įpūstu argonu. Kai natrio lydalas buvo išstumtas, operatoriai, naudodami vaizdo ryšį, galėjo užfiksuoti mechanizmą ir sulenktas mazgas buvo sėkmingai pašalintas.

Greita ateitis

„Pasaulyje nebūtų tokio susidomėjimo greitųjų reaktorių technologijomis, jei ne sėkmingas ilgalaikis mūsų BN-600 veikimas, – sako Nikolajus Oškanovas. su serijine greitųjų reaktorių gamyba ir eksploatavimu. Tik jie leidžia į kuro ciklą įtraukti visą gamtinį uraną ir taip padidinti efektyvumą, taip pat dešimtis kartų sumažinti radioaktyviųjų atliekų kiekį. Šiuo atveju atominės energetikos ateitis bus tikrai šviesi.

11 skaidrė. Greitųjų neutronų reaktoriaus šerdyje dedami kuro strypai su labai prisodrintu 235U kuru. Aktyviąją zoną supa veisimosi zona, kurią sudaro

iš kuro elementų, kuriuose yra kuro žaliavos (išeikvota 228U arba 232Th). Iš šerdies išbėgančius neutronus veisimosi zonoje fiksuoja kuro žaliavų branduoliai, todėl susidaro naujas branduolinis kuras. Greitųjų reaktorių privalumas – galimybė juose organizuoti išplėstinį branduolinio kuro atgaminimą, t.y. kartu su energijos gamyba vietoj sudegusio branduolinio kuro gaminti naują branduolinį kurą. Greitiems reaktoriams nereikia moderatoriaus, o aušinimo skysčiui nereikia sulėtinti neutronų.

Pagrindinė greitųjų neutronų reaktoriaus paskirtis – ginklų klasės plutonio (ir kai kurių kitų skiliųjų aktinidų), atominių ginklų komponentų, gamyba. Tačiau tokie reaktoriai taip pat naudojami energetikos sektoriuje, ypač siekiant užtikrinti išplėstą skiliojo plutonio 239Pu atgaminimą iš 238U, siekiant sudeginti visą arba didelę natūralaus urano dalį, taip pat esamas nusodrintojo urano atsargas. Plėtojant greitųjų neutroninių reaktorių energetikos sektorių, gali būti išspręsta branduolinės energijos apsirūpinimo kuru problema.

12 skaidrė. Breeder reaktorius, branduolinis reaktorius, kuriame branduolinio kuro „deginimas“ lydimas išplėstinio antrinio kuro dauginimosi. Selekciniame reaktoriuje branduolinio kuro dalijimosi proceso metu išsiskiriantys neutronai (pavyzdžiui, 235U) sąveikauja su žaliavos, dedamos į reaktorių, branduoliais (pavyzdžiui, 238U), todėl susidaro antrinis branduolinis kuras (239Pu). . Selekcinio tipo reaktoriuje atkuriamas ir deginamas kuras yra to paties cheminio elemento izotopai (pavyzdžiui, dega 235U, atkuriama 233U), reaktoriaus-konverterio tipo reaktoriuje - skirtingų cheminių elementų izotopai (pvz. Sudeginama 235U, atkuriama 239Pu).

Greituose reaktoriuose branduolinis kuras yra prisodrintas mišinys, kuriame yra ne mažiau kaip 15% 235U izotopo. Toks reaktorius užtikrina išplėstinį branduolinio kuro atkūrimą (jame kartu su atomų, galinčių dalytis, išnykimu, kai kurie iš jų yra regeneruojami (pavyzdžiui, susidaro 239Pu)). Pagrindinį skilimų skaičių sukelia greitieji neutronai, o kiekvieną dalijimosi veiksmą lydi daugybė neutronų (palyginti su skilimu terminiais neutronais), kurie, paimti 238U branduolių, juos transformuoja (per du iš eilės β -skyla) į 239Pu branduolius, t.y. naujas branduolinis kuras. Tai reiškia, kad, pavyzdžiui, 100 suskilusių kuro branduolių (235U) greitųjų neutronų reaktoriuose susidaro 150 239Pu galinčių dalytis branduolių. (Tokių reaktorių reprodukcijos koeficientas siekia 1,5, t.y. iš 1 kg 235U gaunama iki 1,5 kg Pu). 239Pu gali būti naudojamas reaktoriuje kaip skilusis elementas.

Pasaulinės energetikos plėtros požiūriu greitųjų neutronų reaktoriaus (BN) pranašumas yra tas, kad jis leidžia kaip kurą naudoti sunkiųjų elementų, kurie negali dalytis šiluminiuose neutroniniuose reaktoriuose, izotopus. Kuro ciklas gali apimti 238U ir 232Th atsargas, kurios gamtoje yra daug didesnės nei 235U – pagrindinis šiluminių neutroninių reaktorių kuras. Taip pat gali būti naudojamas vadinamasis urano atliekos, likęs po branduolinio kuro sodrinimo 235U. Atkreipkite dėmesį, kad plutonis taip pat gaminamas įprastuose reaktoriuose, tačiau daug mažesniais kiekiais.

13 skaidrė. BN – branduolinis reaktorius, naudojant greituosius neutronus. Laivų auginimo reaktorius. Pirminės ir antrinės grandinės aušinimo skystis dažniausiai yra natris. Trečiojo kontūro aušinimo skystis yra vanduo ir garai. Greitieji reaktoriai neturi moderatoriaus.

Greitųjų reaktorių pranašumai yra didelis kuro sudeginimo laipsnis (t. y. ilgesnis kampanijos laikotarpis), o trūkumai – didelė kaina dėl to, kad neįmanoma naudoti paprasčiausio aušinimo skysčio – vandens, konstrukcijos sudėtingumas, didelės kapitalo sąnaudos ir didelės sąnaudos. labai prisodrintas kuras.

Labai prisodrintas uranas yra uranas, kurio izotopo urano-235 masė yra 20 % arba daugiau. Norint užtikrinti didelę branduolinio kuro koncentraciją, būtina pasiekti maksimalų šilumos išsiskyrimą aktyviosios zonos tūrio vienetui. Greitųjų neutronų reaktoriaus šilumos išsiskyrimas yra nuo dešimties iki penkiolikos kartų didesnis nei lėtųjų neutronų reaktorių šilumos išsiskyrimas. Šilumos šalinimas tokiame reaktoriuje gali būti atliktas tik naudojant skystus metalinius aušinimo skysčius, tokius kaip natris, kalis, arba daug energijos sunaudojančius dujinius aušinimo skysčius, turinčius geriausias šilumines ir termofizines charakteristikas, tokius kaip helis ir disocijuojančios dujos. Paprastai naudojami skysti metalai, pavyzdžiui, išlydytas natris (natrio lydymosi temperatūra 98 °C). Natrio trūkumai yra jo didelis cheminis reaktyvumas vandens, oro ir gaisro pavojaus atžvilgiu. Aušinimo skysčio temperatūra prie įėjimo į reaktorių yra 370 °C, o prie išėjimo - 550, o tai dešimt kartų viršija panašius rodiklius, tarkime, VVER - ten vandens temperatūra įleidimo angoje yra 270 laipsnių, o išėjimas - 293.

Panašūs straipsniai