Kernreaktoren mit schnellen Neutronen. Abgebrannter Kernbrennstoff aus thermischen Reaktoren

25. Dezember 2013

Die physische Inbetriebnahmephase des schnellen Neutronenreaktors BN-800 habe heute im Kernkraftwerk Beloyarsk begonnen, sagte ein Vertreter von Rosenergoatom gegenüber RIA Novosti.

In dieser Phase, die mehrere Wochen dauern kann, wird der Reaktor mit flüssigem Natrium gefüllt und anschließend mit Kernbrennstoff beladen. Ein Vertreter von Rosenergoatom erklärte, dass das Kraftwerk nach Abschluss der physischen Inbetriebnahme als Kernanlage anerkannt werde.

Das Kraftwerk Nr. 4 mit dem BN-800-Reaktor des Kernkraftwerks Beloyarsk (BNPP) wird bis Ende 2014 seine volle Kapazität erreichen, sagte der erste stellvertretende Generaldirektor des Staatskonzerns Rosatom, Alexander Lokshin, am Mittwoch gegenüber Reportern.

„Bis Ende des Jahres soll die Anlage ihre volle Kapazität erreichen“, sagte er und stellte klar, dass es sich um Ende 2014 handelt.

Ihm zufolge wird der Kreislauf derzeit mit Natrium gefüllt, der Abschluss des physischen Starts ist für Mitte April geplant. Ihm zufolge ist das Aggregat zu 99,8 % für die physische Inbetriebnahme bereit. Wie der Generaldirektor des Rosenergoatom Concern OJSC, Evgeny Romanov, feststellte, ist die Inbetriebnahme der Anlage für Ende des Sommers geplant.

Das Kraftwerk mit dem BN-800-Reaktor ist eine Weiterentwicklung des einzigartigen BN-600-Reaktors im Kernkraftwerk Beloyarsk, der seit etwa 30 Jahren im Pilotbetrieb ist. Nur sehr wenige Länder auf der Welt verfügen über die Technologie schneller Neutronenreaktoren, und Russland ist in diesem Bereich weltweit führend.

Lasst uns mehr darüber erfahren...

Reaktor (zentrale) Halle BN-600

40 km von Jekaterinburg entfernt, inmitten der schönsten Uralwälder, liegt die Stadt Zarechny. 1964 wurde hier das erste sowjetische industrielle Kernkraftwerk Beloyarskaya (mit einem AMB-100-Reaktor mit einer Leistung von 100 MW) in Betrieb genommen. Jetzt bleibt das Kernkraftwerk Beloyarsk das einzige auf der Welt, in dem ein industrieller Leistungsreaktor für schnelle Neutronen betrieben wird – BN-600

Stellen Sie sich einen Kessel vor, der Wasser verdampft und der entstehende Dampf einen Turbogenerator antreibt, der Strom erzeugt. Im Großen und Ganzen funktioniert ein Kernkraftwerk ungefähr so. Nur der „Kessel“ ist die Energie des Atomzerfalls. Die Bauformen von Leistungsreaktoren können unterschiedlich sein, aber je nach Funktionsprinzip lassen sie sich in zwei Gruppen einteilen – thermische Neutronenreaktoren und schnelle Neutronenreaktoren.

Die Grundlage eines jeden Reaktors ist die Spaltung schwerer Kerne unter dem Einfluss von Neutronen. Es stimmt, es gibt erhebliche Unterschiede. In thermischen Reaktoren wird Uran-235 durch thermische Neutronen niedriger Energie gespalten, wodurch Spaltfragmente und neue Neutronen hoher Energie (sogenannte schnelle Neutronen) entstehen. Die Wahrscheinlichkeit, dass ein thermisches Neutron von einem Uran-235-Kern absorbiert wird (mit anschließender Spaltung), ist viel höher als bei einem schnellen, daher müssen die Neutronen abgebremst werden. Dies geschieht mit Hilfe von Moderatoren – Substanzen, die Neutronen beim Zusammenstoß mit Kernen Energie verlieren.

Der Brennstoff für thermische Reaktoren ist in der Regel schwach angereichertes Uran, Graphit, als Moderator wird leichtes oder schweres Wasser und als Kühlmittel gewöhnliches Wasser verwendet. Die meisten in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke werden nach einem dieser Schemata gebaut.

Schnelle Neutronen, die bei der erzwungenen Kernspaltung entstehen, können ohne jegliche Mäßigung genutzt werden. Das Schema ist wie folgt: Schnelle Neutronen, die bei der Spaltung von Uran-235- oder Plutonium-239-Kernen entstehen, werden von Uran-238 absorbiert und bilden (nach zwei Betazerfällen) Plutonium-239. Darüber hinaus entstehen pro 100 gespaltene Uran-235- oder Plutonium-239-Kerne 120–140 Plutonium-239-Kerne. Da die Wahrscheinlichkeit einer Kernspaltung durch schnelle Neutronen zwar geringer ist als durch thermische, muss der Brennstoff stärker angereichert werden als bei thermischen Reaktoren. Darüber hinaus ist es hier unmöglich, Wärme mit Wasser abzuleiten (Wasser ist ein Moderator), daher müssen andere Kühlmittel verwendet werden: Normalerweise handelt es sich dabei um flüssige Metalle und Legierungen, aus sehr exotischen Optionen wie Quecksilber (ein solches Kühlmittel wurde in der verwendet erster amerikanischer Versuchsreaktor Clementine) oder Blei-Wismut-Legierungen (verwendet in einigen U-Boot-Reaktoren – insbesondere sowjetischen U-Booten des Projekts 705) zu flüssigem Natrium (die häufigste Option in industriellen Leistungsreaktoren). Reaktoren, die nach diesem Schema arbeiten, werden schnelle Neutronenreaktoren genannt. Die Idee eines solchen Reaktors wurde 1942 von Enrico Fermi vorgeschlagen. Das größte Interesse an diesem Vorhaben zeigte natürlich das Militär: Schnelle Reaktoren produzieren im Betrieb nicht nur Energie, sondern auch Plutonium für Atomwaffen. Aus diesem Grund werden schnelle Neutronenreaktoren auch Brüter (vom englischen Brüter – Produzent) genannt.

Zickzacklinien der Geschichte

Es ist interessant, dass die Geschichte der weltweiten Kernenergie genau mit dem Reaktor für schnelle Neutronen begann. Am 20. Dezember 1951 ging in Idaho der weltweit erste schnelle Neutronen-Leistungsreaktor EBR-I (Experimental Breeder Reactor) mit einer elektrischen Leistung von nur 0,2 MW in Betrieb. Später, im Jahr 1963, wurde in der Nähe von Detroit ein Kernkraftwerk mit einem Fermi-Reaktor für schnelle Neutronen in Betrieb genommen – bereits mit einer Leistung von etwa 100 MW (1966 kam es zu einem schweren Unfall mit dem Schmelzen eines Teils des Kerns, jedoch ohne Folgen für die Umwelt oder Menschen).

In der UdSSR beschäftigt sich seit Ende der 1940er Jahre Alexander Leypunsky mit diesem Thema, unter dessen Leitung am Obninsker Physik- und Energieinstitut (FEI) die Grundlagen der Theorie schneller Reaktoren entwickelt und mehrere Versuchsstände gebaut wurden, die hergestellt wurden Es ist möglich, die Physik des Prozesses zu studieren. Als Ergebnis der Forschung ging 1972 das erste sowjetische Kernkraftwerk mit schnellen Neutronen in der Stadt Schewtschenko (heute Aktau, Kasachstan) mit einem BN-350-Reaktor (ursprünglich als BN-250 bezeichnet) in Betrieb. Es erzeugte nicht nur Strom, sondern nutzte auch Wärme zur Wasserentsalzung. Bald wurden das französische Kernkraftwerk mit dem Schnellreaktor Phenix (1973) und das britische mit dem PFR (1974), beide mit einer Leistung von 250 MW, in Betrieb genommen.

In den 1970er Jahren begannen jedoch thermische Neutronenreaktoren die Kernenergieindustrie zu dominieren. Dies hatte verschiedene Gründe. Zum Beispiel die Tatsache, dass schnelle Reaktoren Plutonium produzieren können, was zu einem Verstoß gegen das Gesetz zur Nichtverbreitung von Atomwaffen führen kann. Der Hauptfaktor war jedoch höchstwahrscheinlich, dass thermische Reaktoren einfacher und billiger waren, ihr Design an Militärreaktoren für U-Boote angelehnt war und Uran selbst sehr billig war. Die industriellen Leistungsreaktoren für schnelle Neutronen, die nach 1980 weltweit in Betrieb genommen wurden, lassen sich an einer Hand abzählen: Superphenix (Frankreich, 1985–1997), Monju (Japan, 1994–1995) und BN-600 (Belojarsk). NPP, 1980), der derzeit der einzige in Betrieb befindliche Industriereaktor der Welt ist.

Bau von BN-800

Sie kommen zurück

Allerdings richtet sich die Aufmerksamkeit von Fachwelt und Öffentlichkeit derzeit wieder auf Kernkraftwerke mit schnellen Neutronenreaktoren. Nach Schätzungen der Internationalen Atomenergiebehörde (IAEA) aus dem Jahr 2005 belaufen sich die nachgewiesenen Gesamtreserven an Uran, deren Gewinnung 130 US-Dollar pro Kilogramm nicht übersteigt, auf etwa 4,7 Millionen Tonnen. Nach Schätzungen der IAEA reichen diese Reserven für 85 Jahre (basierend auf dem Uranbedarf für die Stromerzeugung im Jahr 2004). Der Gehalt des Isotops 235, das in thermischen Reaktoren „verbrannt“ wird, beträgt im natürlichen Uran nur 0,72 %, der Rest ist Uran-238, „unbrauchbar“ für thermische Reaktoren. Wenn wir jedoch auf schnelle Neutronenreaktoren umsteigen, die Uran-238 „verbrennen“ können, werden dieselben Reserven für mehr als 2500 Jahre reichen!

Darüber hinaus ermöglichen schnelle Neutronenreaktoren die Implementierung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs (dies ist derzeit im BN-600 nicht implementiert). Da nur Uran-238 „verbrannt“ wird, kann der Brennstoff nach der Verarbeitung (Entfernung von Spaltprodukten und Zugabe neuer Anteile von Uran-238) wieder in den Reaktor geladen werden. Und da im Uran-Plutonium-Kreislauf mehr Plutonium entsteht als zerfällt, kann der überschüssige Brennstoff für neue Reaktoren verwendet werden.

Darüber hinaus kann diese Methode zur Verarbeitung von überschüssigem waffenfähigem Plutonium sowie von Plutonium und kleineren Aktiniden (Neptunium, Americium, Curium) verwendet werden, die aus abgebrannten Brennelementen konventioneller thermischer Reaktoren gewonnen werden (kleinere Aktiniden stellen derzeit einen sehr gefährlichen Teil radioaktiver Abfälle dar). . Gleichzeitig wird die Menge radioaktiver Abfälle im Vergleich zu thermischen Reaktoren um mehr als das Zwanzigfache reduziert.

Glatt nur auf Papier

Warum haben sich schnelle Neutronenreaktoren trotz all ihrer Vorteile nicht durchgesetzt? Dies liegt vor allem an den Besonderheiten ihres Designs. Wie oben erwähnt, kann Wasser nicht als Kühlmittel verwendet werden, da es ein Neutronenmoderator ist. Daher werden in schnellen Reaktoren hauptsächlich Metalle in flüssigem Zustand verwendet – von exotischen Blei-Wismut-Legierungen bis hin zu flüssigem Natrium (die häufigste Option für Kernkraftwerke).

„In Reaktoren für schnelle Neutronen sind die thermischen und Strahlungsbelastungen viel höher als in thermischen Reaktoren“, erklärt Mikhail Bakanov, Chefingenieur des Kernkraftwerks Beloyarsk, gegenüber PM. „Dies führt dazu, dass spezielle Strukturmaterialien für den Reaktorbehälter und die Systeme im Reaktor verwendet werden müssen. Die Gehäuse von Brennstäben und Brennelementen bestehen nicht wie bei thermischen Reaktoren aus Zirkoniumlegierungen, sondern aus speziellen legierten Chromstählen, die weniger anfällig für Strahlungsquellen sind. Andererseits wird der Reaktorbehälter beispielsweise nicht durch den Innendruck belastet – er liegt nur geringfügig über dem Atmosphärendruck.“

Laut Michail Bakanow waren in den ersten Betriebsjahren die Hauptschwierigkeiten mit Strahlungsquellen und Rissbildung im Brennstoff verbunden. Diese Probleme wurden jedoch bald gelöst, neue Materialien wurden entwickelt – sowohl für Brennstoffe als auch für Brennstabgehäuse. Aber selbst jetzt werden Kampagnen nicht so sehr durch den Brennstoffabbrand begrenzt (der beim BN-600 11 % erreicht), sondern durch die Lebensdauer der Materialien, aus denen der Brennstoff, die Brennstäbe und die Brennelemente hergestellt werden. Weitere Betriebsprobleme waren vor allem mit dem Austreten von Natrium im Sekundärkreislauf verbunden, einem chemisch aktiven und feuergefährlichen Metall, das bei Kontakt mit Luft und Wasser heftig reagiert: „Nur Russland und Frankreich verfügen über langjährige Erfahrung im Betrieb industrieller Schnellneutronenreaktoren.“ . Sowohl wir als auch die französischen Spezialisten standen von Anfang an vor den gleichen Problemen. Wir haben sie erfolgreich gelöst, indem wir von Anfang an spezielle Mittel zur Überwachung der Dichtheit der Kreisläufe sowie zur Lokalisierung und Unterdrückung von Natriumlecks bereitgestellt haben. Doch das französische Projekt war auf solche Probleme weniger vorbereitet, weshalb der Phenix-Reaktor 2009 endgültig abgeschaltet wurde.“

„Die Probleme waren eigentlich die gleichen“, fügt Nikolai Oshkanov, Direktor des Kernkraftwerks Beloyarsk, hinzu, „aber sie wurden hier und in Frankreich auf unterschiedliche Weise gelöst.“ Als sich beispielsweise der Kopf einer der Baugruppen auf Phenix beugte, um sie zu greifen und abzuladen, entwickelten französische Spezialisten ein komplexes und ziemlich teures System, um durch eine Natriumschicht zu „sehen“. Und als bei uns das gleiche Problem auftrat, schlug einer unserer Ingenieure die Verwendung einer Videokamera vor, die in einer einfachen Struktur wie einer Taucherglocke angebracht war – einem unten offenen Rohr, in das von oben Argon eingeblasen wurde. Sobald die Natriumschmelze ausgestoßen war, konnten die Bediener den Mechanismus über eine Videoverbindung aktivieren und die gebogene Baugruppe wurde erfolgreich entfernt.“

Schnelle Zukunft

„Ohne den erfolgreichen Langzeitbetrieb unseres BN-600 gäbe es weltweit kein solches Interesse an der Schnellreaktortechnologie“, sagt Nikolai Oshkanov. „Die Entwicklung der Kernenergie ist meiner Meinung nach in erster Linie damit verbunden.“ mit der Serienproduktion und dem Betrieb schneller Reaktoren. Nur sie ermöglichen es, das gesamte natürliche Uran in den Brennstoffkreislauf einzubeziehen und so die Effizienz zu steigern sowie die Menge an radioaktivem Abfall um das Zehnfache zu reduzieren. In diesem Fall wird die Zukunft der Kernenergie wirklich rosig sein.“

Reaktor für schnelle Neutronen BN-800 (vertikaler Abschnitt)
Was ist in ihm?

Die aktive Zone eines Reaktors für schnelle Neutronen ist zwiebelartig in Schichten angeordnet

370 Brennelemente bilden drei Zonen mit unterschiedlicher Anreicherung von Uran-235 – 17, 21 und 26 % (ursprünglich gab es nur zwei Zonen, aber um die Energiefreisetzung auszugleichen, wurden drei erstellt). Sie sind von Seitenschirmen (Decken) oder Brutzonen umgeben, in denen sich Anordnungen mit abgereichertem oder natürlichem Uran, das hauptsächlich aus dem Isotop 238 besteht, befinden. An den Enden der Brennstäbe oberhalb und unterhalb des Kerns befinden sich auch abgereicherte Urantabletten Uran, die die Endschirme bilden (Zonenwiedergabe).

Bei Brennelementen (FA) handelt es sich um eine Reihe von Brennelementen (Brennstäben), die in einem Gehäuse montiert sind – spezielle Stahlrohre, die mit Uranoxidpellets unterschiedlicher Anreicherung gefüllt sind. Damit die Brennelemente nicht miteinander in Berührung kommen und das Kühlmittel zwischen ihnen zirkulieren kann, wird dünner Draht auf die Rohre gewickelt. Natrium gelangt durch die unteren Drossellöcher in das Brennelement und verlässt es durch die Fenster im oberen Teil.

An der Unterseite des Brennelements befindet sich ein Schaft, der in die Kommutatoraufnahme eingeführt wird, an der Oberseite befindet sich ein Kopfteil, an dem das Brennelement bei Überlast gegriffen wird. Brennelemente unterschiedlicher Anreicherung haben unterschiedliche Montageorte, so dass es einfach unmöglich ist, das Brennelement an der falschen Stelle zu installieren.

Zur Steuerung des Reaktors werden 19 borhaltige Ausgleichsstäbe (ein Neutronenabsorber) zum Ausgleich des Brennstoffausbrennens, 2 automatische Steuerstäbe (zur Aufrechterhaltung einer bestimmten Leistung) und 6 aktive Schutzstäbe verwendet. Da der Neutronenhintergrund von Uran gering ist, wird für den kontrollierten Start des Reaktors (und die Steuerung bei niedrigen Leistungsniveaus) eine „Beleuchtung“ verwendet – eine Photoneutronenquelle (Gammastrahler plus Beryllium).

So funktioniert der BN-600-Reaktor

Der Reaktor ist integral aufgebaut, das heißt, der Reaktorbehälter enthält die aktive Zone (1) sowie drei Kreisläufe (2) des ersten Kühlkreislaufs, von denen jeder über eine eigene Hauptumwälzpumpe (3) und zwei Zwischenkreisläufe verfügt Wärmetauscher (4). Das Kühlmittel ist flüssiges Natrium, das von unten nach oben durch den Kern gepumpt und von 370 auf 550 °C erhitzt wird

Über Zwischenwärmetauscher überträgt es im zweiten Kreislauf (5) Wärme auf Natrium, das bereits in die Dampferzeuger (6) gelangt, wo es Wasser verdampft und den Dampf auf eine Temperatur von 520 °C (bei einem Druck von 130 °C) überhitzt Geldautomat). Den Turbinen wird abwechselnd Dampf in die Hoch- (7), Mittel- (8) und Niederdruckzylinder (9) zugeführt. Der Abdampf wird durch Kühlung mit Wasser (10) aus dem Kühlbecken kondensiert und gelangt erneut in die Dampferzeuger. Drei Turbogeneratoren (11) des Kernkraftwerks Belojarsk erzeugen 600 MW elektrische Leistung. Der Gashohlraum des Reaktors ist unter sehr geringem Überdruck (ca. 0,3 atm) mit Argon gefüllt.

Blind überladen

Im Gegensatz zu thermischen Reaktoren befinden sich die Baugruppen im BN-600-Reaktor unter einer Schicht aus flüssigem Natrium, sodass die Entfernung verbrauchter Baugruppen und der Einbau neuer Baugruppen an ihrer Stelle (dieser Vorgang wird als Nachladen bezeichnet) in einem vollständig geschlossenen Modus erfolgt. Im oberen Teil des Reaktors befinden sich große und kleine Drehstopfen (exzentrisch zueinander, d. h. ihre Drehachsen fallen nicht zusammen). Auf einem kleinen Drehzapfen ist eine Säule mit Steuerungs- und Schutzsystemen sowie einem Überlastmechanismus mit Spannzangengreifer montiert. Der Drehmechanismus ist mit einer „Hydraulikdichtung“ aus einer speziellen niedrigschmelzenden Legierung ausgestattet. Im Normalzustand ist es fest, zum erneuten Starten wird es jedoch bis zum Schmelzpunkt erhitzt, während der Reaktor vollständig verschlossen bleibt, sodass die Freisetzung radioaktiver Gase praktisch ausgeschlossen ist.

Das Nachladen einer Baugruppe dauert bis zu einer Stunde, das Nachladen eines Drittels des Kerns (ca. 120 Brennelemente) dauert etwa eine Woche (in drei Schichten). Dieser Vorgang wird bei jeder Mikrokampagne durchgeführt (160 effektive Tage, berechnet auf Volllast). Leistung). Zwar hat der Brennstoffabbrand jetzt zugenommen und nur ein Viertel des Kerns ist überlastet (ungefähr 90 Brennelemente). In diesem Fall hat der Bediener kein direktes visuelles Feedback und wird nur durch die Anzeigen der Drehwinkelsensoren der Säule und der Greifer (Positionierungsgenauigkeit beträgt weniger als 0,01 Grad) sowie der Extraktions- und Installationskräfte geleitet. Aus Sicherheitsgründen gelten bestimmte Einschränkungen für die Funktion des Mechanismus: Beispielsweise können zwei benachbarte Zellen nicht gleichzeitig freigegeben werden. Außerdem müssen sich bei Überlastung alle Steuer- und Schutzstangen in der aktiven Zone befinden.

1983 entwickelte das Unternehmen auf Basis des BN-600 ein Projekt für einen verbesserten BN-800-Reaktor für ein Kraftwerk mit einer Leistung von 880 MW(e). 1984 begannen die Arbeiten zum Bau von zwei BN-800-Reaktoren im Kernkraftwerk Belojarsk und im neuen Südural. Die daraus resultierende Verzögerung beim Bau dieser Reaktoren wurde genutzt, um das Design zu verfeinern, um seine Sicherheit weiter zu verbessern und die technischen und wirtschaftlichen Indikatoren zu verbessern. Die Arbeiten zum Bau von BN-800 wurden 2006 im KKW Belojarsk (4. Kraftwerksblock) wieder aufgenommen und sollen 2014 abgeschlossen sein.

Der im Bau befindliche BN-800-Reaktor hat folgende wichtige Aufgaben:

Sicherstellung des Betriebs mit MOX-Brennstoff.
Experimentelle Demonstration der Schlüsselkomponenten eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs.
Testen neuer Gerätetypen unter realen Betriebsbedingungen und eingeführter verbesserter technischer Lösungen zur Verbesserung von Effizienz, Zuverlässigkeit und Sicherheit.
Entwicklung innovativer Technologien für zukünftige schnelle Neutronenreaktoren mit flüssigem Metallkühlmittel:
- Prüfung und Zertifizierung fortschrittlicher Kraftstoffe und Strukturmaterialien;
- Demonstration der Technologie zur Verbrennung kleinerer Aktinide und zur Umwandlung langlebiger Spaltprodukte, die den gefährlichsten Teil der radioaktiven Abfälle aus der Kernenergie ausmachen.

Die Entwicklung eines Projekts für einen verbesserten kommerziellen Reaktor BN-1200 mit einer Leistung von 1220 MW ist im Gange.

Reaktor BN-1200 (vertikaler Abschnitt)

Für die Umsetzung dieses Projektes ist folgendes Programm geplant:

2010...2016 – Entwicklung des technischen Designs der Reaktoranlage und Umsetzung des F&E-Programms.
2020 – Inbetriebnahme des Hauptkraftwerks mit MOX-Brennstoff und Organisation seiner zentralen Produktion.
2023…2030 – Inbetriebnahme einer Reihe von Kraftwerksblöcken mit einer Gesamtleistung von rund 11 GW.

Neutronen?

Neutronen sind Teilchen, die neben Protonen Teil der meisten Atomkerne sind. Bei der Kernspaltungsreaktion spaltet sich der Urankern in zwei Teile und emittiert zusätzlich mehrere Neutronen. Sie können in andere Atome gelangen und eine oder mehrere Spaltungsreaktionen auslösen. Wenn jedes beim Zerfall von Urankernen freigesetzte Neutron auf benachbarte Atome trifft, beginnt eine lawinenartige Reaktionskette, bei der immer mehr Energie freigesetzt wird. Ohne Abschreckungsmittel kommt es zu einer nuklearen Explosion.

Aber in einem Kernreaktor treten einige der Neutronen entweder aus oder werden von speziellen Absorbern absorbiert. Daher bleibt die Anzahl der Spaltungsreaktionen immer gleich, genau das, was zur Energiegewinnung erforderlich ist. Die Energie aus der radioaktiven Zerfallsreaktion erzeugt Wärme, die dann zur Erzeugung von Dampf zum Antrieb der Turbine eines Kraftwerks verwendet wird.

Die Neutronen, die die Kernreaktion konstant halten, können unterschiedliche Energien haben. Je nach Energie nennt man sie entweder thermisch oder schnell (es gibt auch kalte, die sind aber nicht für Kernkraftwerke geeignet). Die meisten Reaktoren auf der Welt basieren auf der Nutzung thermischer Neutronen, das Kernkraftwerk Beloyarsk verfügt jedoch über einen schnellen Reaktor. Warum?

Was sind die Vorteile?

In einem schnellen Neutronenreaktor wird wie in herkömmlichen Reaktoren ein Teil der Neutronenenergie für die Aufrechterhaltung der Spaltungsreaktion des Hauptbestandteils des Kernbrennstoffs Uran-235 verwendet. Und ein Teil der Energie wird von einer Hülle aus Uran-238 oder Thorium-232 absorbiert. Diese Elemente sind für herkömmliche Reaktoren unbrauchbar. Wenn Neutronen auf ihre Kerne treffen, verwandeln sie sich in Isotope, die für die Verwendung in der Kernenergie als Brennstoff geeignet sind: Plutonium-239 oder Uran-233.

Angereichertes Uran. Im Gegensatz zu abgebranntem Kernbrennstoff ist Uran bei weitem nicht so radioaktiv, dass es nur von Robotern gehandhabt werden muss. Sie können es sogar mit dicken Handschuhen kurzzeitig mit den Händen halten. Foto: US-Energieministerium

Somit können schnelle Neutronenreaktoren nicht nur zur Energieversorgung von Städten und Fabriken eingesetzt werden, sondern auch zur Herstellung neuen Kernbrennstoffs aus relativ kostengünstigen Rohstoffen. Für einen wirtschaftlichen Nutzen sprechen folgende Fakten: Ein aus Erz geschmolzenes Kilogramm Uran kostet etwa fünfzig Dollar, enthält nur zwei Gramm Uran-235, der Rest ist Uran-238.

Allerdings werden schnelle Neutronenreaktoren weltweit praktisch nicht eingesetzt. BN-600 kann als einzigartig angesehen werden. Weder der japanische Monju noch der französische Phoenix oder eine Reihe von Versuchsreaktoren in den USA und Großbritannien sind derzeit in Betrieb: Thermische Neutronenreaktoren erwiesen sich als einfacher zu bauen und zu betreiben. Auf dem Weg zu Reaktoren, die Energieerzeugung mit Kernbrennstoffproduktion kombinieren können, gibt es eine Reihe von Hindernissen. Und gemessen an seinem erfolgreichen Betrieb über 35 Jahre konnten die Konstrukteure des BN-600 zumindest einige der Hindernisse umgehen.

Was ist das Problem?

In Natrium. Jeder Kernreaktor muss aus mehreren Komponenten und Elementen bestehen: Brennelementen mit Kernbrennstoff, Elementen zur Steuerung der Kernreaktion und einem Kühlmittel, das die im Gerät erzeugte Wärme absorbiert. Das Design dieser Komponenten sowie die Zusammensetzung des Brennstoffs und des Kühlmittels können unterschiedlich sein, aber ohne sie ist der Reaktor per Definition unmöglich.

In einem Reaktor für schnelle Neutronen muss ein Material als Kühlmittel verwendet werden, das keine Neutronen zurückhält, da diese sonst von schnellen zu langsamen thermischen Neutronen werden. Zu Beginn der Kernenergie versuchten die Konstrukteure, Quecksilber zu verwenden, aber es löste die Rohre im Inneren des Reaktors auf und begann nach draußen zu lecken. Das erhitzte giftige Metall, das unter Strahlungseinfluss auch radioaktiv wurde, verursachte so viel Ärger, dass das Quecksilberreaktorprojekt schnell aufgegeben wurde.

Natriumstücke werden normalerweise unter einer Kerosinschicht gelagert. Obwohl diese Flüssigkeit brennbar ist, reagiert sie nicht mit Natrium und gibt keinen Wasserdampf aus der Luft an sie ab. Foto: Superplus / Wikipedia

BN-600 verwendet flüssiges Natrium. Auf den ersten Blick ist Natrium kaum besser als Quecksilber: Es ist chemisch äußerst aktiv, reagiert heftig mit Wasser (das heißt, es explodiert, wenn es ins Wasser geworfen wird) und reagiert sogar mit im Beton enthaltenen Stoffen. Allerdings stört es Neutronen nicht, und bei ordnungsgemäßen Bauarbeiten und anschließender Wartung ist die Gefahr einer Leckage nicht so groß. Darüber hinaus kann Natrium im Gegensatz zu Wasserdampf bei Normaldruck gepumpt werden. Ein Dampfstrahl aus einer gerissenen Dampfleitung unter einem Druck von Hunderten von Atmosphären schneidet Metall, daher ist Natrium in diesem Sinne sicherer. Die chemische Aktivität kann auch für einen guten Zweck genutzt werden. Bei einem Unfall reagiert Natrium nicht nur mit Beton, sondern auch mit radioaktivem Jod. Natriumjodid verlässt das Kernkraftwerksgebäude nicht mehr, während gasförmiges Jod beim Unfall im Kernkraftwerk Fukushima fast die Hälfte der Emissionen ausmachte.

Sowjetische Ingenieure, die schnelle Neutronenreaktoren entwickelten, bauten zunächst den experimentellen BR-2 (derselbe erfolglose Reaktor mit Quecksilber) und dann die experimentellen BR-5 und BOR-60 mit Natrium anstelle von Quecksilber. Die von ihnen gewonnenen Daten ermöglichten die Konstruktion des ersten industriellen „schnellen“ Reaktors BN-350, der in einem einzigartigen nuklearen Chemie- und Energiekraftwerk eingesetzt wurde – einem Kernkraftwerk in Kombination mit einer Meerwasserentsalzungsanlage. Im Kernkraftwerk Belojarsk wurde der zweite Reaktor vom Typ BN – „schnell, Natrium“ – gebaut.

Trotz der gesammelten Erfahrungen zum Zeitpunkt der Einführung des BN-600 waren die ersten Jahre von einer Reihe von Lecks mit flüssigem Natrium geprägt. Keiner dieser Vorfälle stellte eine Strahlengefahr für die Bevölkerung dar oder führte zu einer ernsthaften Belastung des Anlagenpersonals, und seit Anfang der 1990er Jahre kam es überhaupt nicht mehr zu Natriumlecks. Um dies in einen globalen Kontext zu stellen: Im japanischen Monju kam es 1995 zu einem schwerwiegenden Leck von flüssigem Natrium, das zu einem Brand und einer 15-jährigen Stilllegung der Anlage führte. Nur sowjetischen Designern gelang es, die Idee eines schnellen Neutronenreaktors in ein industrielles und nicht in ein experimentelles Gerät umzusetzen, dessen Erfahrung es russischen Nuklearwissenschaftlern ermöglichte, den Reaktor der nächsten Generation zu entwickeln und zu bauen – den BN-800.

BN-800 wurde bereits gebaut. Am 27. Juni 2014 nahm der Reaktor den Betrieb mit minimaler Leistung auf, die Inbetriebnahme wird für 2015 erwartet. Da die Inbetriebnahme eines Kernreaktors ein sehr komplexer Prozess ist, trennen Experten den physischen Start (der Beginn einer sich selbst tragenden Kettenreaktion) und den energetischen Start, bei dem das Kraftwerk beginnt, die ersten Megawatt Strom zu liefern zum Netzwerk.

KKW Belojarsk, Schalttafel. Foto von der offiziellen Website: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

Beim BN-800 haben die Konstrukteure eine Reihe wichtiger Verbesserungen umgesetzt, darunter beispielsweise ein Notluftkühlsystem für den Reaktor. Als Vorteil sehen die Entwickler die Unabhängigkeit von Energiequellen. Wenn in einem Kernkraftwerk wie in Fukushima der Strom ausfällt, wird die Strömung des Kühlreaktors immer noch nicht verschwinden – die Zirkulation bleibt aufgrund der Konvektion, dem Aufsteigen erhitzter Luft, auf natürliche Weise erhalten. Und wenn der Kern plötzlich schmilzt, gelangt die radioaktive Schmelze nicht nach draußen, sondern in eine spezielle Falle. Als Schutz vor Überhitzung dient schließlich ein großer Natriumvorrat, der im Falle eines Unfalls die entstehende Wärme auch dann absorbieren kann, wenn alle Kühlsysteme komplett ausfallen.

Nach dem BN-800 ist der Bau eines BN-1200-Reaktors mit noch größerer Leistung geplant. Die Entwickler gehen davon aus, dass aus ihrer Idee ein Serienreaktor wird, der nicht nur im Kernkraftwerk Belojarsk, sondern auch in anderen Kraftwerken zum Einsatz kommt. Dies sind jedoch vorerst nur Pläne; für einen groß angelegten Übergang zu schnellen Neutronenreaktoren müssen noch eine Reihe von Problemen gelöst werden.

Kernkraftwerk Belojarsk, Baustelle für ein neues Kraftwerk. Foto von der offiziellen Website: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

Was ist das Problem?

In der Ökonomie und Ökologie von Kraftstoffen. Schnelle Neutronenreaktoren arbeiten mit einer Mischung aus angereichertem Uranoxid und Plutoniumoxid – dem sogenannten Mox-Brennstoff. Theoretisch kann es billiger sein als herkömmlicher Brennstoff, da es Plutonium oder Uran-233 aus preiswertem Uran-238 oder Thorium verwendet, das in anderen Reaktoren bestrahlt wurde, aber bisher ist Mox-Brennstoff preislich schlechter als herkömmlicher Brennstoff. Es stellt sich heraus, dass es sich um eine Art Teufelskreis handelt, der nicht so einfach zu durchbrechen ist: Es gilt, die Technologie für den Bau von Reaktoren, die Gewinnung von Plutonium und Uran aus dem im Reaktor bestrahlten Material zu optimieren und die Kontrolle darüber sicherzustellen Nichtverbreitung hochwertiger Materialien. Einige Ökologen, beispielsweise Vertreter des gemeinnützigen Zentrums Bellona, weisen auf die große Abfallmenge hin, die bei der Verarbeitung bestrahlten Materials entsteht, da in einem schnellen Neutronenreaktor neben wertvollen Isotopen auch eine erhebliche Menge an Radionukliden entsteht, die benötigt werden irgendwo begraben sein.

Mit anderen Worten: Selbst der erfolgreiche Betrieb eines Reaktors für schnelle Neutronen allein ist keine Garantie für eine Revolution in der Kernenergie. Dies ist eine notwendige, aber nicht ausreichende Voraussetzung für den Übergang von begrenzten Uran-235-Reserven zu viel leichter zugänglichem Uran-238 und Thorium-232. Ob die an den Prozessen der Wiederaufbereitung von Kernbrennstoffen und der Entsorgung nuklearer Abfälle beteiligten Technologen ihren Aufgaben gewachsen sein werden, ist ein Thema für eine andere Geschichte.

In früheren Artikeln haben wir herausgefunden, dass weder Solarenergie die Bedürfnisse der Menschheit befriedigen kann (aufgrund des schnellen Ausfalls von Batterien und deren Kosten), noch thermonukleare Energie (da selbst nach Erreichen einer positiven Energieausbeute in Versuchsreaktoren, a fantastische Menge bleibt Probleme auf dem Weg zur kommerziellen Nutzung). Was bleibt?

Trotz aller Fortschritte der Menschheit wird seit mehr als hundert Jahren der Großteil der Elektrizität aus der banalen Verbrennung von Kohle (die immer noch die Energiequelle für 40,7 % der weltweiten Erzeugungskapazität ist), Gas (21,2 %) und Gas gewonnen. Erdölprodukte (5,5 %) und Wasserkraft (weitere 16,2 %, insgesamt sind das 83,5 %).

Was bleibt, ist die Kernenergie mit konventionellen thermischen Neutronenreaktoren (die seltenes und teures U-235 erfordern) und schnellen Neutronenreaktoren (die natürliches U-238 und Thorium in einem „geschlossenen Brennstoffkreislauf“ verarbeiten können).

Was ist dieser mythische „geschlossene Brennstoffkreislauf“, was sind die Unterschiede zwischen schnellen und thermischen Neutronenreaktoren, welche Konstruktionen gibt es, wann können wir von all dem Glück erwarten und natürlich – das Thema Sicherheit – unter dem Strich.

Über Neutronen und Uran

In der Schule wurde uns allen gesagt, dass U-235, wenn ein Neutron darauf trifft, Energie teilt und freisetzt und weitere 2-3 Neutronen freigesetzt werden. In Wirklichkeit ist natürlich alles etwas komplizierter und dieser Prozess hängt stark von der Energie dieses anfänglichen Neutrons ab. Schauen wir uns die Diagramme des Querschnitts (=Wahrscheinlichkeit) der Neutroneneinfangreaktion (U-238 + n -> U-239 und U-235 + n -> U-236) und der Spaltungsreaktion für U-235 an und U-238 abhängig von der Energie (=Geschwindigkeit) der Neutronen:

Wie wir sehen können, steigt die Wahrscheinlichkeit, ein Spaltneutron für U-235 einzufangen, mit abnehmender Neutronenenergie, da Neutronen in herkömmlichen Kernreaktoren in Graphit/Wasser so weit „verlangsamt“ werden, dass ihre Geschwindigkeit die gleiche Größenordnung wie die erreicht Geschwindigkeit der thermischen Schwingung von Atomen im Kristallgitter (daher der Name – thermische Neutronen). Und die Wahrscheinlichkeit der Spaltung von U-238 durch thermische Neutronen ist 10 Millionen Mal geringer als die von U-235, weshalb zur Gewinnung von U-235 Tonnen natürliches Uran verarbeitet werden müssen.

Jemand, der sich die untere Grafik ansieht, könnte sagen: Oh, tolle Idee! Lassen Sie uns billiges U-238 mit 10-MeV-Neutronen braten – es sollte zu einer Kettenreaktion kommen, denn dort geht die Kurve des Wirkungsquerschnitts für die Spaltung nach oben! Es gibt jedoch ein Problem: Die durch die Reaktion freigesetzten Neutronen haben eine Energie von nur 2 MeV oder weniger (im Durchschnitt ~1,25), und das reicht nicht aus, um eine selbsterhaltende Reaktion auf schnelle Neutronen in U-238 auszulösen (Entweder wird mehr Energie benötigt, oder aus jeder Teilung flogen mehr Neutronen). Äh, die Menschheit hat in diesem Universum Pech ...

Wenn jedoch eine selbsterhaltende Reaktion auf schnelle Neutronen in U-238 so einfach wäre, gäbe es natürliche Kernreaktoren, wie es bei U-235 in Oklo der Fall war, und dementsprechend würde U-238 in der Natur nicht vorkommen Form großer Lagerstätten.

Wenn wir schließlich den „selbsttragenden“ Charakter der Reaktion aufgeben, ist es immer noch möglich, U-238 direkt zu spalten, um Energie zu erzeugen. Dies kommt beispielsweise bei thermonuklearen Bomben zum Einsatz – die 14,1MeV-Neutronen aus der D+T-Reaktion spalten das U-238 in der Bombenhülle – und so lässt sich die Kraft der Explosion nahezu kostenlos steigern. Unter kontrollierten Bedingungen ist es theoretisch weiterhin möglich, einen thermonuklearen Reaktor und eine Decke (Hülle) aus U-238 zu kombinieren, um die Energie der thermonuklearen Fusion aufgrund der Spaltungsreaktion um das etwa 10- bis 50-fache zu erhöhen.

Aber wie trennt man U-238 und Thorium in einer selbsterhaltenden Reaktion?

Geschlossener Brennstoffkreislauf

Die Idee ist folgende: Betrachten wir nicht den Spaltungsquerschnitt, sondern den Einfangquerschnitt: Mit einer geeigneten Neutronenenergie (nicht zu niedrig und nicht zu hoch) kann U-238 ein Neutron einfangen, und zwar nach 2 Zerfällen es kann zu Plutonium-239 werden:

Aus abgebrannten Brennelementen kann Plutonium chemisch isoliert werden, um MOX-Brennstoff (eine Mischung aus Plutonium und Uranoxiden) herzustellen, der sowohl in schnellen als auch in konventionellen thermischen Reaktoren verbrannt werden kann. Der Prozess der chemischen Wiederaufbereitung abgebrannter Brennelemente kann aufgrund seiner hohen Radioaktivität sehr schwierig sein und ist noch nicht vollständig gelöst und praktisch nicht ausgereift (die Arbeiten sind jedoch im Gange).

Für natürliches Thorium - ein ähnlicher Prozess: Thorium fängt ein Neutron ein und wird nach der spontanen Spaltung zu Uran-233, das ungefähr auf die gleiche Weise wie Uran-235 aufgeteilt und aus abgebrannten Brennstoffen chemisch freigesetzt wird:

Diese Reaktionen finden natürlich auch in herkömmlichen thermischen Reaktoren statt – aber aufgrund des Moderators (der die Wahrscheinlichkeit des Neutroneneinfangs stark verringert) und der Steuerstäbe (die einen Teil der Neutronen absorbieren) ist die erzeugte Plutoniummenge geringer als die von Uran-235, das brennt. Um mehr spaltbare Stoffe zu erzeugen als sie verbrennen, müssen möglichst wenige Neutronen an den Steuerstäben (z. B. bei Steuerstäben aus gewöhnlichem Uran), der Struktur, dem Kühlmittel (mehr dazu weiter unten) und vollständig verloren gehen Entfernen Sie den Neutronenmoderator (Graphit oder Wasser).

Aufgrund der Tatsache, dass der Spaltquerschnitt für schnelle Neutronen kleiner ist als für thermische Neutronen, ist es notwendig, die Konzentration des spaltbaren Materials (U-235, U-233, Pu-239) im Reaktorkern von 2 auf 4 zu erhöhen auf 20 % und mehr. Und die Produktion von neuem Brennstoff erfolgt in Kassetten mit Thorium/Natururan um diesen Kern herum.

Wenn die Spaltung durch ein schnelles Neutron und nicht durch ein thermisches Neutron verursacht wird, erzeugt die Reaktion glücklicherweise etwa 1,5-mal mehr Neutronen als bei der Spaltung durch thermische Neutronen – was die Reaktion realistischer macht:

Es ist diese Erhöhung der Anzahl erzeugter Neutronen, die es ermöglicht, eine größere Menge an Brennstoff zu produzieren, als ursprünglich verfügbar war. Natürlich kommt neuer Treibstoff nicht aus der Luft, sondern wird aus „nutzlosem“ U-238 und Thorium hergestellt.

Über das Kühlmittel

Wie wir oben herausgefunden haben, kann Wasser in einem schnellen Reaktor nicht verwendet werden – es bremst Neutronen äußerst effektiv ab. Was kann es ersetzen?

Gase: Sie können den Reaktor mit Helium kühlen. Aufgrund ihrer geringen Wärmekapazität ist es jedoch schwierig, leistungsstarke Reaktoren auf diese Weise zu kühlen.

Flüssige Metalle: Natrium, Kalium- weit verbreitet in schnellen Reaktoren auf der ganzen Welt. Die Vorteile sind ein niedriger Schmelzpunkt und die Arbeit bei nahezu atmosphärischem Druck, aber diese Metalle brennen sehr gut und reagieren mit Wasser. Der einzige in Betrieb befindliche Energiereaktor der Welt, BN-600, wird mit Natriumkühlmittel betrieben.

Blei, Wismut- Wird in den derzeit in Russland entwickelten BREST- und SVBR-Reaktoren verwendet. Von den offensichtlichen Nachteilen – wenn der Reaktor unter den Gefrierpunkt von Blei/Wismut abgekühlt ist – ist es sehr schwierig und zeitaufwändig, ihn aufzuheizen (die nicht offensichtlichen können Sie unter dem Link im Wiki nachlesen). Generell bleiben viele technologische Probleme auf dem Weg zur Umsetzung.

Quecksilber- Es gab einen BR-2-Reaktor mit Quecksilber als Kühlmittel, aber wie sich herausstellte, löste Quecksilber die Strukturmaterialien des Reaktors relativ schnell auf – daher wurden keine Quecksilberreaktoren mehr gebaut.

Exotisch: Eine separate Kategorie – Schmelzsalzreaktoren – LFTR – arbeiten mit verschiedenen Versionen von Fluoriden spaltbarer Materialien (Uran, Thorium, Plutonium). In den 60er Jahren wurden in den USA am Oak Ridge National Laboratory zwei „Labor“-Reaktoren gebaut, und seitdem wurden keine weiteren Reaktoren umgesetzt, obwohl es viele Projekte gibt.

Betrieb von Reaktoren und interessante Projekte

Russischer BOR-60- experimenteller Reaktor für schnelle Neutronen, in Betrieb seit 1969. Insbesondere werden damit Strukturelemente neuer schneller Neutronenreaktoren getestet.

Russische BN-600, BN-800: Wie oben erwähnt, ist BN-600 der einzige schnelle Neutronenreaktor der Welt. Es ist seit 1980 in Betrieb und verwendet immer noch Uran-235.

Im Jahr 2014 ist die Einführung eines leistungsstärkeren BN-800 geplant. Es ist bereits geplant, mit der Verwendung von MOX-Brennstoff (mit Plutonium) zu beginnen und mit der Entwicklung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs (mit Verarbeitung und Verbrennung des produzierten Plutoniums) zu beginnen. Dann könnte es einen Serien-BN-1200 geben, aber die Entscheidung über dessen Konstruktion ist noch nicht gefallen. Was die Erfahrung im Bau und industriellen Betrieb schneller Neutronenreaktoren angeht, ist Russland weit fortgeschritten als alle anderen und entwickelt sich weiterhin aktiv weiter.

Es gibt auch kleine schnelle Forschungsreaktoren in Japan (Jōyō), Indien (FBTR) und China (China Experimental Fast Reactor).

Japanischer Monju-Reaktor- der unglücklichste Reaktor der Welt. Er wurde 1995 gebaut und im selben Jahr traten mehrere hundert Kilogramm Natrium aus. Das Unternehmen versuchte, das Ausmaß des Vorfalls zu verbergen (Hallo Fukushima), der Reaktor wurde für 15 Jahre stillgelegt. Im Mai 2010 wurde der Reaktor schließlich mit reduzierter Leistung in Betrieb genommen, doch im August wurde bei einem Brennstofftransfer ein 3,3 Tonnen schwerer Kran in den Reaktor geworfen, der sofort im flüssigen Natrium versank. Der Kran konnte erst im Juni 2011 abgeholt werden. Am 29. Mai 2013 wird beschlossen, den Reaktor endgültig zu schließen.

Wanderwellenreaktor: Zu den bekannten nicht realisierten Projekten gehört der „Wanderwellenreaktor“ – Wanderwellenreaktor der Firma TerraPower. Dieses Projekt wurde von Bill Gates gefördert – daher wurde auf Habré zweimal darüber geschrieben: , . Die Idee war, dass der „Kern“ des Reaktors aus angereichertem Uran bestand und sich um ihn herum U-238/Thorium-Kassetten befanden, in denen künftiger Brennstoff produziert werden sollte. Dann würde der Roboter diese Kassetten näher an die Mitte bewegen – und die Reaktion würde weitergehen. Aber in Wirklichkeit ist es sehr schwierig, all dies ohne chemische Verarbeitung zum Laufen zu bringen, und das Projekt kam nie in Gang.

Zur Sicherheit der Kernenergie

Wie kann ich sagen, dass sich die Menschheit auf die Kernenergie verlassen kann – und das nach Fukushima?

Tatsache ist, dass jede Energie gefährlich ist. Erinnern wir uns an den Unfall am Banqiao-Staudamm in China, der unter anderem zur Stromerzeugung gebaut wurde – damals starben 26.000 Menschen. bis zu 171 Tausend Menschlich. Bei dem Unfall im Wasserkraftwerk Sayano-Shushenskaya kamen 75 Menschen ums Leben. Allein in China sterben jedes Jahr 6.000 Bergleute beim Kohleabbau, die gesundheitlichen Folgen des Einatmens von Abgasen aus Wärmekraftwerken sind dabei noch nicht eingerechnet.

Die Zahl der Unfälle in Kernkraftwerken hängt nicht von der Anzahl der Kraftwerksblöcke ab, denn Jeder Unfall kann sich nur einmal in Folge ereignen. Nach jedem Vorfall werden in allen Einheiten die Ursachen analysiert und beseitigt. So wurden nach dem Unfall von Tschernobyl alle Anlagen umgebaut, und nach Fukushima wurde den Japanern die Kernenergie ganz entzogen (allerdings gibt es hier auch Verschwörungstheorien – es wird erwartet, dass die USA und ihre Verbündeten einen Mangel an Uran haben werden). 235 in den nächsten 5-10 Jahren).

Das Problem mit abgebrannten Brennelementen wird direkt durch schnelle Neutronenreaktoren gelöst, weil Neben der Verbesserung der Abfallverarbeitungstechnologie fällt auch weniger Abfall an: Auch schwere (Aktiniden) und langlebige Reaktionsprodukte werden durch schnelle Neutronen „ausgebrannt“.

Abschluss

Schnelle Reaktoren haben den Hauptvorteil, den jeder von thermonuklearen Reaktoren erwartet: Der Brennstoff für sie wird der Menschheit Tausende und Abertausende von Jahren reichen. Sie müssen es nicht einmal abbauen – es wurde bereits abgebaut und liegt weiter

Aufgrund ihrer vielversprechenden Aussichten hat die Kernenergie seit jeher erhöhte Aufmerksamkeit erhalten. Weltweit werden etwa zwanzig Prozent des Stroms mit Kernreaktoren gewonnen, in Industrieländern ist dieser Wert für das Produkt der Kernenergie sogar noch höher – mehr als ein Drittel des gesamten Stroms. Der Hauptreaktortyp bleibt jedoch der thermische Reaktor wie LWR und WWER. Wissenschaftler glauben, dass eines der Hauptprobleme dieser Reaktoren in naher Zukunft ein Mangel an natürlichem Brennstoff, Uran und seinem Isotop 238, sein wird, das für die Durchführung einer Spaltkettenreaktion notwendig ist. Aufgrund der möglichen Erschöpfung der Ressourcen dieses natürlichen Brennstoffs für thermische Reaktoren werden Beschränkungen für den Ausbau der Kernenergie eingeführt. Als vielversprechender gilt der Einsatz von Kernreaktoren mit schnellen Neutronen, in denen eine Brennstoffreproduktion möglich ist.

Entwicklungsgeschichte

Basierend auf dem Programm des Ministeriums für Atomindustrie der Russischen Föderation zu Beginn des Jahrhunderts wurden Aufgaben zur Schaffung und Gewährleistung des sicheren Betriebs von Kernenergiekomplexen und modernisierten Kernkraftwerken neuen Typs gestellt. Eine dieser Anlagen war das 50 Kilometer von Swerdlowsk (Jekaterinburg) entfernte Kernkraftwerk Beloyarsk. Die Entscheidung zu seiner Errichtung wurde 1957 getroffen und 1964 wurde der erste Block in Betrieb genommen.

Zwei seiner Blöcke betrieben thermische Kernreaktoren, deren Ressourcen in den 80er und 90er Jahren des letzten Jahrhunderts erschöpft waren. Im dritten Block wurde der schnelle Neutronenreaktor BN-600 zum ersten Mal weltweit getestet. Während seiner Arbeit wurden die von den Entwicklern geplanten Ergebnisse erzielt. Auch die Sicherheit des Prozesses war hervorragend. Im Projektzeitraum, der 2010 endete, kam es zu keinen gravierenden Verstößen oder Abweichungen. Seine letzte Amtszeit endet im Jahr 2025. Schon jetzt lässt sich sagen, dass schnelle Neutronenkernreaktoren, zu denen der BN-600 und sein Nachfolger BN-800 gehören, eine große Zukunft haben.

Einführung des neuen BN-800

OKBM-Wissenschaftler Afrikantov aus Gorki (heute Nischni Nowgorod) bereitete bereits 1983 ein Projekt für den vierten Kraftwerksblock des Kernkraftwerks Belojarsk vor. Aufgrund des Unfalls in Tschernobyl im Jahr 1987 und der Einführung neuer Sicherheitsstandards im Jahr 1993 wurden die Arbeiten eingestellt und der Start auf unbestimmte Zeit verschoben. Erst 1997, nachdem Gosatomnadzor eine Lizenz für den Bau des Blocks Nr. 4 mit einem BN-800-Reaktor mit einer Leistung von 880 MW erhalten hatte, wurde der Prozess wieder aufgenommen.

Am 25. Dezember 2013 begann die Beheizung des Reaktors für den weiteren Kühlmitteleintrag. Im Juni des 14. kam es wie geplant zu einer Masse, die ausreichte, um eine minimale Kettenreaktion durchzuführen. Dann kam es zum Stillstand. MOX-Brennstoff, bestehend aus spaltbaren Uran- und Plutoniumoxiden, ähnlich dem in Block 3 verwendeten, war noch nicht bereit. Das wollten die Entwickler im neuen Reaktor nutzen. Ich musste kombinieren und nach neuen Optionen suchen. Um den Start des Triebwerks nicht zu verzögern, entschied man sich daher, in einem Teil der Baugruppe Uranbrennstoff zu verwenden. Der Start des Kernreaktors BN-800 und Block Nr. 4 erfolgte am 10. Dezember 2015.

Prozessbeschreibung

Beim Betrieb in einem Reaktor mit schnellen Neutronen entstehen durch die Spaltungsreaktion Sekundärelemente, die bei Aufnahme durch die Uranmasse das neu entstehende Kernmaterial Plutonium-239 bilden, das den Prozess der weiteren Spaltung fortsetzen kann. Der Hauptvorteil dieser Reaktion ist die Erzeugung von Neutronen aus Plutonium, das als Brennstoff für Kernreaktoren in Kernkraftwerken verwendet wird. Seine Anwesenheit ermöglicht es, die Produktion von Uran zu reduzieren, dessen Reserven begrenzt sind. Aus einem Kilogramm Uran-235 lässt sich etwas mehr als ein Kilogramm Plutonium-239 gewinnen und so die Brennstoffreproduktion gewährleisten.

Dadurch wird die Energieproduktion in Kernkraftwerken bei minimalem Verbrauch des knappen Urans und ohne Produktionsbeschränkungen um das Hundertfache gesteigert. Es wird geschätzt, dass in diesem Fall die Uranreserven der Menschheit mehrere Dutzend Jahrhunderte lang reichen werden. Die optimale Option in der Kernenergie, um ein Gleichgewicht hinsichtlich des minimalen Uranverbrauchs aufrechtzuerhalten, wird ein Verhältnis von 4 zu 1 sein, wobei für jeweils vier thermische Reaktoren einer mit schnellen Neutronen verwendet wird.

BN-800-Ziele

Während seiner Betriebszeit im Kraftwerk Nr. 4 des Kernkraftwerks Belojarsk wurden dem Kernreaktor bestimmte Aufgaben übertragen. Der BN-800-Reaktor muss mit MOX-Brennstoff betrieben werden. Ein kleiner Fehler zu Beginn der Arbeiten änderte nichts an den Plänen der Macher. Nach Angaben des Direktors des Kernkraftwerks Beloyarsk, Herrn Sidorov, wird die vollständige Umstellung auf MOX-Brennstoff im Jahr 2019 erfolgen. Wenn dies wahr wird, wird der dortige Kernreaktor für schnelle Neutronen der erste auf der Welt sein, der vollständig mit diesem Brennstoff betrieben wird. Es soll ein Prototyp für zukünftige ähnlich schnelle Reaktoren mit flüssigem Metallkühlmittel werden, produktiver und sicherer. Auf dieser Grundlage testet der BN-800 innovative Geräte unter Betriebsbedingungen und überprüft die korrekte Anwendung neuer Technologien, die sich auf die Zuverlässigkeit und Effizienz des Aggregats auswirken.

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Überprüfung des Betriebs des neuen Kraftstoffkreislaufsystems.

Tests zur Verbrennung radioaktiver Abfälle mit langer Lebensdauer.

Entsorgung von waffenfähigem Plutonium, das in großen Mengen anfällt.

Der BN-800 sollte, genau wie sein Vorgänger, der BN-600, für russische Entwickler ein Ausgangspunkt für die Sammlung unschätzbarer Erfahrungen bei der Entwicklung und dem Betrieb schneller Reaktoren sein.

Vorteile eines schnellen Neutronenreaktors

Der Einsatz von BN-800 und ähnlichen Kernreaktoren in der Kernenergie ermöglicht

Erhöhen Sie die Lebensdauer der Uranressourcenreserven erheblich, was die Menge der erhaltenen Energie erheblich erhöht.

Die Fähigkeit, die Lebensdauer radioaktiver Spaltprodukte auf ein Minimum zu reduzieren (von mehreren tausend Jahren auf dreihundert).

Erhöhen Sie die Sicherheit von Kernkraftwerken. Der Einsatz eines schnellen Neutronenreaktors ermöglicht es, die Möglichkeit des Kernschmelzens auf ein Minimum zu reduzieren, den Selbstschutz der Anlage erheblich zu erhöhen und die Freisetzung von Plutonium während der Verarbeitung zu verhindern. Reaktoren dieser Art mit Natriumkühlmittel weisen ein erhöhtes Sicherheitsniveau auf.

Am 17. August 2016 erreichte der Kraftwerksblock Nr. 4 des Kernkraftwerks Belojarsk einen Leistungsbetrieb von 100 %. Seit Dezember letzten Jahres erhält das integrierte Uralsystem Energie, die in einem schnellen Reaktor erzeugt wird.

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Der einzigartige russische Reaktor für schnelle Neutronen, der im Kernkraftwerk Beloyarsk betrieben wird, wurde auf eine Leistung von 880 Megawatt gebracht, berichtet der Pressedienst von Rosatom.

Der Reaktor wird im Kraftwerk Nr. 4 des Kernkraftwerks Beloyarsk betrieben und wird derzeit routinemäßigen Tests der Erzeugungsausrüstung unterzogen. Gemäß Testprogramm sorgt das Aggregat dafür, dass die elektrische Leistung acht Stunden lang auf einem Niveau von mindestens 880 Megawatt gehalten wird.

Die Reaktorleistung wird stufenweise erhöht, um schließlich auf Basis von Testergebnissen eine Zertifizierung auf der Auslegungsleistungsstufe von 885 Megawatt zu erhalten. Derzeit ist der Reaktor für eine Leistung von 874 Megawatt zertifiziert.

Erinnern wir uns daran, dass im Kernkraftwerk Belojarsk zwei schnelle Neutronenreaktoren betrieben werden. Seit 1980 ist hier der Reaktor BN-600 in Betrieb – lange Zeit war er weltweit der einzige Reaktor dieser Art. Doch im Jahr 2015 begann der schrittweise Start des zweiten BN-800-Reaktors.

Warum ist dies so wichtig und gilt als historisches Ereignis für die globale Atomindustrie?

Schnelle Neutronenreaktoren ermöglichen die Implementierung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs (dies ist derzeit im BN-600 nicht implementiert). Da nur Uran-238 „verbrannt“ wird, kann der Brennstoff nach der Verarbeitung (Entfernung von Spaltprodukten und Zugabe neuer Anteile von Uran-238) wieder in den Reaktor geladen werden. Und da im Uran-Plutonium-Kreislauf mehr Plutonium entsteht als zerfällt, kann der überschüssige Brennstoff für neue Reaktoren verwendet werden.

„In Reaktoren für schnelle Neutronen sind die thermischen und Strahlungsbelastungen viel höher als in thermischen Reaktoren“, erklärt Michail Bakanow, Chefingenieur des Kernkraftwerks Belojarsk, gegenüber PM. - Dies führt dazu, dass spezielle Konstruktionsmaterialien für den Reaktorbehälter und die Reaktorsysteme verwendet werden müssen. Die Gehäuse von Brennstäben und Brennelementen bestehen nicht wie bei thermischen Reaktoren aus Zirkoniumlegierungen, sondern aus speziellen legierten Chromstählen, die weniger anfällig für Strahlungsquellen sind. Andererseits wird der Reaktorbehälter beispielsweise nicht durch den Innendruck belastet – er liegt nur geringfügig über dem Atmosphärendruck.“

„Die Probleme waren tatsächlich die gleichen“, fügt Nikolai Oshkanov, Direktor des Kernkraftwerks Beloyarsk, hinzu, „aber sie wurden hier und in Frankreich auf unterschiedliche Weise gelöst.“ Als sich beispielsweise der Kopf einer der Baugruppen auf Phenix beugte, um sie zu greifen und abzuladen, entwickelten französische Spezialisten ein komplexes und ziemlich teures System, um durch eine Natriumschicht zu „sehen“. Und als bei uns das gleiche Problem auftrat, schlug einer unserer Ingenieure die Verwendung einer Videokamera vor, die in einer einfachen Struktur wie einer Taucherglocke angebracht war – einem unten offenen Rohr, in das von oben Argon eingeblasen wurde. Sobald die Natriumschmelze ausgestoßen war, konnten die Bediener den Mechanismus über eine Videoverbindung aktivieren und die gebogene Baugruppe wurde erfolgreich entfernt.“

Die aktive Zone eines Reaktors für schnelle Neutronen ist zwiebelartig in Schichten angeordnet

Bei Brennelementen (FA) handelt es sich um eine Reihe von Brennelementen (Brennelementen), die in einem Gehäuse zusammengefasst sind – spezielle Stahlrohre, die mit Uranoxidpellets unterschiedlicher Anreicherung gefüllt sind. Damit die Brennelemente nicht miteinander in Berührung kommen und das Kühlmittel zwischen ihnen zirkulieren kann, wird dünner Draht auf die Rohre gewickelt. Natrium gelangt durch die unteren Drossellöcher in das Brennelement und verlässt es durch die Fenster im oberen Teil.

An der Unterseite des Brennelements befindet sich ein Schaft, der in die Kommutatorbuchse eingeführt wird, an der Oberseite befindet sich ein Kopfteil, an dem das Brennelement bei Überlast gegriffen wird. Brennelemente unterschiedlicher Anreicherung haben unterschiedliche Montageorte, so dass es einfach unmöglich ist, das Brennelement an der falschen Stelle zu installieren.

Kraftwerke mit schnellen Neutronenreaktoren können die Brennstoffbasis der Kernenergie erheblich erweitern und radioaktive Abfälle minimieren, indem sie einen geschlossenen Kernbrennstoffkreislauf organisieren. Nur wenige Länder verfügen über solche Technologien, und die Russische Föderation ist Experten zufolge weltweit führend auf diesem Gebiet.

Der BN-800-Reaktor (von „Fast Sodium“, mit einer elektrischen Leistung von 880 Megawatt) ist ein industrieller Pilotreaktor für schnelle Neutronen mit einem flüssigen Metallkühlmittel, Natrium. Es sollte ein Prototyp kommerzieller, leistungsstärkerer Kraftwerke mit BN-1200-Reaktoren werden.

Quellen