Greitųjų neutronų baladė: unikalus Belojarsko AE reaktorius. Greitųjų neutronų reaktoriai ir jų vaidmuo kuriant „didžiąją“ branduolinę energiją

Greitųjų neutronų reaktorius.

Didelio masto branduolinės energijos struktūroje svarbų vaidmenį atlieka greitųjų neutronų reaktoriai su uždaru kuro ciklu. Jie leidžia beveik 100 kartų padidinti natūralaus urano naudojimo efektyvumą ir taip panaikinti apribojimus plėtoti branduolinę energiją iš natūralaus branduolinio kuro išteklių.
Šiuo metu 30 pasaulio šalių veikia apie 440 branduolinių reaktorių, kurie suteikia apie 17% visos pasaulyje pagaminamos elektros energijos. Išsivysčiusiose šalyse „branduolinės“ elektros energijos dalis, kaip taisyklė, sudaro mažiausiai 30% ir nuolat didėja. Tačiau, anot mokslininkų, sparčiai auganti branduolinės energetikos pramonė, pagrįsta moderniais „terminiais“ branduoliniais reaktoriais, naudojamais veikiančiose ir statomose atominėse elektrinėse (dauguma jų su VVER ir LWR tipo reaktoriais), neišvengiamai jau šiame amžiuje. susiduria su urano žaliavų stygiumi, dėl to, kad šių stočių kuro skilusis elementas yra retas izotopas uranas-235.
Greitųjų neutronų reaktoriuje (BN) vykstant branduolio dalijimosi reakcijai susidaro perteklinis antrinių neutronų kiekis, kurį absorbuojant didžiojoje urano dalyje, kurią sudaro uranas-238, intensyviai susidaro nauja branduolinė dalioji medžiaga plutonis-239. . Dėl to iš kiekvieno kilogramo urano-235 kartu su energijos gamyba galima gauti daugiau nei vieną kg plutonio-239, kuris gali būti naudojamas kaip kuras bet kuriuose atominės elektrinės reaktoriuose vietoj reto urano-235. Šis fizinis procesas, vadinamas kuro dauginimu, leis į branduolinę energiją įtraukti visą gamtinį uraną, įskaitant pagrindinę jo dalį – urano-238 izotopą (99,3 % visos iškastinio urano masės). Šis izotopas šiuolaikinėse šiluminėse neutroninėse atominėse elektrinėse energijos gamyboje praktiškai nedalyvauja. Dėl to energijos gamybą naudojant esamus urano išteklius ir minimalų poveikį gamtai būtų galima padidinti beveik 100 kartų. Tokiu atveju atominės energijos žmonijai užteks keliems tūkstantmečiams.
Pasak mokslininkų, bendras „šiluminių“ ir „greitųjų“ reaktorių veikimas santykiu maždaug 80:20% užtikrins branduolinę energiją efektyviausiai naudojant urano išteklius. Esant tokiam santykiui, greitieji reaktoriai pagamins pakankamai plutonio-239, kad galėtų eksploatuoti atomines elektrines su šiluminiais reaktoriais.
Papildomas greitųjų reaktorių su antrinių neutronų pertekliumi technologijos pranašumas yra galimybė „sudeginti“ ilgaamžius (skilimo laikotarpiu iki tūkstančių ir šimtų tūkstančių metų) radioaktyvius dalijimosi produktus, paverčiant juos trumpaamžiai, kurių pusinės eliminacijos laikas ne ilgesnis kaip 200-300 metų. Tokias perdirbtas radioaktyviąsias atliekas galima saugiai užkasti specialiose saugyklose, nepažeidžiant natūralios Žemės radiacijos balanso.

Darbas greitųjų neutroninių branduolinių reaktorių srityje prasidėjo 1960 m., suprojektavus pirmąjį bandomąjį pramoninį galios reaktorių BN-350. Šis reaktorius buvo paleistas 1973 m. ir sėkmingai veikė iki 1998 m.
1980 m. Belojarsko AE, kaip energetinio bloko Nr. 3 dalis, buvo pradėtas eksploatuoti kitas, galingesnis galios reaktorius BN-600 (600 MW(e)), kuris patikimai veikia iki šiol. didžiausias veikiantis tokio tipo reaktorius pasaulyje. 2010 m. balandį reaktorius baigė savo projektinį 30 metų eksploatavimo laiką ir pasiekė aukštus patikimumo ir saugos rodiklius. Per ilgą eksploatavimo laikotarpį jėgos agregato galios koeficientas išlaikomas nuolat aukštame lygyje – apie 80%. Neplanuoti nuostoliai mažesni nei 1,5%.
Per pastaruosius 10 energetinio bloko eksploatavimo metų nebuvo nei vieno avarinio reaktoriaus išjungimo atvejo.
Ilgaamžių dujų aerozolių radionuklidų į aplinką nepatenka. Inertinių radioaktyviųjų dujų išeiga šiuo metu yra nereikšminga ir siekia<1% от допустимого по санитарным нормам.
Reaktoriaus veikimas įtikinamai parodė projektinių natrio nuotėkio prevencijos ir ribojimo priemonių patikimumą.
Patikimumo ir saugumo požiūriu reaktorius BN-600 pasirodė esąs konkurencingas su serijiniais terminiais neutroniniais reaktoriais (VVER).

1 pav. BN-600 reaktoriaus (centrinė) salė

1983 m. įmonė BN-600 pagrindu parengė patobulinto BN-800 reaktoriaus projektą, skirtą 880 MW(e) galios blokui. 1984 metais Belojarske buvo pradėti statyti du BN-800 reaktoriai ir naujos Pietų Uralo atominės elektrinės. Vėlesnis šių reaktorių statybos vėlavimas buvo panaudotas tobulinant projektą, siekiant toliau gerinti saugą ir pagerinti techninius bei ekonominius rodiklius. BN-800 statybos darbai Belojarsko AE (4-ajame energijos bloke) buvo atnaujinti 2006 m. ir turėtų būti baigti 2013 m.

2 pav. Greitųjų neutronų reaktorius BN-800 (vertikali pjūvis)

3 pav. Reaktoriaus BN-800 modelis

Statomas reaktorius BN-800 turi šias svarbias užduotis:

Veikimo MOX kuro užtikrinimas.
Eksperimentinis pagrindinių uždaro kuro ciklo komponentų demonstravimas.
Naujų tipų įrangos ir patobulintų techninių sprendimų bandymai realiomis eksploatavimo sąlygomis, siekiant pagerinti efektyvumą, patikimumą ir saugumą.
Naujoviškų technologijų kūrimas būsimiems greitųjų neutronų reaktoriams su skystu metaliniu aušinimo skysčiu:

pažangaus kuro ir konstrukcinių medžiagų bandymai ir sertifikavimas;
smulkių aktinidų deginimo ir ilgaamžių skilimo produktų, kurie yra pavojingiausia branduolinės energijos radioaktyviųjų atliekų dalis, transformavimo technologijos demonstravimas.

UAB „Afrikantov OKBM“ plėtoja patobulinto komercinio 1220 MW galios reaktoriaus BN-1200 projektą.

3 pav. BN-1200 reaktorius (vertikali pjūvis)

Šiam projektui įgyvendinti numatoma tokia programa:

2010...2016 metai - reaktoriaus elektrinės techninio projekto parengimas ir MTEP programos įgyvendinimas.
2020 m. - pagrindinio energijos bloko, naudojančio MOX kurą, paleidimas ir centralizuotos jo gamybos organizavimas.
2023–2030 m - serijos jėgos agregatų, kurių bendra galia apie 11 GW, paleidimas.

Kartu su sprendimais, patvirtintais teigiama BN-600 eksploatavimo patirtimi ir įtrauktais į BN-800 projektą, BN-1200 projekte naudojami nauji sprendimai, skirti toliau gerinti techninius ir ekonominius rodiklius bei didinti saugumą.
Pagal techninius ir ekonominius rodiklius:

padidinti instaliuotųjų pajėgumų panaudojimo koeficientą nuo planuojamos 0,85 BN-800 vertės iki 0,9;
laipsniškas MOX kuro sudegimo padidėjimas nuo pasiekto lygio eksperimentinėse kuro rinklėse 11,8 % t.a. iki 20% lygio t.a. (vidutinis išdegimas ~140 MW parą/kg);
veisimosi koeficiento padidinimas iki ~1,2 urano-plutonio oksido kuro ir ~1,45 mišraus nitrido kuro atveju;
savitųjų metalo suvartojimo rodiklių sumažėjimas ~1,7 karto lyginant su BN-800
reaktoriaus eksploatavimo trukmės padidinimas nuo 45 metų (BN-800) iki 60 metų.

Dėl saugumo:

didelės žalos šerdies tikimybė turėtų būti mažesnė nei norminių dokumentų reikalavimai;
sanitarinė apsaugos zona turi būti AE aikštelės ribose bet kokioms projektinėms avarijoms;
sunkių neprojektinių avarijų, kurių tikimybė neviršija 10-7 vienam reaktoriui per metus, apsaugos priemonių zonos riba turi sutapti su AE aikštelės riba.

Optimalus etaloninių ir naujų sprendimų derinys bei išplėstinio kuro atgaminimo galimybė leidžia šį projektą priskirti ketvirtos kartos branduolinei technologijai.

UAB „Afrikantov OKBM“ aktyviai dalyvauja tarptautiniame bendradarbiavime greitųjų reaktorių srityje. Tai buvo Kinijos eksperimentinio greitųjų neutronų reaktoriaus CEFR projekto kūrėjas ir pagrindinės reaktoriaus įrangos gamybos pagrindinis rangovas, 2011 m. dalyvavo reaktoriaus fiziniame ir galios paleidime bei padeda plėtoti jo galią. Šiuo metu rengiamas tarpvyriausybinis susitarimas dėl natriu aušinamo parodomojo greitojo reaktoriaus (CDFR) statybos Kinijoje pagal projektą BN-800, dalyvaujant OKBM ir kitoms Rosatom valstybinės korporacijos įmonėms.

Belojarsko atominėje elektrinėje veikiantis unikalus rusiškas greitųjų neutronų reaktorius buvo padidintas iki 880 megavatų, praneša „Rosatom“ spaudos tarnyba.

Reaktorius veikia Belojarsko AE 4-ame energijos bloke ir šiuo metu atliekami įprasti generavimo įrangos bandymai. Pagal bandymo programą maitinimo blokas užtikrina, kad 8 valandas būtų palaikoma ne mažesnė kaip 880 megavatų elektros galia.

Reaktoriaus galia didinama etapais, kad pagal bandymų rezultatus būtų suteiktas projektinės 885 megavatų galios sertifikatas. Šiuo metu reaktorius sertifikuotas 874 megavatų galiai.

Prisiminkime, kad Belojarsko AE veikia du greitųjų neutronų reaktoriai. Nuo 1980 metų čia veikė BN-600 reaktorius – ilgą laiką tai buvo vienintelis tokio tipo reaktorius pasaulyje. Tačiau 2015 metais buvo pradėtas laipsniškas antrojo BN-800 reaktoriaus paleidimas.

Kodėl tai toks svarbus ir laikomas istoriniu įvykiu pasaulinei branduolinei pramonei?

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.

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).

„Greitųjų 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 strypų ir kuro rinklių korpusai gaminami ne iš cirkonio lydinių, kaip šiluminiuose reaktoriuose, o iš specialaus legiruoto chrominio plieno, kuris yra mažiau jautrus spinduliuotei „brinkimui“. Kita vertus, pavyzdžiui, reaktoriaus indas nėra veikiamas apkrovų, susijusių su vidiniu slėgiu – jis tik šiek tiek didesnis už atmosferos slėgį.

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 daugiausia buvo susijusios 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 reaktorių eksploatavimo patirtį. . Ir mes, ir prancūzų specialistai nuo pat pradžių susidūrėme su tomis pačiomis problemomis. Juos sėkmingai išsprendėme, nuo pat pradžių parūpindami specialias priemones grandinių sandarumui stebėti, natrio nuotėkiams lokalizuoti ir slopinti. Tačiau prancūzų projektas buvo mažiau pasirengęs tokioms bėdoms, todėl 2009 m. Phenix reaktorius buvo galutinai uždarytas.

„Problemos iš tikrųjų buvo tos pačios, – priduria Nikolajus Oškanovas, Belojarsko AE direktorius, – tačiau čia ir Prancūzijoje jos buvo sprendžiamos skirtingai. Pavyzdžiui, kai vieno iš Phenix agregatų galva pasilenkė, kad jį paimtų ir iškrautų, prancūzų specialistai sukūrė sudėtingą ir gana brangią sistemą, skirtą „matyti“ per natrio sluoksnį. Ir kai ta pati problema iškilo ir pas mus, vienas iš mūsų inžinierių pasiūlė panaudoti vaizdo kamerą, įdėtą į paprastą konstrukciją kaip nardymo varpas – apačioje atidarytą vamzdį su iš viršaus įpūstu argonu. Kai natrio lydalas buvo pašalintas, operatoriai per vaizdo ryšį galėjo nustatyti mechanizmo rankeną ir sulenktas mazgas buvo sėkmingai pašalintas.

Greitųjų neutronų reaktoriaus aktyvioji zona yra išdėstyta 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). Jie yra apsupti šoniniais ekranais (antklodėmis) arba dauginimosi zonomis, kuriose yra nusodrintojo arba natūralaus urano, daugiausia sudaryto iš 238 izotopo, galuose uranas, kuris sudaro galinius ekranus (zonų reprodukcija).

Kuro rinkiniai (FA) – tai viename korpuse surinktų kuro elementų (kuro elementų) rinkinys – specialūs plieniniai vamzdžiai, užpildyti įvairaus sodrinimo urano oksido granulėmis. Siekiant užtikrinti, kad kuro elementai 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 mazgo apačioje yra kotelis, įkištas į komutatoriaus lizdą, viršuje yra galvutės dalis, už kurią 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).

Jėgos blokai su greitųjų neutronų reaktoriais gali žymiai išplėsti branduolinės energijos kuro bazę ir sumažinti radioaktyviųjų atliekų kiekį, organizuodami uždarą branduolinio kuro ciklą. Tik kelios šalys turi tokias technologijas, o Rusijos Federacija, ekspertų teigimu, yra pasaulinė šios srities lyderė.

Reaktorius BN-800 (iš „greito natrio“, kurio elektros galia 880 megavatų) yra bandomasis pramoninis greitųjų neutronų reaktorius su skysto metalo aušinimo skysčiu natriu. Jis turėtų tapti komercinių, galingesnių jėgos agregatų su BN-1200 reaktoriais prototipu.

šaltinių

Greitųjų neutronų reaktorius neturi moderatoriaus ir gamina energiją skaidydamas uraną ir plutonį su greitaisiais neutronais. Naudojamas kuras yra urano dioksidas U0 2 su dideliu 2 3sU (17^-26%) prisodrinimu arba U0 2 ir Pu0 2 mišinys. Šerdį juosia veisimosi zona (antklodė), susidedanti iš kuro strypų, kuriuose yra kuro žaliavos (išeikvota 228 U arba 2 3 2 Т). Iš aktyviosios zonos išbėgančius neutronus veisimosi zonoje fiksuoja kuro žaliavų branduoliai, dėl ko susidaro naujas branduolinis kuras - skiliųjų izotopų 239PU ir 33Si. Todėl toks reaktorius vadinamas selekciniu (veisėjas). Greitiems reaktoriams nereikia moderatoriaus, o aušinimo skysčiui nereikia sulėtinti neutronų.

Greitas reaktorius - branduolinis reaktorius, kuriame branduolinei grandininei reakcijai palaikyti naudojami neutronai, kurių energija >0,1 MeB.Konverteris reaktorius - branduolinis reaktorius, kurio veikimo metu gaminamas branduolinis kuras, turintis naują izotopinę sudėtį, palyginti su deginamu.

Selekcinis reaktorius (veisėjas) - branduolinis reaktorius, leidžiantis gaminti branduolinį kurą tokiais kiekiais, kurie viršija paties reaktoriaus poreikius. Paprastai tai yra greitas reaktorius, kuriame konversijos koeficientas viršija 1 ir atliekamas platus branduolinio kuro auginimas. Tokiame reaktoriuje branduolinio kuro dalijimosi metu išsiskiriantys neutronai (pavyzdžiui, 233 U) sąveikauja su į reaktorių patalpintos žaliavos branduoliais (pvz., 238 U), todėl susidaro antrinis branduolinis kuras (239 U). Pu). Tokiu atveju susidaro daugiau skiliųjų medžiagų, nei sudeginama reaktoriuje.

Selekcinio tipo reaktoriuje atkuriamas ir deginamas kuras yra to paties cheminio elemento izotopai (pavyzdžiui, sudega 2 35U, atkuriama ^U), konverterinio tipo reaktoriuje - skirtingų cheminių elementų izotopai (pvz. , sudeginama 235U, atkuriama 2 39Pu).

Greituose reaktoriuose branduolinis kuras yra prisodrintas mišinys, kuriame yra ne mažiau kaip 15% izotopų IU. Pagrindinį dalijimosi skaičių sukelia greitieji neutronai, o kiekvieną dalijimosi įvykį lydi daugybės neutronų atsiradimas (palyginti su skilimu terminiais neutronais), kurie, užfiksuoti 2 3 8 U branduolių, juos transformuoja (per du iš eilės /? skilimai) į 2 39 Pu branduolius. Paprastai 10 dalijusių kuro branduolių (2 35U) greituose reaktoriuose susidaro 150 2 39Pu galinčių dalytis branduolių (tokių reaktorių veisimosi koeficientas siekia 1,5, t. y. už 1 kg ^su gaunama iki 1,5 P kg 2 ) . Reprodukcija - skiliojo antrinio kuro atgaminimas iš žaliavos (dauginamosios) medžiagos, t.y. branduolinis derlingos medžiagos pavertimas skilia medžiaga. Branduoliniame reaktoriuje vykstant dalijimosi grandininei reakcijai susidarę neutronai išleidžiami ne tik jo palaikymui, bet ir sugeriami 238 U arba 232 Th, kad susidarytų dalijami nuklidai (pavyzdžiui, 239 Pu arba 233 U). Antriniu skiliuoju kuru laikoma 239 Pu ir 233 U veislinė medžiaga - 238 U ir 232 Th.

Dauginimo medžiaga - medžiaga, kurioje yra vienas ar daugiau derlingų nuklidų.

Derlingas nuklidas - nuklidas, galintis tiesiogiai arba netiesiogiai virsti skiliuoju nuklidu dėl neutronų gaudymo. Gamtoje yra du derlingi nuklidai – 238 U ir 232 Th.

Konversijos rodiklis, Kk – konversijos (atgaminimo) proceso metu susidariusių skiliosios medžiagos branduolių skaičiaus ir pradinės daliosios medžiagos skiliųjų branduolių skaičiaus santykis. Daugumos šiluminių reaktorių konversijos koeficientas yra 0–10,9, todėl jie naudoja skiliąsias medžiagas. Selekciniuose reaktoriuose konversijos koeficientas viršija vienetą (1,15 + 1,30).

Dauginimosi greitis, Kv – susidariusio kuro branduolių skaičiaus ir sudegusio skiliojo kuro branduolių skaičiaus santykis.

Dauginimosi veiksnys yra susidariusių skiliųjų branduolių skaičiaus ir iš pradžių pakrauto kuro sudegintų branduolių skaičiaus santykis. Jei veisimosi koeficientas yra didesnis nei vienas, tada reaktoriuje vyksta ilgesnis kuro auginimas. Greitųjų neutronų reaktoriai turi didžiausią dauginimosi koeficientą (BN-boo reaktoriams /Sv=1,4). Tarp šiluminių neutroninių reaktorių didžiausią veisimosi koeficientą turi sunkiojo vandens reaktoriai, taip pat dujomis aušinami reaktoriai su grafito moderatoriumi (0,74–0,8). Mažiausią veisimosi efektyvumą (0,54-0,6) turi lengvo vandens slėginio vandens reaktoriai.

Naujų skiliųjų nuklidų, susidarančių derlingaisiais nuklidais gaudant neutroną, kaupimosi greičio ir skiliųjų nuklidų perdegimo greičio santykis vadinamas konversijos koeficientu Kk. Kk vadinamas dauginimosi koeficientu (Kv), jei jis >1. Dauguma šiluminių reaktorių turi Kk=o,5*H),9 ir todėl yra daliųjų medžiagų vartotojai. Dėl tokios mažos Kk vertės jie vadinami keitikliais. Jei Kk=1, tai skiliosios medžiagos kiekis aktyvioje reaktoriaus veikimo metu nekinta. Reprodukcijos rodikliai 1,15-7-1,30 gali būti pasiekti tik greitiems veisėjams naudojant U-Pu kurą. Tokiuose reaktoriuose su U-Pu oksido kuru, kai konstrukcinė medžiaga yra plienas ir natrio aušinimo skystis, Kv = 1,15^-1,30 pasiekiama esant vidutinei antrinių neutronų skaičiaus vertei. tj „2.4. Šiluminio reaktoriaus dalijimosi, naudojant greituosius neutronus, dalis, ty derlingų nuklidų indėlis į bendrą dalijimosi procesą, yra 0,014–0,03. Greito veisėjo šerdyje dalijimosi dalis dėl greitųjų neutronų gali siekti 0,15.

Greitųjų reaktorių privalumas – galimybė juose organizuoti išplėstinį branduolinio kuro atgaminimą, t.y. kartu su energijos gamyba vietoj sudegusio branduolinio kuro gaminti naują branduolinį kurą. Selekcijoje toks pat urano kiekis gali pagaminti 60 kartų daugiau energijos nei įprastuose šiluminiuose neutroniniuose reaktoriuose. Greitųjų neutronų reaktorius leidžia naudoti kaip kuro izotopus sunkiųjų elementų, kurie negali dalytis terminiuose neutroniniuose reaktoriuose. Kuro ciklas gali apimti 2 × 8 U ir 2 × 2 T atsargas, kurios gamtoje yra daug didesnės nei 2 35 U. Nusodrintasis uranas, likęs po branduolinio kuro sodrinimo 2 zzi, taip pat gali būti sudegintas.

Kai veikia greitas reaktorius, intensyviai išsiskiria neutronai, kuriuos sugeria 2 × 8 sluoksnis, esantis aplink šerdį. Vidutinis urano-plutonio kuro sudegimas greito greičio reaktoriuje yra 1004-150 MW/kg, t.y. jis yra 2,54-3 kartus didesnis nei terminiuose neutroniniuose reaktoriuose. Šiam degimo gyliui pasiekti reikalingas didelis kuro strypų atsparumas radiacijai, geometrinių parametrų stabilumas, kuro strypų korpusų sandarumo ir plastiškumo išsaugojimas, jų suderinamumas su dalijimosi produktais, atsparumas aušinimo skysčio korozijai ir kt. . Remiantis savo fiziniais principais, skystu metalu aušinami greitieji reaktoriai turi didžiausią savaiminio saugumo potencialą.

Greitieji reaktoriai praktiškai neturi kuro išteklių apribojimų. Greitųjų reaktorių pranašumai taip pat yra didesnis kuro sudeginimo laipsnis (t. y. ilgesnis kampanijos laikotarpis), o trūkumai – didelė kaina dėl nesugebėjimo naudoti paprasčiausio aušinimo skysčio – vandens, konstrukcijos sudėtingumas, didelės kapitalo sąnaudos ir didelė kaina. labai prisodrinto kuro.

Greitųjų neutronų reaktoriaus šilumos išsiskyrimas yra 104-15 kartų didesnis nei lėtųjų neutronų reaktorių. 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.

Natrio, kaip aušinimo skysčio, pranašumas lyginant su kitais skystais metalais: žema lydymosi temperatūra (7^=98°), žemas garų slėgis, aukšta virimo temperatūra, puikus šilumos laidumas, mažas klampumas, mažas svoris, šiluminis ir radiacinis stabilumas, mažas korozinis poveikis ant konstrukcinių medžiagų , prieinama ir pigi medžiaga, saikingas energijos suvartojimas jai siurbti (dėl lengvo svorio ir mažo klampumo). Natris reaguoja su deguonies ir vandens pėdsakais aplinkoje, sudarydamas natrio hidroksidą ir vandenilį, taip apsaugodamas kitus reaktoriaus komponentus nuo korozijos. Nedidelis natrio svoris (mažas tankis) pagerina atsparumą žemės drebėjimui. Dirbdami su natriu, atminkite, kad natrio grynumas yra didelis: kartais reikia 99,95 %.

Natris yra labai aktyvus cheminis elementas. Jis dega ore ir kitų oksiduojančių medžiagų atmosferoje. Karštas natris, susilietus su betonu, gali reaguoti su betono komponentais ir išskirti vandenilį, kuris savo ruožtu yra sprogus. Natris gali reaguoti su vandeniu ir organinėmis medžiagomis, todėl gali užsidegti. Natrio aktyvacijos neutronais produktas 2Tj/ 2 =14,96 h).

Dėl didelio šilumos išsiskyrimo ir siekiant išvengti radioaktyvaus natrio sąlyčio su vandeniu, esant galimiems normalaus šilumos mainų režimo sutrikimams, reaktoriaus technologinė konstrukcija parenkama trijų grandinių: pirmoje ir antroje grandinėse natrio. naudojamas kaip aušinimo skystis, trečiame - vanduo ir garai. Natris pirminiame kontūre aušinamas tarpiniuose šilumokaičiuose natriu antrinėje grandinėje. Tarpinėje grandinėje su natrio aušinimo skysčiu slėgis yra didesnis nei pirminiame kontūre, kad radioaktyvus aušinimo skystis neištekėtų iš pirminio kontūro dėl galimų šilumokaičio defektų. Antrinės grandinės garo generatoriuose natris perduoda šilumą trečiojo kontūro vandeniui, todėl susidaro aukšto slėgio garai, kurie siunčiami į turbiną, prijungtą prie elektros generatoriaus. Iš turbinos garai patenka į kondensatorių. Siekiant išvengti radiacijos nuotėkio, aušinimo skysčio ir garo generatoriaus grandinės veikia uždarais ciklais.

Naudojant chemiškai inertišką aukštai verdantį išlydytą šviną (arba Pb/Bi eutektiką) kaip aušinimo skystį, galima atsisakyti trijų grandinių šilumos šalinimo schemos ir pereiti prie dvigubos grandinės. Reaktorius su tokiu aušinimo skysčiu yra natūraliai saugus: net esant švino grandinės slėgio mažinimui ir tiesioginiam sąlyčiui su atmosfera, toksiškumo ir radioaktyvumo išmetimas nereikalauja gyventojų evakuacijos ir teritorijos susvetimėjimo.

Greitųjų neutronų reaktoriaus šerdyje dedami kuro strypai su labai prisodrintu 2 35U kuru (mažiausiai 15 % 2 35U izotopo). Šerdį supa veisimosi zona – antklodė, susidedanti iš kuro strypų, kuriuose yra kuro žaliavų (nusodrintojo urano). Iš šerdies išbėgančius neutronus veisimosi zonoje sugauna urano branduoliai, todėl susidaro naujas branduolinis kuras – 2 39Pu, kurį paprastomis operacijomis galima pasiekti iki ginklo kokybės.

Ryžiai. 7.

Greitųjų neutronų reaktoriai buvo sukurti ginklų klasės plutoniui gaminti. Dabar jie rado pritaikymą energetikos sektoriuje, ypač siekiant užtikrinti išplėstą skiliojo plutonio 2 39Pu atgaminimą iš 2 3 8 ir sudeginti visą gamtinį uraną arba didelę jo dalį, taip pat esamas nusodrintojo urano atsargas. . Plėtojant greitųjų neutroninių reaktorių energetikos sektorių, gali būti išspręsta branduolinės energijos apsirūpinimo kuru problema. Greitieji reaktoriai sulaukia dėmesio kaip aktinidų (pirmiausia ginklų ir reaktorių plutonio) ir panaudoto kuro perdirbimo atliekų deginimo įrenginiai, o tai leidžia išspręsti tiek ginklams tinkamų nuklidų platinimo, tiek saugaus tvarkymo problemą. radioaktyviųjų atliekų. Greitųjų neutroninių reaktorių įdiegimas energetikos sektoriuje gali padidinti urano naudojimo efektyvumą 60 kartų.

Rusijoje, Belojarsko AE, yra BN-boo - slėginių indų generavimo reaktorius su integruotu greitųjų neutronų įrangos išdėstymu.

Integruotas išdėstymas - reaktoriaus konstrukcija, kurioje visi pirminės aušinimo sistemos elementai sumontuoti tame pačiame tūryje kaip ir reaktorius.

Bloko šiluminė grandinė yra trijų grandinių: pirmoje ir antroje grandinėse aušinimo skystis yra natris, trečioje - vanduo ir garai. Šiluma pašalinama iš šerdies trimis nepriklausomomis cirkuliacinėmis kilpomis, kurių kiekvieną sudaro 1-ojo kontūro pagrindinis cirkuliacinis siurblys, du tarpiniai šilumokaičiai, 2-ojo kontūro pagrindinis cirkuliacinis siurblys su buferiniu rezervuaru prie įėjimo ir su avariniu. slėgio mažinimo rezervuaras, garo generatorius, kondensacijos turbina su standartine šilumine grandine ir generatoriumi. Aušinimo skystis yra natris.

Reaktoriaus elektrinė galia Boo MW, šiluminė galia 1470 MW. Aušinimo skysčio temperatūra reaktoriaus įleidimo angoje yra 370 0, o išleidimo angoje - 550 °, garo slėgis yra 14,2 MPa, garo temperatūra yra 505 0.

BN-boo branduolinis reaktorius pagamintas su „integruotu“ įrangos išdėstymu, kuriame aktyviosios zonos ir pirminės grandinės įranga (pagrindiniai cirkuliaciniai siurbliai ir tarpiniai šilumokaičiai) yra reaktoriaus inde. Kuro strypai išilgai šerdies užpildomi įvorėmis, pagamintomis iš prisodrinto urano oksido (arba urano oksido ir plutonio oksido mišinio), o viršutiniai ir žemiau šerdies yra iš nusodinto urano oksido briketų pagaminti galiniai sietai. Kuro strypai veisimosi zonoje pripildyti nusodrintojo urano briketų. Dujų ertmės virš natrio lygio reaktoriuje yra užpildytos argonu.

Ryžiai. 8. BN-boo reaktoriaus konstrukcija: 1 - velenas; 2 - korpusas; h - pirminės grandinės pagrindinis cirkuliacinis siurblys; 4 - siurblio elektros variklis; 5 - didelis sukamasis kištukas; 6 - radiacinė apsauga; 7 - natrio-natrio šilumokaitis; 8 - centrinė sukamoji kolonėlė su valdymo strypo mechanizmais; 9 - aktyvi zona.

Pagrindinis urano-plutonio kuro naudojimo BN bruožas yra tas, kad branduolio dalijimosi greitaisiais neutronais procesą lydi didesnis antrinių neutronų išeiga (20–27%) nei reaktoriuose, kuriuose naudojami šiluminiai neutronai. Tai sudaro pagrindines prielaidas gauti aukštą dauginimosi faktorių ir užtikrina išplėstinį branduolinio kuro auginimą selekciniuose reaktoriuose.

Šiuo metu Belojarsko AE statomas 880 MW galios reaktorius BN-8oo, skirtas žymiai išplėsti branduolinės energijos kuro bazę ir sumažinti radioaktyviųjų atliekų kiekį organizuojant uždarą branduolinio kuro ciklą.

Greitieji neutroniniai branduoliniai reaktoriai

Pirmoji pasaulyje atominė elektrinė (AE), pastatyta netoli Maskvos esančiame Obninsko mieste, srovę gamino 1954 metų birželį. Jo galia buvo labai kukli – 5 MW. Tačiau jis atliko eksperimentinio objekto vaidmenį, kuriame buvo kaupiama būsimų didelių atominių elektrinių eksploatavimo patirtis. Pirmą kartą elektros energijos gamybos galimybė buvo įrodyta remiantis urano branduolių skilimu, o ne deginant organinį kurą ir ne naudojant hidraulinę energiją.

Atominėse elektrinėse naudojami sunkiųjų elementų – urano ir plutonio – branduoliai. Kai branduoliai dalijasi, išsiskiria energija - tai „veikia“ atominėse elektrinėse. Bet jūs galite naudoti tik tuos branduolius, kurie turi tam tikrą masę – izotopų branduolius. Izotopų atomų branduoliuose yra tiek pat protonų ir skirtingą neutronų skaičių, todėl skirtingų to paties elemento izotopų branduoliai turi skirtingą masę. Pavyzdžiui, uranas turi 15 izotopų, bet tik uranas-235 dalyvauja branduolinėse reakcijose.

Skilimo reakcija vyksta taip. Urano branduolys spontaniškai suyra į keletą fragmentų; tarp jų yra didelės energijos dalelių – neutronų. Vidutiniškai kas 10 skilimų tenka 25 neutronams. Jie atsitrenkia į gretimų atomų branduolius ir juos suskaido, išskirdami neutronus ir milžinišką šilumos kiekį. Skilus gramui urano išsiskiria tiek pat šilumos, kiek sudegus trims tonoms anglies.

Erdvė reaktoriuje, kurioje yra branduolinis kuras, vadinama šerdimi. Čia vyksta urano atomų branduolių dalijimasis ir išsiskiria šiluminė energija. Siekiant apsaugoti eksploatuojantį personalą nuo žalingos spinduliuotės, lydinčios grandininę reakciją, reaktoriaus sienelės yra gana storos. Branduolinės grandininės reakcijos greitį valdo valdymo strypai, pagaminti iš medžiagos, sugeriančios neutronus (dažniausiai borą arba kadmį). Kuo giliau strypai nuleidžiami į šerdį, tuo daugiau neutronų jie sugeria, tuo mažiau neutronų dalyvauja reakcijoje ir tuo mažiau išsiskiria šilumos. Ir atvirkščiai, kai valdymo strypai pakeliami iš šerdies, didėja reakcijoje dalyvaujančių neutronų skaičius, vis daugiau urano atomų dalijasi, išskirdami juose latentinę šiluminę energiją.

Jei aktyvioji zona perkaista, numatomas avarinis branduolinio reaktoriaus išjungimas. Avariniai strypai greitai patenka į šerdį, intensyviai sugeria neutronus, o grandininė reakcija sulėtėja arba sustoja.

Šiluma iš branduolinio reaktoriaus pašalinama naudojant skystą arba dujinį aušinimo skystį, kuris pumpuojamas per aktyviąją zoną. Aušinimo skystis gali būti vanduo, natrio metalas arba dujinės medžiagos. Jis paima šilumą iš branduolinio kuro ir perduoda ją šilumokaičiui. Ši uždara sistema su aušinimo skysčiu vadinama pirmąja grandine. Šilumokaityje pirminio kontūro šiluma įkaitina vandenį antrinėje grandinėje iki virimo. Gautas garas siunčiamas į turbiną arba naudojamas pramoniniams ir gyvenamiesiems pastatams šildyti.

Prieš Černobylio atominės elektrinės katastrofą sovietų mokslininkai užtikrintai teigė, kad artimiausiais metais branduolinėje energetikoje bus plačiai naudojami du pagrindiniai reaktorių tipai. Vienas iš jų – VVER – slėginio vandens galios reaktorius, o kitas – RBMK – didelės galios kanalinis reaktorius. Abu tipai priskiriami lėtiesiems (terminiams) neutroniniams reaktoriams.

Slėginio vandens reaktoriuje aktyvioji zona yra uždaryta didžiuliame, 4 metrų skersmens ir 15 metrų aukščio plieniniame cilindro korpuse storomis sienelėmis ir masyviu dangčiu. Korpuso viduje slėgis siekia 160 atmosferų. Šilumą iš reakcijos zonos šalinantis aušinimo skystis yra vanduo, kuris pumpuojamas per siurblius. Tas pats vanduo taip pat tarnauja kaip neutronų moderatorius. Garų generatoriuje jis šildo ir antrinės grandinės vandenį paverčia garais. Garas patenka į turbiną ir ją sukasi. Tiek pirmoji, tiek antroji grandinės yra uždarytos.

Kartą per pusmetį perdegęs branduolinis kuras pakeičiamas šviežiu, dėl kurio reaktorius turi būti sustabdytas ir aušinamas. Rusijoje pagal šią schemą veikia Novovoronežas, Kola ir kitos atominės elektrinės.

RBMK moderatorius yra grafitas, o aušinimo skystis yra vanduo. Garas turbinai gaunamas tiesiai į reaktorių ir grąžinamas ten, panaudojus turbinoje. Kurą reaktoriuje galima keisti palaipsniui, jo nestabdant ir neaušinant.

Šiam tipui priklauso pirmoji pasaulyje Obninsko atominė elektrinė. Pagal tą pačią schemą buvo pastatytos Leningrado, Černobylio, Kursko, Smolensko didelės elektrinės.

Viena iš rimtų atominių elektrinių problemų yra branduolinių atliekų šalinimas. Pavyzdžiui, Prancūzijoje tuo užsiima didelė įmonė „Kozhem“. Kuras, kuriame yra urano ir plutonio, labai atsargiai siunčiamas specialiuose transportavimo konteineriuose – sandariai uždarytuose ir atšaldytuose – perdirbimui, o atliekos siunčiamos stiklinti ir šalinti.

„Mums buvo parodyti atskiri kuro, atvežto iš atominių elektrinių, perdirbimo su didžiausiu atidumu etapai“, – rašo I. Lagovsky žurnale „Science and Life“. – Iškrovimo mašinos, iškrovimo kamera. Galite žiūrėti į jį pro langą. Stiklo storis lange 1 metras 20 centimetrų. Prie lango yra manipuliatorius. Neįtikėtina švara aplinkui. Baltas kombinezonas. Švelni šviesa, dirbtinės palmės ir rožės. Šiltnamis su tikrais augalais poilsiui po darbo zonoje. Spintos su TATENA – Tarptautinės atominės energijos agentūros valdymo įranga. Operatoriaus kambarys – du puslankiai su ekranais – yra ten, kur kontroliuojamas iškrovimas, pjaustymas, tirpinimas ir stiklinimas. Visos operacijos, visi konteinerio judesiai nuosekliai atsispindi operatorių ekranuose. Patys darbo kambariai su didelio aktyvumo medžiagomis yra gana toli, kitoje gatvės pusėje.

Sustiklintos atliekos yra nedidelio tūrio. Jie uždaromi plieniniuose konteineriuose ir laikomi vėdinamose šachtose, kol bus gabenami į galutinę laidojimo vietą...

Patys konteineriai yra inžinerinio meno kūrinys, kurio tikslas buvo pastatyti tai, ko negalima sugriauti. Konteineriais pakrautas geležinkelio platformas nulėkė nuo bėgių, visu greičiu taranavo atvažiuojantys traukiniai, gabenimo metu įvyko ir kitų neįsivaizduojamų ir neįsivaizduojamų nelaimingų atsitikimų – konteineriai viską atlaikė.

Po Černobylio katastrofos 1986 m. mokslininkai pradėjo abejoti veikiančių atominių elektrinių ir ypač RBMK tipo reaktorių saugumu. VVER tipas šiuo atžvilgiu yra palankesnis: 1979 m. įvykusi avarija Amerikos Three Mile Island stotyje, kai iš dalies išsilydo reaktoriaus šerdis, radioaktyvumas iš laivo nepaliko. Ilgas be avarijų Japonijos atominių elektrinių darbas byloja apie VVER.

Ir, nepaisant to, yra dar viena kryptis, kuri, pasak mokslininkų, gali suteikti žmonijai šilumos ir šviesos ateinančiam tūkstantmečiui. Tai reiškia greitųjų neutronų reaktorius arba dauginamuosius reaktorius. Jie naudoja uraną-238, bet gamina kurą, o ne energiją. Šis izotopas gerai sugeria greituosius neutronus ir virsta kitu elementu – plutoniu-239. Greitųjų neutronų reaktoriai yra labai kompaktiški: jiems nereikia nei moderatorių, nei absorberių – jų vaidmenį atlieka uranas-238. Jie vadinami veisimo reaktoriais arba veisėjais (iš anglų kalbos žodžio „breed“ - daugintis). Branduolinio kuro atgaminimas leidžia dešimtis kartų visapusiškiau panaudoti uraną, todėl greitųjų neutronų reaktoriai laikomi viena perspektyviausių branduolinės energetikos sričių.

Tokio tipo reaktoriuose, be šilumos, gaminamas ir antrinis branduolinis kuras, kuris gali būti panaudotas ateityje. Čia nėra aukšto slėgio nei pirmoje, nei antroje grandinėje. Aušinimo skystis yra skystas natris. Jis cirkuliuoja pirmajame kontūre, šildo save ir perduoda šilumą antrojo kontūro natriui, kuris, savo ruožtu, šildo vandenį garo-vandens grandinėje, paversdamas jį garais. Šilumokaičiai yra izoliuoti nuo reaktoriaus.

Viena iš šių perspektyvių stočių - jai buvo suteiktas Monju vardas - buvo pastatyta Širakio regione, Japonijos jūros pakrantėje, kurortinėje zonoje keturi šimtai kilometrų į vakarus nuo sostinės.

„Japonijai, – sako K. Takenouchi, Kansai Nuclear Corporation vadovas, „brokerinių reaktorių naudojimas reiškia galimybę sumažinti priklausomybę nuo importuoto natūralaus urano pakartotinai naudojant plutonį. Todėl suprantamas mūsų noras plėtoti ir tobulinti „greituosius reaktorius“ bei pasiekti tokį techninį lygį, kuris efektyvumo ir saugumo požiūriu atlaikytų konkurenciją su šiuolaikinėmis atominėmis elektrinėmis.

Greičių reaktorių plėtra artimiausiu metu turėtų tapti pagrindine elektros energijos gamybos programa.

Monju reaktoriaus statyba yra antrasis greitųjų neutroninių reaktorių Japonijoje kūrimo etapas. Pirmasis buvo 50–100 MW eksperimentinio Joyo (japoniškai reiškia „amžinoji šviesa“) reaktoriaus, pradėto veikti 1978 m., projektavimas ir statyba. Jis buvo naudojamas kuro, naujų konstrukcinių medžiagų ir komponentų elgsenai tirti.

„Monju“ projektas prasidėjo 1968 m. 1985 metų spalį pradėta statyti stotis – kasti pamatų duobę. Kuriant aikštelę į jūrą buvo išmesta 2 milijonai 300 tūkstančių kubinių metrų uolienų. Reaktoriaus šiluminė galia – 714 MW. Kuras yra plutonio ir urano oksidų mišinys. Šerdyje yra 19 valdymo strypų, 198 kuro blokai, kurių kiekviename yra 169 kuro strypai (kuro elementai - kuro strypai), kurių skersmuo yra 6,5 milimetro. Juos supa radialiniai kurą generuojantys blokai (172 vnt.) ir neutroninio ekrano blokai (316 vnt.).

Visas reaktorius surinktas kaip lizdinė lėlė, bet jo išardyti nebeįmanoma. Didžiulis reaktoriaus indas, pagamintas iš nerūdijančio plieno (skersmuo – 7,1 metro, aukštis – 17,8 metro), įdėtas į apsauginį korpusą, jei avarijos metu išsilietų natris.

„Reaktoriaus kameros plieninės konstrukcijos, – žurnale „Mokslas ir gyvenimas“ rašo A. Lagovskis, – korpusai ir sienų blokai užpildyti betonu kaip apsauga. Pirminės natrio aušinimo sistemos kartu su reaktoriaus indu yra apsuptos avariniu apvalkalu su standikliais - jo vidinis skersmuo yra 49,5 metro, aukštis - 79,4 metro. Šios masės elipsoidinis dugnas remiasi į tvirtą 13,5 metro aukščio betoninį padą. Apvalkalą juosia pusantro metro žiedinis tarpas, po kurio seka storas (1-1,8 metro) gelžbetonio sluoksnis. Korpuso kupolą taip pat saugo 0,5 metro storio gelžbetonio sluoksnis.

Po avarinio apvalkalo statomas kitas apsauginis pastatas - pagalbinis - 100 x 115 metrų matmenų, atitinkantis antiseisminės konstrukcijos reikalavimus. Kodėl ne sarkofagas?

Pagalbiniame reaktoriaus inde yra antrinės natrio aušinimo sistemos, garo-vandens sistemos, kuro pakrovimo ir iškrovimo įrenginiai, panaudoto kuro laikymo bakas. Turbogeneratorius ir atsarginiai dyzeliniai generatoriai yra atskirose patalpose.

Avarinio korpuso stiprumas skirtas tiek 0,5 atmosferos pertekliniam slėgiui, tiek 0,05 atmosferos vakuumui. Vakuumas gali susidaryti, kai deguonis išdega žiediniame tarpelyje, išsiliejus skystam natriui. Visi betoniniai paviršiai, kurie gali liestis su išsiliejusiu natriu, yra visiškai iškloti pakankamai storais plieno lakštais, kad atlaikytų šiluminį įtempį. Taip jie apsisaugo, jei to iš viso nenutiks, nes vamzdynams ir visoms kitoms branduolinio įrenginio dalims turi būti garantija.

Iš knygos Nežinomas, atmestas arba paslėptas autorius Tsareva Irina Borisovna

Iš autorės knygos Didžioji sovietinė enciklopedija (PR). TSB

Iš autorės knygos Didžioji sovietinė enciklopedija (RE). TSB

Iš autoriaus knygos Didžioji sovietinė enciklopedija (YAD). TSB

Branduolinė amunicija Branduolinė amunicija, raketų galvutės, torpedos, orlaivių (gilio) bombos, artilerijos šoviniai, minos su branduoliniais užtaisais. Skirta pataikyti į įvairius taikinius, griauti įtvirtinimus, statinius ir kitas užduotis. Veiksmas Ya b. pagrįstas

Iš knygos Enciklopedinis žodinių žodžių ir posakių žodynas autorius Serovas Vadimas Vasiljevičius

Iš knygos Elektros pastočių ir skirstomųjų įrenginių eksploatavimas autorius Krasnik V.V.

Iš knygos 100 didžiųjų Rytų paslapčių [su iliustracijomis] autorius Nepomnyaščijus Nikolajus Nikolajevičius

Iš knygos Didžioji konservų enciklopedija autorius Semikova Nadežda Aleksandrovna

Iš knygos Didžioji technologijų enciklopedija autorius Autorių komanda

Iš knygos Bestseleris milijone. Kaip parašyti, publikuoti ir reklamuoti savo bestselerį autorius Maslennikovas Romas Michailovičius

Ar gali Rusijos žemė pagimdyti savąjį Platoną / Ir greitus Nevtonų protus / Iš Michailo Vasiljevičiaus Lomonosovo (1711–1765) odės „Imperatorienės Elžbietos įžengimo į sostą dieną“ (1747). yra senovinis anglų fiziko ir matematiko Izaoko vardo tarimas

Iš autorės knygos

Ką Rusijos žemė gali pagimdyti savąjį Platonovą / Ir greito proto niutonus / Iš Michailo Vasiljevičiaus Lomonosovo (1711–1765) „Odės jos Didenybės imperatorienės Elžbietos Petrovnos įstojimo į visos Rusijos sostą dieną 1747“ . "Nevtonas" -

Iš autorės knygos

2.6. Transformatorių neutralių įžeminimas. Lanko slopinimo reaktoriai, skirti kompensuoti talpines sroves 35 kV ir mažesnės įtampos elektros tinklai veikia su izoliuota transformatoriaus apvijų neutrale arba įžeminimu per 110 kV ir didesnius lanko slopinimo reaktorius

Iš autorės knygos

Cheminiai reaktoriai Cheminiai reaktoriai yra įtaisai, kurie atlieka chemines reakcijas. Jie skiriasi konstrukcija, reakcijos sąlygomis ir reaktoriuje sąveikaujančių medžiagų būsena (jų koncentracija, slėgis, temperatūra). Priklausomai nuo

Iš autorės knygos

Trys skyriai greičiausiems Ši knyga nedidelė, tyčia. Koks magiškas smūgis! Perskaitykite, padarykite, gaukite rezultatą Dabar bus trys skyriai aktyviausiems. Jei greitai mokaisi, šių penkių puslapių pakaks, kad užbaigtum

Branduolinė energetika visada sulaukė didesnio dėmesio dėl savo pažado. Pasaulyje apie dvidešimt procentų elektros gaunama naudojant branduolinius reaktorius, o išsivysčiusiose šalyse šis branduolinės energijos produkto rodiklis yra dar didesnis – daugiau nei trečdalis visos elektros energijos. Tačiau pagrindinis reaktorių tipas išlieka šiluminiai, tokie kaip LWR ir VVER. Mokslininkai mano, kad artimiausioje ateityje viena pagrindinių šių reaktorių problemų bus natūralaus kuro – urano ir jo izotopo 238, būtino skilimo grandininei reakcijai, trūkumas. Atsižvelgiant į galimą šios gamtinės kuro medžiagos, skirtos šiluminiams reaktoriams, išteklių išeikvojimą, branduolinės energetikos plėtrai yra taikomi apribojimai. Perspektyvesnis laikomas greituosius neutronus naudojančių branduolinių reaktorių, kuriuose galimas kuro atkūrimas, naudojimas.

Vystymosi istorija

Remiantis Rusijos Federacijos atominės pramonės ministerijos šimtmečio pradžios programa, buvo keliami uždaviniai sukurti ir užtikrinti saugų branduolinės energetikos kompleksų, modernizuojamų naujo tipo atominių elektrinių eksploatavimą. Vienas iš šių objektų buvo Belojarsko atominė elektrinė, esanti už 50 kilometrų netoli Sverdlovsko (Jekaterinburgas).

Dviejuose jo blokuose veikė šiluminiai branduoliniai reaktoriai, kurie praėjusio amžiaus 80–90-aisiais išnaudojo savo išteklius. Trečiame bloke pirmą kartą pasaulyje buvo išbandytas greitųjų neutronų reaktorius BN-600. Jo darbo metu buvo gauti kūrėjų suplanuoti rezultatai. Proceso saugumas taip pat buvo puikus. Per projekto laikotarpį, kuris baigėsi 2010 m., didelių pažeidimų ar nukrypimų nebuvo. Galutinis jo terminas baigiasi 2025 m. Jau dabar galima teigti, kad greitųjų neutroninių branduolinių reaktorių, tarp kurių yra BN-600 ir jo įpėdinis BN-800, laukia didžiulė ateitis.

Naujojo BN-800 pristatymas

OKBM mokslininkai Afrikantovas iš Gorkio (dabartinis Nižnij Novgorodas) dar 1983 metais parengė Belojarsko AE ketvirtojo energetinio bloko projektą. Dėl 1987 metais Černobylyje įvykusios avarijos ir 1993 metais įvestų naujų saugos standartų darbai buvo sustabdyti, o paleidimas atidėtas neribotam laikui. Tik 1997 m. iš „Gosatomnadzor“ gavus licenciją statyti 4-ąjį bloką su 880 MW galios reaktoriumi BN-800, procesas buvo atnaujintas.

2013 m. gruodžio 25 d. reaktorius pradėtas šildyti tolesniam aušinimo skysčio patekimui. Keturioliktąją birželio mėn., kaip ir planuota, susidarė masė, kurios pakaktų minimaliai grandininei reakcijai atlikti. Tada reikalai sustojo. MOX kuras, sudarytas iš skiliųjų urano ir plutonio oksidų, panašus į naudojamą 3 bloke, nebuvo paruoštas. Būtent tai kūrėjai norėjo panaudoti naujajame reaktoriuje. Teko derinti ir ieškoti naujų variantų. Dėl to, norėdami neatidėti jėgos bloko paleidimo, jie nusprendė dalyje surinkimo naudoti urano kurą. Branduolinio reaktoriaus BN-800 ir bloko Nr.4 paleidimas įvyko 2015 metų gruodžio 10 dieną.

Proceso aprašymas

Veikiant reaktoriuje su greitaisiais neutronais, vykstant dalijimosi reakcijai susidaro antriniai elementai, kurie, sugerti urano masei, sudaro naujai sukurtą branduolinę medžiagą plutonį-239, galinčią tęsti tolesnio dalijimosi procesą. Pagrindinis šios reakcijos privalumas – neutronų gamyba iš plutonio, kuris naudojamas kaip kuras atominių elektrinių branduoliniams reaktoriams. Jo buvimas leidžia sumažinti urano, kurio atsargos yra ribotos, gamybą. Iš kilogramo urano-235 galite gauti šiek tiek daugiau nei kilogramą plutonio-239, taip užtikrinant kuro reprodukciją.

Dėl to energijos gamyba branduoliniuose blokuose, naudojant minimalų riboto urano kiekį ir neribojant gamybos apribojimų, padidės šimtus kartų. Skaičiuojama, kad tokiu atveju urano atsargų žmonijai pakaks kelioms dešimčiai šimtmečių. Optimalus variantas branduolinėje energetikoje išlaikyti pusiausvyrą minimalaus urano suvartojimo atžvilgiu bus santykis 4:1, kai kas keturiems šiluminiams reaktoriams bus naudojamas vienas greitaisiais neutronais veikiantis.

BN-800 taikiniai

Per jo eksploatavimo laiką Belojarsko AE 4-ajame bloke branduoliniam reaktoriui buvo priskirtos tam tikros užduotys. BN-800 reaktorius turi veikti naudojant MOX kurą. Darbo pradžioje įvykęs nedidelis nesklandumas kūrėjų planų nepakeitė. Pasak Belojarsko AE direktoriaus P. Sidorovo, visiškas perėjimas prie MOX kuro bus atliktas 2019 m. Jei tai išsipildys, vietinis greitųjų neutronų branduolinis reaktorius taps pirmuoju pasaulyje, kuris veiks tik tokiu kuru. Jis turėtų tapti prototipu būsimiems panašiems greitiems reaktoriams su skystu metaliniu aušinimo skysčiu, našesniu ir saugesniu. Tuo remiantis BN-800 eksploatacinėmis sąlygomis išbandoma naujoviška įranga, tikrinama, ar teisingai taikomos naujos technologijos, turinčios įtakos jėgos agregato patikimumui ir efektyvumui.

class="eliadunit">

Naujos kuro ciklo sistemos veikimo patikrinimas.

Bandymai deginti radioaktyviąsias atliekas, kurių eksploatavimo laikas yra ilgas.

Dideliais kiekiais sukaupto ginklų klasės plutonio utilizavimas.

BN-800, kaip ir jo pirmtakas BN-600, turėtų tapti atspirties tašku Rusijos kūrėjams kaupti neįkainojamą greitųjų reaktorių kūrimo ir eksploatavimo patirtį.

Greito neutroninio reaktoriaus privalumai

BN-800 ir panašių branduolinių reaktorių naudojimas branduolinėje energetikoje leidžia

Žymiai pailgina urano išteklių atsargų tarnavimo laiką, o tai žymiai padidina gaunamos energijos kiekį.

Galimybė iki minimumo sumažinti radioaktyviųjų skilimo produktų gyvavimo trukmę (nuo kelių tūkstančių metų iki trijų šimtų).

Padidinti atominių elektrinių saugumą. Greitųjų neutronų reaktoriaus naudojimas leidžia išlyginti šerdies lydymosi galimybę iki minimalaus lygio, gali žymiai padidinti objekto savisaugos lygį ir pašalinti plutonio išsiskyrimą perdirbimo metu. Šio tipo reaktoriai su natrio aušinimo skysčiu turi didesnį saugos lygį.

2016 m. rugpjūčio 17 d. Belojarsko AE energijos blokas Nr. 4 pasiekė 100% galios veikimą. Nuo praėjusių metų gruodžio integruota Uralo sistema gauna energiją, pagamintą greitojo reaktoriaus.

class="eliadunit">