Balada despre neutroni repezi: un reactor unic al centralei electrice Beloyarsk. Reactoare cu neutroni rapide și rolul lor în dezvoltarea energiei nucleare „mari”

Reactor rapid cu neutroni.

În structura energiei nucleare la scară largă, un rol important îl joacă reactoarele rapide cu ciclu închis de combustibil. Acestea fac posibilă creșterea eficienței utilizării uraniului natural de aproape 100 de ori și, prin urmare, eliminarea restricțiilor privind dezvoltarea energiei nucleare din partea resurselor naturale de combustibil nuclear.
Aproximativ 440 de reactoare nucleare funcționează acum în 30 de țări din întreaga lume, care asigură producția a aproximativ 17% din toată energia electrică generată în lume. În țările industrializate, ponderea electricității „nucleare” este, de regulă, de cel puțin 30% și este în continuă creștere. Cu toate acestea, potrivit oamenilor de știință, industria energiei nucleare în creștere rapidă, bazată pe reactoare nucleare moderne „termice” utilizate la centrale nucleare în funcțiune și în construcție (majoritatea cu reactoare de tip VVER și LWR), se va confrunta inevitabil cu o lipsă de uraniu brut materiale din secolul actual datorită faptului că elementul fisibil al combustibilului pentru aceste stații este izotopul rar uraniu-235.
Într-un reactor rapid cu neutroni (BN), în timpul unei reacții de fisiune nucleară, se generează o cantitate în exces de neutroni secundari, a căror absorbție în cea mai mare parte a uraniului, constând din uraniu-238, conduce la formarea intensivă a unui nou material nuclear fisionabil plutoniu-239. Ca rezultat, din fiecare kilogram de uraniu-235, împreună cu generarea de energie, pot fi obținute mai mult de un kg de plutoniu-239, care poate fi folosit ca combustibil în orice reactoare ale centralelor nucleare în loc de uraniul rar-235. Acest proces fizic, numit reproducerea combustibilului, va permite utilizarea tuturor uraniului natural, inclusiv a părții sale principale, izotopul uraniu-238 (99,3% din masa totală a uraniului fosil), în circulația energiei nucleare. Acest izotop nu este practic implicat în producerea de energie în centralele nucleare moderne care utilizează neutroni termici. Ca urmare, producția de energie cu resurse de uraniu existente și cu un impact minim asupra naturii ar putea fi crescută de aproape 100 de ori. În acest caz, energia atomică va fi suficientă pentru omenire timp de câteva milenii.
Potrivit oamenilor de știință, activitatea comună a reactoarelor „termice” și „rapide” într-un raport de aproximativ 80: 20% va oferi industriei nucleare cea mai eficientă utilizare a resurselor de uraniu. Cu acest raport, reactoarele rapide vor produce suficient plutoniu-239 pentru a opera centralele nucleare cu reactoare termice.
Un avantaj suplimentar al tehnologiei reactoarelor rapide cu un exces de neutroni secundari este capacitatea de a „arde” produse de fisiune radioactivă de lungă durată (cu o perioadă de decădere de până la mii și sute de mii de ani), transformându-le în scurte -au trăit cu un timp de înjumătățire de cel mult 200-300 de ani. Astfel de deșeuri radioactive transformate pot fi îngropate în siguranță în instalații speciale de depozitare fără a perturba echilibrul natural de radiații al Pământului.

Lucrările în domeniul reactoarelor nucleare cu neutroni rapizi au început în 1960 cu proiectarea primului reactor de putere experimental-industrial BN-350. Acest reactor a fost lansat în 1973 și a funcționat cu succes până în 1998.
În 1980, următorul reactor de putere mai puternic BN-600 (600 MW (e)) a fost pus în funcțiune la CNE Beloyarsk ca parte a unității de putere nr. 3, care continuă să funcționeze în mod fiabil până în prezent, fiind cea mai mare funcționare reactor de acest tip în lume. În aprilie 2010, reactorul și-a finalizat pe deplin durata de viață de proiectare de 30 de ani, cu indicatori de siguranță și siguranță ridicați. În timpul unei perioade lungi de funcționare, capacitatea unității de putere este menținută la un nivel constant ridicat - aproximativ 80%. Pierderile neplanificate sunt mai mici de 1,5%.
În ultimii 10 ani de funcționare a unității de putere, nu a existat niciun caz de oprire de urgență a reactorului.
Nu există eliberare de radionuclizi de aerosoli cu gaz de lungă durată în mediu. Randamentul gazelor radioactive inerte este în prezent neglijabil și se ridică la<1% от допустимого по санитарным нормам.
Funcționarea reactorului a demonstrat în mod convingător fiabilitatea măsurilor de proiectare pentru prevenirea și limitarea scurgerilor de sodiu.
În ceea ce privește fiabilitatea și siguranța, reactorul BN-600 s-a dovedit a fi competitiv cu reactoarele termice seriale (VVER).

Figura 1. Sala reactorului (central) al BN-600

În 1983, pe baza BN-600, întreprinderea a dezvoltat un proiect pentru un reactor BN-800 îmbunătățit pentru o unitate de putere cu o capacitate de 880 MW (e). În 1984, au început lucrările la construcția a două reactoare BN-800 la centrala nucleară Beloyarsk și la noua centrală nucleară din Uralul de Sud. Întârzierea ulterioară în construcția acestor reactoare a fost utilizată pentru a finaliza proiectarea, pentru a spori în continuare siguranța acestuia și a îmbunătăți indicatorii tehnici și economici. Lucrările la construcția BN-800 au fost reluate în 2006 la CNE Beloyarsk (a 4-a unitate de putere) și ar trebui finalizate în 2013.

Figura 2. Reactor de creștere rapidă BN-800 (secțiune verticală)

Figura 3. Modelul reactorului BN-800

Următoarele sarcini importante au fost stabilite pentru reactorul BN-800 în construcție:

Întreținerea funcționării pe combustibil MOX.
Demonstrație pilot a componentelor cheie ale ciclului închis al combustibilului.
Testarea în condiții reale de funcționare a noilor tipuri de echipamente și soluții tehnice îmbunătățite introduse pentru a îmbunătăți eficiența, fiabilitatea și siguranța.
Dezvoltarea tehnologiilor inovatoare pentru viitoarele reactoare de neutroni rapide cu lichid de răcire metalic lichid:

testarea și certificarea combustibililor avansați și a materialelor structurale;
demonstrarea tehnologiei de ardere a actinidelor minore și transmutarea produselor de fisiune de lungă durată care alcătuiesc cea mai periculoasă parte a deșeurilor radioactive din energia nucleară.

SA „Afrikantov OKBM” dezvoltă un proiect pentru un reactor comercial îmbunătățit BN-1200 cu o capacitate de 1220 MW.

Figura 3. Reactorul BN-1200 (secțiune verticală)

Este planificat următorul program pentru implementarea acestui proiect:

2010 ... 2016 - dezvoltarea proiectării tehnice a instalației de reactor și implementarea programului de cercetare și dezvoltare.
2020 - punerea în funcțiune a unității de alimentare principale alimentate cu MOX și organizarea producției sale centralizate.
2023 ... 2030 - punerea în funcțiune a unei serii de unități de putere cu o capacitate totală de aproximativ 11 GW.

Alături de soluțiile confirmate de experiența pozitivă a funcționării BN-600 și încorporate în proiectul BN-800, proiectul BN-1200 folosește noi soluții menite să îmbunătățească în continuare indicatorii tehnici și economici și să sporească siguranța.
Conform indicatorilor tehnici și economici:

creșterea factorului de utilizare a capacității instalate de la valoarea planificată de 0,85 pentru BN-800 la 0,9;
o creștere pas cu pas a arderii combustibilului MOX de la nivelul atins în ansamblurile experimentale de combustibil 11,8% h.a. la nivelul de 20% t.a. (arderea medie ~ 140 MW zi / kg);
o creștere a raportului de reproducere până la ~ 1,2 pentru combustibilul oxid de uraniu-plutoniu și până la ~ 1,45 pentru combustibilul cu nitrură mixtă;
scăderea indicatorilor specifici ai consumului de metale de ~ 1,7 ori în comparație cu BN-800
creșterea duratei de viață a reactorului de la 45 de ani (BN-800) la 60 de ani.

Securitate:

probabilitatea deteriorării grave a miezului ar trebui să fie cu un ordin de mărime mai mic decât cerințele documentelor de reglementare;
zona de protecție sanitară ar trebui să fie situată în limitele amplasamentului centralei nucleare pentru orice accident de proiectare;
granița zonei de măsuri de protecție ar trebui să coincidă cu granița amplasamentului centralei nucleare pentru accidente grave dincolo de proiectare, a căror probabilitate nu depășește 10-7 pe reactor / an.

Combinația optimă de soluții de referință și noi și posibilitatea reproducerii extinse a combustibilului permit ca acest proiect să fie atribuit tehnologiilor nucleare din generația IV.

SA „Afrikantov OKBM” participă activ la cooperarea internațională privind reactoarele rapide. A fost dezvoltatorul proiectului pentru China Experimental Fast Breeder Reactor (CEFR) și principalul contractor pentru echipamentul principal al reactorului, a participat la pornirea fizică și de putere a reactorului în 2011 și asistă la dezvoltarea acestuia. putere. În prezent, se pregătește un acord interguvernamental pentru construirea în RPC a unui reactor rapid demonstrativ răcit cu sodiu (CDFR) bazat pe proiectul BN-800 cu participarea OKBM și a altor întreprinderi ale Corporației de stat pentru energie atomică Rosatom.

Unicul reactor rusesc cu neutroni rapid care funcționează la centrala nucleară Beloyarsk a fost adus la o capacitate de 880 megawați, a raportat serviciul de presă al Rosatom.

Reactorul funcționează la unitatea de putere nr. 4 a centralei electrice Beloyarsk și este în prezent supus testării programate a echipamentelor de generare. În conformitate cu programul de testare, unitatea de alimentare asigură menținerea energiei electrice la un nivel de cel puțin 880 megawați timp de 8 ore.

Puterea reactorului crește în etape, pentru a obține în cele din urmă certificarea la nivelul de putere de proiectare de 885 megawați pe baza rezultatelor testului. În acest moment, reactorul este certificat pentru o capacitate de 874 megawați.

Trebuie reamintit faptul că două reactoare rapide funcționează la centrala nucleară Beloyarsk. Reactorul BN-600 funcționează aici din 1980 - de mult timp a fost singurul reactor de acest tip din lume. Dar, în 2015, a început o lansare pe etape a celui de-al doilea reactor BN-800.

De ce este acest lucru atât de important și considerat un eveniment istoric pentru industria nucleară globală?

Reactoarele rapide permit implementarea unui ciclu de combustibil închis (în prezent nu a fost implementat în BN-600). Deoarece numai uraniul 238 este „ars”, după reprocesare (extragerea produselor de fisiune și adăugarea de porțiuni noi de uraniu-238), combustibilul poate fi reîncărcat în reactor. Și din moment ce se produce mai mult plutoniu decât degradat în ciclul uraniu-plutoniu, combustibilul în exces poate fi utilizat pentru reactoare noi.

Mai mult decât atât, această metodă poate fi utilizată pentru a procesa surplusul de plutoniu de arme, precum și plutoniu și actinide minore (neptunium, americium, curiu) recuperate din combustibilul uzat al reactoarelor termice convenționale (actinidele minore sunt în prezent o parte foarte periculoasă a deșeurilor radioactive ). În același timp, cantitatea de deșeuri radioactive în comparație cu reactoarele termice este redusă de peste douăzeci de ori.

De ce, cu toate avantajele lor, reactoarele rapide cu neutroni nu s-au răspândit? Acest lucru se datorează în primul rând particularităților designului lor. După cum sa menționat mai sus, apa nu poate fi utilizată ca agent de răcire, deoarece este un moderator de neutroni. Prin urmare, în reactoarele rapide, metalele sunt utilizate în principal în stare lichidă - de la aliaje exotice de plumb-bismut la sodiu lichid (cea mai comună opțiune pentru centralele nucleare).

„În reactoarele rapide, sarcinile termice și de radiație sunt mult mai mari decât în reactoarele termice”, explică către PM Mihail Bakanov, inginer șef al CNP Beloyarsk. - Acest lucru duce la necesitatea utilizării materialelor structurale speciale pentru vasul de presiune al reactorului și sistemele din interiorul reactorului. Corpurile ansamblurilor TVEL și combustibil nu sunt realizate din aliaje de zirconiu, ca la reactoarele termice, ci din oțeluri speciale aliate cu crom, care sunt mai puțin susceptibile la „umflarea” radiațiilor. Pe de altă parte, de exemplu, vasul de presiune al reactorului nu este supus sarcinilor de presiune internă - este doar puțin mai mare decât presiunea atmosferică ”.

Potrivit lui Mihail Bakanov, în primii ani de funcționare, principalele dificultăți au fost asociate cu umflarea radiației și crăparea combustibilului. Cu toate acestea, aceste probleme au fost rezolvate în curând, au fost dezvoltate noi materiale - atât pentru combustibil, cât și pentru carcasa tijei de combustibil. Dar chiar și acum campaniile sunt limitate nu atât de consumul de combustibil (care ajunge la 11% la BN-600), cât de resursa de materiale din care sunt fabricate combustibilul, tijele de combustibil și ansamblurile de combustibil. Alte probleme operaționale au fost asociate în principal cu scurgeri de sodiu în circuitul secundar, un metal chimic activ și periculos la incendiu, care reacționează violent la contactul cu aerul și apa: „Doar Rusia și Franța au o experiență îndelungată în operarea reactoarelor industriale cu putere rapidă la neutroni. Atât noi, cât și specialiștii francezi s-au confruntat cu aceleași probleme de la bun început. Le-am rezolvat cu succes, oferind de la bun început mijloace speciale pentru monitorizarea etanșeității circuitelor, localizarea și suprimarea scurgerilor de sodiu. Iar proiectul francez s-a dovedit a fi mai puțin pregătit pentru astfel de probleme, ca urmare, în 2009, reactorul Phenix a fost oprit în cele din urmă ".

„Problemele au fost cu adevărat aceleași”, adaugă Nikolay Oshkanov, directorul CNP Beloyarsk, „dar au fost rezolvate aici și în Franța în moduri diferite. De exemplu, când șeful uneia dintre ansambluri a fost aplecat pe Phenix pentru a-l apuca și descărca, specialiștii francezi au dezvoltat un sistem complex și destul de scump de „viziune” prin stratul de sodiu. Și când am avut aceeași problemă, unul dintre inginerii noștri a sugerat să folosim o cameră video așezată într-o structură simplă, precum un clopot de scufundare - o țeavă deschisă de jos cu suflare de argon de sus. Când topitura de sodiu a fost deplasată, operatorii au reușit să prindă mașina prin link video și ansamblul îndoit a fost recuperat cu succes. ”

Zona activă a unui reactor de neutroni rapid este aranjată ca o ceapă, în straturi

370 ansambluri de combustibil formează trei zone cu îmbogățire diferită în uraniu-235 - 17, 21 și 26% (inițial erau doar două zone, dar pentru a egaliza eliberarea de energie, au fost realizate trei). Acestea sunt înconjurate de ecrane laterale (pături) sau zone de reproducere, unde se află ansambluri care conțin uraniu sărăcit sau natural, constând în principal din izotopul 238. reproducere).

Ansamblurile de combustibil (FA) sunt un set de elemente de combustibil (tije de combustibil) asamblate într-o singură carcasă - tuburi din oțel special umplute cu pelete de oxid de uraniu cu îmbogățire diferită. Pentru ca tijele de combustibil să nu intre în contact între ele și un lichid de răcire să circule între ele, un fir subțire este înfășurat pe tuburi. Sodiul intră în ansamblul combustibilului prin orificiile de strangulare inferioare și iese prin ferestrele din partea superioară.

În partea inferioară a ansamblului combustibil există o coadă introdusă în mufa colectorului, în partea superioară există o parte cap, pentru care ansamblul este prins în timpul supraîncărcării. Ansamblurile de combustibil de diferite îmbogățiri au scaune diferite, deci este pur și simplu imposibil să instalați ansamblul într-un loc greșit.

Pentru a controla reactorul, sunt utilizate 19 tije compensatoare care conțin bor (absorbant de neutroni) pentru a compensa arderea combustibilului, 2 tije automate de control (pentru a menține o putere dată) și 6 tije active de protecție. Deoarece fundalul de neutroni intrinsec al uraniului este mic, se utilizează o „lumină de fundal” pentru lansarea controlată a reactorului (și controlul la niveluri de putere reduse) - o sursă de fotoneutron (emițător gamma plus beriliu).

Unitățile de putere cu reactoare de neutroni rapide pot extinde în mod semnificativ baza de combustibil a energiei nucleare și minimiza deșeurile radioactive prin organizarea unui ciclu de combustibil nuclear închis. Doar câteva țări posedă astfel de tehnologii, iar Federația Rusă, potrivit experților, este liderul mondial în acest domeniu.

Reactorul BN-800 (de la „sodiu rapid”, cu o putere electrică de 880 megawați) este un reactor experimental-industrial cu neutroni rapid cu un agent de răcire metalic lichid, sodiu. Ar trebui să devină un prototip pentru unitățile de putere comerciale, mai puternice, cu reactoare BN-1200.

surse

Nu există un moderator într-un reactor rapid, iar energia este generată de fisiunea uraniului și plutoniului de către neutroni rapidi. Combustibilul utilizat este dioxidul de uraniu UO2 cu o îmbogățire ridicată de 2 3sU (17 ^ -26%) sau un amestec de UO2 și PuO2. Miezul este înconjurat de o zonă de reproducere (pătură), formată din tije de combustibil care conțin materie primă de combustibil (epuizată în 228 U sau 2 z 2 Tb). Neutronii care scapă din miez sunt capturați în zona de reproducere de către nucleele materiei prime combustibile, rezultând în formarea unui nou combustibil nuclear - izotopii fisili 239PU și N3U. Prin urmare, „un astfel de reactor se numește crescător (crescător). Reactoarele rapide nu necesită un moderator, iar agentul de răcire nu trebuie să încetinească neutronii.

Reactor rapid - un reactor nuclear care folosește neutroni cu energii> o, 1 MeB pentru a menține o reacție în lanț nuclear.Reactor convertor - un reactor nuclear, în cursul funcționării sale, este produs combustibil nuclear, nou în ceea ce privește compoziția izotopică, în comparație cu cel ars.

Reactor de ameliorare (crescător) - un reactor nuclear care permite producerea de combustibil nuclear într-o cantitate care depășește nevoile reactorului în sine. De obicei, acesta este un reactor rapid în care rata de conversie depășește 1 și se efectuează creșterea extinsă a combustibilului nuclear. Într-un astfel de reactor, neutronii eliberați în timpul fisiunii combustibilului nuclear (de exemplu, 233 U) interacționează cu nucleele materiei prime plasate în reactor (de exemplu, 238 U), rezultând formarea combustibilului nuclear secundar (239 Pu). În acest caz, se produce mai mult material fisibil decât este ars în reactor.

Într-un reactor de reproducere, combustibilul reproductibil și ars sunt izotopi ai aceluiași element chimic (de exemplu, 235U este ars, ^ U este reprodus), într-un reactor de tip convertor - izotopi ai diferitelor elemente chimice (de exemplu, 235U este ars , 23Pu este reprodus) ...

În reactoarele rapide, combustibilul nuclear este un amestec îmbogățit care conține cel puțin 15% din izotopul ^ u. Numărul principal de fisiuni este cauzat de neutroni rapidi, iar fiecare eveniment de fisiune este însoțit de apariția unui număr mare (în comparație cu fisiunea de neutroni termici) de neutroni, care, atunci când sunt capturați de 2 3 8 U nuclei, îi transformă ( prin două /? - descompuneri succesive) în 2 nuclee 39Pu. De obicei, pentru 10 nuclee de combustibil separate (2 35U) în reactoare rapide, se formează 150 2 39Pu nuclee capabile de fisiune (raportul de reproducere al acestor reactoare ajunge la 1,5, adică, până la 1,5 kg 2 39Pu se obține pe 1 kg ^ su) ... Reproducere - multiplicarea combustibilului secundar fisionabil din materialul brut (fertil), adică transformarea nucleară a materialului fertil în material fisibil. Într-un reactor nuclear, neutronii generați de reacția în lanț de fisiune sunt cheltuiți nu numai pentru a-l menține, dar sunt absorbiți și de 238 U sau 232 Th cu formarea de nucleizi fisibili (de exemplu, 239 Pu sau 233 U). Combustibilul secundar fisionabil este 239 Pu și 233 U, material de reproducere - 238 U și 232 Th.

Material de reproducere - material care conține unul sau mai mulți nucleizi fertili.

Reproducerea nuclidului - un nuclid capabil să se transforme direct sau indirect într-un nuclid fisibil datorită captării neutronilor. În natură există doi nuclizi fertili - 238 U și 232 Th.

Rata de conversie, Kc este raportul dintre numărul de nuclei) al materialului tânăr fissil format în procesul de conversie (reproducere) la numărul de nuclei separați din materialul fissil original. Majoritatea reactoarelor termice au un factor de conversie de 0 × 10,9 și, prin urmare, consumă materiale fisibile. În reactoarele de reproducție, factorul de conversie al gg depășește unitatea (1,15 + 1,30).

Rata de reproducere, Kv este raportul dintre numărul de nuclee al combustibilului format și numărul de nuclee al combustibilului fisibil ars.

Raportul de reproducere este raportul dintre numărul de nuclee fisibile formate și numărul celor arse din combustibilul încărcat inițial. Dacă raportul de reproducere este mai mare decât unul, atunci în reactor se efectuează o creștere extinsă a combustibilului. Reactoarele cu neutroni rapide au cel mai mare raport de reproducere (pentru reactoarele BN-boo / Sv = 1.4). Dintre reactoarele termice, reactoarele cu apă grea și reactoarele răcite cu gaz cu un moderator de grafit au cel mai mare raport de reproducere (0,74-0,8). Reactoarele cu apă ușoară moderată cu apă au cel mai mic raport de reproducere (0,54-0,6).

Raportul dintre rata de acumulare a noilor nuclizi fisili formați în timpul captării unui neutron de către nuclizii fertili și rata de ardere a nuclizilor fisili se numește coeficient de conversie, Kk. Kk se numește rata de reproducere (Kv) dacă este> 1. Majoritatea reactoarelor termice au Kc = o, 5 * H), 9 și, prin urmare, sunt consumatori de materiale fisibile. Datorită unei valori atât de scăzute de Kk, acestea sunt numite convertoare. Dacă Кк = 1, atunci cantitatea de material fisibil din miez nu se modifică în timpul funcționării reactorului. Ratele de reproducere de 1.15-7-1.30 pot fi atinse numai la crescătorii cu viteză rapidă care utilizează combustibil U-Pu. În astfel de reactoare cu combustibil oxid de U-Pu, oțel ca material structural și agent de răcire cu sodiu, acestea ajung la Kw = 1,15 ^ -1.30 cu o valoare medie a numărului de neutroni secundari tj „2.4. Fracțiunea de fisiune pe neutroni rapidi, adică contribuția nuclizilor fertili la procesul global de fisiune, pentru un reactor termic este de 0,014-0,03. În nucleul unui crescător rapid, fracțiunea fisiunilor pe neutronii rapizi poate ajunge la 0,15.

Avantajul reactoarelor rapide este posibilitatea de a organiza o creștere extinsă a combustibilului nuclear în ele, adică simultan cu generarea de energie, pentru a produce combustibil nuclear nou în loc de ars. La crescători, aceeași cantitate de uraniu poate produce de 6 ori mai multă energie decât în reactoarele termice convenționale. Un reactor rapid cu neutroni face posibilă utilizarea ca combustibil a izotopilor elementelor grele care nu sunt capabile de fisiune în reactoarele termice. Ciclul combustibilului ar putea implica rezerve de 2 s 8 și u 2 s 2 Tb, care în natură sunt mult mai mari decât 235U. Uraniul sărăcit rămas după îmbogățirea combustibilului nuclear 2 zzi poate fi, de asemenea, ars.

În timpul funcționării unui reactor rapid, are loc o eliberare intensă de neutroni, care sunt absorbiți de un strat 2 3 8 și localizați în jurul miezului. Adâncimea medie de ardere a combustibilului de uraniu-plutoniu într-un reactor rapid este de 1004-150 MWd / kg, adică este de 2,54-3 ori mai mare decât în reactoarele termice. Pentru a obține această adâncime de ardere, este necesară o rezistență ridicată la radiație a elementelor combustibile, stabilitatea parametrilor geometrici, păstrarea etanșeității și plasticității placării elementelor combustibile, compatibilitatea acestora cu produsele de fisiune, rezistența la efectele corozive ale agentului de răcire etc. Prin principiile lor fizice, reactoarele rapide răcite cu metal lichid au cel mai mare potențial de siguranță inerentă.

Reactoarele rapide nu au practic limitări ale resurselor de combustibil. Avantajele reactoarelor rapide pot fi atribuite, de asemenea, unui grad ridicat de ardere a combustibilului (adică, o perioadă mai lungă de campanie), precum și dezavantajelor - cost ridicat, datorită imposibilității utilizării celui mai simplu agent de răcire - apă, complexitate structurală, capital ridicat costurile ridicate ale combustibilului foarte îmbogățit.

Eliberarea de căldură a unui reactor de neutroni rapid este de 104-15 ori mai mare decât eliberarea de căldură a unui reactor de neutroni lent. Îndepărtarea căldurii într-un astfel de reactor poate fi efectuată numai cu ajutorul lichidelor de răcire metalice lichide, cum ar fi sodiu, potasiu sau lichide de răcire gazoase consumatoare de energie, cu cele mai bune caracteristici termotehnice și termofizice, cum ar fi heliul și gazele de disociere.

Avantajul sodiului ca purtător de căldură în comparație cu alte metale lichide: punct de topire scăzut (7 ^ = 98 °), presiune de vapori scăzută, punct de fierbere ridicat, conductivitate termică excelentă, viscozitate scăzută, greutate redusă, stabilitate termică și radiație, coroziv scăzut efect asupra materialelor structurale, material accesibil și ieftin, consum moderat de energie pentru pompare (datorită greutății ușoare și vâscozității reduse). Sodiul reacționează cu urme de oxigen și apă din mediu pentru a forma hidroxid de sodiu și hidrogen, protejând astfel alte componente ale reactorului de coroziune. Greutatea redusă (densitate mică) sodiu îmbunătățește rezistența la cutremur. Când lucrați cu sodiu, trebuie avut în vedere faptul că puritatea sodiului este ridicată: uneori este necesară 99,95 %.

Sodiul este un element chimic foarte activ. Arde în aer și în atmosfera altor agenți oxidanți. Sodiul fierbinte în contact cu betonul poate reacționa cu componentele din beton și poate elibera hidrogen, care la rândul său este exploziv. Sunt posibile reacții de sodiu cu apă și materiale organice, însoțite de aprindere. Produsul activării sodiului de către neutroni 2Tj / 2 = 14,96 h).

Datorită degajării mari de căldură și pentru a exclude contactul sodiului radioactiv cu apa în cazul unor posibile încălcări ale regimului normal de schimb de căldură, schema tehnologică a reactorului este aleasă în trei circuite: sodiul este utilizat ca agent de răcire în primul și al doilea circuit, iar apa și aburul sunt utilizate în al treilea. Sodiul primar este răcit în schimbătoare de căldură intermediare cu sodiu secundar. În circuitul intermediar cu lichid de răcire cu sodiu, se creează o presiune mai mare decât în primul, pentru a preveni scurgerea lichidului de răcire radioactiv din circuitul primar prin posibile defecte ale schimbătorului de căldură. În generatoarele de abur din al doilea circuit, sodiul transferă căldura în apa celui de-al treilea circuit, în urma căruia se generează abur de înaltă presiune, care este trimis către o turbină conectată la un generator electric. De la turbină, aburul va asculta condensatorul. Pentru a evita scurgerile de radiații, circuitele generatorului de lichid de răcire și de abur funcționează în cicluri închise.

Utilizarea plumbului topit inert din punct de vedere chimic, cu fierbere ridicată (sau Pb / Bi-eutectic) ca purtător de căldură face posibilă abandonarea schemei de eliminare a căldurii cu trei circuite și trecerea la un circuit cu două circuite. Un reactor cu un astfel de agent de răcire are siguranță naturală: chiar și în cazul unei depresurizări a circuitului de plumb și a contactului său direct cu atmosfera, emisiile de toxicitate și radioactivitate nu vor necesita evacuarea populației și înstrăinarea teritoriului.

Elementele de combustibil cu combustibil 2 35U foarte îmbogățit (cel puțin 15% din izotopul 2 35U) sunt plasate în zona activă a unui reactor de neutroni rapid. Miezul este înconjurat de o zonă de reproducere - o pătură formată din tije de combustibil care conțin materii prime pentru combustibil (uraniu sărăcit). Neutronii care scapă din miez sunt capturați în zona de reproducere de către nucleele de uraniu, rezultând în formarea unui nou combustibil nuclear - 2 39Pu, care poate fi adus la calitatea armelor prin operații simple.

Orez. 7.

Au fost create reactoare rapide pentru producerea de plutoniu de calitate pentru arme. Acum au găsit aplicații în domeniul energiei, în special pentru a asigura creșterea extinsă a plutoniului fissil 2 З9Рi din 2 З 8 și cu scopul de a arde tot sau o parte semnificativă a uraniului natural, precum și rezervele existente de uraniu sărăcit. Odată cu dezvoltarea puterii reactoarelor rapide, problema autosuficienței energiei nucleare cu combustibil poate fi rezolvată. Reactoarele rapide atrag atenția ca dispozitive pentru arderea actinidelor (în primul rând pentru armament și plutoniu din reactor) și pentru reciclarea deșeurilor nucleare uzate, ceea ce face posibilă rezolvarea atât a problemei proliferării nuclidilor de arme, cât și a problemei manipulării în condiții de siguranță a radioactivelor deşeuri. Introducerea reactoarelor de neutroni rapide în industria energiei ar putea crește eficiența utilizării uraniului de 6 ori.

În Rusia, BN-boo funcționează la CNE Beloyarsk - un reactor de reproducere sub presiune cu un aranjament integrat de echipamente de neutroni rapid.

Aspect integrat - dispunerea reactorului, în care toate elementele sistemului primar de răcire sunt montate în același volum cu reactorul.

Circuitul termic al blocului este cu trei circuite: în primul și al doilea circuit sodiul este agentul de răcire, în al treilea - apă și abur. Îndepărtarea căldurii din miez este realizată de trei bucle de circulație independente, fiecare dintre acestea constând din pompa principală de circulație a primului circuit, două schimbătoare de căldură intermediare, pompa principală de circulație a celui de-al doilea circuit cu un rezervor tampon la intrare și cu un rezervor de presiune de urgență, un generator de abur, o turbină de condensare cu un circuit de căldură standard și un generator. Purtătorul de căldură este sodiu.

Puterea electrică a reactorului boo este de MW, iar puterea termică este de 1470 MW. Temperatura lichidului de răcire la intrarea în reactor este de 370 0, iar la ieșire - 550 °, presiunea aburului este de 14,2 MPa, temperatura aburului este de 505 0.

Reactorul nuclear BN-boo este proiectat cu un aranjament „integral” al echipamentului, în care echipamentul de bază și circuitul primar (pompe de circulație principale și schimbătoare de căldură intermediare) sunt amplasate în vasul reactorului. Tijele de combustibil sunt umplute de-a lungul lungimii miezului cu bucșe din oxid de uraniu îmbogățit (sau un amestec de oxid de uraniu și oxid de plutoniu), iar deasupra și dedesubtul miezului există ecrane de capăt din brichete de oxid de uraniu sărăcite. Tijele de combustibil din zona de reproducere sunt umplute cu brichete de uraniu sărăcit. Cavitățile de gaz peste nivelul de sodiu din reactor sunt umplute cu argon.

Orez. 8. Proiectarea reactorului BN-boo: 1 - arbore; 2 - carcasă; h - pompa principală de circulație a circuitului primar; 4 - motor electric cu pompă; 5 - dop mare pivotant; 6 - protecție împotriva radiațiilor; 7 - schimbător de căldură sodiu-sodiu; 8 - coloană centrală rotativă cu mecanisme CPS; 9 - zona activă.

Principala caracteristică a utilizării combustibilului de uraniu-plutoniu în BN este că în nucleul său procesul de fisiune nucleară de către neutroni rapidi este însoțit de un randament mai mare (cu 20-27%) de neutroni secundari decât în reactoarele termice. Aceasta creează condiția principală pentru obținerea unei valori ridicate a raportului de reproducere și asigură o creștere extinsă a combustibilului nuclear în reactoarele de reproducere.

În prezent, reactorul BN-8oo cu o capacitate de 88o VM este construit la centrala nucleară Beloyarsk, proiectat să extindă în mod semnificativ baza de combustibil a industriei nucleare și să minimizeze deșeurile radioactive prin organizarea unui ciclu de combustibil nuclear închis.

Reactoare nucleare rapide

Prima centrală nucleară (NPP) din lume, construită în orașul Obninsk de lângă Moscova, a dat curent în iunie 1954. Capacitatea sa a fost foarte modestă - 5 MW. Cu toate acestea, a jucat rolul unei instalații experimentale, în care s-a acumulat experiență în funcționarea viitoarelor centrale nucleare mari. Pentru prima dată, posibilitatea de a genera energie electrică a fost dovedită pe baza fisiunii nucleelor de uraniu și nu prin arderea combustibilului fosil și nu prin energia hidraulică.

Centrala nucleară folosește nuclee de elemente grele - uraniu și plutoniu. La fisiunea nucleelor, energia este eliberată - și „funcționează” în centralele nucleare. Dar puteți utiliza nuclee numai cu o anumită masă - nuclee izotopice. Nucleii atomici ai izotopilor conțin același număr de protoni și un număr diferit de neutroni, motiv pentru care nucleele diferiților izotopi ai aceluiași element au mase diferite. Uraniul, de exemplu, are 15 izotopi, dar numai uraniul-235 participă la reacțiile nucleare.

Reacția de fisiune se desfășoară după cum urmează. Nucleul de uraniu se dezintegrează spontan în mai multe fragmente; printre ele se află particule cu energie ridicată - neutroni. În medie, există 25 de neutroni pentru fiecare 10 dezintegrări. Ei lovesc nucleele atomilor vecini și le sparg, eliberând neutroni și o cantitate imensă de căldură. Fisiunea unui gram de uraniu eliberează la fel de multă căldură ca și arderea a trei tone de cărbune.

Spațiul din reactor unde se află combustibilul nuclear se numește nucleu. Aici are loc fisiunea nucleilor atomici de uraniu și se eliberează energie termică. Pentru a proteja personalul care operează de radiațiile dăunătoare care însoțesc reacția în lanț, pereții reactorului sunt suficient de groși. Viteza unei reacții nucleare în lanț este controlată de tije de control realizate dintr-o substanță care absoarbe neutroni (cel mai adesea bor sau cadmiu). Cu cât tijele sunt mai adânci coborâte în miez, cu atât absorb mai mulți neutroni, cu atât mai puțini neutroni participă la reacție și cu atât mai puțină căldură este eliberată. În schimb, atunci când tijele de control sunt ridicate din miez, numărul de neutroni care participă la reacție crește, un număr tot mai mare de fisiune a atomilor de uraniu, eliberând energie termică latentă în ele.

În cazul în care nucleul se supraîncălzește, este prevăzută o oprire de urgență a reactorului nuclear. Tijele de urgență cad rapid în miez, absorb intens neutronii, reacția în lanț încetinește sau se oprește.

Căldura dintr-un reactor nuclear este îndepărtată folosind un lichid de răcire lichid sau gazos, care este pompat prin miez prin pompe. Purtătorul de căldură poate fi apă, sodiu metalic sau substanțe gazoase. Îndepărtează căldura din combustibilul nuclear și o transferă către un schimbător de căldură. Acest sistem închis cu lichid de răcire se numește circuit primar. În schimbătorul de căldură, căldura din circuitul primar încălzește apa circuitului secundar până la punctul de fierbere. Aburul rezultat este trimis la o turbină sau utilizat pentru încălzirea clădirilor industriale și rezidențiale.

Înainte de dezastrul de la centrala nucleară din Cernobîl, oamenii de știință sovietici au spus cu încredere că în următorii ani, două tipuri principale de reactoare vor fi utilizate pe scară largă în energia nucleară. Unul dintre ele, VVER, este un reactor cu putere moderată cu apă sub presiune, iar celălalt, RBMK, este un reactor de mare putere, de tip canal. Ambele tipuri aparțin reactoarelor neutronice lente (termice).

Într-un reactor cu apă sub presiune, miezul este închis într-un corp imens, de 4 metri diametru și 15 metri înălțime, un corp cilindru din oțel cu pereți groși și un capac masiv. În interiorul carcasei, presiunea atinge 160 de atmosfere. Purtătorul de căldură care elimină căldura din zona de reacție este apa, care este pompată de pompe. Această apă servește și ca moderator de neutroni. În generatorul de abur, acesta încălzește și transformă apa secundară în abur. Aburul intră în turbină și o rotește. Atât primul, cât și al doilea circuit sunt închise.

O dată la șase luni, combustibilul nuclear ars este înlocuit cu combustibil proaspăt, pentru care reactorul trebuie oprit și răcit. În Rusia, Novovoronezh, Kola și alte centrale nucleare funcționează conform acestui sistem.

În RBMK, grafitul servește ca moderator, iar apa este un purtător de căldură. Aburul pentru turbină este obținut direct în reactor și returnat acolo după ce a fost utilizat în turbină. Combustibilul din reactor poate fi schimbat treptat fără oprire sau răcire.

Prima centrală nucleară Obninsk din lume aparține acestui tip. Stațiile Leningrad, Cernobîl, Kursk, Smolensk de mare putere au fost construite în același mod.

Eliminarea deșeurilor nucleare este una dintre problemele grave ale centralelor nucleare. În Franța, de exemplu, o mare companie „Cogema” se angajează în acest sens. Combustibilul care conține uraniu și plutoniu este trimis cu mare atenție în containere speciale de transport - sigilate și răcite - pentru reprocesare, iar deșeuri - pentru vitrificare și înmormântare.

„Ni s-au arătat etapele individuale de reprocesare a combustibilului adus de la centrala nucleară cu cea mai mare grijă”, scrie I. Lagovsky în revista Science and Life. - Mașini de descărcare, cameră de descărcare. Puteți privi în ea prin fereastră. Grosimea sticlei din fereastră este de 1 metru 20 centimetri. Fereastra are un manipulator. Puritate de neimaginat în jur. Salopete albe. Lumina moale, palmele și trandafirii artificiali. Sera cu plante reale pentru relaxare după munca în zonă. Dulapuri de control ale AIEA - Agenția Internațională pentru Energie Atomică. Camera operatorului - două semicercuri cu afișaje - de aici controlează descărcarea, tăierea, dizolvarea, vitrificarea. Toate operațiunile, toate mișcările containerului sunt reflectate în mod constant pe afișajele operatorilor. Halele de lucru cu materiale cu activitate ridicată sunt destul de departe, de cealaltă parte a străzii.

Deșeurile vitrificate au un volum mic. Sunt închise în containere de oțel și depozitate în mine ventilate până când sunt duse la locul de înmormântare final ...

Containerele în sine sunt o lucrare de inginerie, al cărei scop era să construiască ceva care nu putea fi distrus. Platformele feroviare încărcate cu containere au fost deraiate, lovite la viteză maximă de trenurile care veneau, au aranjat alte accidente imaginabile și de neconceput în timpul transportului - containerele au rezistat totul. "

După dezastrul de la Cernobil în 1986, oamenii de știință au început să se îndoiască de siguranța exploatării centralelor nucleare și, în special, a reactoarelor RBMK. Tipul VVER este mai favorabil în acest sens: accidentul de la stația americană Threemile Island în 1979, unde miezul reactorului s-a topit parțial, radioactivitatea nu a părăsit nava. Funcționarea îndelungată fără probleme a centralelor nucleare japoneze vorbește în favoarea VVER.

Și, cu toate acestea, mai există o direcție care, potrivit oamenilor de știință, este capabilă să ofere umanității căldură și lumină pentru următorul mileniu. Aceasta se referă la reactoare rapide sau la reactoare de reproducere. Folosesc uraniu-238, dar pentru a obține combustibil, nu energie. Acest izotop absoarbe bine neutronii rapizi și se transformă într-un alt element - plutoniu-239. Reactoarele rapide sunt foarte compacte: nu au nevoie de moderatori sau absorbante - rolul lor îl are uraniul-238. Se numesc reactoare de reproducere sau reproducători (de la cuvântul englezesc „rasă” - a se multiplica). Reproducerea combustibilului nuclear face posibilă utilizarea uraniului de zeci de ori mai complet, prin urmare reactoarele cu neutroni rapide sunt considerate una dintre zonele promițătoare ale energiei nucleare.

În reactoarele de acest tip, pe lângă căldură, se produce și combustibil nuclear secundar, care poate fi utilizat în viitor. Nu există presiune ridicată în circuitele primare sau secundare. Purtătorul de căldură este sodiu lichid. Acesta circulă în primul circuit, se încălzește și transferă căldura către sodiul celui de-al doilea circuit, care, la rândul său, încălzește apa din circuitul abur-apă, transformându-l în abur. Schimbătoarele de căldură sunt izolate de reactor.

Una dintre aceste stații promițătoare - a primit numele Monzyu - a fost construită în regiunea Shiraki de pe coasta Mării Japoniei, într-o zonă de stațiune la patru sute de kilometri vest de capitală.

„Pentru Japonia”, spune K. Takenouchi, șeful departamentului corporației nucleare Kansai, „utilizarea reactoarelor de reproducere înseamnă capacitatea de a reduce dependența de uraniul natural importat prin reutilizarea plutoniului. Prin urmare, este de înțeles că ne străduim să dezvoltăm și să îmbunătățim „reactoare rapide”, pentru a atinge un nivel tehnic care să poată concura cu centralele nucleare moderne din punct de vedere al eficienței și siguranței.

Dezvoltarea reactoarelor de reproducere ar trebui să fie principalul program de generare a energiei electrice în viitorul apropiat. ”

Construcția reactorului Monzyu este deja a doua etapă în dezvoltarea reactoarelor rapide în Japonia. Primul a fost proiectarea și construcția reactorului experimental Joyo de 50-100 MW (care în japoneză înseamnă „lumină eternă”), care a început să funcționeze în 1978. A fost folosit pentru a studia comportamentul combustibilului, a materialelor structurale noi și a componentelor.

Proiectul Monzyu a început în 1968. În octombrie 1985, au început să construiască stația - să sape o groapă de fundație. În timpul dezvoltării sitului, 2,3 milioane de metri cubi de sol stâncos au fost aruncați în mare. Puterea termică a reactorului este de 714 MW. Combustibilul este un amestec de oxizi de plutoniu și uraniu. În miez există 19 tije de control, 198 blocuri de combustibil, fiecare dintre acestea având 169 tije de combustibil (elemente de combustibil - TVEL) cu un diametru de 6,5 milimetri. Acestea sunt înconjurate de unități radiale de reproducere a combustibilului (172 unități) și unități de protecție a neutronilor (316 unități).

Întregul reactor este asamblat ca o păpușă cuibăritoare, doar că nu mai este posibil să-l dezasamblați. Vasul imens al reactorului, realizat din oțel inoxidabil (diametru - 7,1 metri, înălțime - 17,8 metri), este plasat într-o carcasă de protecție în cazul în care sodiul se scurge în timpul unui accident.

„Structurile de oțel ale camerei reactorului”, spune A. Lagovsky în revista „Science and Life”, „cochilii și blocurile de perete sunt umplute cu beton ca protecție. Sistemele primare de răcire cu sodiu, împreună cu vasul reactorului, sunt înconjurate de o carcasă de urgență cu nervuri de rigidizare - diametrul său interior este de 49,5 metri, iar înălțimea sa este de 79,4 metri. Fundul elipsoidal al acestui volum se sprijină pe o pernă solidă de beton înaltă de 13,5 metri. Învelișul este înconjurat de un spațiu inelar de un metru și jumătate, urmat de un strat gros (1-1,8 metri) de beton armat. Cupola cochiliei este, de asemenea, protejată de un strat de beton armat cu grosimea de 0,5 metri.

În urma izolării de urgență, este amenajată o altă carcasă de protecție - una auxiliară - de 100 x 115 metri, care îndeplinește cerințele construcției antiseismice. Nu este un sarcofag?

Sistemele secundare de răcire cu sodiu, sistemele de abur-apă, dispozitivele de încărcare și descărcare a combustibilului și un rezervor de stocare a combustibilului uzat se află în clădirea reactorului auxiliar. Un generator de turbină și generatoare diesel de rezervă sunt amplasate în încăperi separate.

Puterea carcasei de urgență este concepută atât pentru o suprapresiune de 0,5 atmosfere, cât și pentru un vid de 0,05 atmosfere. Un vid se poate forma atunci când oxigenul arde în golul inelar dacă se scurge sodiu lichid. Toate suprafețele de beton care pot intra în contact cu sodiu vărsat sunt căptușite cu foi de oțel suficient de groase pentru a rezista la solicitări termice. Acesta este modul în care se protejează într-un caz care poate să nu se întâmple deloc, deoarece trebuie să existe o garanție atât pentru conducte, cât și pentru toate celelalte părți ale instalației nucleare ".

Din cartea Necunoscutul, respinsul sau ascunsul autorul Țareva Irina Borisovna

Din cartea Marea Enciclopedie Sovietică (PR) a autorului TSB

Din cartea Marea Enciclopedie Sovietică (RE) a autorului TSB

Din cartea Marea Enciclopedie Sovietică (YAD) a autorului TSB

Muniție nucleară Muniție nucleară, focoase de rachete, torpile, sarcini de aviație (adâncime), runde de artilerie, mine terestre cu sarcini nucleare. Conceput să angajeze diverse ținte, să distrugă fortificațiile, structurile și alte sarcini. Acțiune Ya b. bazat

Din cartea Dicționar enciclopedic de cuvinte și expresii înaripate autorul Serov Vadim Vasilievich

Din cartea Funcționarea stațiilor electrice și a tablourilor electrice autorul Krasnik V.V.

Din cartea celor 100 de mari secrete ale estului [cu imagini] autorul Nepomniachtchi Nikolai Nikolaevich

Din cartea Marea Enciclopedie a conservării autorul Semikova Nadezhda Alexandrovna

Din cartea Marea Enciclopedie a Tehnologiei autorul Echipa de autori

Din cartea Bestseller într-un milion. Cum să scrieți, să publicați și să vă promovați bestseller-ul autorul Maslennikov Roman Mihailovici

Poate deține platonii / și mințile rapide Nevtonii / Țara rusă naște Din oda „În ziua aderării la tronul împărătesei Elisabeta” (1747) Mihail Vasilievici Lomonosov (1711 - 1765) „Nevton” - o pronunție veche a numele fizicianului și matematicianului englez Isaac

Din cartea autorului

Ce poate să dețină Platonii / Și Nevtonii înțelepți / Țara Rusă să nască Din „Oda în ziua aderării Majestății sale împărătesei Elisabeta Petrovna la tronul All-Rus în 1747” Mihail Vasilievici Lomonosov (1711 - 1765). „Newton” -

Din cartea autorului

2.6. Împământarea neutrelor transformatoarelor. Reactoare de suprimare a arcului pentru compensarea curenților capacitivi Rețelele electrice de 35 kV sau mai mici funcționează cu neutru izolat al înfășurărilor transformatorului sau împământare prin reactoare de supresie a arcului, rețelele de 110 kV și mai mari funcționează cu o

Din cartea autorului

Reactoare chimice Reactoarele chimice sunt dispozitive care furnizează reacții chimice. Ele diferă în ceea ce privește proiectarea, condițiile de reacție, starea substanțelor care interacționează în reactor (concentrația, presiunea, temperatura). Depinzând de

Din cartea autorului

Trei secțiuni pentru cel mai rapid Această carte este scurtă, atât de intenționată. Ca o lovitură magică! Citit - gata - a obținut rezultatul. Acum vor exista trei secțiuni pentru cei mai activi. Dacă înțelegeți rapid, aceste cinci pagini vă vor fi suficiente pentru a le completa

Energia nucleară a primit întotdeauna o atenție sporită datorită potențialului său. În lume, aproximativ douăzeci la sută din electricitate se obține cu ajutorul reactoarelor nucleare, iar în țările dezvoltate acest indicator al produsului energiei nucleare este chiar mai mare - mai mult de o treime din toată energia electrică. Cu toate acestea, principalul tip de reactoare rămâne termic, cum ar fi LWR și VVER. Oamenii de știință cred că una dintre principalele probleme ale acestor reactoare în viitorul apropiat va fi lipsa combustibilului natural, uraniul, izotopul său 238, care este necesar pentru reacția în lanț de fisiune. Pornind de la posibila epuizare a resurselor acestui material combustibil natural pentru reactoarele termice, se impun restricții asupra dezvoltării energiei nucleare. Mai promițătoare este utilizarea reactoarelor nucleare care utilizează neutroni rapidi, în care este posibilă creșterea combustibilului.

Istoria dezvoltării

Pe baza programului Ministerului Industriei Atomice al Federației Ruse, la începutul secolului, au fost stabilite sarcini pentru crearea și asigurarea funcționării în siguranță a complexelor nucleare, modernizarea centralelor nucleare de un nou tip. Una dintre aceste instalații a fost centrala nucleară din Beloyarsk, situată la 50 de kilometri lângă Sverdlovsk (Ekaterinburg). Decizia de creare a acesteia a fost luată în 1957, iar în 1964 a fost pusă în funcțiune prima unitate.

Reactoarele nucleare termice au funcționat în două dintre blocurile sale, care și-au epuizat resursa până în anii 80-90 ai secolului trecut. Pentru prima dată în lume, reactorul de neutroni rapid BN-600 a fost testat la al treilea bloc. În timpul activității sale, au fost obținute rezultatele planificate de dezvoltatori. Siguranța procesului a fost, de asemenea, la înălțime. În perioada proiectului, care sa încheiat în 2010, nu au existat nereguli majore sau abateri. Termenul final al lucrării sale expiră până în 2025. Se poate spune deja că reactoarele nucleare cu neutroni rapizi, care includ BN-600 și succesorul său, BN-800, au un viitor extraordinar.

Lansarea noului BN-800

Oamenii de știință OKBM le. Afrikantov din Gorki (acum Nijni Novgorod) a pregătit un proiect pentru a patra unitate de putere a centralei electrice Beloyarsk în 1983. În legătură cu accidentul care a avut loc la Cernobâl în 1987 și cu introducerea unor noi standarde de siguranță în 1993, lucrările au fost oprite, iar lansarea a fost amânată la nesfârșit. Abia în 1997, după obținerea unei licențe pentru construcția Unității 4 cu reactorul BN-800 cu o capacitate de 880 MW de la Gosatomnadzor, procesul a fost reluat.

La 25 decembrie 2013, reactorul a început să se încălzească pentru intrarea ulterioară a lichidului de răcire. În 14 iunie, după cum era planificat, a existat o ieșire la o masă suficientă pentru a efectua o reacție în lanț minimă. Apoi, problema sa oprit. Combustibilul MOX, alcătuit din uraniu fisionabil și oxizi de plutoniu, similar cu cel utilizat în Unitatea 3, nu era pregătit. El a vrut să folosească dezvoltatorii în noul reactor. A trebuit să combin, să caut noi opțiuni. Ca urmare, pentru a nu amâna lansarea unității de putere, s-a decis utilizarea combustibilului de uraniu în partea de asamblare. Lansarea reactorului nuclear BN-800 și a unității nr. 4 a avut loc pe 10 decembrie 2015.

Descrierea procesului

În timpul funcționării într-un reactor cu neutroni rapid, se formează elemente secundare datorită reacției de fisiune, care, atunci când sunt absorbite de masa de uraniu, formează un material nuclear nou creat, plutoniul-239, capabil să continue procesul de fisiune suplimentară. Principalul avantaj al acestei reacții este producerea de neutroni de plutoniu, care este utilizat ca combustibil pentru reactoarele nucleare de la centralele nucleare. Prezența sa face posibilă reducerea producției de uraniu, ale cărei rezerve sunt limitate. Dintr-un kilogram de uraniu-235, se poate obține puțin peste un kilogram de plutoniu-239, asigurând astfel creșterea combustibilului.

Ca urmare, producția de energie în unitățile nucleare cu cel mai mic consum de uraniu rar și absența restricțiilor de producție va crește de sute de ori. Se estimează că, în acest caz, rezervele de uraniu vor fi suficiente pentru omenire timp de câteva zeci de secole. Cea mai bună opțiune în energia nucleară pentru a menține un echilibru în consumul minim de uraniu va fi un raport de 4 la 1, unde un reactor de neutroni rapid va fi utilizat pentru patru reactoare termice.

Obiective BN-800

În perioada de funcționare în unitatea de putere nr. 4 a centralei electrice Beloyarsk, au fost stabilite anumite sarcini pentru reactorul nuclear. Reactorul BN-800 ar trebui să funcționeze pe combustibil MOX. O ușoară problemă care a avut loc la începutul lucrării nu a schimbat planurile creatorilor. Potrivit directorului CNP Beloyarsk, domnul Sidorov, tranziția completă la combustibil MOX va avea loc în 2019. Dacă se va face acest lucru, reactorul nuclear local de ameliorare rapidă va fi primul din lume care funcționează pe deplin cu un astfel de combustibil. Ar trebui să devină un prototip pentru viitoarele reactoare rapide similare cu lichid de răcire metalic lichid, mai eficient și mai sigur. Pe baza acestui fapt, BN-800 testează echipamente inovatoare în condiții de funcționare, verificând aplicarea corectă a noilor tehnologii care afectează fiabilitatea și eficiența unității de putere.

class = "eliadunit">

Testarea funcționării noului sistem al ciclului de combustibil.

Testele de ardere a deșeurilor radioactive de lungă durată.

Eliminarea plutoniului de arme acumulat în cantități mari.

BN-800, la fel ca predecesorul său, BN-600, ar trebui să devină un punct de plecare pentru dezvoltatorii ruși să acumuleze o experiență neprețuită în crearea și funcționarea reactoarelor rapide.

Avantajele reactorului de ameliorare rapidă

Utilizarea BN-800 și a reactoarelor nucleare similare în ingineria energiei nucleare permite

Creșteți semnificativ perioada rezervelor de uraniu, ceea ce crește semnificativ cantitatea de energie primită.

Capacitatea de a reduce durata de viață a produselor de fisiune radioactivă la minimum (de la câteva mii de ani la trei sute).

Pentru a îmbunătăți siguranța centralelor nucleare. Utilizarea unui reactor rapid cu neutroni face posibilă reducerea la minimum a posibilității topirii nucleului la un nivel minim, face posibilă creșterea semnificativă a nivelului de autoprotecție a unui obiect și excluderea eliberării de plutoniu în timpul reprocesării. Reactorii de acest tip cu agent de răcire cu sodiu au un nivel crescut de siguranță.

La 17 august 2016, unitatea de putere nr. 4 a centralei electrice Beloyarsk a intrat în modul de funcționare cu o capacitate de 100%. Din decembrie anul trecut, sistemul unit "Ural" a primit energia generată de reactorul rapid.

class = "eliadunit">