Belojarskin ydinvoimalaitoksella toimiva ainutlaatuinen venäläinen nopeaneutronireaktori on nostettu 880 megawattiin, kertoo Rosatomin lehdistöpalvelu.

Reaktori toimii Belojarskin ydinvoimalaitoksen voimayksikössä nro 4, ja sen tuotantolaitteiden testaus on parhaillaan käynnissä. Testiohjelman mukaisesti voimayksikkö ylläpitää sähkötehoa vähintään 880 megawatin tasolla 8 tunnin ajan.

Reaktorin tehoa nostetaan vaiheittain, jotta lopulta saadaan testitulosten perusteella sertifiointi 885 megawatin suunnittelutehotasolle. Käytössä Tämä hetki reaktorin teho on 874 megawattia.

Muista, että Belojarskin ydinvoimalassa toimii kaksi nopeaa neutronireaktoria. Vuodesta 1980 lähtien täällä on toiminut BN-600-reaktori - pitkään aikaan Se oli ainoa tämäntyyppinen reaktori maailmassa. Mutta vuonna 2015 aloitettiin toisen BN-800-reaktorin vaiheittainen käynnistäminen.

Miksi se on niin tärkeää ja harkittua historiallinen tapahtuma globaalille ydinteollisuudelle?

Nopeat neutronireaktorit mahdollistavat suljetun polttoainekierron toteuttamisen (tällä hetkellä sitä ei ole toteutettu BN-600:ssa). Koska vain uraani-238 "poltetaan", käsittelyn (fissiotuotteiden erottaminen ja uusien uraani-238-osien lisääminen) jälkeen polttoaine voidaan ladata uudelleen reaktoriin. Ja koska uraani-plutonium-kierrossa syntyy enemmän plutoniumia kuin on hajonnut, ylimääräinen polttoaine voidaan käyttää uusiin reaktoreihin.

Lisäksi tällä menetelmällä voidaan käsitellä tavanomaisten lämpöreaktorien käytetystä polttoaineesta erotettua plutoniumia ja vähäisiä aktinideja (neptunium, americium, curium) (pienet aktinidit ovat tällä hetkellä erittäin vaarallinen osa radioaktiivista jätettä). Samalla radioaktiivisen jätteen määrä lämpöreaktoreihin verrattuna vähenee yli kaksikymmentä kertaa.

Miksi nopeita neutronireaktoreita ei käytetä laajalti kaikilla ansioillaan? Ensinnäkin tämä johtuu niiden suunnittelun erityispiirteistä. Kuten edellä mainittiin, vettä ei voida käyttää jäähdytysnesteenä, koska se on neutronien hidastaja. Siksi nopeissa reaktoreissa metalleja käytetään pääasiassa nestemäisessä tilassa - eksoottisista lyijy-vismuttilejeeringeistä nestemäiseen natriumiin (ydinvoimaloiden yleisin vaihtoehto).

"Nopeissa neutronireaktoreissa lämpö- ja säteilykuormat ovat paljon suuremmat kuin lämpöreaktoreissa", Belojarskin ydinvoimalaitoksen pääinsinööri Mikhail Bakanov selittää PM:lle. - Tämä johtaa tarpeeseen käyttää erityisiä rakennemateriaaleja reaktoriastiaan ja reaktorin sisäisiin järjestelmiin. TVEL- ja TVS-kotelot eivät ole zirkoniumseoksia, kuten lämpöreaktoreissa, vaan erikoisseostetuista kromiteräksistä, jotka ovat vähemmän herkkiä säteilyn "turpoamiselle". Toisaalta esimerkiksi reaktoriastiaan ei kohdistu sisäiseen paineeseen liittyviä kuormituksia - se on vain hieman korkeampi kuin ilmakehän paine.

Mikhail Bakanovin mukaan ensimmäisinä toimintavuosina suurimmat vaikeudet liittyivät säteilyn turpoamiseen ja polttoaineen halkeilemiseen. Nämä ongelmat kuitenkin ratkesivat pian ja kehitettiin uusia materiaaleja - sekä polttoaineeseen että polttoainesauvojen koteloihin. Mutta nytkään kampanjoita ei rajoita niinkään polttoaineen palaminen (joka BN-600:ssa saavuttaa 11%), vaan materiaaliresurssit, joista polttoainetta, polttoaine-elementtejä ja polttoainenippuja valmistetaan. Muut toimintaongelmat liittyivät pääasiassa natriumin vuotamiseen toisiopiirissä, reaktiivisessa ja syttyvässä metallissa, joka reagoi rajusti kosketukseen ilman ja veden kanssa: "Vain Venäjällä ja Ranskalla on pitkä kokemus teollisuusvoimareaktorien käytöstä nopeilla neutroneilla. Sekä meillä että ranskalaisilla asiantuntijoilla oli alusta alkaen samat ongelmat. Ratkaisimme ne onnistuneesti tarjoamalla alusta alkaen erikoisvälineet piirien tiiviyden valvontaan, natriumvuotojen paikallistamiseen ja estämiseen. Ja ranskalainen projekti osoittautui vähemmän valmistautuneeksi tällaisiin ongelmiin, minkä seurauksena Phenix-reaktori suljettiin lopulta vuonna 2009.

"Ongelmat olivat todella samat", lisää Belojarskin ydinvoimalaitoksen johtaja Nikolai Oshkanov, "mutta ne ratkaistiin täällä ja Ranskassa eri tavoin. Esimerkiksi kun Phenix taipui pään osa Yhdessä kokoonpanossa ranskalaiset asiantuntijat kehittivät monimutkaisen ja melko kalliin "näkemisjärjestelmän" natriumkerroksen läpi siepatakseen ja purkaakseen sen. Ja kun meillä oli sama ongelma, yksi insinööreistämme ehdotti videokameran käyttöä yksinkertaisimpaan rakenteeseen, kuten sukelluskelloon - alhaalta avautuvaan putkeen, jossa argon puhaltaa ylhäältä. Kun natriumsulate poistettiin, käyttäjät pystyivät kaappaamaan mekanismin videolinkin kautta ja taivutettu kokoonpano poistettiin onnistuneesti.

Nopean neutronireaktorin sydän on järjestetty sipulin tapaan kerroksittain

370 polttoainenippua muodostaa kolme vyöhykettä, joilla on uraani-235 rikastus - 17, 21 ja 26 % (alun perin vyöhykkeitä oli vain kaksi, mutta energian vapautumisen tasaamiseksi tehtiin kolme). Niitä ympäröivät sivusuojukset (peitot) tai lisääntymisvyöhykkeet, joissa sijaitsevat köyhdytettyä tai luonnonuraania sisältävät kokoonpanot, jotka koostuvat pääasiassa isotoopista 238. lisääntyminen).

Polttoainekokoonpanot (FA:t) ovat joukko polttoaine-elementtejä (TVEL), jotka on koottu yhteen koteloon - erikoisteräksestä valmistettuja putkia, jotka on täytetty uraanioksidipelleteillä, joissa on eri rikastus. Jotta polttoaine-elementit eivät kosketa toisiaan ja jäähdytysneste voi kiertää niiden välillä, putkien ympärille kierretään ohut lanka. Natrium tulee polttoainenippuun alempien kuristusreikien kautta ja poistuu yläosan ikkunoiden kautta.

Polttoainenipun alaosassa on keräinpesään työnnetty varsi, yläosassa on pääosa, jolla kokoonpano vangitaan uudelleenlatauksen aikana. Eri rikastusasennelmissa on erilaiset istuimet, joten on yksinkertaisesti mahdotonta asentaa kokoonpanoa väärään paikkaan.

Reaktorin ohjaamiseen käytetään 19 booria sisältävää kompensointisauvaa (neutroniabsorberi) polttoaineen palamisen kompensoimiseen, 2 automaattista säätösauvaa (tietyn tehon ylläpitämiseksi) ja 6 aktiivista suojasauvaa. Koska uraanin oma neutronitausta on pieni, reaktorin kontrolloituun käynnistämiseen (ja ohjaukseen pienillä tehotasoilla) käytetään "taustavaloa" - fotoneutronilähdettä (gammasäteilijä plus beryllium).

Nopeilla neutronireaktoreilla varustetut voimayksiköt voivat merkittävästi laajentaa ydinvoiman polttoainepohjaa ja minimoida radioaktiivinen jäte järjestämällä suljettu ydinpolttoainekierto. Vain harvoissa maissa on tällaisia ​​​​tekniikoita, ja Venäjän federaatio on asiantuntijoiden mukaan maailman johtava tällä alalla.

BN-800-reaktori ("fast natriumista", sähköteho 880 megawattia) on pilottiteollisuuden nopea neutronireaktori, jossa on nestemäistä metallia, natriumia, jäähdytysnestettä. Siitä pitäisi tulla kaupallisten, tehokkaampien BN-1200-reaktorien prototyyppi.

lähteet

Nopea neutronireaktori.

Suuren mittakaavan ydinvoimatekniikan rakenteessa tärkeä rooli on nopeilla neutronireaktoreilla, joissa on suljettu polttoainekierto. Niiden avulla voidaan lisätä luonnonuraanin käytön tehokkuutta lähes 100-kertaiseksi ja siten poistaa ydinenergian kehittämisen rajoituksia. luonnonvarat ydinpolttoaine.
Maailman 30 maassa toimii tällä hetkellä noin 440 ydinreaktoria, jotka tuottavat noin 17 % kaikesta maailmassa tuotetusta sähköstä. Teollisuudessa kehitysmaat"atomisähkön" osuus on yleensä vähintään 30 % ja kasvaa jatkuvasti. Tutkijoiden mukaan nopeasti kasvava ydinvoimateollisuus, joka perustuu nykyaikaisiin "termisiin" ydinreaktoreihin, joita käytetään toiminnassa ja rakenteilla olevissa ydinvoimalaitoksissa (useimmissa VVER- ja LWR-reaktoreilla), kohtaa kuitenkin jo nyt väistämättä pulaa uraanin raaka-aineista. kuluvalla vuosisadalla johtuen siitä, että harvinainen isotooppi uraani-235 on näiden asemien halkeamiskelpoinen polttoaine-elementti.
Nopeassa neutronireaktorissa (FN) syntyy ydinfissioreaktion aikana ylimäärä sekundäärisiä neutroneja, joiden absorptio uraani-238:sta koostuvan uraanin massassa johtaa uuden ydinfissiilin intensiiviseen muodostumiseen. materiaali, plutonium-239. Tämän seurauksena jokaisesta uraani-235-kilosta saadaan energiantuotannon ohella yli kilo plutonium-239:ää, jota voidaan käyttää polttoaineena missä tahansa ydinvoimalaitoksen reaktorissa harvinaisen uraani-235:n sijaan. Tämä fyysinen prosessi, jota kutsutaan polttoaineen lisääntymiseksi, mahdollistaa kaiken luonnonuraanin sisällyttämisen ydinvoimateollisuuteen, mukaan lukien sen pääosa - uraani-238-isotooppi (99,3 % fossiilisen uraanin kokonaismassasta). Tämä isotooppi nykyaikaisissa ydinvoimalaitoksissa lämpöneutroneilla ei käytännössä osallistu energiantuotantoon. Tämän seurauksena energiantuotanto olemassa olevilla uraanivaroilla ja mahdollisimman vähäisellä luontovaikutuksella voitaisiin lisätä lähes 100-kertaiseksi. Tässä tapauksessa atomienergia riittää ihmiskunnalle useiden vuosituhansien ajan.
Tiedemiesten mukaan ryhmätyö"termiset" ja "nopeat" reaktorit, joiden osuus on noin 80:20 %, tarjoavat ydinvoimateollisuudelle eniten tehokas käyttö uraanivarat. Tällä suhteella nopeat reaktorit tuottavat tarpeeksi plutonium-239:ää käytettäväksi ydinvoimaloissa, joissa on lämpöneutronireaktorit.
Tekniikan lisäetu nopeat reaktorit Ylimääräisellä sekundäärineutronien määrällä on kyky "polttaa" pitkäikäisiä (jossa on jopa tuhansia ja satoja tuhansia vuosia hajoamisaika) radioaktiivisia fissiotuotteita, jolloin ne muuttuvat lyhytikäisiksi puoliintumisajoiksi. enintään 200-300 vuotta. Tällaiset muunnetut radioaktiiviset jätteet voidaan turvallisesti haudata erityisiin varastoihin häiritsemättä maapallon luonnollista säteilytasapainoa.

Työ nopeiden neutronien ydinreaktorien alalla alkoi vuonna 1960, kun suunniteltiin ensimmäinen kokeellinen teollisuusvoimareaktori BN-350. Tämä reaktori käynnistettiin vuonna 1973 ja se toimi menestyksekkäästi vuoteen 1998 asti.
Vuonna 1980 Belojarskin ydinvoimalaitoksella otettiin käyttöön seuraava tehokkaampi BN-600-voimareaktori (600 MW(e)) osana voimayksikköä nro 3, joka toimii luotettavasti tähän päivään asti, ja on suurin olemassa olevista tämäntyyppisistä reaktoreista maailmassa. Huhtikuussa 2010 reaktorin suunniteltu 30 vuoden käyttöikä täyttyi täysin korkeilla luotettavuus- ja turvallisuusindikaattoreilla. Pitkän käyttöjakson aikana voimayksikön kapasiteettikerroin pysyy tasaisen korkealla tasolla - noin 80 %. Odottamattomat tappiot alle 1,5 %.
Voimalaitoksen viimeisen 10 vuoden aikana ei ole ollut yhtään reaktorin hätäpysäytystapausta.
Pitkäikäisten kaasu-aerosoliradionuklidien saanto vuonna ympäristöön puuttuu. Inerttien radioaktiivisten kaasujen saanto on tällä hetkellä mitätön ja määrä on<1% от допустимого по санитарным нормам.
Reaktorin toiminta on osoittanut vakuuttavasti natriumvuotojen ehkäisemiseen ja hillitsemiseen tähtäävien suunnittelutoimenpiteiden luotettavuuden.
Luotettavuudeltaan ja turvallisuudeltaan BN-600-reaktori osoittautui kilpailukykyiseksi termisiin neutroneihin (VVER) perustuvien sarjalämpöreaktorien kanssa.

Kuva 1. Reaktorihuone (keskus) BN-600

Vuonna 1983 yritys kehitti BN-600:n perusteella parannetun BN-800 reaktorin hankkeen tehoyksikölle, jonka teho on 880 MW(e). Vuonna 1984 aloitettiin kahden BN-800-reaktorin rakentaminen Belojarskiin ja uuteen Etelä-Uralin ydinvoimalaan. Näiden reaktorien rakentamisen myöhempää viivästymistä käytettiin suunnittelun tarkentamiseen sen turvallisuuden parantamiseksi ja teknisten ja taloudellisten indikaattoreiden parantamiseksi. BN-800:n rakennustyöt aloitettiin uudelleen vuonna 2006 Belojarskin ydinvoimalaitoksella (4. voimalaitos), ja sen pitäisi valmistua vuonna 2013.

Kuva 2. BN-800 nopea neutronireaktori (pystyleikkaus)

Kuva 3. BN-800-reaktorin malli

Rakenteilla olevalla BN-800-reaktorilla on seuraavat tärkeät tehtävät:

• Toiminnan varmistaminen MOX-polttoaineella.
• Suljetun polttoainekierron avainkomponenttien kokeellinen esittely.
• Testataan todellisissa käyttöolosuhteissa uudentyyppisiä laitteita ja parannettuja teknisiä ratkaisuja, jotka on otettu käyttöön tehokkuuden, luotettavuuden ja turvallisuuden parantamiseksi.
• Innovatiivisten teknologioiden kehittäminen tuleville nopeille neutronireaktoreille, joissa on nestemäinen metallijäähdytys:
• lupaavien polttoaineiden ja rakennemateriaalien testaus ja sertifiointi;
• teknologian esittely pienten aktinidien poltto- ja pitkäikäisten fissiotuotteiden transmutaatiosta, jotka ovat vaarallisin osa ydinenergian radioaktiivista jätettä.

JSC "Afrikantov OKBM" kehittää parannettua kaupallista BN-1200-reaktoria, jonka kapasiteetti on 1220 MW.

Kuva 3. BN-1200 reaktori (pystyleikkaus)

Tämän hankkeen toteuttamiseksi on suunniteltu seuraava ohjelma:

• 2010…2016 - reaktorilaitoksen teknisen hankkeen kehittäminen ja T&K-ohjelman toteuttaminen.
• 2020 - MOX-käyttöisen päävoimayksikön käyttöönotto ja sen keskitetyn tuotannon organisointi.
• 2023…2030 - sarjan voimayksiköiden käyttöönotto, joiden kokonaiskapasiteetti on noin 11 GW.

BN-600:n positiivisen käyttökokemuksen vahvistamien ja BN-800-projektiin sisältyvien ratkaisujen ohella BN-1200-projektissa käytetään uusia ratkaisuja, joiden tavoitteena on parantaa edelleen teknisiä ja taloudellisia tunnuslukuja ja lisätä turvallisuutta.
Teknisten ja taloudellisten indikaattoreiden mukaan:

• asennetun kapasiteetin käyttöasteen nostaminen BN-800:n suunnitellusta arvosta 0,85 arvoon 0,9;
• MOX-polttoaineen palamisen vaiheittainen nousu kokeellisissa polttoainenippuissa saavutetusta tasosta 11,8 % t.a. jopa 20 % t.a. (keskimääräinen palaminen ~140 MW päivä/kg);
• jalostussuhteen nostaminen arvoon ~1,2 uraani-plutoniumoksidipolttoaineella ja ~1,45:een sekanitridipolttoaineella;
• metallin kulutuksen ominaisindikaattoreiden lasku ~1,7 kertaa verrattuna BN-800:aan
• reaktorin käyttöiän pidentäminen 45 vuodesta (BN-800) 60 vuoteen.

Turvallisuuden vuoksi:

• ytimen vakavien vaurioiden todennäköisyyden tulisi olla suuruusluokkaa pienempi kuin sääntelyasiakirjojen vaatimukset;
• terveyssuojavyöhykkeen tulisi sijaita ydinvoimalaitosalueen rajojen sisällä mahdollisia suunnitteluperusteisia onnettomuuksia varten;
• suojatoimenpiteiden vyöhykkeen rajan tulee olla sama kuin ydinvoimalaitoksen alueen raja, jos kyseessä on vakavia suunnitteluperusteen ulkopuolisia onnettomuuksia, joiden todennäköisyys ei ylitä 10-7 per reaktori/vuosi.

Referenssien ja uusien ratkaisujen optimaalinen yhdistelmä sekä mahdollisuus polttoaineen laajennettuun tuotantoon mahdollistavat tämän hankkeen luokittelun neljännen sukupolven ydinteknologiaksi.

JSC "Afrikantov OKBM" osallistuu aktiivisesti kansainväliseen nopeiden reaktoreiden yhteistyöhön. Se oli kiinalaisen kokeellisen nopean neutronireaktorin CEFR kehittäjä ja pääurakoitsija reaktorin päälaitteiden valmistuksessa, osallistui reaktorin fyysisen ja tehollisen käynnistyksen toteuttamiseen vuonna 2011 ja avustaa kehitystyössä. sen kapasiteetista. Parhaillaan valmistellaan hallitustenvälistä sopimusta BN-800-projektiin perustuvan natriumjäähdytteisen nopean demonstraatioreaktorin (CDFR) rakentamisesta Kiinaan OKBM:n ja muiden valtionyhtiö Rosatomin yritysten kanssa.

Neutronit?

Neutronit ovat hiukkasia, jotka muodostavat useimmat atomiytimet yhdessä protonien kanssa. Ydinfissioreaktion aikana uraaniydin jakautuu kahteen osaan ja lisäksi se emittoi useita neutroneja. Ne voivat päästä muihin atomeihin ja aiheuttaa yhden tai useamman fissioreaktion. Jos jokainen uraaniytimien hajoamisen aikana vapautuva neutroni osuu viereisiin atomeihin, alkaa lumivyörymäinen reaktioketju, jossa vapautuu yhä enemmän energiaa. Ilman pelotteita tapahtuu ydinräjähdys.

Mutta ydinreaktorissa osa neutroneista joko pakenee tai absorboi ne erityiset absorboijat. Siksi fissioreaktioiden määrä pysyy koko ajan samana, täsmälleen energian saamiseksi tarvittava määrä. Radioaktiivisen hajoamisen reaktioenergia tuottaa lämpöä, josta tuotetaan höyryä, joka kääntää voimalaitoksen turbiinia.

Neutroneilla, jotka pitävät ydinreaktion vakiotasolla, voi olla erilaisia ​​energioita. Energiasta riippuen niitä kutsutaan joko lämpö- tai nopeiksi (kylmiäkin on, mutta ne eivät sovellu ydinvoimalaitoksiin). Suurin osa maailman reaktoreista perustuu lämpöneutronien käyttöön, mutta Belojarskin ydinvoimalassa on nopea reaktori. Miksi?

Mitä hyötyä siitä on?

Nopeassa neutronireaktorissa osa neutronienergiasta menee, kuten tavanomaisissa reaktoreissa, ylläpitämään ydinpolttoaineen pääkomponentin, uraani-235:n, fissioreaktiota. Ja osan energiasta absorboi uraani-238:sta tai torium-232:sta valmistettu kuori. Nämä elementit ovat hyödyttömiä tavanomaisissa reaktoreissa. Kun neutronit osuvat niiden ytimiin, ne muuttuvat isotoopeiksi, jotka soveltuvat käytettäväksi ydinvoimassa polttoaineena: plutonium-239 tai uraani-233.

rikastettua uraania. Toisin kuin käytetty ydinpolttoaine, uraani ei suinkaan ole niin radioaktiivista, että sitä pitäisi käsitellä vain robottien avulla. Voit jopa ottaa sen lyhyen aikaa kädet tiukoissa käsineissä. Kuva: Yhdysvaltain energiaministeriö

Näin ollen nopeita neutronireaktoreita voidaan käyttää paitsi kaupunkien ja tehtaiden energiahuollon lisäksi myös uuden ydinpolttoaineen tuottamiseen suhteellisen edullisista raaka-aineista. Taloudellisen hyödyn puolesta puhuvat seuraavat seikat: kilo malmista sulatettua uraania maksaa noin viisikymmentä dollaria, sisältää vain kaksi grammaa uraani-235:tä ja loput uraani-238:aa.

Nopeita neutronireaktoreita ei kuitenkaan käytännössä käytetä maailmassa. BN-600 voidaan pitää ainutlaatuisena. Japanilainen "Monju" eikä ranskalainen "Phoenix" eikä joukko kokeellisia reaktoreita Yhdysvalloissa ja Isossa-Britanniassa ole nyt toiminnassa: lämpöneutronireaktorit osoittautuivat helpompia rakentaa ja käyttää. Tiellä on useita esteitä reaktoreille, jotka voivat yhdistää energian tuotannon ydinpolttoaineen tuotantoon. Ja sen 35 vuoden menestyksekkäästä toiminnasta päätellen BN-600-suunnittelijat pystyivät ohittamaan ainakin osan esteistä.

Mikä on ongelma?

Natriumissa. Jokaisessa ydinreaktorissa tulee olla useita komponentteja ja elementtejä: polttoainenippuja ydinpolttoaineella, ydinreaktion hallintaelementtejä ja jäähdytysnestettä, joka ottaa laitteessa vapautuvan lämmön. Näiden yksiköiden rakenne, polttoaineen ja jäähdytysnesteen koostumus voivat vaihdella, mutta ilman niitä reaktori on määritelmän mukaan mahdoton.

Nopeiden neutronien reaktorissa jäähdytysaineena on käytettävä materiaalia, joka ei pidätä neutroneja, muuten ne muuttuvat nopeista neutroneista hitaiksi, termisiksi. Ydinenergian kynnyksellä suunnittelijat yrittivät käyttää elohopeaa, mutta se liuotti reaktorin sisällä olevat putket ja alkoi vuotaa ulos. Kuumentunut myrkyllinen metalli, joka myös muuttui radioaktiiviseksi säteilyn vaikutuksesta, aiheutti niin paljon ongelmia, että elohopeareaktoriprojekti suljettiin nopeasti.

Natriumpalasia säilytetään yleensä kerosiinikerroksen alla. Tämä neste, vaikkakin syttyvä, ei reagoi natriumin kanssa eikä päästä ilmasta tulevaa vesihöyryä siihen. Kuva: Superplus / Wikipedia

BN-600 käyttää nestemäistä natriumia. Ensi silmäyksellä natrium ei ole paljon parempi kuin elohopea: se on kemiallisesti erittäin aktiivinen, reagoi kiivaasti veden kanssa (toisin sanoen se räjähtää veteen joutuessaan) ja jopa reagoi betonin muodostavien aineiden kanssa. Se ei kuitenkaan häiritse neutroneja, ja oikeantasoisella rakennustyöllä ja myöhemmällä huollolla vuotoriski ei ole niin suuri. Lisäksi natrium, toisin kuin vesihöyry, voidaan pumpata normaalipaineessa. Höyrysuihku katkenneesta höyrylinjasta satojen ilmakehän paineen alla leikkaa metallia, joten natrium on tässä mielessä turvallisempi. Ja mitä tulee kemialliseen toimintaan, niin se voidaan kääntää hyväksi. Onnettomuuden sattuessa natrium ei reagoi vain betonin, vaan myös radioaktiivisen jodin kanssa. Natriumjodidia ei enää poistu ydinvoimalaitoksen rakennuksesta, kun taas kaasumaisen jodin osuus Fukushiman ydinvoimalaitoksen onnettomuuden päästöistä oli lähes puolet.

Neuvostoliiton insinöörit, jotka kehittivät nopeita neutronireaktoreita, rakensivat ensin kokeellisen BR-2:n (saman epäonnistuneen elohopeareaktorin) ja sitten kokeellisen BR-5:n ja BOR-60:n natriumilla elohopean sijasta. Niistä saadut tiedot mahdollistivat ensimmäisen teollisen "nopea" reaktorin BN-350 suunnittelun, jota käytettiin ainutlaatuisessa ydinkemian-energialaitoksessa - NPP:ssä yhdistettynä meriveden suolanpoistolaitokseen. Belojarskin ydinvoimala on jo rakentanut toisen BN-tyypin reaktorin - "nopea, natrium".

Huolimatta BN-600:n lanseeraukseen mennessä kertyneestä kokemuksesta, ensimmäiset vuodet varjostivat sarja nestemäisen natriumin vuotoja. Mikään näistä tapauksista ei aiheuttanut säteilyuhkaa yleisölle tai johtanut laitoksen henkilöstön vakavaan altistumiseen, ja 1990-luvun alusta lähtien natriumvuodot ovat lakanneet kokonaan. Maailmanlaajuisessa kontekstissa on huomattava, että japanilaisessa Monjussa oli vakava nestemäinen natriumvuoto vuonna 1995, joka johti tulipaloon ja aseman sulkemiseen 15 vuodeksi. Vain Neuvostoliiton suunnittelijat onnistuivat toteuttamaan ajatuksen nopeasta neutronireaktorista teollisessa, ei kokeellisessa laitteessa, jonka kokemuksen ansiosta venäläiset ydintutkijat pystyivät kehittämään ja rakentamaan seuraavan sukupolven reaktorin, BN-800:n.

BN-800 on jo rakennettu. 27.6.2014 reaktori aloitti toimintansa minimiteholla ja tehon odotetaan käynnistyvän vuonna 2015. Koska ydinreaktorin laukaisu on erittäin monimutkainen prosessi, asiantuntijat erottavat toisistaan ​​fyysisen laukaisun (itse ylläpitävän ketjureaktion alku) ja tehokäynnistyksen, jolloin voimayksikkö alkaa tuottaa ensimmäisiä megawattija sähköä verkkoon. .

Belojarskin ydinvoimala, ohjauspaneeli. Kuva viralliselta verkkosivustolta: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

BN-800:ssa suunnittelijat toteuttivat useita tärkeitä parannuksia, kuten esimerkiksi reaktorin hätäilmajäähdytysjärjestelmän. Kehittäjät kutsuvat sen etuna riippumattomuutta energialähteistä. Jos Fukushiman tapaan sähkö katoaa ydinvoimalaitokselta, niin jäähdytysreaktorin virtaus ei silti katoa - kierto säilyy luonnollisesti konvektion ansiosta nostaen lämmitettyä ilmaa ylöspäin. Ja jos aktiivinen vyöhyke yhtäkkiä sulaa, radioaktiivinen sula ei mene ulos, vaan erityiseen ansaan. Lopuksi, suuri määrä natriumia toimii suojana ylikuumenemiselta, joka voi onnettomuuden sattuessa vastaanottaa syntyneen lämmön jopa kaikkien jäähdytysjärjestelmien täydellisen epäonnistumisen yhteydessä.

BN-800:n jälkeen on tarkoitus rakentaa vieläkin tehokkaampi BN-1200-reaktori. Kehittäjät odottavat, että heidän jälkeläisistään tulee sarjareaktori, jota käytetään paitsi Belojarskin ydinvoimalassa myös muilla asemilla. Vaikka nämä ovat suunnitelmia, useita ongelmia on kuitenkin vielä ratkaistava laajamittaiseen siirtymiseen nopeisiin neutronireaktoreihin.

Belojarskin ydinvoimalaitos, uuden voimalaitoksen rakennustyömaa. Kuva viralliselta verkkosivustolta: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

Mikä on ongelma?

Taloudessa ja polttoaineen ekologiassa. Nopeat neutronireaktorit toimivat rikastetun uraanioksidin ja plutoniumoksidin seoksella - tämä on niin kutsuttu mox-polttoaine. Teoriassa se voi olla tavanomaista halvempi, koska siinä käytetään edullisen uraani-238:n plutoniumia tai uraani-233:a tai muissa reaktoreissa säteilytettyä toriumia, mutta toistaiseksi mox-polttoaine on menettämässä hintaaan perinteiselle polttoaineelle. Siitä muodostuu eräänlainen noidankehä, jota ei ole niin helppo katkaista: on tarpeen hienosäätää sekä reaktorien rakentamistekniikkaa että plutoniumin uuttamista uraanilla reaktorissa säteilytetystä materiaalista ja varmistaa valvonta. erittäin aktiivisten materiaalien leviämisen estoon. Jotkut ekologit, esimerkiksi voittoa tavoittelemattoman keskus Bellonan edustajat, viittaavat suureen määrään jätettä, joka saadaan säteilytetyn materiaalin käsittelyssä, koska nopean neutronireaktorin arvokkaiden isotooppien ohella muodostuu merkittävä määrä radionuklideja. jotka pitää haudata jonnekin.

Toisin sanoen edes nopean neutronireaktorin onnistunut toiminta ei sinänsä takaa vallankumousta ydinenergiassa. Se on välttämätön, mutta ei riittävä edellytys siirtymiselle rajallisista uraani-235-varannoista paljon helpommin saatavilla olevaan uraani-238- ja torium-232-varantoon. Se, selviytyvätkö ydinpolttoaineen käsittelyn ja ydinjätteen loppusijoituksen prosesseissa mukana olevat teknikot tehtävistään, on oman tarinansa aihe.

Siitä huolimatta joulukuussa 2017 aloitettiin paljon suuremman CFR-600-voimayksikön rakentaminen, joka on BN-800:n analogi ideologian ja jopa joidenkin elementtien suunnittelun suhteen (esimerkiksi höyrygeneraattorit, jotka saivat aikaan huhut, että Venäjä oli mukana suunnittelussa myös täällä). Tällainen kiire rakentamiseen johtuu kilpailusta muiden nopeiden ohjelmien kanssa, joita käsitellään alla. Pilotti-teollisen CFR-600:n, jonka he haluavat laukaista vuonna 2023, pitäisi avata tietä 1200 megawatin CCFR:n massarakentamiseen, mikä ratkaisee polttoaineen saantiongelman ja vähentää käytetyn ydinpolttoaineen määrää - yleensä, suunnitelmat täällä ovat perinteisiä kiinalaisia ​​copy-paste ranskalaisia ​​ja/tai neuvostoliittolaisia.

CFR-600 toisiopiirin poikkileikkaus-modulaarinen rakenne vihjaa sen läheisyyteen Neuvostoliiton/Venäjän BN-linjan kanssa. On myös ajatteli , mitä vain kaksi silmukkaa (3 tai 4 sijasta) tarkoittaa, että tämän mallin teho kasvaa 900 tai 1200 megawattiin.

Kiina ei kuitenkaan pysähdy yhteen natriumin "klassiseen" kanssa, ja joka vuosi investoidaan yhä enemmän rahaa vaihtoehtoihin. Tunnetuin lyijyvismuttiprojektista , joista ensimmäinen edustaa 0-tehoista kokoonpanoa (tai kriittistä kokoonpanoa, joka mahdollistaa tulevan reaktorin neutronisten ominaisuuksien ongelmien tutkimisen), ja toinen on projekti 10 megawatin (t) reaktorista ulkoisella neutronilla. asema (ADS-järjestelmä). Tämän kehityksen sotilaallisista sovelluksista liikkuu huhuja.

Lisäksi Kiina sai vuonna 2017 onnea pyrstöstä - se sopi amerikkalaisen Terra Powerin kanssa nopean natriumreaktorin TWR-300 rakentamisesta Kiinaan. Bill Gatesin pitkään rahoittama (mutta äskettäin nämä rahat riistetty) Terra Power kokosi aikoinaan siipiensä alle vahvimmat amerikkalaiset nopeiden reaktorien kehittäjät, ja jos 300 megawatin (sähkö)reaktorin projekti toteutetaan, tämä tulee olemaan tärkeä injektio amerikkalaisen kokemuksen kiinalaisessa ohjelmassa.

TWR-300:n käsitteellinen kuva muistuttaa klassisia Phenix- tai BN-600-nopeita natriumreaktoreita, mutta ytimen suunnittelussa voi hyvinkin olla monia "siruja".

Lopuksi Kiina kehittää aktiivisesti sulasuolareaktoreiden aihetta, mutta täällä ei ole täysin tiedossa, puhummeko reaktoreista, joissa on moderaattori vai nopeita. Näyttää siltä, ​​että muutaman vuoden sisällä tämä aihe selkenee. Sulasuolareaktoreita pidetään usein suuren nopeiden reaktoreiden yhteydessä, joissa on CNFC:tä "jälkipolttimina", jotka toteuttavat pienten aktinidien ja pitkäikäisten fissiotuotteiden transmutaatiota, mikä lopulta ratkaisee uskomattoman pitkien SNF-varastointiaikojen tai -jäämien ongelman. SNF-käsittelystä.

***

No, päästiin Venäjän pikaohjelmaan. Venäjällä on vuosina 2015 ja 2018 maailman parhaita olosuhteita nopeiden reaktorien kehittäjille: kokeellisia ja teollisia reaktoreita on paljon, ohjelmille on rahoitusta, ydinvoimalaitoksen operaattori on kiinnostunut nopeiden reaktorien käyttöönotosta. , ainakin VVER SNF:n jälleenkäsittelyn aikana muodostuvan plutoniumin polttamiseen.

Venäjä jatkaa nopeiden siviilireaktorien rakentamista - kuvassa 150 megawatin rakentaminen

Näyttäisi siltä, ​​että tällaisissa olosuhteissa meidän olisi pitänyt nähdä uusien VVER-rakennushankkeiden syrjäyttäminen BN/BREST-rakennushankkeilla jo kauan sitten.

Kaikki ei kuitenkaan ole niin ruusuista. Maailman kärkeen ryntänyt Venäjän nopea ohjelma kohtasi kolme ongelmaa: motivaation lasku, sisäinen kilpailu ja rahoituksen väheneminen.

Näiden ongelmien ensimmäinen uhri oli SVBR-100-projekti. Kuten tiedetään, nopeiden reaktoreiden raskasmetallijäähdytteillä on joitain etuja natriumiin (ja natrium-kaliumiin) verrattuna: palamattomuus ja inertisyys vuorovaikutuksessa ilman ja veden kanssa, korkea kiehumispiste, hyvät neutroniset ominaisuudet. Lyijy-vismutti-fast Reactor -projektin piti hyödyntää olemassa olevaa kokemusta työskentelystä lyijy-vismuttieutektiikan kanssa (7 kappaleen lyijy-vismuttireaktoreita käytti Neuvostoliiton laivasto ja vähintään yksi koereaktori toimi maalla).

Reaktorilaitos SVBR-100 (keskellä), toinen piiri (höyrygeneraattorit reaktorin sisällä, erottimet ulkopuolella)

Samaan aikaan Rosatom houkutteli nopeita reaktoriprojekteja "eri kulmiin" En+” Oleg Deripaska ja he päättivät tehdä reaktorista pienen ja tulevaisuudessa modulaarisen miehittääkseen sopivan markkinaraon (yleensä haluan kirjoittaa yksityiskohtaisen tarinan tämän projektin historiasta). Vuoteen 2016 mennessä hanke oli saavuttanut vaiheen, jossa rakentamisen hinta ja siten kilowattitunnin hinta selvisi. Kustannukset ja hinta osoittautuivat kohtuuttoman korkeiksi (100+ dollaria/MWh), ilman mahdollisuutta taistella Venäjän markkinoilla, eikä maailmassa ollut niin paljon paikkoja, joissa tämä hanke ainakin potentiaalisesti taistelee. Rosatomin ja Deripaskan kehittäjät kulissien takana syyttivät toisiaan kyvyttömyydestä suunnitella pieniä ydinvoimaloita, mutta tavalla tai toisella hanke jäädytettiin ja pysyy tässä tilassa tähän asti. Tällainen "ei-tiimin" lähestymistapa on mielestäni pitkään lannistanut yksityisiä sijoittajia investoimasta yhteisiin hankkeisiin Rosatomin kanssa.

Loput kaksi haaraa - BREST ja BN, vaikka ne muodollisesti yhdistettiin yhdeksi "Breakthrough" -projektiksi, taistelivat kuoliaaksi toistensa kanssa paikasta taloudellisen auringon alla. Erityisesti lippulaiva BN-1200, jonka piti ottaa vastaan ​​kaikki natriumnopeiden reaktorien kokemus ja lähestyä VVER-1200:n hintaa, kritisoitiin säännöllisesti ja lähetettiin tarkistettavaksi, missä se on edelleen olemassa. Vaikka itse asiassa, jos asiakas (esimerkiksi Rosenergoatom-konserni) tarvitsee nopean tehoreaktorin, hänellä ei ole vaihtoehtoa BN-1200:lle, refrääni oli ajatus, että BREST ja BN on tarpeen rakentaa ja vertailla niitä. Ja koska meillä on jo BN-800, ei ehkä kannata rakentaa uutta.

Muuten, harvat tietävät, mutta aivan Mayakin tehtaan vieressä on Etelä-Uralin ydinvoimalan paikka, jossa on kaksi kaivoa BN-800: lle, jonka rakentaminen lopetettiin 90-luvun alussa.

Vuosia kestäneet parannukset BN-1200:aan johtivat kuitenkin melko yllättävään tulokseen. Projekti oli fantastisesti optimoitu rakennusmäärien, reaktorilaitoksen metallin kulutuksen, liitosten määrän jne. ja se on nyt rakennuskustannuksiltaan yhtä suuri kuin VVER-1200. Paperilla samaa, mutta ottaen huomioon, että BN-800 maksoi lähes puolitoista kertaa enemmän kuin VVER-1200 megawattia kohden, tämä on hieno saavutus. Tämän seurauksena, vaikka päätöstä BN-1200-yksikön rakentamisesta ei ole tehty, ja koska investoinnit uusien ydinvoimalaitosten rakentamiseen Venäjälle vähenevät merkittävästi, sen toteuttaminen on erittäin vaikeaa. natriumklassikoiden asema on vahvempi kuin koskaan. Ilmeisesti seuraava tärkeä kohta on MOX-polttoaineen kehittäminen BN-800:ssa, koska. sen on tarkoitus olla nykyisen BN-1200-projektin tärkein. Mutta uskomattomista näkymistä loistava BN-1200 on nykyään paperiprojekti.

BN-1200-projektin (nyt se on BN-1200M) koko ja erityiskustannukset pienenivät fantastisesti. Tärkeintä on, että sinun ei tarvitse maksaa tästä toiminnasta kovaa hintaa.

BREST-300-OD vietti samaan aikaan nämä kolme vuotta raskaissa asemataisteluissa menettäen vähitellen rahoitusta ja asemaa. Vaikka polttoaineen valmistusmoduulin (yksi kolmesta BREST-yksiköstä yhdessä reaktorin ja polttoaineen käsittelymoduulin kanssa) rakentaminen aloitettiin vuonna 2014, ja tänään tämä vaihe on lähes valmis ja jopa valmistuslaitteiden asennus on aloitettu, jatkorakentaminen ei ole alkanut. Erityisesti laboratoriovaiheessa paljastui, että käytetyn ydinpolttoaineen pyroprosessoinnista ei ollut mahdollista saada vaadittuja ominaisuuksia, mikä tarkoittaa, että käsittelymoduulin rakennetta on muutettava (melko merkittävästi - ottaa käyttöön suuri käytetyn ydinpolttoaineen vanhentamisvarasto, PUREX-paja jne.), ainakaan toistaiseksi tutkijat eivät tuo pyroa.

Yksi lyijyjäähdytysnesteiden ongelmallisista piirteistä on kuonan muodostuminen/terästen korroosio. Molemmat prosessit käynnistyvät jäähdytysnesteen "väärästä" happipitoisuudesta, joka on pidettävä 10^-5...10^-6 massaprosentin rajoissa. Onko se teknisesti mahdollista kymmenien kuutioiden lämmitettynä kuplivaa lyijyä - kukaan ei tiedä varmasti.

Myös reaktoriprojektia koskeva kritiikki on voimistunut, koska edes erittäin laaja T&K BREST lukuisine osastoineen ei voi voittaa ainakin pienen, mutta kaikki reaktorin ongelmalliset vaikutukset ymmärtävän puuttumista. Samaan aikaan koepenkeillä ilmaantui epämiellyttäviä piirteitä, joissa todellisuus poikkeaa aina ideoista: pumput tuhoutuivat lyijyvirrassa, osoittautui ainakin "erittäin vaikeaksi" saada aikaan tarkasti asetettu happipitoisuus. suuri määrä lyijyä jne.

Tänään BREST on epävarmassa. Valmistusmoduuli ilmeisesti valmistuu ja käynnistetään, mutta lisärahoihin ei ole rahaa, eikä ole selvää, ilmestyvätkö ne. Ikään kuin heijastaen Venäjän ikuista pyrkimystä Euroopan maihin, hankkeet muuttuvat loputtomiksi ja päämäärättömiksi prosesseiksi.

Rakennustyömaa BREST-300-OD kesällä 2018. Täysin apurakennusten lisäksi rakennettiin hallinto- ja viihtyiskompleksi, saniteettitarkastuspiste (2 rakennusta pohjassa ja keskellä) sekä valmistus-jalostusmoduulin ja radioaktiivisen jätteen käsittelyrakennusten kokonaisuus (ylhäällä oikealla). Reaktori oli tarkoitus rakentaa tyhjälle paikalle ylävasen.

Kaikessa tässä sumussa vaeltavassa epäilyssä on kuitenkin yksi valopilkku. Tämä on MBIR-tutkimusreaktori. Sen tehtävänä on korvata viimeisiä vuosiaan elävä BOR-60. Tätä reaktoria rakennetaan RIARissa edeltäjänsä rinnalle, ja vaikka se, kuten BREST, ei ole vielä saanut rahoitusta koko rakentamiseen (etenkään toisen piirin, turbiinin ja tieteellisen osan rahoista ei ole sovittu), Hankkeen mittakaava ei todennäköisesti ole kovin suuri mahdollistaa tämän rahan vastaanottamisen joko valtiolta tai kiinnostuneilta kehittäjiltä ympäri maailmaa. Tämä on tällä hetkellä ainoa Venäjällä rakennettava siviilikäyttöinen nopea reaktori.

***

Nykytilanteessa, kun nopeilla ohjelmilla ei ole kaupallisia kuluttajia ja valtion intressit ovat oikeita ja epävakaita, nykyaikaisen nopean reaktorin olemassaolo auttaa pitämään tämän teknologisen haaran unohduksesta ja kuka tietää - ehkä jossain vaiheessa yhteiskunta taas muuttuu ydinenergiaa tukeva, ja se puolestaan ​​vaatii nopeita reaktoreita ja polttoainekierron sulkemista.

Nopeiden neutronien reaktorissa ei ole hidastajaa, ja energia syntyy uraanin ja plutoniumin fissiosta nopeiden neutronien toimesta. Polttoaineena käytetään uraanidioksidia U0 2, jonka rikastus on korkea 2 3sU (17^-26 %) tai U0 2:n ja Pu0 2:n seosta. Aktiivista vyöhykettä ympäröi lisääntymisvyöhyke (peitto), joka koostuu polttoaineraaka-aineita sisältävistä polttoainesauvoista (tyhjentynyt 228 U tai 2 s 2 Tb). Polttoaineen raaka-aineen ytimet sieppaavat aktiiviselta vyöhykkeeltä lähtevät neutronit lisääntymisvyöhykkeellä, minkä seurauksena muodostuu uutta ydinpolttoainetta - halkeavia isotooppeja 239PU ja NZi. Siksi "tällaista reaktoria kutsutaan kasvattajaksi (kasvattaja). Nopeat reaktorit eivät vaadi moderaattoria, eikä jäähdytysneste saa hidastaa neutroneja.

Nopea neutronireaktori - ydinreaktori, joka käyttää neutroneja, joiden energia on > 0,1 MeB ylläpitämään ydinketjureaktiota.Muunnin reaktori - ydinvoiman uudistaja, jonka prosessissa syntyy uusi isotooppikoostumus ydinpolttoaineesta verrattuna poltettuun.

Kasvattajareaktori (jalostaja) - ydinreaktori, jonka avulla voit tuottaa ydinpolttoainetta määränä, joka ylittää itse reaktorin tarpeet. Tyypillisesti tämä on nopea reaktori, jossa muunnoskerroin ylittää 1 ja jossa suoritetaan laajennettu ydinpolttoaineen jalostus. Tällaisessa reaktorissa ydinpolttoaineen fissiossa vapautuvat neutronit (esim. 233 U) ovat vuorovaikutuksessa reaktoriin sijoitetun raaka-aineen ytimien kanssa (esim. 238 U), minkä seurauksena sekundäärinen ydinpolttoaine (239 Pu) ) muodostuu. Tällöin halkeavaa materiaalia syntyy enemmän kuin reaktorissa poltetaan.

Jalostustyyppisessä reaktorissa toistettava ja poltettava polttoaine on saman kemiallisen alkuaineen isotooppeja (esim. 2 35U palaa, ^U uusiutuu), konvertterityyppisessä reaktorissa eri kemiallisten alkuaineiden isotooppeja (esim. , 235U poltetaan, 2 39 Pu toistetaan).

Nopeissa reaktoreissa ydinpolttoaine on rikastettu seos, joka sisältää vähintään 15 % isotooppia nU. Suurin osa fissioista aiheutuu nopeista neutroneista, ja jokaiseen fissiotapahtumaan liittyy suuri (lämpöneutronien fissioon verrattuna) määrä neutroneja, jotka 2 3 8 U ytimien vangittuaan muuttavat ne kaksi peräkkäistä /a-hajoamista) kahdeksi 39Pu-ytimeksi. Yleensä nopeissa reaktoreissa 100 halkeavaa polttoaineytimettä (235U) kohti muodostuu 150 fissiokykyistä 2s9Pu-ydintä (tällaisten reaktorien lisääntymiskerroin saavuttaa 1,5, eli saadaan jopa 1,5 kg 239Pu:ta per 1 kg su). Jäljentäminen - fissioituvan toissijaisen polttoaineen uudelleentuotanto raaka-aineesta (hedelmällisestä) ts. hedelmällisen materiaalin ydinmuuntaminen halkeamiskelpoiseksi. Ydinreaktorissa fissioketjureaktion syntyneet neutronit kulutetaan sen ylläpitämiseen, vaan ne myös imeytyvät 238 U tai 232 Th, jolloin muodostuu halkeamiskelpoisia nuklideja (esim. 239 Pu tai 233 U). Toissijaiseksi halkeamiskelpoiseksi polttoaineeksi katsotaan 239 Pu ja 233 U, lisääntymismateriaali - 238 U ja 232 Th.

Toistomateriaali - materiaalia, joka sisältää yhden tai useamman hedelmällisen nuklidin.

hedelmällinen nuklidi - nuklidi, joka voi suoraan tai epäsuorasti muuttua fissioituvaksi nuklidiksi neutronien sieppauksen vuoksi. Luonnossa on kaksi lisääntyvää nuklidia - 238 U ja 232 Th.

Muuntokurssi, Kk on muuntumisprosessissa (lisääntymisessä) muodostuneen eteläisen halkeamiskelpoisen materiaalin ytimien lukumäärän suhde alkuperäisen halkeamiskelpoisen materiaalin fissioituneiden ytimien lukumäärään. Useimpien lämpöreaktorien muuntokerroin on 0-10,9, ja siksi ne kuluttavat halkeamiskelpoisia materiaaleja. Jalostusreaktoreissa muuntokerroin ylittää yksikön (1,15 + 1,30).

Lisääntymisnopeus, Kv on muodostuneen polttoaineen ytimien lukumäärän suhde palaneen halkeamiskelpoisen polttoaineen sydänten lukumäärään.

Jalostussuhde on muodostuneiden fissioituvien ytimien lukumäärän suhde alun perin ladatusta polttoaineesta palaneiden ytimien lukumäärään. Jos jalostussuhde on suurempi kuin yksi, niin reaktori on polttoainepidennetty jalostus. Nopeilla jalostusreaktoreilla on korkein lisääntymissuhde (BN-boo-reaktoreille /Cv = 1,4). Termisistä neutronireaktoreista raskasvesireaktorit sekä kaasujäähdytteiset reaktorit, joissa on grafiittihidastus (0,74-0,8), ovat korkein lisääntymissuhde. Kevytvesipainevesireaktoreissa on alhaisin lisääntymissuhde (0,54-0,6).

Hedelmällisten nuklidien neutronin sieppaamisen aikana muodostuneiden uusien fissioituvien nuklidien kertymisnopeuden suhdetta fissioituvien nuklidien palamisnopeuteen kutsutaan muuntokertoimeksi Kk. Kk:ta kutsutaan lisääntymiskertoimeksi (Kv), jos se on > 1. Useimmissa lämpöreaktoreissa Kk = 0,5*H),9 ja siksi ne kuluttavat halkeamiskelpoisia materiaaleja. Niin alhaisen Kk-arvon takia niitä kutsutaan muuntimiksi. Jos Kk = 1, niin halkeamiskelpoisen materiaalin määrä sydämessä ei muutu reaktorin toiminnan aikana. Jalostussuhde 1,15-7-1,30 voidaan saavuttaa vain nopeilla kasvattajilla U-Pu-polttoaineella. Tällaisissa reaktoreissa, joissa on U-Pu-oksidipolttoainetta, terästä rakennemateriaalina ja natriumjäähdytysainetta, Kv = 1,15^-1,30 saavutetaan sekundäärineutronien lukumäärän keskiarvolla. tj "2.4. Nopeissa neutroneissa tapahtuvien fissioiden osuus, eli hedelmällisten nuklidien osuus koko fissioprosessista, lämpöreaktorissa on 0,014-0,03. Nopean kasvattajan aktiivisella alueella nopeiden neutronien fissioiden osuus voi olla 0,15.

Nopeiden reaktorien etuna on mahdollisuus järjestää niissä laajennettu ydinpolttoaineen tuotanto, ts. Samanaikaisesti energiantuotannon kanssa tuottaa uutta palaneen ydinpolttoaineen sijaan. Jalostajassa samasta uraanimäärästä on mahdollista saada 60 kertaa enemmän energiaa kuin perinteisissä lämpöneutronireaktoreissa. Nopea neutronireaktori mahdollistaa fissiokyvyttömien raskaiden alkuaineiden polttoaineen isotooppeina termisissä neutronireaktoreissa. Polttoainekiertoon voivat osallistua 2 35 U:n ja 2 2 Th:n reservit, jotka luonnossa ovat paljon suurempia kuin 2 35 U. Ydinpolttoaineen 2 zz:n rikastamisen jälkeen jäljelle jäänyt köyhdytetty uraani voidaan myös polttaa.

Nopean reaktorin toiminnan aikana tapahtuu intensiivistä neutronien vapautumista, jotka absorboituvat kerrokseen 2 3 8 ja sijaitsevat sydämen ympärillä. Uraani-plutoniumpolttoaineen keskimääräinen palaminen nopeassa reaktorissa on 1004-150 MWtd/kg, ts. se on 2,54-3 kertaa suurempi kuin lämpöneutronireaktoreissa. Tämän palamissyvyyden saavuttamiseksi vaaditaan polttoainesauvojen korkea säteilynkestävyys, geometristen parametrien stabiilisuus, polttoainesauvojen päällysteen tiiviyden ja plastisuuden säilyminen, yhteensopivuus fissiotuotteiden kanssa, jäähdytysnesteen korroosionkestävyys jne. ovat välttämättömiä. Nestemäisellä metallilla jäähdytetyillä nopeilla reaktoreilla on fysikaalisten periaatteidensa perusteella suurin luontainen turvallisuuspotentiaali.

Nopeilla reaktoreilla ei käytännössä ole rajoituksia polttoaineresursseille. Nopeiden reaktorien etuja ovat korkea polttoaineen palamisaste (eli pidempi kampanja-aika), ja haittoja ovat korkeat kustannukset, jotka johtuvat yksinkertaisimman jäähdytysaineen - veden - mahdottomuudesta käyttää, rakenteellinen monimutkaisuus, korkeat pääomakustannukset ja korkeat kustannukset. korkeasti rikastettua polttoainetta.

Nopean neutronireaktorin lämmön vapautuminen on 104-15 kertaa suurempi kuin hitaiden neutronien reaktorien lämmön vapautuminen. Lämmönpoisto tällaisessa reaktorissa voidaan suorittaa vain käyttämällä nestemäisiä metallijäähdytysaineita, kuten natriumia, kaliumia tai energiaintensiivisiä kaasujäähdytysaineita, joilla on parhaat lämpötekniset ja lämpöfysikaaliset ominaisuudet, kuten heliumia ja dissosioituvia kaasuja.

Natriumin etu jäähdytysaineena muihin nestemäisiin metalleihin verrattuna: alhainen sulamispiste (7^=98°), alhainen höyrynpaine, korkea kiehumispiste, erinomainen lämmönjohtavuus, alhainen viskositeetti, pieni paino, lämpö- ja säteilystabiilisuus, alhainen korroosiovaikutus rakennemateriaalit , edullinen ja halpa materiaali, kohtuullinen virrankulutus sen pumppaamiseen (keveyden ja alhaisen viskositeetin vuoksi). Natrium reagoi ympäristössä olevien happi- ja vesijäämien kanssa muodostaen natriumhydroksidia ja vetyä, mikä suojaa muita reaktorin komponentteja korroosiolta. Natriumin kevyt paino (pieni tiheys) parantaa maanjäristyskestävyyttä. Natriumin kanssa työskennellessä on otettava huomioon, että natriumin puhtaus on korkea: joskus 99,95 %.

Natrium on erittäin aktiivinen kemiallinen alkuaine. Se palaa ilmassa ja muiden hapettavien aineiden ilmakehässä. Betonin kanssa kosketuksissa oleva kuuma natrium voi reagoida betonikomponenttien kanssa ja vapauttaa vetyä, joka puolestaan ​​on räjähtävää. Natriumin reaktiot veden ja orgaanisten aineiden kanssa ovat mahdollisia, ja niihin liittyy syttymistä. Natriumin neutronien aktivoitumisen tulo 2Tj/ 2 =14,96 h).

Suuren lämmön vapautumisen vuoksi ja jotta estetään radioaktiivisen natriumin kosketus veden kanssa mahdollisissa normaalin lämmönvaihtojärjestelmän rikkomuksissa, reaktorin virtauskaavio valitaan kolmisilmukaiseksi: natriumia käytetään jäähdytysaineena ensimmäistä ja toista silmukkaa sekä vettä ja höyryä käytetään kolmannessa. Ensiöpiirin natrium jäähdytetään välilämmönvaihtimissa toisen piirin natriumilla. Natriumjäähdytysnesteellä varustetussa välipiirissä syntyy korkeampi paine kuin ensimmäisessä, jotta estetään radioaktiivisen jäähdytysaineen vuotaminen primääripiiristä lämmönvaihtimen mahdollisten vikojen kautta. Toisiopiirin höyrynkehittimissä natrium siirtää lämpöä kolmannen piirin veteen, mikä johtaa korkeapaineiseen höyryyn, joka lähetetään sähkögeneraattoriin yhdistettyyn turbiiniin. Turbiinista tuleva höyry kuuntelee lauhdutinta. Säteilyvuotojen välttämiseksi lämmönsiirtimen ja höyrystimen piirit toimivat suljetuissa jaksoissa.

Kemiallisesti inertin korkealla kiehuvan sulan lyijyn (tai Pb/Bi-eutektisen) käyttö jäähdytysnesteenä mahdollistaa kolmen silmukan lämmönpoistomenetelmän luopumisen ja siirtymisen kaksisilmukaiseen menetelmään. Tällaisella jäähdytysnesteellä varustetulla reaktorilla on luonnollinen turvallisuus: edes lyijypiirin paineen aleneessa ja sen suorassa kosketuksessa ilmakehään myrkyllisyys- ja radioaktiivisuuspäästöt eivät vaadi väestön evakuointia ja alueen vieraantumista.

Nopeiden neutronien reaktorin sydämeen sijoitetaan polttoaine-elementtejä, joissa on erittäin rikastettua 2 35U:n polttoainetta (vähintään 15 % 2 35U:n isotoopista). Aktiivista vyöhykettä ympäröi lisääntymisvyöhyke - peitto, joka koostuu polttoainesauvoista, jotka sisältävät polttoaineen raaka-aineita (köyhdytettyä uraania). Aktiiviselta vyöhykkeeltä lähtevät neutronit sieppaavat lisääntymisvyöhykkeellä uraaniytimet, minkä seurauksena muodostuu uusi ydinpolttoaine - 239Pu, joka voidaan saada aselaatuiseksi yksinkertaisilla toimenpiteillä.

Riisi. 7.

Nopeat neutronireaktorit suunniteltiin tuottamaan aselaatuista plutoniumia. Nyt niille on löydetty käyttöä erityisesti energia-alalla, jotta voidaan varmistaa halkeamiskelpoisen plutonium 2s9Pu laajennettu jalostus 2s8:sta ja polttaa kaikki tai merkittävä osa luonnonuraania sekä olemassa olevia köyhdytetyn uraanivarastoja. Nopeiden neutronireaktorien energian kehittämisen myötä ydinenergian polttoaineomavaraisuusongelma voidaan ratkaista. Nopeat reaktorit herättävät huomiota aktinidien (ensisijaisesti aselaatuisen ja reaktoriluokan plutoniumin) ja SNF-jätteen polttolaitteina, mikä mahdollistaa sekä aselaatuisten nuklidien leviämisongelman että radioaktiivisen jätteen turvallisen käsittelyn ongelman ratkaisemisen. Nopeiden neutronireaktorien käyttöönotto energiateollisuudessa voisi lisätä uraanin käytön tehokkuutta 60-kertaiseksi.

Venäjällä Belojarskin ydinvoimalassa toimii BN-boo - paineastian jalostusreaktori, jossa on integroitu nopeisiin neutroneihin perustuva laitteistorakenne.

Integroitu asettelu - reaktorin layout, jossa kaikki primäärijäähdytysjärjestelmän elementit on asennettu samaan tilavuuteen reaktorin kanssa.

Yksikön lämpökaavio on kolmipiirinen: ensimmäisessä ja toisessa piirissä jäähdytysneste on natrium, kolmannessa - vesi ja höyry. Lämpöä poistetaan ytimestä kolmella itsenäisellä kiertopiirillä, joista kukin koostuu 1. piirin pääkiertopumpusta, kahdesta välilämmönvaihtimesta, 2. piirin pääkiertopumpusta puskurisäiliöllä sisääntulossa ja hätäpaineesta pelastussäiliö, höyrystin, lauhdutinturbiini vakiolämpöpiirillä ja generaattori. Jäähdytysneste on natriumia.

Reaktorin sähköteho on boo MW, lämpöteho 1470 MW. Jäähdytysaineen lämpötila reaktorin sisääntulossa on 370 0 0 ja ulostulossa - 550°, höyryn paine on 14,2 MPa, höyryn lämpötila 505 0 0 .

BN-boo-ydinreaktori on suunniteltu "integroidulla" laitteistolla, jossa sydän- ja primääripiirin laitteet (pääkiertopumput ja välilämmönvaihtimet) sijaitsevat reaktorin paineastiassa. Polttoainesauvat on täytetty sydämen pituudelta rikastetusta uraanioksidista (tai uraanioksidin ja plutoniumoksidin seoksesta) valmistetuilla holkeilla ja ytimen ylä- ja alapuolella on köyhdytetyistä uraanioksidibriketeistä tehdyt päätyseulat. Jalostusvyöhykkeen polttoaine-elementit on täytetty köyhdytetyllä uraanibriketeillä. Reaktorin natriumtason yläpuolella olevat kaasuontelot täytetään argonilla.

Riisi. Kuva 8. BN-boo-reaktorin rakenne: 1 - akseli; 2 - runko; h - ensiöpiirin pääkiertovesipumppu; 4 - pumpun moottori; 5 - suuri pyörivä tulppa; 6 - säteilysuojelu; 7 - natrium-natriumlämmönvaihdin; 8 - keskuspyörivä pylväs CPS-mekanismeilla; 9 - aktiivinen vyöhyke.

Uraani-plutoniumpolttoaineen käytön pääpiirre BN:ssä on, että sen ytimessä nopeiden neutronien aiheuttamaan ydinfissioprosessiin liittyy suurempi sekundäärineutronien saanto (20-27 %) kuin termisissä neutronireaktoreissa. Tämä luo pääedellytyksen korkean jalostuskertoimen arvon saavuttamiselle ja varmistaa ydinpolttoaineen lisääntyneen jalostuksen jalostusreaktoreissa.

Tällä hetkellä Belojarskin ydinvoimalaitokselle rakennetaan 88o MW:n BN-8oo-reaktoria, joka on suunniteltu laajentamaan merkittävästi ydinvoimateollisuuden polttoainepohjaa ja minimoimaan radioaktiivista jätettä organisoimalla suljetun ydinpolttoainekierron.