ロシアのベロヤルスク原子力発電所で稼働しているユニークな高速中性子原子炉は、880 メガワットの容量に達した、と Rosatom のプレス サービスは報告しています。

原子炉は、ベロヤルスク原子力発電所の第 4 発電所で稼働しており、現在、発電設備の予定された試験を受けています。 テスト プログラムに従って、パワー ユニットは、少なくとも 880 メガワットの電力を 8 時間維持します。

原子炉の出力は、テスト結果に基づいて最終的に設計出力レベルの 885 メガワットで認証を取得するために、段階的に引き上げられています。 上で この瞬間原子炉は 874 メガワットの容量が認定されています。

ベロヤルスク NPP では 2 つの高速中性子炉が稼働していることを思い出してください。 1980年以来、BN-600原子炉はここで稼働しています - 長い間それは世界でこのタイプの唯一の原子炉でした。 しかし、2015 年に、2 番目の BN-800 原子炉の段階的な打ち上げが始まりました。

なぜそれほど重要であり、考慮されているのですか 歴史的出来事世界の原子力産業にとって？

高速中性子炉により、閉鎖燃料サイクルの実装が可能になります（現在、BN-600には実装されていません）。 ウラン 238 のみが「燃焼」されるため、処理 (核分裂生成物の抽出とウラン 238 の新しい部分の追加) の後、燃料を原子炉に再装填することができます。 そして、崩壊したよりも多くのプルトニウムがウラン・プルトニウム・サイクルで生成されるため、余剰燃料は新しい原子炉に使用することができます。

さらに、この方法は、余剰兵器級プルトニウム、および従来の熱炉の使用済み燃料から抽出されたプルトニウムおよびマイナー アクチニド (ネプツニウム、アメリシウム、キュリウム) を処理することができます (マイナー アクチニドは現在、放射性廃棄物の非常に危険な部分を表しています)。 同時に、熱原子炉と比較して放射性廃棄物の量は20倍以上削減されます。

高速中性子炉は、その利点にもかかわらず、なぜ広く使われていないのでしょうか? まず第一に、これはそのデザインの特殊性によるものです。 前述のように、水は中性子減速材であるため、冷却材として使用することはできません。 したがって、高速炉では、金属は主に液体状態で使用されます-エキゾチックな鉛ビスマス合金から液体ナトリウム（原子力発電所で最も一般的なオプション）まで。

「高速中性子炉では、熱負荷と放射線負荷が熱原子炉よりもはるかに高くなります」と、ベロヤルスク NPP の主任技術者であるミハイル バカノフ氏は PM に説明します。 - これにより、原子炉容器および原子炉内システムに特殊な構造材料を使用する必要が生じます。 TVEL と TVS のケースは、サーマルリアクターのようなジルコニウム合金ではなく、放射線の「膨張」の影響を受けにくい特別な合金クロム鋼でできています。 一方、例えば、原子炉容器は内圧に関連する負荷を受けず、大気圧よりわずかに高いだけです。

ミハイル・バカノフによると、運転の最初の数年間、主な問題は放射線の膨張と燃料の亀裂に関連していました。 しかし、これらの問題はすぐに解決され、燃料用と燃料棒ケーシング用の新しい材料が開発されました。 しかし今でも、キャンペーンは燃料の燃焼 (BN-600 では 11% に達する) によって制限されるのではなく、燃料、燃料要素、および燃料集合体が作られる材料の資源によって制限されます。 さらなる運用上の問題は、主に、空気や水と接触すると激しく反応する反応性で可燃性の金属であるナトリウムの二次回路での漏れに関連していました。 私たちもフランスの専門家も、最初から同じ問題に直面していました。 回路の気密性を監視するための特別な手段を最初から提供し、ナトリウム漏れを局所化して抑制することで、問題を解決することに成功しました。 そして、フランスのプロジェクトはそのようなトラブルへの備えが不十分であることが判明し、その結果、2009 年にフェニックス原子炉がついに停止されました。」

「問題は実際には同じでした」と、ベロヤルスク NPP 所長のニコライ オシュカノフは付け加えます。 たとえば、フェニックスが曲がったとき 頭の部分アセンブリの 1 つで、それをキャプチャしてアンロードするために、フランスの専門家は、ナトリウム層を介した複雑でかなり高価な「ビジョン」システムを開発しました。 同じ問題が発生したとき、エンジニアの 1 人が、ダイビング ベルのような最も単純な構造のビデオ カメラを使用することを提案しました。 ナトリウム溶融物が排出されたとき、オペレーターはビデオ リンクを介してメカニズムをキャプチャすることができ、曲がったアセンブリは首尾よく除去されました。」

高速中性子炉の炉心はタマネギのように層状に配置されています

370個の燃料集合体は、ウラン235の濃縮度が異なる3つのゾーンを形成します-17、21、および26％（最初は2つのゾーンしかありませんでしたが、エネルギー放出を均等にするために3つにしました）。 それらは、主に 238 同位体からなる劣化ウランまたは天然ウランを含むアセンブリが配置されているサイド シールド (ブランケット)、または増殖ゾーンに囲まれています。

燃料集合体 (FA) は、1 つのハウジングに組み立てられた一連の燃料要素 (TVEL) であり、さまざまな濃縮度の酸化ウラン ペレットが充填された特殊鋼製のチューブです。 燃料要素が互いに接触せず、冷却剤がそれらの間を循環できるように、チューブの周りに細いワイヤーが巻かれています。 ナトリウムは下部の絞り穴から燃料集合体に入り、上部の窓から排出されます。

燃料集合体の下部には、コレクターソケットに挿入されたシャンクがあり、上部には、リロード中にアセンブリが捕捉されるヘッド部分があります。 さまざまな濃縮度の燃料アセンブリにはさまざまなシートがあるため、アセンブリを間違った場所に取り付けることはまったく不可能です。

原子炉を制御するために、ホウ素（中性子吸収体）を含む 19 本の補償棒が燃料の燃焼を補償するために使用され、2 本の自動制御棒（所定の出力を維持するため）、および 6 本のアクティブな保護棒が使用されます。 ウラン自体の中性子背景は小さいので、原子炉の制御された起動 (および低出力レベルでの制御) には、「バックライト」が使用されます - 光中性子源 (ガンマエミッターとベリリウム)。

高速中性子炉を備えた発電ユニットは、原子力発電の燃料ベースを大幅に拡大し、最小化することができます 放射性廃棄物閉じた核燃料サイクルを組織することによって。 そのような技術を持っている国はごくわずかであり、専門家によると、ロシア連邦はこの分野の世界的リーダーです。

BN-800 原子炉 (「高速ナトリウム」由来、電力 880 メガワット) は、液体金属冷却剤であるナトリウムを使用するパイロット工業用高速中性子原子炉です。 BN-1200原子炉を備えた、より強力な商用電源のプロトタイプになるはずです。

ソース

高速中性子炉。

大規模原子力工学の構造において、燃料サイクルを閉じた高速中性子炉は重要な役割を担っています。 それらは、天然ウランの使用効率をほぼ100倍に高めることを可能にし、それによって、核エネルギーの開発に対する制限を 天然資源核燃料。
現在、世界の 30 か国で約 440 基の原子炉が稼働しており、世界で発電される全電力の約 17% を供給しています。 産業では 先進国「原子」電気の割合は、原則として30％以上であり、着実に増加しています。 しかし、科学者によると、急速に成長している原子力産業は、稼働中および建設中の原子力発電所で使用される最新の「熱」原子炉 (ほとんどが VVER 原子炉と LWR 原子炉) に基づいており、必然的にウラン原料の不足に直面するでしょう。希少同位体であるウラン235がこれらのステーションの核分裂性燃料要素であるという事実により、今世紀に。
高速中性子炉（FN）では、核分裂反応中に過剰な量の二次中性子が生まれ、ウラン238からなるウランの大部分に吸収されると、新しい核分裂が集中的に形成されます材料、プルトニウム-239。 その結果、ウラン235の各キログラムから、エネルギー生産とともに、1キログラム以上のプルトニウム239を得ることができます。これは、希少なウラン235の代わりに、原子力発電所の原子炉で燃料として使用できます。 燃料再生と呼ばれるこの物理的プロセスにより、主要部分であるウラン 238 同位体 (化石ウランの総質量の 99.3%) を含むすべての天然ウランを原子力産業に含めることが可能になります。 熱中性子の現代の原子力発電所のこの同位体は、実際にはエネルギー生産に関与していません。 その結果、既存のウラン資源を使用し、自然への影響を最小限に抑えながら、エネルギー生産をほぼ 100 倍に増やすことができます。 この場合、数千年の間、人類は原子力で十分です。
科学者によると、 チームワーク約 80:20% の割合の「熱」原子炉と「高速」原子炉は、原子力産業に最も多くのエネルギーを提供します。 有効利用ウラン資源。 この比率では、高速炉は熱中性子炉を備えた原子力発電所を運転するのに十分なプルトニウム 239 を生成します。
テクノロジーの追加の利点 高速炉過剰な数の二次中性子を使用すると、長寿命（最大数千年および数十万年の崩壊期間を持つ）放射性核分裂生成物を「燃え尽きさせる」能力があり、それらを半減期のある短寿命のものに変えることができます200〜300年以内。 このように変換された放射性廃棄物は、地球の自然放射線バランスを乱すことなく、特別な貯蔵施設に安全に埋設することができます。

高速中性子原子炉の分野での作業は、1960 年に最初の実験用工業用動力炉 BN-350 の設計から始まりました。 この原子炉は 1973 年に始動し、1998 年まで正常に運転されました。
1980 年には、次のより強力な BN-600 動力炉 (600 MW(e)) がベロヤルスク NPP の動力装置 No. 3 の一部として運転を開始しました。世界のこのタイプの既存の原子炉。 2010 年 4 月、原子炉は 30 年の設計耐用年数を完全に完了し、高い信頼性と安全性を示しました。 長期間の運用において、パワーユニットの利用率は約80%と常に高いレベルを維持します。 予期せぬ損失は 1.5% 未満です。
過去 10 年間の発電装置の運転で、原子炉の緊急停止は一度もありませんでした。
長寿命ガスエアロゾル放射性核種の収量 環境ない。 不活性放射性ガスの収量は現在のところ無視でき、<1% от допустимого по санитарным нормам.
原子炉の運転は、ナトリウム漏れを防止し封じ込めるための設計手段の信頼性を説得力をもって実証した。
信頼性と安全性の面では、BN-600 原子炉は、熱中性子 (VVER) に基づく直列熱原子炉と競合することが判明しました。

図1 原子炉（中央）室 BN-600

1983 年に、BN-600 に基づいて、企業は 880 MW(e) の容量を持つパワー ユニット用の改良された BN-800 原子炉のプロジェクトを開発しました。 1984 年、ベロヤルスクで 2 基の BN-800 原子炉と新しい南ウラル NPP の建設作業が開始されました。 その後のこれらの原子炉の建設の遅れは、安全性をさらに向上させ、技術的および経済的指標を改善するために設計を改良するために使用されました。 BN-800 の建設作業は 2006 年にベロヤルスク原子力発電所 (第 4 発電所) で再開され、2013 年に完了する予定です。

図2. BN-800高速中性子炉（縦断面図）

図 3. BN-800 リアクターのモデル

建設中のBN-800原子炉には、次の重要なタスクがあります。

• MOX燃料での確実な運用。
• クローズド燃料サイクルの主要コンポーネントの実験的デモンストレーション。
• 新しいタイプの機器の実際の動作条件でのテストと、効率、信頼性、安全性を向上させるために導入された改良された技術ソリューション。
• 液体金属冷却材を用いた将来の高速中性子炉のための革新的技術の開発:
• 有望な燃料および構造材料の試験と認証。
• 核エネルギーの放射性廃棄物の最も危険な部分であるマイナーアクチニドを燃焼させ、長寿命の核分裂生成物を核変換する技術の実証。

JSC「Afrikantov OKBM」は、容量1220 MWの改良された商業用原子炉BN-1200のプロジェクトを開発しています。

図 3. BN-1200 リアクター (垂直断面)

このプロジェクトの実施のための次のプログラムが計画されています。

• 2010…2016 - 原子炉プラントの技術プロジェクトの開発と研究開発プログラムの実施。
• 2020年 - メインのMOX燃料動力装置の試運転とその集中生産の組織。
• 2023…2030 - 総容量約11GWの一連のパワーユニットの試運転。

BN-600 の良好な運用経験によって確認され、BN-800 プロジェクトに含まれるソリューションに加えて、BN-1200 プロジェクトは、技術的および経済的指標をさらに改善し、安全性を高めることを目的とした新しいソリューションを使用します。
技術的および経済的指標によると：

• 設備稼働率を BN-800 の計画値 0.85 から 0.9 に引き上げる。
• 実験用燃料集合体で達成されたレベルからの MOX 燃料燃焼度の段階的な増加 11.8% t.a. 20% まで (平均燃焼度 ~140 MW 日/kg);
• ウラン - プルトニウム酸化物燃料の場合、増殖比が最大 1.2 に増加し、混合窒化物燃料の場合、増殖比が最大 1.45 に増加します。
• BN-800と比較して、金属消費の特定の指標が約1.7倍減少
• 原子炉の耐用年数が 45 年 (BN-800) から 60 年に延長されます。

セキュリティの場合:

• コアへの重大な損傷の可能性は、規制文書の要件よりも一桁小さくなければなりません。
• 衛生保護区域は、設計基準の事故に備えて NPP サイトの境界内に配置する必要があります。
• 保護措置区域の境界は、重大な設計基準を超えた事故の NPP サイトの境界と一致する必要があり、その確率は 1 原子炉あたり 10-7/年を超えない。

基準と新しい解決策の最適な組み合わせと、燃料の拡大再生の可能性により、このプロジェクトを第 4 世代の核技術として分類することが可能になります。

JSC「Afrikantov OKBM」は、高速炉に関する国際協力に積極的に参加しています。 中国の実験用高速中性子原子炉CEFRの開発者であり、原子炉の主要機器の製造の主契約者であり、2011年に原子炉の物理的および電源の起動の実施に参加し、開発を支援していますその容量の。 現在、BN-800プロジェクトに基づくデモ用ナトリウム冷却高速炉（CDFR）の中国での建設に関する政府間協定が準備されており、OKBMおよび国営企業Rosatomの他の企業が参加している。

中性子？

中性子は、陽子とともにほとんどの原子核を構成する粒子です。 核分裂反応中、ウラン核は2つの部分に分割され、さらにいくつかの中性子を放出します。 それらは他の原子に入り込み、1 つまたは複数の核分裂反応を引き起こす可能性があります。 ウラン核の崩壊中に放出された各中性子が隣接する原子に衝突すると、雪崩のような反応の連鎖が始まり、ますます多くのエネルギーが放出されます。 抑止力がない場合、核爆発が発生します。

しかし、原子炉では、中性子の一部が逃げるか、特別な吸収体に吸収されます。 したがって、核分裂反応の数は常に同じままで、エネルギーを得るのに必要な数だけです。 放射性崩壊による反応エネルギーは熱を発生させ、それを使用して発電所のタービンを回す蒸気を生成します。

核反応を一定レベルに保つ中性子は、異なるエネルギーを持つことができます。 エネルギーに応じて、熱式または高速式と呼ばれます（低温のものもありますが、それらは原子力発電所には適していません）。 世界のほとんどの原子炉は熱中性子の使用に基づいていますが、ベロヤルスク原子力発電所には高速原子炉があります。 なんで？

利点は何ですか？

高速中性子炉では、中性子エネルギーの一部は、従来の原子炉と同様に、核燃料の主成分であるウラン 235 の核分裂反応を維持するために使用されます。 そして、エネルギーの一部は、ウラン238またはトリウム232でできたシェルによって吸収されます。 これらの要素は、従来のリアクターには役に立ちません。 中性子が原子核に当たると、プルトニウム 239 やウラン 233 など、原子力発電で燃料として使用するのに適した同位体に変わります。

濃縮ウラン。 使用済み核燃料とは異なり、ウランはロボットの助けを借りてのみ処理しなければならないほど放射性ではありません。 きつい手袋をはめた手で短時間でも服用できます。 写真：米国エネルギー省

したがって、高速中性子炉は、都市や工場にエネルギーを供給するだけでなく、比較的安価な原材料から新しい核燃料を生成するためにも使用できます。 次の事実は、経済的利益を支持しています。鉱石から製錬されたウラン 1 キログラムは約 50 ドルで、ウラン 235 は 2 グラムしかなく、残りはウラン 238 です。

しかし、高速中性子炉は世界でほとんど使われていません。 BN-600 はユニークと見なすことができます。 日本の「もんじゅ」もフランスの「フェニックス」も、アメリカとイギリスの多くの実験用原子炉も現在稼働していません。 エネルギー生産と核燃料の生産を組み合わせることができる原子炉への道には、多くの障害があります。 そして、35年間の運用の成功から判断すると、BN-600の設計者は少なくともいくつかの障害を回避することができました.

何が問題ですか？

ナトリウムで。 原子炉には、核燃料を含む燃料集合体、核反応を制御するための要素、装置で放出された熱を吸収する冷却材など、いくつかのコンポーネントと要素が必要です。 これらのユニットの設計、燃料と冷却材の組成は異なる場合がありますが、それらがなければ原子炉は定義上不可能です。

高速中性子炉では、冷却材として中性子をトラップしない材料を使用する必要があります。そうしないと、中性子が高速中性子から低速の熱中性子に変化してしまいます。 原子力エネルギーの黎明期、設計者は水銀を使用しようとしましたが、水銀は原子炉内のパイプを溶かし、漏れ始めました。 加熱された有毒金属は、照射の影響で放射性にもなり、非常に多くの問題を引き起こし、水銀原子炉プロジェクトはすぐに閉鎖されました。

ナトリウム片は通常、灯油の層の下に保管されます。 この液体は可燃性ですが、ナトリウムとは反応せず、空気中の水蒸気が到達することはありません。 写真：スーパープラス/ウィキペディア

BN-600は液体ナトリウムを使用。 一見すると、ナトリウムは水銀よりもはるかに優れているわけではありません。化学的に非常に活性が高く、水と激しく反応し (つまり、水に投入すると爆発します)、コンクリートを構成する物質と反応することさえあります。 ただし、中性子には干渉せず、適切なレベルの建設作業とその後のメンテナンスにより、漏洩のリスクはそれほど大きくありません。 さらに、ナトリウムは水蒸気とは異なり、常圧でポンピングできます。 数百気圧の圧力下で壊れた蒸気ラインからの蒸気の噴流が金属を切断するため、この意味ではナトリウムの方が安全です. そして化学的活性に関しては、それは良いものに変えることができます。 事故の際、ナトリウムはコンクリートだけでなく、放射性ヨウ素とも反応します。 ヨウ化ナトリウムは原子力発電所の建屋から排出されなくなりましたが、ガス状ヨウ素は福島の原子力発電所での事故による排出量のほぼ半分を占めていました。

高速中性子炉を開発したソ連の技術者は、最初に実験用の BR-2 (同じ失敗した水銀のもの) を製造し、次に水銀の代わりにナトリウムを使用した実験用の BR-5 と BOR-60 を製造しました。 それらで得られたデータにより、最初の産業用「高速」原子炉BN-350の設計が可能になりました。これは、海水淡水化プラントと組み合わせた独自の原子力化学エネルギープラントであるNPPで使用されました。 Beloyarsk NPP は、BN タイプの 2 番目の原子炉「高速ナトリウム」をすでに建設しています。

BN-600 が発売されるまでに蓄積された経験にもかかわらず、最初の数年間は一連の液体ナトリウムの漏出が影を落としていました。 これらの事故のいずれも、公衆に放射線の脅威をもたらしたり、プラントの職員に深刻な被ばくをもたらしたりすることはなく、1990 年代初頭以来、ナトリウムの漏出は完全に止まっています。 これを世界的な文脈に当てはめると、日本のもんじゅは1995年に深刻な液体ナトリウムの漏出があり、火災と15年間のステーションの閉鎖につながったことに注意してください. ソビエトの設計者だけが、実験装置ではなく工業用の高速中性子炉のアイデアを実現することに成功し、その経験により、ロシアの核科学者は次世代の原子炉であるBN-800を開発および構築することができました。

BN-800 はすでに組み立てられています。 2014 年 6 月 27 日、原子炉は最小出力で運転を開始し、2015 年には出力が開始される予定です。 原子炉の起動は非常に複雑なプロセスであるため、専門家は、物理的な起動 (自律的な連鎖反応の開始) と、電源装置が最初のメガワットの電力をグリッドに出力し始める電源の起動を分離します。 .

ベロヤルスク NPP、コントロール パネル。 公式ウェブサイトからの写真: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

BN-800 では、設計者は原子炉の非常用空冷システムなど、多くの重要な改善を実装しました。 開発者は、その利点をエネルギー源からの独立性と呼んでいます。 福島のように、原子力発電所で電気が消えても、冷却原子炉の流れは消えず、対流によって自然に循環が維持され、加熱された空気が上に上がります。 そして、アクティブゾーンが突然溶けると、放射性メルトは外に出ず、特別なトラップに入ります。 最後に、ナトリウムの大量供給は過熱に対する保護として機能し、事故が発生した場合、すべての冷却システムが完全に故障した場合でも発生した熱を受け取ることができます。

BN-800に続いて、さらに強力なBN-1200原子炉を建設する予定です。 開発者は、子孫が連続原子炉になり、ベロヤルスク NPP だけでなく他のステーションでも使用されることを期待しています。 しかし、これらは計画ではあるものの、高速中性子炉への大規模な移行にはまだ多くの問題を解決しなければなりません。

ベロヤルスク原子力発電所、新しい発電所の建設現場。 公式ウェブサイトからの写真: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

何が問題ですか？

燃料の経済学とエコロジー。 高速中性子原子炉は、濃縮ウラン酸化物とプルトニウム酸化物の混合物で稼働します。これは、いわゆる mox 燃料です。 理論的には、他の原子炉で照射された安価なウラン238またはトリウムからプルトニウムまたはウラン233を使用するため、通常よりも安くなる可能性がありますが、これまでのところ、mox燃料は従来の燃料に価格で負けています. これは一種の悪循環であり、これを断ち切るのは容易ではありません。原子炉を建設する技術と、原子炉内で照射された物質からウランを使用してプルトニウムを抽出する技術の両方を微調整し、確実に制御する必要があります。高活性物質の不拡散について。 一部の生態学者、たとえば非営利センターのベローナの代表者は、高速中性子炉内の貴重な同位体とともに、かなりの量の放射性核種が形成されるため、照射された材料の処理中に大量の廃棄物が得られることを指摘しています。それはどこかに埋められる必要があります。

言い換えれば、高速中性子炉の運転が成功しても、それ自体が原子力エネルギーの革命を保証するものではありません。 これは、限られたウラン 235 埋蔵量から、よりアクセスしやすいウラン 238 とトリウム 232 に切り替えるための必要条件ですが、十分条件ではありません。 核燃料処理や核廃棄物処理に携わる技術者が、その仕事をこなせるかどうかは別の話だ。

それにもかかわらず、2017 年 12 月に、はるかに大きな CFR-600 パワー ユニットの建設が始まりました。ここでもロシアが設計に関与したという噂)。 このような建設ラッシュは、以下で説明する他の高速プログラムとの競合によるものです。 彼らが2023年に打ち上げたいパイロット工業用CFR-600は、燃料供給の問題を解決し、使用済み核燃料の量を削減する1200メガワットのCCFRの大量建設への道を開くはずです-一般的に、ここでの計画は、伝統的な中国のコピーアンドペーストのフランス語および/またはソビエトです。

CFR-600 二次回路の部分的なモジュラー設計は、ソビエト/ロシアの BN ラインに近いことを暗示しています。 もあります 考え , 何 ループが 2 つだけ (3 つまたは 4 つではなく) あるということは、この設計の電力が 900 または 1200 メガワットに増加することを意味します。

しかし、中国は1つのナトリウム「クラシック」にとどまらず、毎年ますます多くのお金が代替品に投資されています. 鉛ビスマスプロジェクトについて最もよく知られている 、そのうちの最初のものは0出力のアセンブリ（または将来の原子炉の中性子特性の問題を研究することを可能にする重要なアセンブリ）を表し、2番目は外部中性子を備えた10メガワット（t）原子炉のプロジェクトですドライブ (ADS システム)。 この開発の軍事応用についての噂があります。

さらに、中国は2017年に幸運をつかみました-中国での高速ナトリウム原子炉TWR-300の建設についてアメリカのテラパワーと合意しました。 ビル・ゲイツから長い間資金提供を受けていたテラ・パワー (最近この資金を奪われた) は、かつてアメリカの最強の高速炉開発者を傘下に集めていた。中国のプログラムでのアメリカの経験の重要な注入になります.

TWR-300 の概念図は、古典的なフェニックスまたは BN-600 高速ナトリウム原子炉に似ていますが、コアの設計には多くの「チップ」が隠されている可能性があります。

最後に、中国は溶融塩原子炉のトピックを積極的に開発していますが、ここでは減速機付き原子炉と高速原子炉のどちらについて話しているのかは完全にはわかっていません。 数年以内に、このトピックはより明確になると思われます。 溶融塩原子炉は、多くの場合、「アフターバーナー」として CNFC を備えた大規模な高速原子炉群の枠組みの中で考えられ、マイナー アクチニドと長寿命の核分裂生成物の変換を実現し、それによって信じられないほど長い SNF 貯蔵期間または残留物の問題を最終的に解決します。 SNF処理から。

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さて、ロシアのラピッドプログラムに着きました。 ロシアでは、2015 年と 2018 年に、高速炉の開発者にとって世界で最高の条件がいくつかあります。実験用および工業用原子炉の大規模なフリートがあり、プログラムへの資金提供があり、NPP オペレーターは高速炉の導入に関心を持っています。 、少なくともVVER SNFの再処理中に形成されるプルトニウムの燃焼のために。

ロシアは民間用高速原子炉の建設を続けています - 写真では、150メガワットの建設

このような状況下では、新しい VVER 建設プロジェクトが BN/BREST 建設プロジェクトに取って代わられるのはずっと前に見られるべきだったように思われます。

ただし、すべてがバラ色というわけではありません。 世界を席巻したロシアの高速プログラムは、やる気の低下、内部競争、資金の減少という 3 つの問題に直面しました。

これらの問題の最初の被害者は SVBR-100 プロジェクトでした。 知られているように、高速炉用の重金属冷却材は、ナトリウム (およびナトリウム-カリウム) よりもいくつかの利点があります。空気や水と相互作用するときの不燃性と不活性、高沸点、優れた中性子特性です。 鉛ビスマス高速炉プロジェクトは、鉛ビスマス共晶を扱う際の既存の経験を使用することになっていました（7個の量の鉛ビスマス原子炉がソ連海軍によって運用され、少なくとも1つの実験原子炉が陸上で動作しました）。

原子炉プラント SVBR-100 (中央)、第 2 回路 (原子炉内の蒸気発生器、外側の分離器)

同時に、高速炉プロジェクトを「さまざまな角度から」繁殖させるために、ロスアトムは会社を誘致しました」 えん+」 Oleg Deripaska、そして彼らは原子炉を小さくし、将来的には適切なニッチを占めるためにモジュール化することに決めました（一般的に、このプロジェクトの歴史についての詳細な話を書きたいと思います）. 2016 年までに、プロジェクトは建設コストが明らかになった段階に達し、その結果、キロワット時の価格が明らかになりました。 コストと価格は法外に高く (MWh あたり 100 ドル以上)、ロシア市場で反撃する可能性はありませんでした。このプロジェクトが少なくとも反撃する可能性がある場所は世界中にあまりありませんでした。 Rosatom と Deripaska の開発者は、小規模な原子力発電所を設計する能力がないことを互いに非難しましたが、何らかの形でプロジェクトは凍結され、現在までこの状態のままです。 このような「非チーム」アプローチは、長い間、個人投資家が Rosatom との共同プロジェクトに投資することを思いとどまらせていたと思います。

残りの 2 つのブランチ - BREST と BN は、正式に 1 つのプロジェクト "Breakthrough" に統合されましたが、金融の太陽の下での場所をめぐって互いに死闘を繰り広げました。 特に、ナトリウム高速炉のすべての経験を吸収し、VVER-1200 の価格に近づくはずだった主力の BN-1200 は、定期的に批判され、改訂のために送られ、今日まで残っています。 実際、顧客 (例えば Rosenergoatom の懸念) が高速動力炉を必要とする場合、BN-1200 に代わるものはありませんが、BREST と BN を構築してそれらを比較する必要があるという考えが控えていました。 そして、すでに BN-800 を持っているので、新しいものを構築する価値はないかもしれません。

ちなみに、知っている人はほとんどいませんが、マヤック工場のすぐ隣には、90年代初頭に建設が中止されたBN-800用の2つのピットがある南ウラルNPPのサイトがあります。

しかし、BN-1200 に対する長年の改良により、かなり驚くべき結果が得られました。 このプロジェクトは、建設量、原子炉プラントの金属消費量、付属品の数などの点で素晴​​らしく最適化されました。 VVER-1200と同等の建設コストに位置付けられるようになりました。 理論上は同等ですが、メガワットあたりのコストが VVER-1200 よりも BN-800 のほぼ 1.5 倍であることを考えると、これは大きな成果です。 その結果、BN-1200ユニットの建設は決定されていませんが、ロシアでの新しい原子力発電ユニットの建設への投資が大幅に削減される状況では、それを作ることは非常に困難です。ナトリウム クラシックスの地位はこれまで以上に強くなっています。 どうやら、次の重要なポイントは、BN-800 での MOX 燃料の開発になるようです。 現在のBN-1200プロジェクトのメインになる予定です。 それにもかかわらず、信じられないほどの見通しで輝いている今日、BN-1200は紙のプロジェクトです。

BN-1200 プロジェクト (現在は BN-1200M) は、サイズと特定のコストが大幅に削減されました。 重要なことは、このために多額の運用コストを支払う必要がないことです。

同時に、BREST-300-OD はこの 3 年間を厳しいポジション争いに費やし、資金とポジションを徐々に失いました。 2014 年に燃料製造モジュール (原子炉および燃料処理モジュールと共に 3 つの BREST ユニットの 1 つ) の建設が開始され、現在、このフェーズはほぼ完了しており、製造装置の設置も開始されていますが、それ以上の建設は開始されていません。 特に、実験室段階では、使用済み核燃料の乾式処理から必要な特性を得ることができないことが明らかになりました。これは、処理モジュールの設計を変更する必要があることを意味します（かなり大幅に-大きな使用済み核燃料の貯蔵施設、PUREXワークショップなど）、少なくとも今のところ、科学者はパイロを持ち込まない.

鉛冷却剤の問題点の 1 つは、鋼のスラグ形成/腐食です。 両方のプロセスは、10^-5...10^-6 質量パーセントの制限内に保たれなければならない冷却液中の「間違った」酸素濃度によって引き起こされます。 数十立方メートルの加熱された泡立つ鉛の量で技術的に可能ですか-誰も確かに知りません.

原子炉プロジェクトへの批判も強くなっています。 多数のスタンドを備えた非常に大規模なR＆D BRESTでさえ、少なくとも小さなものがないことを克服することはできませんが、原子炉の問題のあるすべての影響を実現しています。 同時に、いくつかの不快な機能がテスト ベンチに現れました。現実は常にアイデアとは異なります。鉛流でポンプが破壊され、鉛流で正確に設定された酸素濃度を提供することが少なくとも「非常に困難」であることが判明しました。大量の鉛など

今日、BREST は未解決のままです。 どうやら製造モジュールは完成して打ち上げられるようですが、それ以上のお金はなく、登場するかどうかも不明です。 ヨーロッパ諸国に対するロシアの絶え間ない追求を反映しているかのように、プロジェクトは終わりのない目的のないプロセスに変わります。

建設現場 BREST-300-OD 2018 年夏現在。 完全補助的な建物に加えて、行政とアメニティの複合体、衛生チェックポイント（下部と中央の2つの建物）、および製造-再製造モジュールと放射性廃棄物を処理するための建物の複合体（右上）が建設されました。 原子炉 空いた場所に建てる予定だった 左上。

しかし、霧の中をさまよっているこのすべての疑いには、1つの明るい点があります。 これがMBIR研究用原子炉です。 その任務は、最後の年を生きているBOR-60を置き換えることです。 この原子炉は RIAR で、前の原子炉の隣に建設されていますが、BREST のように、完全な建設のための資金をまだ受け取っていません (特に、第 2 回路、タービン、および科学的部分の資金は合意されていません)。プロジェクトの規模はそれほど大きくない可能性が高いため、この資金は州から、または世界中の関心のある開発者から受け取ることができます。 現在、これはロシアで建設中の唯一の民間用高速炉です。

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現在の状況では、高速プログラムに商用の消費者がなく、国家の関心が気まぐれで不安定である場合、最新の高速原子炉の存在は、この技術分野を忘却から守るのに役立ち、誰が知っているか-おそらくある時点で社会は再び核エネルギーを支持するものであり、そのためには高速炉と燃料サイクルの閉鎖が必要になります。

高速中性子炉には減速材がなく、高速中性子によってウランとプルトニウムが核分裂してエネルギーが発生します。 2 3sU (17^-26%) が濃縮された二酸化ウラン U0 2 または U0 2 と PuO 2 の混合物が燃料として使用されます。 活動ゾーンは、燃料原料 (枯渇 228 U または 2 s 2 Tb) を含む燃料棒で構成される繁殖ゾーン (ブランケット) に囲まれています。 アクティブゾーンから放出された中性子は、燃料原料の核によって増殖ゾーンで捕捉され、その結果、新しい核燃料が形成されます-核分裂性同位体239PUおよびNZi。 したがって、「そのような原子炉はブリーダーと呼ばれます （ブリーダー）。高速炉は減速材を必要とせず、冷却材は中性子を減速させてはなりません。

高速中性子炉 - エネルギーが 0.1 MeB を超える中性子を使用して核連鎖反応を維持する原子炉。転炉 - 核再生剤。その過程で、燃焼したものと比較して核燃料の新しい同位体組成が生成されます。

ブリーダーリアクター （ブリーダー） - 原子炉自体の必要量を超える量の核燃料を生産できる原子炉。 典型的には、変換係数が 1 を超えて核燃料の拡大増殖が行われる高速炉である。 このような原子炉では、核燃料（たとえば 233 U）の核分裂中に放出された中性子が、原子炉に配置された原材料の核（たとえば 238 U）と相互作用し、その結果、二次核燃料（ 239 Pu ）が形成されます。 この場合、原子炉内で燃焼されるよりも多くの核分裂性物質が生成されます。

増殖型原子炉では、再生および燃焼される燃料は、同じ化学元素の同位体 (たとえば、2 35U が燃焼され、^U が再生されます) であり、コンバータ型原子炉では、異なる化学元素の同位体 (たとえば、 、235Uが燃焼、2 39 Puが再生されます）。

高速炉では、核燃料は少なくとも 15% の同位体 nU を含む濃縮混合物です。 核分裂の主な数は高速中性子によって引き起こされ、各核分裂イベントには (熱中性子による核分裂と比較して) 多数の中性子の出現が伴い、2 3 8 U 原子核によって捕捉されると、それらは変換されます ( 2 つの 39Pu 原子核への 2 つの連続した p-崩壊)。 通常、高速炉内の 100 個の核分裂燃料核 (235U) に対して、150 個の 2s9Pu の核分裂性核が形成されます (このような原子炉の増殖係数は 1.5 に達します。つまり、1 kg の su あたり最大 1.5 kg の 239Pu が得られます) 。 再生 - 生の（肥沃な）材料からの核分裂性二次燃料の再生、すなわち 肥沃な物質の核分裂性物質への核変換。 原子炉では、核分裂連鎖反応によって生成された中性子は、それを維持するために消費されるだけでなく、核分裂性核種 (たとえば、239 Pu または 233 U) の形成とともに 238 U または 232 Th によって吸収されます。 二次核分裂性燃料は 239 Pu と 233 U、再生の材料と見なされます - 238 Uおよび232 Th。

再生素材 - 1 つ以上の肥沃な核種を含む物質。

肥沃な核種 - 中性子の捕獲により、直接的または間接的に核分裂性核種に変わる可能性のある核種。 自然界には、238 U と 232 Th という 2 つの再生核種があります。

変換速度, Kk は、元の核分裂性物質の核分裂した核の数に対する、変換 (再生) の過程で形成された南部核分裂性物質の核の数の比率です。 ほとんどの熱原子炉は変換係数が 0?10.9 であるため、核分裂性物質を消費します。 増殖炉では、変換係数は 1 (1.15 + 1.30) を超えています。

再生率, Kv は、燃焼した核分裂性燃料のコア数に対する生成燃料のコア数の比率です。

増殖率とは、最初に装填された燃料から燃え尽きる核分裂性核の数に対する生成される核分裂性核の数の比率です。 増殖比が 1 より大きい場合、原子炉は燃料延長増殖です。 増殖率が最も高いのは高速増殖炉です (BN-boo 原子炉の場合 /Cv = 1.4)。 熱中性子炉のうち、重水型原子炉、およびグラファイト減速材 (0.74 ～ 0.8) を使用したガス冷却型原子炉は、増殖率が最も高くなります。 軽水型加圧水型原子炉は増殖率が最も低い（0.54～0.6）。

核分裂性核種が中性子を捕獲する間に形成される新しい核分裂性核種の蓄積速度と、核分裂性核種の燃焼速度との比率は、変換係数 Kk と呼ばれます。 Kk > 1 の場合、再生産係数 (Kv) と呼ばれます。 ほとんどの熱炉は Kk=0.5*H)9 であり、したがって核分裂性物質を消費します。 このように Kk 値が低いため、コンバーターと呼ばれます。 Kk=1 の場合、炉心内の核分裂性物質の量は、原子炉の運転中に変化しません。 1.15-7-1.30 の繁殖率は、U-Pu 燃料を使用した高速繁殖機でのみ達成できます。 U-Pu 酸化物燃料を使用し、構造材料として鋼を使用し、ナトリウム冷却材を使用するこのような原子炉では、二次中性子数の平均値で Kv = 1.15^-1.30 に達します。 tj「2.4. 高速中性子による核分裂の割合、つまり、熱原子炉の核分裂プロセス全体に対する肥沃な核種の寄与は、0.014 ～ 0.03 です。 高速増殖機のアクティブ ゾーンでは、高速中性子の核分裂の割合は 0.15 に達することがあります。

高速炉の利点は、その中で核燃料の拡大再生を組織化する可能性です。 エネルギーの生成と同時に、燃え尽きた核燃料の代わりに新しいものを生成します。 増殖炉では、同じ量のウランから、従来の熱中性子炉の60倍のエネルギーを得ることができます。 高速中性子炉は、熱中性子炉では核分裂できない重元素の同位体を燃料として使用することを可能にします。 2 35 U と 2 2 Th の埋蔵量は、燃料サイクルに関与する可能性があり、実際には 2 35 U よりもはるかに大きい。 核燃料を 2 zz 濃縮した後に残った劣化ウランも燃やすことができます。

高速炉の運転中、中性子の集中的な放出が発生し、層2 3 8によって吸収され、コアの周りに配置されます。 高速炉でのウラン-プルトニウム燃料の平均燃焼度は 1004-150 MWtd/kg、つまり それは、熱中性子原子炉の 2.54 ～ 3 倍です。 この燃焼深さを達成するには、燃料棒の高い耐放射線性、幾何学的パラメーターの安定性、燃料棒被覆の気密性と可塑性の維持、核分裂生成物との適合性、冷却剤の腐食効果に対する耐性などが必要です。が必要です。 物理的原理により、液体金属冷却高速炉は固有の安全性の可能性が最大です。

高速炉は燃料資源の制約がほとんどありません。 高速炉の利点には、高度な燃料燃焼 (つまり、より長いキャンペーン期間) が含まれます。欠点には、最も単純な冷却剤 (水) を使用できないこと、構造の複雑さ、高い資本コスト、および高コストによる高コストが含まれます。高度に濃縮された燃料の。

高速中性子炉の熱放出は、低速中性子炉の熱放出の 104 ～ 15 倍です。 このような原子炉での熱除去は、ナトリウム、カリウムなどの液体金属冷却剤、またはヘリウムや解離ガスなどの最高の熱工学および熱物理特性を備えたエネルギー集約型ガス冷却剤を使用してのみ実行できます。

他の液体金属に対する冷却剤としてのナトリウムの利点: 低融点 (7^=98°)、低蒸気圧、高沸点、優れた熱伝導率、低粘度、低重量、熱および放射線安定性、低腐食効果構造材料、手頃な価格で安価な材料、ポンピングのための適度な電力消費（軽量で低粘度のため）。 ナトリウムは環境中の微量の酸素と水と反応して水酸化ナトリウムと水素を形成し、それによって他の原子炉コンポーネントを腐食から保護します。 ナトリウムは軽い（密度が低い）ため、耐震性が向上します。 ナトリウムを扱うときは、ナトリウムの純度が高いことを考慮する必要があります。99.95 の場合もあります。 %.

ナトリウムは非常に活発な化学元素です。 空気中および他の酸化剤の雰囲気中で燃焼します。 コンクリートと接触する高温のナトリウムは、コンクリートの構成要素と反応して水素を放出し、爆発する可能性があります。 発火を伴うナトリウムの水および有機物との反応が可能です。 中性子によるナトリウム放射化の積 2Tj/ 2 =14.96 h)。

熱放出が大きいため、通常の熱交換体制に違反する可能性がある場合に放射性ナトリウムと水との接触を排除するために、原子炉のフロー図は 3 ループのものとして選択されます。ナトリウムは冷却材として使用されます。 1 番目と 2 番目のループ、3 番目のループで水と蒸気が使用されます。 一次回路のナトリウムは、二次回路のナトリウムによって中間熱交換器で冷却されます。 ナトリウム冷却材を使用した中間回路では、熱交換器の欠陥の可能性による一次回路からの放射性冷却材の漏れを防ぐために、最初の回路よりも高い圧力が生成されます。 2 次回路の蒸気発生器では、ナトリウムが 3 番目の回路の水に熱を伝達し、発電機に接続されたタービンに高圧蒸気が送られます。 タービンから、蒸気はコンデンサーに耳を傾けます。 放射の漏れを防ぐために、熱媒体と蒸気発生器の回路は閉サイクルで動作します。

冷却剤として化学的に不活性な高沸点溶融鉛 (または Pb/重共晶) を使用すると、3 ループの熱除去方式を放棄して 2 ループ方式に切り替えることができます。 このような冷却剤を備えた原子炉には自然な安全性があります。鉛回路の減圧と大気との直接接触の場合でも、毒性と放射能の放出は人口の避難と領土の疎外を必要としません。

高速中性子炉の炉心には、高度に濃縮された 2 35U 燃料 (2 35U 同位体の少なくとも 15%) を含む燃料要素が配置されます。 アクティブゾーンは、燃料原料（劣化ウラン）を含む燃料棒で構成されるブランケットである繁殖ゾーンに囲まれています。 アクティブゾーンから放出された中性子はウラン核によって増殖ゾーンで捕捉され、その結果、新しい核燃料 - 239Pu が形成されます。これは、簡単な操作で兵器級の品質にすることができます。

米。 7。

高速中性子炉は、兵器級のプルトニウムを生産するように設計されました。 現在、彼らは特にエネルギー分野での用途を見出しており、特に、2s8 から核分裂性プルトニウム 2s9Pu の拡大増殖を確実にし、天然ウランのすべてまたはかなりの部分、および既存の劣化ウラン埋蔵量を燃焼させています。 高速中性子炉でのエネルギーの開発により、燃料による核エネルギーの自給自足の問題を解決することができます。 高速炉は、兵器級核種の拡散の問題と放射性廃棄物の安全な取り扱いの問題を解決できるアクチノイド（主に兵器級および原子炉級プルトニウム）を燃焼させ、SNFをリサイクルするための装置として注目されています。 電力産業に高速中性子炉を導入すれば、ウランの使用効率を 60 倍に高めることができます。

ロシアでは、ベロヤルスク NPP で BN-boo が稼働しています。これは、高速中性子に基づく機器の統合レイアウトを備えた圧力容器増殖炉です。

統合されたレイアウト - 一次冷却システムのすべての要素が原子炉と同じ容積に取り付けられている原子炉のレイアウト。

ユニットの熱スキームは3回路です。1番目と2番目の回路では、冷却剤はナトリウムであり、3番目の回路では水と蒸気です。 3 つの独立した循環ループによってコアから熱が除去されます。それぞれの循環ループは、第 1 回路のメイン循環ポンプ、2 つの中間熱交換器、入口にバッファ タンクを備えた第 2 回路のメイン循環ポンプ、および緊急圧力で構成されます。リリーフタンク、蒸気発生器、標準の熱回路と発電機を備えた復水タービン。 冷却剤はナトリウムです。

原子炉の電力は boo MW、火力は 1470 MW です。 反応器への入口での冷却材温度は 370 ℃ で、出口 - 550° で、蒸気圧力は 14.2 MPa、蒸気温度は 505 ℃ です。

BN-boo 原子炉は、原子炉圧力容器内に炉心および一次回路機器 (主循環ポンプおよび中間熱交換器) が配置される「一体型」機器レイアウトで設計されています。 燃料棒は、濃縮酸化ウラン（または酸化ウランと酸化プルトニウムの混合物）で作られたブッシングでコアの長さに沿って満たされ、コアの上下には、劣化した酸化ウランブリケットで作られたエンドスクリーンがあります。 繁殖地帯の燃料要素には、劣化ウランブリケットが充填されています。 反応器内のナトリウム レベルより上のガス キャビティには、アルゴンが充填されています。

米。 図 8. BN-booリアクターの設計：1 - シャフト。 2 - 本体。 h - 一次回路の主循環ポンプ。 4 - ポンプモーター。 5 - 大型ロータリープラグ。 6 - 放射線防護。 7 - ナトリウム - ナトリウム熱交換器。 8 - CPSメカニズムを備えた中央回転式コラム。 9 - アクティブゾーン。

BNでのウラン - プルトニウム燃料の使用の主な特徴は、そのコアでは、高速中性子による核分裂のプロセスが、熱中性子原子炉よりも高い収率（20〜27％）の二次中性子を伴うことです。 これは、増殖係数の高い値を得るための主要な前提条件を作成し、増殖炉での核燃料の拡張増殖を確実にします。

現在、88o MW の容量を持つ BN-8oo 原子炉がベロヤルスク NPP に建設されており、原子力産業の燃料基盤を大幅に拡大し、閉鎖型核燃料サイクルの組織化を通じて放射性廃棄物を最小限に抑えるように設計されています。