Gyorsneutronreaktor működése. A jövő energiája zöld színűvé válik a gyorsneutronreaktorokkal

F. Mitenkov akadémikus, a Szövetségi Állami Egységes Vállalat „Opytnoe tervezőiroda Gépészet" I. I. Afrikantovról (Nyizsnyij Novgorod) elnevezett.

Fjodor Mihajlovics Mitenkov akadémikus 2004-ben megkapta a Global Energy Prize-t a fizikai és műszaki alapok fejlesztéséért, valamint a gyorsneutronos reaktorok létrehozásáért (lásd Tudomány és Élet, 2004. 8. szám). A díjazott által végzett kutatások és azok gyakorlati megvalósítása a BN-350, BN-600, az épülő BN-800 és a tervezés alatt álló BN-1800 reaktorokban új, ígéretes irányt nyit az atomenergia fejlesztése előtt. energiát az emberiségnek.

Belojarski Atomerőmű BN-600-as reaktorral.

F. M. Mitenkov akadémikus a Global Energy Prize díjátadó ünnepségen 2004 júniusában.

Tudomány és élet // Illusztrációk

Tudomány és élet // Illusztrációk

Sematikus diagram gyorsneutron reaktor BN-350.

A BN-600 gyorsenergiájú reaktor sematikus diagramja.

A BN-600-as reaktor központi csarnoka.

A BN-800 gyorsneutronos reaktor elektromos teljesítménye 880 MW, hőteljesítménye 1,47 GW. Kialakítása ugyanakkor teljes biztonságot nyújt normál üzem közben és minden elképzelhető baleset esetén is.

Tudomány és élet // Illusztrációk

Az energiafogyasztás a legfontosabb mutató, amely nagymértékben meghatározza bármely ország gazdasági fejlettségi szintjét, nemzetbiztonságát és lakosságának jólétét. Az energiafelhasználás növekedése mindig is végigkísérte a fejlődést emberi társadalom, de különösen a huszadik században volt gyors: az energiafogyasztás közel 15-szörösére nőtt, a végére elérte abszolút érték körülbelül 9,5 milliárd tonna olajegyenérték (toe). A szén, az olaj és a földgáz elégetése biztosítja a globális energiafogyasztás mintegy 80%-át. A 21. században növekedése kétségtelenül tovább folytatódik, különösen a fejlődő országokban, ahol a gazdasági fejlődés és a lakosság életminőségének javulása elkerülhetetlenül az elfogyasztott energia, elsősorban annak leguniverzálisabb típusa - a villamos energia - mennyiségének jelentős növekedésével jár. . A 21. század közepére az előrejelzések szerint a globális energiafelhasználás megduplázódik, az áramfogyasztás pedig megháromszorozódik.

Az energiafelhasználás általános növekedési tendenciája növeli a legtöbb ország függőségét az olaj- és földgázimporttól, fokozza a versenyt az energiaforrásokhoz való hozzáférésért, és veszélyt jelent a globális biztonságra. Ugyanakkor növekszik az energiatermelés környezeti következményei miatti aggodalom, elsősorban a szénhidrogén tüzelőanyag-égéstermékek kibocsátásából származó elfogadhatatlan légszennyezés veszélye miatt.

Ezért a nem túl távoli jövőben az emberiség kénytelen lesz átállni olyan alternatív „szén-dioxid-mentes” energiatermelési technológiák használatára, amelyek hosszú ideig megbízhatóan kielégítik a növekvő energiaszükségletet, elfogadhatatlan környezeti következmények nélkül. El kell azonban ismernünk, hogy a jelenleg ismert megújuló energiaforrások - szél, nap, geotermikus, árapály stb. potenciális lehetőségeket nem szolgálhat nagyüzemi energiatermelésre (lásd "Tudomány és Élet" 2002. 10. sz. Jegyzet szerk.). És a nagyon ígéretes irányított technológia termonukleáris fúzió még mindig a kutatás és egy demonstrációs atomreaktor létrehozásának szakaszában van (lásd: "Tudomány és Élet" 2001. 8. szám, 2001. 9. szám - Jegyzet szerk.).

Sok szakértő, köztük a cikk szerzője szerint az igazi energia választás századi emberiség széles körben használt lesz nukleáris energia hasadási reaktorokon alapul. Az atomenergia már most átveheti a globális tüzelőanyag- és energiaigény növekedésének jelentős részét. Ma a globális energiafogyasztás mintegy 6% -át biztosítja, főleg elektromos, ahol részesedése körülbelül 18% (Oroszországban körülbelül 16%).

Számos feltétel szükséges ahhoz, hogy az atomenergia szélesebb körű felhasználása a jelenlegi évszázad fő energiaforrásává váljon. Az atomenergiának mindenekelőtt meg kell felelnie a lakosság és a garantált biztonság követelményeinek környezet, A természeti erőforrások nukleáris üzemanyag előállítására - a „nagy” atomenergia-ipar működésének legalább több évszázadon át történő biztosítása. Ráadásul a műszaki és gazdasági mutatók tekintetében az atomenergia nem lehet rosszabb, mint a legjobb szénhidrogén-üzemanyagot használó energiaforrás.

Nézzük meg, hogyan felel meg a modern atomenergia ezeknek a követelményeknek.

Az atomenergia garantált biztonságáról

Megalakulása óta az atomenergia biztonsági kérdéseit szisztematikusan mérlegelték és meglehetősen hatékonyan oldották meg tudományos alapon. Megalakulásának időszakában azonban még mindig előfordultak vészhelyzetek elfogadhatatlan radioaktivitás-kibocsátással, köztük két nagyszabású baleset: a Three Mile Island-i atomerőműben (USA) 1979-ben és Csernobili atomerőmű(Szovjetunió) 1986-ban. Ennek köszönhetően világközösség tudósok és nukleáris szakemberek a Nemzetközi Ügynökség égisze alatt atomenergia(NAÜ) ajánlásokat dolgozott ki, amelyek betartása gyakorlatilag kiküszöböli a környezetre és a lakosságra gyakorolt ​​elfogadhatatlan hatásokat az atomerőművekben bekövetkező fizikailag lehetséges balesetek esetén. Különösen előírják: ha a projekt nem támasztja alá megbízhatóan az olvadást mag reaktor kizárása, számolni kell egy ilyen baleset lehetőségével, és igazolni kell, hogy a reaktortervben előírt fizikai akadályok garantáltan kizárják az elfogadhatatlan környezeti következményeket. tartalmazza a NAÜ ajánlásait szerves része a nemzeti nukleáris biztonsági szabványokba a világ számos országában. Az alábbiakban a BN-600 és BN-800 reaktorok példáján ismertetünk néhány olyan műszaki megoldást, amelyek biztosítják a modern reaktorok biztonságos működését.

Erőforrás bázis a nukleáris üzemanyag előállításához

A nukleáris szakemberek tudják, hogy a meglévő, úgynevezett „termikus” atomreaktorokon alapuló, víz- vagy grafitneutron-moderátorral működő atomenergia-technológia nem tudja biztosítani a nagyüzemi atomenergia fejlesztését. Ennek oka a természetes urán ilyen reaktorokban való felhasználásának alacsony hatékonysága: csak az U-235 izotópot használják, amelynek a természetes urán tartalma mindössze 0,72%. Ezért a „nagy” atomenergia fejlesztésének hosszú távú stratégiája magában foglalja a fejlett, zárt üzemanyagciklusú technológiára való átállást, amely az ún. atomreaktorok valamint a reaktorokból kirakott üzemanyag újrafeldolgozása atomerőművek, az el nem égett és újonnan képződött hasadó izotópok későbbi visszatérésére az energiaciklusba.

Egy „gyors” reaktorban a nukleáris üzemanyag hasadási eseményeinek nagy részét a 0,1 MeV-nál nagyobb energiájú gyors neutronok okozzák (innen ered a „gyors” reaktor elnevezés). Ugyanakkor a reaktorban nemcsak a nagyon ritka U-235 izotóp, hanem az U-238, a természetes urán fő komponense (~99,3%) is hasadás megy végbe a reaktorban, amelynek a hasadási valószínűsége a neutronspektrumban. egy „termikus reaktor” esetében nagyon alacsony. Alapvetően fontos, hogy egy „gyors” reaktorban minden egyes maghasadási eseménnyel nagyobb számú neutron keletkezzen, amely felhasználható az U-238 intenzív átalakulására a plutónium Pu-239 hasadó izotópjává. Ez az átalakulás egy nukleáris reakció eredményeként megy végbe:

A gyorsreaktor neutronfizikai jellemzői olyanok, hogy a benne lévő plutónium képződési folyamata elhúzódó szaporodási jellegű lehet, amikor több másodlagos plutónium képződik a reaktorban, mint amennyi az eredetileg betöltött mennyiség elég. A felesleges mennyiségű hasadó izotóp kialakulását egy atomreaktorban "tenyésztésnek" nevezik (az angol fajtából - szaporodni). Ez a kifejezés a nemzetközileg elfogadott névhez kapcsolódik gyors reaktorok plutónium üzemanyaggal - tenyésztő reaktorok vagy tenyésztő reaktorok.

A nemesítési folyamat gyakorlati megvalósítása alapvető fontosságú az atomenergia jövője szempontjából. A tény az, hogy egy ilyen eljárás lehetővé teszi a természetes urán szinte teljes felhasználását, és ezáltal minden egyes tonna bányászott természetes uránból származó energia „hozamát” majdnem százszorosára növeli. Ez megnyitja az utat a gyakorlatilag kimeríthetetlenhez üzemanyagforrások nukleáris energia hosszú történelmi távlatban. Ezért általánosan elfogadott, hogy a tenyésztők használata az szükséges feltétel nagyüzemi atomenergia létrehozása és üzemeltetése.

Miután az 1940-es évek végén felismerték a gyorstenyésztő reaktorok létrehozásának alapvető lehetőségét, a világ intenzív kutatásba kezdett ezek neutronikus jellemzőiről és a megfelelő műszaki megoldások kereséséről. Hazánkban a gyorsreaktorokkal kapcsolatos kutatás-fejlesztés kezdeményezője Alekszandr Iljics Leipunszkij, az Ukrán Tudományos Akadémia akadémikusa volt, aki 1972-ben bekövetkezett haláláig tudományos témavezető Obninsk Fizikai és Energetikai Intézet (PEI).

A gyorsreaktorok létrehozásának mérnöki nehézségei számos eredendő jellemzővel járnak. Ezek a következők: az üzemanyag nagy energiasűrűsége; intenzív hűtésének biztosításának szükségessége; a hűtőfolyadék, a reaktor szerkezeti elemeinek és berendezéseinek magas üzemi hőmérséklete; a szerkezeti anyagok sugárzási károsodása, amelyet gyors neutronos intenzív besugárzás okoz. Ezen új tudományos-technikai problémák megoldásához, a gyorsreaktorok technológiájának fejlesztéséhez szükség volt egy nagyszabású kutató-kísérleti bázis kialakítására egyedi standokkal, valamint az 1960-1980-as években számos kísérleti és demonstrációs bázis létrehozására. ilyen típusú reaktorokat Oroszországban, az USA-ban, Franciaországban, az Egyesült Királyságban és Németországban. Figyelemre méltó, hogy minden országban a nátriumot választották hűtőközegnek - hűtőközegnek - a gyorsreaktorok számára, annak ellenére, hogy aktívan reagál vízzel és gőzzel. A nátriumnak, mint hűtőfolyadéknak a döntő előnye a kivételesen jó termofizikai tulajdonságok(nagy hővezető képesség, nagy hőkapacitás, magas forráspont), alacsony energiafogyasztás a keringetéshez, csökkentett korrozív hatás a reaktor szerkezeti anyagaira, viszonylag egyszerű a tisztítás működés közben.

A Kaszpi-tenger keleti partján 1973-ban helyezték üzembe az első hazai bemutató gyorsneutronos BN-350-es reaktort, melynek hőteljesítménye 1000 MW (lásd "Tudomány és Élet" 1976. 11. sz. Jegyzet szerk.). A nukleáris energiára hagyományosan hurok hőátadási sémája volt, a hőenergia átalakítására pedig gőzturbina komplexum volt. A reaktor hőenergiájának egy részét áramtermelésre, a többit tengervíz sótalanítására használták fel. Az egyik jellegzetes vonásait diagramok ennek és az azt követő reaktortelepítésekről nátrium hűtőközeggel - egy közbenső hőátadó kör jelenléte a reaktor és a gőz-víz kör között, biztonsági megfontolások alapján.

A BN-350 reaktorüzem technológiai sémája összetettsége ellenére 1973-tól 1988-ig (a tervezési időnél öt évvel tovább) sikeresen működött a Mangyshlak Energy Plant és a Sevchenko (ma Aktau, Kazahsztán) tengervíz-sótalanító üzem részeként. .

A BN-350-es reaktor nátriumköreinek nagymértékű elágazása aggodalomra ad okot, mivel vészhelyzeti nyomáscsökkenés esetén tűz keletkezhet. Ezért anélkül, hogy megvárta volna a BN-350 reaktor indítását, a Szovjetunió megkezdte egy nagyobb teljesítményű, integrált kialakítású, gyors BN-600 reaktor tervezését, amelyben nátriumvezetékek nagy átmérőjű hiányoztak, és a primer körben található radioaktív nátrium szinte teljes mennyisége a reaktortartályban koncentrálódott. Ez lehetővé tette az első nátriumkör nyomáscsökkenésének szinte teljes kiküszöbölését, a létesítmény tűzveszélyességének csökkentését, valamint a reaktor sugárbiztonsági szintjének és megbízhatóságának növelését.

A BN-600-as reaktor 1980 óta működik megbízhatóan a Belojarski Atomerőmű harmadik erőművi blokkjának részeként. Ma ez a világ legerősebb működő gyorsneutronreaktora, amely egyedülálló üzemi tapasztalatok forrásaként szolgál, és alapja a fejlett szerkezeti anyagok és üzemanyagok teljes körű tesztelésének.

Az ilyen típusú reaktorok minden további projektje Oroszországban, valamint a legtöbb külföldön kifejlesztett kereskedelmi gyorsreaktorprojekt integrált kialakítást használ.

A gyorsreaktorok biztonságának biztosítása

Már az első gyorsneutronos reaktorok tervezése során nagy figyelmetügyeltek a biztonsági kérdésekre mind normál üzem közben, mind vészhelyzetekben. A megfelelő tervezési megoldások keresési irányait a környezetet és a lakosságot érő elfogadhatatlan hatások kiküszöbölésének követelménye határozta meg a reaktor belső önvédelmével, valamint a lehetséges balesetek hatékony lokalizálására szolgáló, azok következményeit korlátozó rendszerek alkalmazásával.

A reaktor önvédelme elsősorban a nukleáris üzemanyag hasadási folyamatát stabilizáló negatív visszacsatoláson, a reaktor hőmérsékletének és teljesítményének növekedésével, valamint a reaktorban felhasznált anyagok tulajdonságain alapul. A gyorsreaktorok eredendő biztonságának szemléltetésére rámutatunk néhány jellemzőjükre, amelyek a nátrium hűtőközeg használatához kapcsolódnak. Magas hőmérséklet nátrium forráspontja (883 oC normál fizikai feltételek) lehetővé teszi a légkörhöz közeli nyomás fenntartását a reaktortartályban. Ez leegyszerűsíti a reaktor tervezését és növeli a megbízhatóságát. A reaktortartályt működés közben nem éri nagy mechanikai terhelés, így a repedése még kisebb valószínűséggel fordul elő, mint a meglévő túlnyomásos vizes reaktorokban, ahol a hipotetikus osztályba tartozik. De a gyorsreaktorban még egy ilyen baleset sem jelent veszélyt a nukleáris üzemanyag megbízható hűtése szempontjából, mivel a tartályt lezárt biztonsági burkolat veszi körül, és az esetleges nátriumszivárgás mennyisége elhanyagolható. A csővezetékek nátrium-hűtőközeggel történő nyomásmentesítése egy integrált kialakítású gyorsreaktorban szintén nem vezet veszélyes helyzethez. Mivel a nátrium hőkapacitása meglehetősen magas, még a gőz-víz körbe történő hőelvezetés teljes leállása esetén is, a reaktorban lévő hűtőközeg hőmérséklete óránként körülbelül 30 fokkal emelkedik. Normál működés közben a hűtőközeg hőmérséklete a reaktor kimeneténél 540oC. A nátrium felforrása előtti jelentős hőmérséklet-tartalék elegendő időt biztosít egy ilyen valószínűtlen baleset következményeinek korlátozására irányuló intézkedések megtételére.

A BN-600 alapvető műszaki megoldásait alkalmazó BN-800-as reaktor tervezése során további intézkedések történtek annak érdekében, hogy a reaktor sértetlensége megmaradjon, és elkerülhető legyen az elfogadhatatlan környezeti hatások még akkor is, ha hipotetikus, rendkívül valószínűtlen baleset, amely a reaktormag olvadásával jár.

A BN-600 reaktor vezérlőpultja.

A gyorsreaktorok hosszú távú működése megerősítette a biztosított biztonsági intézkedések elégségességét és hatékonyságát. A BN-600-as reaktor 25 éves működése alatt nem történt túlzott radioaktivitás-kibocsátással járó baleset, a személyzet nem volt kitéve, és különösen helyi lakosság. A gyorsreaktorok nagy működési stabilitást mutattak, és könnyen irányíthatók. Elsajátították a nátrium hűtőfolyadék technológiát, amely hatékonyan semlegesíti a tűzveszélyt. A személyzet magabiztosan észleli a nátriumszivárgást és az égést, és megbízhatóan megszünteti azok következményeit. Az utóbbi években egyre több széles körű alkalmazás gyors reaktorprojektekben olyan rendszereket és eszközöket találnak, amelyek személyzeti beavatkozás vagy külső energiaellátás nélkül biztonságos állapotba tudják vinni a reaktort.

Gyorsreaktorok műszaki és gazdasági mutatói

A nátriumtechnológia jellemzői, a fokozott biztonsági intézkedések és az első reaktorok - BN-350 és BN-600 - tervezési megoldásainak konzervatív megválasztása okozta a vízhűtéses reaktorokhoz képest magasabb költségüket. Ezeket azonban elsősorban a gyorsreaktorok teljesítményének, biztonságának és megbízhatóságának tesztelésére hozták létre. Ezt a problémát sikeres működésük megoldotta. A következő, az atomenergia-ipari tömeges felhasználásra szánt BN-800-as reaktor megalkotásakor nagyobb figyelmet fordítottak a műszaki-gazdasági jellemzőkre, és ennek eredményeként a fajlagos tőkeköltségek tekintetében jelentős mértékben sikerült megvalósítani. megközelíteni a VVER-1000-et, a hazai lassú neutronos reaktorok fő típusát.

Mára már megalapozottnak tekinthető, hogy a nátrium-hűtőközeggel működő gyorsreaktorok nagy lehetőségeket rejtenek a további műszaki és gazdasági fejlődésre. A fejlesztésük főbb irányaihoz gazdasági jellemzők a biztonsági szint növelése mellett: a reaktor egységteljesítményének és az erőmű fő alkatrészeinek növelése, a fő berendezés kialakításának javítása, a szuperkritikus gőzparaméterekre való átállás a hőenergia-átalakítási ciklus termodinamikai hatásfokának növelése érdekében. , a friss és a kiégett fűtőelemek kezelési rendszerének optimalizálása, a nukleáris üzemanyag elégetésének növelése, magas belső helyettesítési tényezővel (BR) rendelkező zóna létrehozása - 1-ig, az élettartam növelése 60 évre vagy többre.

Javulás egyes fajok A berendezések – amint azt az OKBM-ben végzett tervezési tanulmányok is mutatják – igen jelentős hatással lehetnek mind a reaktortelep, mind az erőmű egésze műszaki-gazdasági mutatóinak javítására. Például az ígéretes BN-1800-as reaktor üzemanyag-feltöltési rendszerének javítására irányuló tanulmányok kimutatták, hogy jelentősen csökkenthető ennek a rendszernek a fémfogyasztása. A moduláris gőzfejlesztők eredeti kialakítású tokosra cseréje jelentősen csökkentheti azok költségeit, valamint az erőgép gőzfejlesztő rekeszének területét, térfogatát és anyagfelhasználását.

A reaktor teljesítményének és a berendezések technológiai fejlesztésének hatása a fémfogyasztásra és a tőkeköltségek szintjére a táblázatból látható.

A gyorsreaktorok fejlesztése természetesen bizonyos erőfeszítéseket igényel az ipari vállalkozások, a tudományos, ill tervező szervezetek. A nukleáris fűtőanyag elégetésének növeléséhez tehát olyan szerkezeti anyagok előállítását kell kifejleszteni és elsajátítani a reaktormag számára, amelyek jobban ellenállnak a neutronsugárzásnak. Ez irányú munka jelenleg is folyik.

A gyorsreaktorokat nem csak energiára lehet használni. A nagyenergiájú neutronfluxusok képesek hatékonyan „elégetni” a kiégett nukleáris fűtőelemekben keletkező legveszélyesebb, hosszú élettartamú radionuklidokat. Ez alapvető fontosságú az atomenergiából származó radioaktív hulladékok kezelésének problémájának megoldásához. A tény az, hogy egyes radionuklidok (aktinidák) felezési ideje messze meghaladja a végleges elhelyezési helynek tekintett geológiai képződmények tudományosan bizonyított stabilitási időszakait. radioaktív hulladék. Ezért az aktinidák égetésével és a hosszú élettartamú hasadási termékek rövid élettartamúvá történő transzmutációjával zárt üzemanyagciklus alkalmazásával radikálisan megoldható az atomenergia-hulladék semlegesítésének problémája, és nagymértékben csökkenthető az eltemetendő radioaktív hulladék mennyisége.

Az atomenergia átvitele a „termikus” reaktorokkal együtt a gyorstenyésztő reaktorokba, valamint a zárt üzemanyagciklusba lehetővé teszi a követelményeknek maradéktalanul megfelelő, biztonságos energiatechnológia létrehozását. fenntartható fejlődés emberi társadalom.

880 megawatt teljesítményre hozták a Belojarszki Atomerőműben üzemelő egyedülálló orosz gyorsneutronreaktort – írja a Roszatom sajtószolgálata.

A reaktor a Belojarski Atomerőmű 4-es számú erőművi blokkjában üzemel, és jelenleg a termelőberendezések rutin tesztelése zajlik. A tesztprogramnak megfelelően a tápegység biztosítja, hogy az elektromos teljesítmény 8 órán keresztül legalább 880 megawatt szinten maradjon.

A reaktor teljesítményét fokozatosan növelik annak érdekében, hogy a vizsgálati eredmények alapján végül megkapják a 885 megawattos tervezett teljesítményszintű tanúsítványt. On pillanatnyilag a reaktor 874 megawatt teljesítményre van hitelesítve.

Emlékezzünk vissza, hogy a Belojarski Atomerőműben két gyorsneutronreaktor működik. 1980 óta működik itt a BN-600-as reaktor - hosszú ideig ez volt az egyetlen ilyen típusú reaktor a világon. 2015-ben azonban megkezdődött a második BN-800 reaktor fokozatos elindítása.

Miért olyan fontos és megfontolt történelmi esemény a globális atomipar számára?

A gyorsneutronreaktorok lehetővé teszik a zárt üzemanyagciklus megvalósítását (a BN-600-ban jelenleg nincs megvalósítva). Mivel csak az urán-238-at „égetik el”, a feldolgozás (a hasadási termékek eltávolítása és az urán-238 új részeinek hozzáadása) után az üzemanyag újratölthető a reaktorba. És mivel az urán-plutónium ciklus több plutóniumot termel, mint amennyi bomlik, a felesleges üzemanyagot új reaktorokhoz lehet felhasználni.

Ezen túlmenően ez a módszer felhasználható a hagyományos termikus reaktorokból származó kiégett fűtőelemekből kinyert plutónium és kisebb aktinidák (neptunium, americium, curium) feldolgozására is (a kisebb aktinidák jelenleg a radioaktív hulladék nagyon veszélyes részét képezik). . Ugyanakkor a radioaktív hulladék mennyisége a termikus reaktorokhoz képest több mint húszszorosára csökken.

Miért nem terjedtek el minden előnyük ellenére a gyorsneutronreaktorok? Ez elsősorban a kialakításuk sajátosságainak köszönhető. Mint fentebb említettük, a víz nem használható hűtőfolyadékként, mivel neutronmoderátor. Ezért a gyorsreaktorok főként fémeket használnak folyékony állapot- az egzotikus ólom-bizmut ötvözetektől a folyékony nátriumig (az atomerőműveknél a leggyakoribb lehetőség).

„A gyorsneutronos reaktorokban a hő- és sugárzási terhelés sokkal nagyobb, mint a termikus reaktorokban” – magyarázza „PM” főmérnök Mihail Bakanov Belojarski Atomerőmű. - Ez azt jelenti, hogy speciális szerkezeti anyagokat kell használni a reaktortartályban és a reaktoron belüli rendszerekben. A fűtőelemek és fűtőelemek házai nem cirkóniumötvözetből készülnek, mint a termikus reaktorokban, hanem speciális ötvözött krómacélokból, amelyek kevésbé érzékenyek a sugárzás „duzzadására”. Másrészt például a reaktortartályt nem éri a belső nyomással járó terhelés – ez csak valamivel magasabb a légköri nyomásnál.”

Mikhail Bakanov szerint a működés első éveiben a fő nehézségek a sugárzás duzzadásával és az üzemanyag repedésével jártak. Ezek a problémák azonban hamar megoldódtak, új anyagokat fejlesztettek ki - mind az üzemanyaghoz, mind a tüzelőanyag-rudak házához. De még most is a kampányokat nem annyira az üzemanyag elégetése korlátozza (amely a BN-600-on eléri a 11%-ot), hanem az anyagok élettartama, amelyekből az üzemanyag, az üzemanyagrudak és az üzemanyag-kazetták készülnek. A további működési problémák főként a szekunder körben előforduló nátrium szivárgásával jártak, amely kémiailag aktív és tűzveszélyes fém, amely hevesen reagál levegővel és vízzel érintkezve: „Csak Oroszország és Franciaország rendelkezik hosszú távú tapasztalattal ipari gyorsneutronos reaktorok üzemeltetésében. . Mi és a francia szakemberek is a kezdetektől fogva ugyanazokkal a problémákkal küzdöttünk. Sikeresen megoldottuk őket, már az elején előre láttuk speciális eszközök az áramkörök tömítettségének ellenőrzése, a nátriumszivárgás lokalizálása és megszüntetése. De a francia projekt kevésbé volt felkészülve az ilyen problémákra, ennek eredményeként a Phenix reaktort 2009-ben végül leállították.

„A problémák valóban ugyanazok voltak – teszi hozzá Nyikolaj Oskanov, a Belojarski Atomerőmű igazgatója –, de itt és Franciaországban megoldották őket. különféle módokon. Például amikor a Phenix egyik szerelvényének feje meghajlott, hogy megragadja és kirakja, a francia szakemberek bonyolult és meglehetősen költséges rendszert fejlesztettek ki a nátriumrétegen való „átlátáshoz”. És amikor ugyanez a probléma nálunk is felmerült, az egyik mérnökünk egy egyszerű szerkezetbe, mint egy búvárharangba helyezett videokamerát javasolta – egy alul nyitott cső, felülről befújt argonnal. A nátriumolvadék kilökése után a kezelők videokapcsolaton keresztül bekapcsolhatták a mechanizmust, és a hajlított szerkezetet sikeresen eltávolították.”

A gyorsneutronos reaktor aktív zónája hagymaszerűen, rétegesen van elrendezve

370 fűtőanyag-kazetta három zónát alkot különböző urán-235-dúsítással - 17, 21 és 26% (kezdetben csak két zóna volt, de az energialeadás kiegyenlítése érdekében hármat készítettek). Körülöttük oldalsó hálók (takarók) vagy tenyésztési zónák találhatók, ahol szegényített vagy természetes uránt tartalmazó, főként 238-as izotópból álló szerelvények találhatók urán, amelyek a végképernyőket alkotják (zónák reprodukciója).

Az üzemanyagegységek (FA) egy házban összeszerelt fűtőelem-készlet - speciális acélcsövek, amelyek különféle dúsítású urán-oxid pelletekkel vannak feltöltve. Annak érdekében, hogy a tüzelőanyag-elemek ne érintkezzenek egymással, és a hűtőfolyadék keringhessen közöttük, vékony huzalt tekernek a csövekre. A nátrium az alsó fojtónyílásokon keresztül jut be az üzemanyag-kazettába, és a felső részen lévő ablakokon keresztül távozik.

A tüzelőanyag-kazetta alján a kommutátor foglalatba illesztett szár, felül egy fejrész található, amivel túlterheléskor megragadják a szerelvényt. A különböző dúsítású tüzelőanyag-szerelvények különböző felszerelési helyekkel rendelkeznek, ezért szerelje fel a szerelvényt rossz helyen Egyszerűen lehetetlen.

A reaktor vezérléséhez 19 db bórt tartalmazó kompenzálórudat (neutronelnyelőt) használnak a tüzelőanyag kiégésének kompenzálására, 2 db automatikus vezérlőrudat (az adott teljesítmény fenntartásához) és 6 db aktív védőrudat. Mivel az urán saját neutron háttere alacsony, a reaktor szabályozott indításához (és alacsony teljesítményszinten történő szabályozáshoz) „megvilágítást” használnak - fotoneutronforrást (gamma-sugárzó plusz berillium).

A gyorsneutronreaktoros erőművek zárt nukleáris üzemanyagciklus megszervezésével jelentősen bővíthetik az atomenergia fűtőanyagbázisát és minimalizálhatják a radioaktív hulladékot. Csak néhány ország rendelkezik ilyen technológiával, és az Orosz Föderáció a szakértők szerint a világelső ezen a területen.

A BN-800 reaktor („gyors nátriumból”, 880 megawatt elektromos teljesítménnyel) egy kísérleti ipari gyorsneutronreaktor folyékony fém hűtőközeggel, nátriummal. A kereskedelmi forgalomban kapható, nagyobb teljesítményű, BN-1200-as reaktorokkal felszerelt erőforrások prototípusává kell válnia.

források

2013. december 25

Ma megkezdődött a BN-800-as gyorsneutronreaktor fizikai indítási szakasza a Belojarszki Atomerőműben – mondta el a Rosenergoatom képviselője a RIA Novostinak.

Ebben a több hétig tartó szakaszban a reaktort folyékony nátriummal töltik fel, majd nukleáris üzemanyagot töltenek bele. A Rosenergoatom képviselője kifejtette, hogy a fizikai indítás befejeztével az erőművet nukleáris létesítményként ismerik el.

A Belojarszki Atomerőmű (BNPP) BN-800-as reaktorával felszerelt 4-es számú erőmű 2014 végére eléri a teljes kapacitását - mondta szerdán újságíróknak Alekszandr Loksin, a Roszatom állami vállalat vezérigazgató-helyettese.

„Az egységnek az év végére el kell érnie a teljes kapacitását” – mondta, pontosítva, hogy 2014 végéről beszélünk.

Elmondása szerint a kört jelenleg nátriummal töltik fel, a fizikai indítást pedig április közepére tervezik. Elmondása szerint a tápegység 99,8%-ban készen áll a fizikai indításra. Amint azt a Rosenergoatom konszern OJSC vezérigazgatója, Jevgenyij Romanov megjegyezte, a létesítmény a tervek szerint nyár végén kezdi meg az áramellátást.

A BN-800-as reaktorral felszerelt erőmű a Belojarski Atomerőmű egyedülálló BN-600-as reaktorának fejlesztése, amely mintegy 30 éve kísérleti üzemben van. A világon nagyon kevés ország rendelkezik gyorsneutronreaktor technológiával, és Oroszország ezen a téren a világelső.

Tudjunk meg többet róla...

Reaktor (központi) BN-600 csarnok

Jekatyerinburgtól 40 km-re, a legszebb uráli erdők közepén található Zarecsnij városa. 1964-ben itt indították útjára az első szovjet ipari atomerőművet, a Beloyarskaya-t (100 MW teljesítményű AMB-100 reaktorral). A Belojarski Atomerőmű továbbra is az egyetlen a világon, ahol ipari gyorsneutronos reaktor működik - BN-600

Képzeljünk el egy kazánt, amely elpárologtatja a vizet, és a keletkező gőz megpörget egy turbógenerátort, amely elektromosságot termel. Valami ilyesmi benne általános vázlatés elrendezve atomerőmű. Csak a „kazán” az atombomlás energiája. Az erősáramú reaktorok felépítése eltérő lehet, de működési elvük szerint két csoportra oszthatók - termikus neutronreaktorokra és gyorsneutronreaktorokra.

A hasadás minden reaktor szíve. nehéz magok neutronok hatása alatt. Igaz, vannak jelentős különbségek. A termikus reaktorokban az urán-235-öt kis energiájú termikus neutronok hasítják, így hasadási töredékek és új, nagy energiájú neutronok (úgynevezett gyorsneutronok) keletkeznek. Annak a valószínűsége, hogy egy termikus neutront egy urán-235 atommag elnyel (a későbbi hasadással), sokkal nagyobb, mint egy gyorsé, ezért a neutronokat le kell lassítani. Ez moderátorok segítségével történik – olyan anyagok, amelyek atommagokkal való ütközéskor a neutronok energiát veszítenek.

A termikus reaktorok tüzelőanyaga általában alacsony dúsítású urán, moderátorként grafitot, könnyű vagy nehéz vizet használnak, a hűtőfolyadék pedig sima víz. A legtöbb működő atomerőmű e sémák valamelyike ​​szerint épül fel.

Az erőltetett maghasadás eredményeként keletkező gyors neutronok mértékletesség nélkül felhasználhatók. A séma a következő: az urán-235 vagy plutónium-239 atommagok hasadása során keletkező gyors neutronokat az urán-238 elnyeli, így (két béta-bomlás után) plutónium-239 keletkezik. Ezenkívül minden 100 hasadó urán-235 vagy plutónium-239 atommag után 120-140 plutónium-239 atommag keletkezik. Igaz, mivel a gyors neutronok maghasadási valószínűsége kisebb, mint a termikus neutronok, az üzemanyagot dúsítani kell nagyobb mértékben mint a termikus reaktoroknál. Ráadásul itt nem lehet hőt eltávolítani vízzel (a víz moderátor), ezért más hűtőfolyadékot kell használni: általában ez folyékony fémekés ötvözetek, nagyon egzotikus változatokból, például higanyból (ilyen hűtőfolyadékot használtak az első amerikai kísérleti Clementine reaktorban) vagy ólom-bizmut ötvözetek (egyes reaktorokban tengeralattjárók- különösen, Szovjet hajók projekt 705) folyékony nátriumra (a leggyakoribb lehetőség az ipari erőművekben). Az e séma szerint működő reaktorokat gyorsneutronreaktoroknak nevezzük. Egy ilyen reaktor ötletét 1942-ben Enrico Fermi vetette fel. Természetesen a katonaság mutatta a leglelkesebb érdeklődést e rendszer iránt: a gyors reaktorok működésük során nemcsak energiát, hanem plutóniumot is termelnek az atomfegyverekhez. Emiatt a gyorsneutronreaktorokat tenyésztőknek is nevezik (az angol tenyésztőtől - producer).

A történelem cikcakkjai

Érdekes, hogy a világ atomenergiájának története pontosan a gyorsneutronreaktorral kezdődött. 1951. december 20-án Idahóban üzembe helyezték a világ első gyorsneutronos reaktorát, az EBR-I-t (Experimental Breeder Reactor), amelynek elektromos teljesítménye mindössze 0,2 MW. Később, 1963-ban, Detroit közelében egy Fermi gyorsneutronreaktoros atomerőművet indítottak - már 100 MW körüli teljesítménnyel (1966-ban súlyos baleset történt a zóna egy részének megolvadásával, de minden következmény nélkül a környezet vagy az emberek).

A Szovjetunióban az 1940-es évek vége óta Alekszandr Lejpunszkij foglalkozik ezzel a témával, akinek vezetésével az Obnyinszki Fizikai és Energetikai Intézetben (FEI) dolgozták ki a gyorsreaktorok elméletének alapjait, és több kísérleti standot építettek, amelyek lehetőség van a folyamat fizikának tanulmányozására. A kutatás eredményeként 1972-ben Sevcsenko városában (ma Aktau, Kazahsztán) lépett működésbe az első szovjet gyorsneutronos atomerőmű BN-350-es (eredeti nevén BN-250) reaktorral. Nemcsak áramot termelt, hanem hőt is használt a víz sótalanításához. Hamarosan elindították a francia atomerőművet a Phenix gyorsreaktorral (1973) és a brit atomerőművet a PFR-rel (1974), mindkettő 250 MW teljesítményű.

Az 1970-es években azonban a termikus neutronreaktorok kezdték uralni az atomenergia-ipart. Ennek különböző okai voltak. Például az a tény, hogy a gyorsreaktorok plutóniumot termelhetnek, ami azt jelenti, hogy ez a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló törvény megsértéséhez vezethet. A fő tényező azonban valószínűleg ez volt termikus reaktorok egyszerűbbek és olcsóbbak voltak, tervezésüket tengeralattjárók katonai reaktorain tesztelték, maga az urán pedig nagyon olcsó volt. Az 1980 után világszerte üzembe helyezett ipari gyorsneutronos reaktorokat egy kéz ujján meg lehet számolni: ezek a Superphenix (Franciaország, 1985–1997), a Monju (Japán, 1994–1995) és a BN-600 (Beloyarsk) Atomerőmű, 1980), amely jelenleg az egyetlen működő ipari erőmű a világon.

BN-800 építése

Visszajönnek

A szakemberek és a közvélemény figyelme azonban jelenleg ismét a gyorsneutronreaktoros atomerőművekre irányul. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) 2005-ös becslései szerint az összes bizonyított uránkészlet, amelynek kitermelési költsége nem haladja meg a 130 dollárt kilogrammonként, körülbelül 4,7 millió tonna. A NAÜ becslései szerint ezek a készletek 85 évre szólnak (a villamosenergia-termeléshez szükséges urán iránti kereslet alapján 2004-ben). A termikus reaktorokban „égetett” 235-ös izotóp tartalma a természetes uránban mindössze 0,72%, a többi a termikus reaktorok számára „haszontalan” urán-238. Ha azonban áttérünk az urán-238 „égetésére” képes gyorsneutronreaktorok használatára, ezek a tartalékok több mint 2500 évre kitartanak!

Ezenkívül a gyorsneutronreaktorok lehetővé teszik a zárt üzemanyagciklus megvalósítását (a BN-600-ban jelenleg nincs megvalósítva). Mivel csak az urán-238-at „égetik el”, a feldolgozás (a hasadási termékek eltávolítása és az urán-238 új részeinek hozzáadása) után az üzemanyag újratölthető a reaktorba. És mivel az urán-plutónium ciklus több plutóniumot termel, mint amennyi bomlik, a felesleges üzemanyagot új reaktorokhoz lehet felhasználni.

Ezen túlmenően ez a módszer felhasználható a hagyományos termikus reaktorokból származó kiégett fűtőelemekből kinyert plutónium és kisebb aktinidák (neptunium, americium, curium) feldolgozására is (a kisebb aktinidák jelenleg a radioaktív hulladék nagyon veszélyes részét képezik). . Ugyanakkor a radioaktív hulladék mennyisége a termikus reaktorokhoz képest több mint húszszorosára csökken.

Sima csak papíron

Miért nem terjedtek el minden előnyük ellenére a gyorsneutronreaktorok? Ez elsősorban a kialakításuk sajátosságainak köszönhető. Mint fentebb említettük, a víz nem használható hűtőfolyadékként, mivel neutronmoderátor. Ezért a gyorsreaktorok főként folyékony halmazállapotú fémeket használnak – az egzotikus ólom-bizmut ötvözetektől a folyékony nátriumig (az atomerőművek leggyakoribb megoldása).

„A gyorsneutronos reaktorokban a hő- és sugárzási terhelés sokkal nagyobb, mint a termikus reaktorokban” – magyarázza Mikhail Bakanov, a Belojarski Atomerőmű főmérnöke a PM-nek. „Ez azt jelenti, hogy speciális szerkezeti anyagokat kell használni a reaktortartályban és a reaktoron belüli rendszerekben. A fűtőelemek és fűtőelemek házai nem cirkóniumötvözetből készülnek, mint a termikus reaktorokban, hanem speciális ötvözött krómacélokból, amelyek kevésbé érzékenyek a sugárzás „duzzadására”. Másrészt például a reaktortartályt nem éri a belső nyomással járó terhelés – ez csak valamivel magasabb a légköri nyomásnál.”

Mikhail Bakanov szerint a működés első éveiben a fő nehézségek a sugárzás duzzadásával és az üzemanyag repedésével jártak. Ezek a problémák azonban hamar megoldódtak, új anyagokat fejlesztettek ki - mind az üzemanyaghoz, mind a tüzelőanyag-rudak házához. De még most is a kampányokat nem annyira az üzemanyag elégetése korlátozza (amely a BN-600-on eléri a 11%-ot), hanem az anyagok élettartama, amelyekből az üzemanyag, az üzemanyagrudak és az üzemanyag-kazetták készülnek. A további működési problémák főként a szekunder körben előforduló nátrium szivárgásával jártak, amely kémiailag aktív és tűzveszélyes fém, amely hevesen reagál levegővel és vízzel érintkezve: „Csak Oroszország és Franciaország rendelkezik hosszú távú tapasztalattal ipari gyorsneutronos reaktorok üzemeltetésében. . Mi és a francia szakemberek is a kezdetektől fogva ugyanazokkal a problémákkal küzdöttünk. Sikeresen megoldottuk őket, a kezdetektől fogva speciális eszközöket biztosítva az áramkörök tömítettségének ellenőrzésére, a nátriumszivárgás lokalizálására és elnyomására. De a francia projekt kevésbé volt felkészülve az ilyen problémákra, ennek eredményeként a Phenix reaktort 2009-ben végül leállították.

„A problémák valóban ugyanazok voltak – teszi hozzá Nyikolaj Oszkanov, a Belojarski Atomerőmű igazgatója –, de itt és Franciaországban különböző módon oldották meg őket. Például amikor a Phenix egyik szerelvényének feje meghajlott, hogy megragadja és kirakja, a francia szakemberek bonyolult és meglehetősen költséges rendszert fejlesztettek ki a nátriumrétegen való „átlátáshoz”. És amikor ugyanez a probléma nálunk is felmerült, az egyik mérnökünk egy egyszerű szerkezetbe, mint egy búvárharangba helyezett videokamerát javasolta – egy alul nyitott cső, felülről befújt argonnal. A nátriumolvadék kilökése után a kezelők videokapcsolaton keresztül bekapcsolhatták a mechanizmust, és a hajlított szerkezetet sikeresen eltávolították.”

Gyors jövő

„Nem lenne ekkora érdeklődés a gyorsreaktorok technológiája iránt a világon, ha nem lenne sikeres a BN-600-asunk hosszú távú működése” – mondja Nikolai Oshkanov. „Az atomenergia fejlesztése szerintem elsősorban gyorsreaktorok sorozatgyártásával és üzemeltetésével . Csak ezek teszik lehetővé az összes természetes urán bevonását az üzemanyagciklusba, és ezzel növelik a hatékonyságot, valamint több tízszeresére csökkentik a radioaktív hulladék mennyiségét. Ebben az esetben az atomenergia jövője valóban fényes lesz.”

BN-800 gyorsneutronreaktor (függőleges metszet)
Mi van benne

A gyorsneutronos reaktor aktív zónája hagymaszerűen, rétegesen van elrendezve

370 fűtőanyag-kazetta három zónát alkot különböző urán-235-dúsítással - 17, 21 és 26% (kezdetben csak két zóna volt, de az energialeadás kiegyenlítése érdekében hármat készítettek). Körülöttük oldalsó hálók (takarók) vagy tenyésztési zónák találhatók, ahol szegényített vagy természetes uránt tartalmazó, főként 238-as izotópból álló szerelvények találhatók urán, amelyek a végképernyőket alkotják (zónák reprodukciója).

Az üzemanyagegységek (FA) egy házban összeszerelt fűtőelem-készlet - speciális acélcsövek, amelyek különféle dúsítású urán-oxid pelletekkel vannak feltöltve. Annak érdekében, hogy a tüzelőanyag-elemek ne érintkezzenek egymással, és a hűtőfolyadék keringhessen közöttük, vékony huzalt tekernek a csövekre. A nátrium az alsó fojtónyílásokon keresztül jut be az üzemanyag-kazettába, és a felső részen lévő ablakokon keresztül távozik.

A tüzelőanyag-kazetta alján egy szár található, amely a kommutátor foglalatába van behelyezve, a tetején egy fejrész található, amivel túlterheléskor megragadják a szerelvényt. A különböző dúsítású tüzelőanyag-szerelvények különböző rögzítési helyekkel rendelkeznek, így egyszerűen lehetetlen rossz helyre szerelni a szerelvényt.

A reaktor vezérléséhez 19 db bórt tartalmazó kompenzálórudat (neutronelnyelőt) használnak a tüzelőanyag kiégésének kompenzálására, 2 db automatikus vezérlőrudat (az adott teljesítmény fenntartásához) és 6 db aktív védőrudat. Mivel az urán saját neutron háttere alacsony, a reaktor szabályozott indításához (és alacsony teljesítményszinten történő szabályozáshoz) „megvilágítást” használnak - fotoneutronforrást (gamma-sugárzó plusz berillium).

Hogyan működik a BN-600 reaktor

A reaktor integrált elrendezésű, azaz a reaktortartály tartalmazza az aktív zónát (1), valamint az első hűtőkör három hurkát (2), amelyek mindegyike saját fő keringető szivattyúval (3) és két közbenső szivattyúval rendelkezik. hőcserélők (4). A hűtőfolyadék folyékony nátrium, amelyet alulról felfelé pumpálnak át a magon, és 370-550 °C-ra melegítik.

A közbenső hőcserélőkön áthaladva a második körben (5) átadja a hőt a nátriumnak, amely már belép a gőzfejlesztőkbe (6), ahol elpárologtatja a vizet és túlmelegíti a gőzt 520 °C hőmérsékletre (130 °C nyomáson). atm). A gőzt felváltva vezetik a turbinákba a magas (7), a közepes (8) és az alacsony (9) nyomású hengerekbe. A kilépő gőz a hűtőtóból vízzel (10) való hűtéssel lecsapódik, és ismét belép a gőzfejlesztőkbe. A Belojarski Atomerőmű három turbógenerátora (11) 600 MW villamos energiát termel. A reaktor gázüregét nagyon alacsony (kb. 0,3 atm) túlnyomás mellett argonnal töltik fel.

Túlterhelés vakon

A termikus reaktorokkal ellentétben a BN-600-as reaktorban a szerelvények folyékony nátriumréteg alatt helyezkednek el, így az elhasznált szerelvények eltávolítása és a helyükre frissek beszerelése (ezt a folyamatot újratöltésnek nevezzük) teljesen zárt üzemmódban történik. A reaktor felső részében nagy és kis forgódugók vannak (egymáshoz képest excentrikusak, vagyis forgástengelyük nem esik egybe). Egy kis forgódugóra van felszerelve egy oszlop vezérlő- és védelmi rendszerekkel, valamint túlterhelési mechanizmus patronos megfogóval. A forgó mechanizmus speciális, alacsony olvadáspontú ötvözetből készült „hidraulikus tömítéssel” van felszerelve. Normál állapotában szilárd, de az újraindításhoz olvadáspontig melegítik, miközben a reaktor teljesen zárt marad, így a radioaktív gázok kibocsátása gyakorlatilag megszűnik.

Egy szerelvény újratöltése legfeljebb egy órát vesz igénybe, a mag egyharmadának (kb. 120 üzemanyag-kazetta) újratöltése körülbelül egy hetet vesz igénybe (három műszakban), ezt az eljárást minden mikrokampányban elvégzik (160 effektív nap, teljes értékre számítva) hatalom). Igaz, mostanra nőtt az üzemanyag elégetése, és csak a mag negyede van túlterhelve (körülbelül 90 üzemanyag-kazetta). Ebben az esetben a kezelőnek nincs közvetlen vizuális visszacsatolása, és csak az oszlop forgásszög-érzékelőinek és megfogóinak mutatói (a pozicionálási pontosság 0,01 fok alatt), a kihúzási és beépítési erők vezérlik. Biztonsági okokból bizonyos korlátozások vonatkoznak a mechanizmus működésére: például nem lehet egyszerre két szomszédos cellát elengedni, ráadásul túlterhelés esetén minden vezérlő- és védőrúdnak az aktív zónában kell lennie.

1983-ban a vállalkozás a BN-600 alapján kidolgozott egy 880 MW(e) teljesítményű erőműhöz egy továbbfejlesztett BN-800 reaktor projektet. 1984-ben megkezdődött a munka két BN-800-as reaktor építésén a Belojarszkban és az új dél-uráli atomerőművekben. A reaktorok építésének ezt követő késését a tervezés finomítására használták fel annak érdekében, hogy tovább javítsák a biztonságot és javítsák a műszaki és gazdasági mutatókat. A BN-800 építési munkálatokat 2006-ban folytatták a Belojarski Atomerőműben (4. erőmű), és 2014-ben kell befejezni.

Az épülő BN-800-as reaktornak a következő fontos feladatai vannak:

• MOX üzemanyaggal történő működés biztosítása.
• Kísérleti bemutató kulcsfontosságú összetevők zárt üzemanyagciklus.
• Edzés bent valós körülményekúj típusú berendezések üzemeltetése és továbbfejlesztett műszaki megoldások a hatékonyság, a megbízhatóság és a biztonság javítása érdekében vezették be.
• Fejlesztés innovatív technológiák folyékony fém hűtőközeggel rendelkező jövőbeli gyorsneutronreaktorokhoz:
  • fejlett üzemanyagok és szerkezeti anyagok tesztelése és tanúsítása;
  • az atomenergiából származó radioaktív hulladék legveszélyesebb részét képező kisebb aktinidák elégetésére és a hosszú élettartamú hasadási termékek transzmutációjára szolgáló technológia bemutatása.

Folyamatban van egy 1220 MW teljesítményű, továbbfejlesztett BN-1200 kereskedelmi reaktor projektjének fejlesztése.

BN-1200 reaktor (függőleges metszet)

A projekt megvalósítására az alábbi programot tervezzük:

• 2010...2016 – a reaktormű műszaki tervének kidolgozása és a K+F program végrehajtása.
• 2020 – a MOX üzemanyagot használó főerőmű üzembe helyezése és központosított termelésének megszervezése.
• 2023…2030 – mintegy 11 GW összteljesítményű erőforrás-sorozat üzembe helyezése.

Az atomenergia ígéretének köszönhetően mindig is fokozott figyelmet kapott. A világon a villamos energia mintegy húsz százalékát atomreaktorokból nyerik, és a fejlett országokban ez a szám az atomenergia termékére még magasabb - az összes villamos energia több mint egyharmada. A fő reaktortípusok azonban továbbra is a termikusak, mint például az LWR és a VVER. A tudósok úgy vélik, hogy ezeknek a reaktoroknak az egyik fő problémája a közeljövőben a hiány lesz természetes tüzelőanyag urán, annak 238-as izotópja, amely a hasadási láncreakcióhoz szükséges. E természetes fűtőanyag forrásainak esetleges kimerülése alapján a termikus reaktorok számára az atomenergia fejlesztését korlátozzák. Ígéretesebbnek tartják a gyorsneutronokat használó nukleáris reaktorok alkalmazását, amelyekben az üzemanyag újratermelése lehetséges.

Fejlődéstörténet

Az Orosz Föderáció Atomipari Minisztériumának század eleji programja alapján feladatokat tűztek ki nukleáris energiakomplexumok, új típusú modernizált atomerőművek létrehozására és biztonságos működésének biztosítására. Az egyik ilyen létesítmény a Szverdlovszk (Jekatyerinburg) közelében 50 kilométerre található Belojarski atomerőmű A létrehozásáról 1957-ben döntöttek, és 1964-ben üzembe helyezték az első blokkot.

Két blokkjában termikus atomreaktor működött, amelyek a múlt század 80-90-es éveire kimerítették erőforrásaikat. A harmadik blokkban a világon először tesztelték a BN-600 gyorsneutron reaktort. Munkája során a fejlesztők által tervezett eredmények születtek. A folyamat biztonsága is kiváló volt. A 2010-ben zárult projektidőszakban komoly jogsértés, eltérés nem történt. Végső futamideje 2025-ben jár le. Már most elmondható, hogy nagy jövő előtt állnak a gyorsneutronos atomreaktorok, amelyek között szerepel a BN-600 és utódja, a BN-800 is.

Az új BN-800 piacra dobása

OKBM tudósok Afrikantov Gorkijból (a mai Nyizsnyij Novgorod) készített egy projektet negyedik erőegység A Belojarski Atomerőmű 1983-ban. Az 1987-ben Csernobilban történt baleset és az 1993-as új biztonsági előírások bevezetése miatt a munkálatokat leállították, és az indítást elhalasztották határozatlan időre. Csak 1997-ben, miután megkapta a Gosatomnadzortól a 880 MW teljesítményű BN-800-as reaktorral felszerelt 4-es blokk építésére vonatkozó engedélyt, a folyamat újraindult.

2013. december 25-én megkezdődött a reaktor fűtése a hűtőközeg további beléptetése érdekében. Tizennegyedik júniusában, a tervek szerint, egy minimális láncreakció végrehajtásához elegendő tömeg lépett fel. Aztán a dolgok elakadtak. A 3. blokkban használthoz hasonló, hasadó urán- és plutónium-oxidokból álló MOX-üzemanyag nem készült el. Ezt akarták a fejlesztők felhasználni az új reaktorban. Kombinálnom kellett, és új lehetőségeket kellett keresnem. Ennek eredményeként, hogy ne halasszák el az erőmű elindítását, úgy döntöttek, hogy a szerelvény egy részén urán üzemanyagot használnak. A BN-800-as atomreaktor és a 4-es blokk indítására 2015. december 10-én került sor.

A folyamat leírása

A gyorsneutronos reaktorban történő működés során a hasadási reakció eredményeként másodlagos elemek képződnek, amelyek az urántömeg által elnyelve az újonnan keletkezett plutónium-239 nukleáris anyagot képezik, amely képes a további hasadási folyamat folytatására. Ennek a reakciónak a fő előnye, hogy neutronokat állítanak elő plutóniumból, amelyet atomerőművek nukleáris reaktorainak üzemanyagaként használnak. Jelenléte lehetővé teszi az urántermelés csökkentését, amelynek készletei korlátozottak. Egy kilogramm urán-235-ből valamivel több, mint egy kilogramm plutónium-239-et kaphat, ezáltal biztosítva az üzemanyag reprodukálását.

Ennek eredményeként az atomerőművek energiatermelése a minimális szűkös uránfogyasztással és a termelés korlátozása nélkül több százszorosára nő. A becslések szerint ebben az esetben az urántartalékok több tíz évszázadra elegendőek az emberiség számára. A nukleáris energiában a minimális uránfogyasztás egyensúlyának fenntartására a 4:1 arány lesz az optimális, ahol minden négy termikus reaktorhoz egy gyorsneutronon működő reaktort használnak.

BN-800 célpontok

A Belojarski Atomerőmű 4. számú erőművi blokkjában való üzemidő alatt bizonyos feladatokat az atomreaktorhoz rendeltek. A BN-800 reaktornak MOX üzemanyaggal kell működnie. A munka elején bekövetkezett enyhe akadozás nem változtatott az alkotók tervein. A Belojarski Atomerőmű igazgatója, Sidorov úr szerint az átmenet a teljesen A MOX üzemanyagot 2019-ben vezetik be. Ha ez valóra válik, a helyi gyorsneutronos atomreaktor lesz az első a világon, amely teljes egészében ilyen üzemanyaggal működik. Prototípussá kell válnia a jövőbeni hasonló, folyékony fém hűtőközeggel működő gyorsreaktorok számára, amelyek termelékenyebbek és biztonságosabbak. Ennek alapján a BN-800 innovatív berendezéseket tesztel üzemi körülmények között, ellenőrzi az új technológiák helyes alkalmazását, amelyek befolyásolják a tápegység megbízhatóságát és hatékonyságát.

class="eliadunit">

Az új üzemanyagciklus-rendszer működésének ellenőrzése.

Vizsgálatok radioaktív hulladék elégetésére, hosszú élettartammal.

Felhalmozódott újrahasznosítás nagy mennyiségben, fegyver-minőségű plutónium.

A BN-800-nak, akárcsak elődjének, a BN-600-nak kell lennie kiindulópont a felhalmozáshoz felbecsülhetetlen tapasztalat gyorsreaktorok létrehozása és üzemeltetése orosz fejlesztőknek.

A gyorsneutronreaktor előnyei

A BN-800 és hasonló atomreaktorok atomenergiában történő felhasználása lehetővé teszi

Jelentősen megnöveli az urán erőforrás-tartalékok élettartamát, ami jelentősen megnöveli a kapott energia mennyiségét.

A radioaktív hasadási termékek élettartamának minimálisra csökkentésének képessége (több ezer évről háromszázra).

Az atomerőművek biztonságának növelése. A gyorsneutronreaktor alkalmazása lehetővé teszi a zónaolvadás lehetőségének minimális szintre történő kiegyenlítését, jelentősen növelheti a létesítmény önvédelmi szintjét, és kiküszöböli a feldolgozás során a plutónium felszabadulását. Az ilyen típusú nátrium-hűtőfolyadékos reaktorok rendelkeznek megnövekedett szint biztonság.

2016. augusztus 17-én a Belojarski Atomerőmű 4. számú erőművi blokkja elérte a 100%-os teljesítményű üzemet. Tavaly december óta az integrált Ural rendszer egy gyorsreaktorban termelt energiát fogad.

Sok szakértő ma úgy véli, hogy a jövőben atomenergia gyors neutronreaktorok. A technológia fejlesztésének egyik úttörője Oroszország, ahol a Belojarszki Atomerőmű BN-600-as gyorsneutronreaktora már 30 éve működik komolyabb események nélkül, ott épül a BN-800-as reaktor, és egy kereskedelmi BN-1200 reaktort terveznek. Franciaországnak és Japánnak van tapasztalata a gyorsneutronos atomerőművek üzemeltetésében, és fontolgatják gyorsneutronos atomerőművek építését Indiában és Kínában. Felmerül a kérdés: miért nincsenek gyakorlati programok a gyorsneutronenergia fejlesztésére egy nagyon fejlett atomenergia-iparral rendelkező országban - az USA-ban?

Valójában volt ilyen projekt az USA-ban. kb a Clinch River Breeder Reactor projektről (angolul - The Clinch River Breeder Reactor, rövidítve CRBRP). A projekt célja egy nátrium-gyors reaktor tervezése és megépítése volt, amely a hasonló amerikai reaktorok következő osztályának, az LMFBR-nek (a Liquid Metal Fast Breeder Reactors rövidítése) bemutató prototípusa volt. Ezzel egyidejűleg a Clinch River reaktort jelentős lépésnek szánták a folyékony fém gyorsreaktorok technológiájának kifejlesztése felé, azok villamosenergia-ipari felhasználása céljából. A Clinch River reaktor helyszíne egy 6 km 2 -es terület, közigazgatásilag a Tennessee állambeli Oak Ridge városának része.

A reaktor hőteljesítménye 1000 MW, elektromos teljesítménye pedig 350-380 MW között volt. Az üzemanyagot 198 hatszögletű szerelvényből kellett összeállítani, amelyeket henger alakban szereltek össze, két üzemanyagdúsító zónával. Belső A reaktornak 108 egységből kellett állnia, amelyek 18%-ra dúsított plutóniumot tartalmaztak. Egy külső zónának kellett volna körülvennie őket, amely 90 egységből áll, 24%-ra dúsított plutóniummal. Ennek a konfigurációnak biztosítania kell legjobb körülmények között hőleadásra.

A projektet először 1970-ben mutatták be. 1971-ben Richard Nixon amerikai elnök ezt a technológiát az ország egyik legfontosabb kutatási és fejlesztési prioritásaként jelölte meg.

Mi akadályozta meg a megvalósítását?

Ennek a döntésnek az egyik oka a projektköltségek folyamatos növekedése volt. 1971-ben az Egyesült Államok Atomenergia Bizottsága megállapította, hogy a projekt körülbelül 400 millió dollárba kerül. A magánszektor finanszírozást ígért a legtöbb projektre 257 millió dollárt különített el. A következő években azonban a projekt költsége 700 millióra ugrott 1981-ben már egymilliárd dollárnyi költségvetési forrást költöttek el, annak ellenére, hogy a projekt akkori költségét 3-3,2 milliárdra becsülték. dollárt, nem számítva egy másik milliárd , ami szükséges volt egy üzem felépítéséhez a megtermelt tüzelőanyag előállítására. 1981-ben egy kongresszusi bizottság különféle visszaélések eseteit tárta fel, ami tovább növelte a projekt költségeit.

A bezárásról szóló döntés előtt a projekt költségét már 8 milliárd dollárra becsülték.

A másik ok az volt magas költség magának a tenyésztőreaktornak az építése és üzemeltetése, hogy villamos energiát állítsanak elő. 1981-ben a becslések szerint egy gyors reaktor megépítésének költsége kétszerese egy azonos teljesítményű szabványos könnyűvizes reaktorénak. Azt is becsülték, hogy ahhoz, hogy a tenyésztő gazdaságilag versenyképes legyen a hagyományos könnyűvizes reaktorokkal szemben, az urán árának fontonként 165 dollárnak kell lennie, miközben a valóságban akkor 25 dollár fontonként. A magántermelő cégek nem akartak ilyen kockázatos technológiába befektetni.

A tenyésztőprogram visszaszorításának másik komoly oka az atomsorompó-rendszer esetleges megsértésének veszélye volt, mivel ez a technológia plutóniumot termel, amelyből nukleáris fegyverek is előállíthatók. A nukleáris fegyverek elterjedésével kapcsolatos nemzetközi aggodalmak miatt 1977 áprilisában Jimmy Carter amerikai elnök a kereskedelmi gyorsreaktorok építésének határozatlan időre történő halasztását kérte.

Carter elnök általában következetes ellenfele volt a Clinch River projektnek. 1977 novemberében, miután megvétózta a finanszírozás folytatásáról szóló törvényjavaslatot, Carter kijelentette, hogy az "kizárólag drága" lesz, és "műszakilag elavulttá és gazdaságilag megvalósíthatatlanná válik, ha elkészül." Emellett kijelentette, hogy a gyorsreaktoros technológia általában véve hiábavaló. Ahelyett, hogy erőforrásokat fektetne be egy gyors neutron demonstrációs projektbe, Carter azt javasolta, hogy "költsenek pénzt a meglévő nukleáris technológiák biztonságának javítására".

A Clinch River Project Ronald Reagan 1981-es hivatalba lépése után indult újra. A kongresszus növekvő ellenállása ellenére hatályon kívül helyezte elődje betiltását, és az építkezés folytatódott. 1983. október 26-án azonban az építési munkálatok sikeres előrehaladása ellenére az Egyesült Államok Szenátusa többséggel (56-40) felszólította az építkezés további finanszírozását, és a helyszínt elhagyták.

IN még egyszer Egészen a közelmúltban emlékeztek rá, amikor egy kis teljesítményű mPower reaktor projektjét kezdték fejleszteni az USA-ban. A Clinch River Atomerőmű tervezett építésének helyszíne az építkezés helyszíne.