Megszülheti-e az orosz föld a maga Platoszát / És Nevtonok gyors elméjét / Mihail Vasziljevics Lomonoszov (1711 - 1765) „Erzsébet császárné trónra lépésének napjáról” című ódájából. Isaac angol fizikus és matematikus nevének ősi kiejtése

Mit szülhet az orosz föld a maga Platonovját / És a gyors észjárású Newtonokat / Mihail Vasziljevics Lomonoszov (1711 - 1765) „Óda az őfelsége Erzsébet Petrovna császárné összoroszországi trónjára lépésének napjáról 1747” című művéből . "Nevton" -

2.6. Transzformátor nullák földelése. ívelnyomó reaktorok a kapacitív áramok kompenzálására A 35 kV-os és az alatti elektromos hálózatok a transzformátor tekercseinek izolált nullával vagy a 110 kV-os és nagyobb ívelnyomó reaktorokon keresztüli földeléssel működnek

Vegyi reaktorok A kémiai reaktorok olyan eszközök, amelyek kémiai reakciókat biztosítanak. Felépítésükben, reakciókörülményeikben és a reaktorban kölcsönhatásba lépő anyagok állapotában (koncentrációjuk, nyomásuk, hőmérsékletük) különböznek egymástól. Attól függően

Három rész a leggyorsabbaknak Ez a könyv kicsi, ez szándékos. Micsoda varázsütés! Olvassa el, csinálja, és kapja meg az eredményt. Most három rész lesz a legaktívabbak számára. Ha gyorsan tanulsz, ez az öt oldal elég lesz a befejezéshez

A világ első atomerőművének 1955-ös beindítása és sikeres működése után I. Kurcsatov kezdeményezésére döntés született egy csatorna típusú nyomás alatti vizes reaktorral felszerelt ipari atomerőmű megépítéséről az Urálban. Az ilyen típusú reaktorok jellemzői közé tartozik a gőz túlhevítése magas paraméterekre közvetlenül a zónában, ami megnyitotta a soros turbinás berendezések alkalmazásának lehetőségét.

1958-ban Oroszország központjában, az uráli természet egyik legfestőibb szegletében megkezdődött a Belojarski atomerőmű építése. A telepítők számára ez az állomás 1957-ben kezdődött, és mivel az atomerőművek témája akkoriban le volt zárva, levelezésben és életben Belojarski Állami Kerületi Erőműnek hívták. Ezt az állomást az Uralenergomontazh tröszt alkalmazottai indították el. Erőfeszítéseikkel 1959-ben egy víz- és gőzvezetékek gyártására szolgáló műhellyel rendelkező bázist hoztak létre (a reaktor 1 köre), Zarechny községben három lakóépület épült, és megkezdődött a főépület építése.

1959-ben a Tsentroenergomontazh tröszt dolgozói jelentek meg az építkezésen, és a reaktor telepítésével bízták meg őket. 1959 végén az atomerőmű építésének helyszínét a szmolenszki Dorogobuzsból áthelyezték, és a telepítési munkákat V. Nyevszkij, a Belojarski Atomerőmű leendő igazgatója vezette. A termikus mechanikai berendezések telepítésével kapcsolatos összes munka teljes mértékben a Tsentroenergomontazh tröszthöz került.

A Belojarski Atomerőmű építésének intenzív időszaka 1960-ban kezdődött. Ebben az időben a szerelőknek az építési munkákkal együtt új technológiákat kellett elsajátítaniuk a rozsdamentes csővezetékek, a speciális helyiségek és a radioaktív hulladéktároló létesítmények burkolatának telepítéséhez, a reaktorszerkezetek felszereléséhez, a grafit falazathoz, az automatikus hegesztéshez stb. Menet közben tudtuk meg olyan szakemberektől, akik már részt vettek a nukleáris létesítmények építésében. A hőerőművek telepítési technológiájáról az atomerőművek felszerelésére váltva, a Tsentroenergomontazh munkásai sikeresen teljesítették feladataikat, és 1964. április 26-án a Belojarski Atomerőmű első erőműve az AMB-100 reaktorral ellátta az atomerőműveket. első áram a szverdlovszki energiarendszerbe. Ez az esemény a Novovoronyezsi Atomerőmű 1. erőművi blokkjának üzembe helyezésével együtt jelentette az ország nagy atomenergia-iparának megszületését.

Az AMB-100 reaktor a világ első obninszki atomerőművének reaktortervének további fejlesztése volt. Ez egy csatorna típusú reaktor volt, a zóna nagyobb termikus jellemzőivel. A nukleáris túlhevülés miatti magas paraméterű gőz elérése közvetlenül a reaktorban nagy előrelépést jelentett az atomenergia fejlesztésében. a reaktor egy blokkban, 100 MW-os turbógenerátorral működött.

Szerkezetileg a Belojarszki Atomerőmű első erőművének reaktora érdekesnek bizonyult, hogy gyakorlatilag váz nélkül készült, vagyis a reaktornak nem volt nehéz, több tonnás, tartós teste, mint mondjuk egy Vízhűtéses vízhűtéses VVER reaktor, hasonló teljesítményű, 11-12 m hosszú testtel, 3-3,5 m átmérőjű, fal- és fenékvastagsága 100-150 mm vagy több. Nagyon csábítónak bizonyult a nyílt csatornás reaktorokkal felszerelt atomerőművek építésének lehetősége, mivel ez megszabadította a nehézgépészeti erőműveket a 200-500 tonnás acéltermékek gyártásának szükségességétől, de a nukleáris túlmelegedés megvalósítása közvetlenül a reaktorban kiderült összefüggésbe hozható a folyamat szabályozásának jól ismert nehézségeivel, különösen a folyamat nyomon követésével, számos műszer precíziós működésének követelményével, nagyszámú, különböző méretű, nagy nyomás alatt álló cső jelenlétével stb.

A Belojarski Atomerőmű első blokkja elérte teljes tervezési kapacitását, azonban a blokk viszonylag kis beépített teljesítménye (100 MW), technológiai csatornái összetettsége, és ebből adódóan magas költsége 1 kWh villamos energia költsége miatt. szignifikánsan magasabbnak bizonyult, mint az uráli termálállomásoké.

A Belojarski Atomerőmű második blokkja az AMB-200 reaktorral gyorsabban, nagy munkaterhelés nélkül épült meg, mivel az építési és telepítési csapat már felkészült. A reaktor telepítése jelentősen javult. Egykörös hűtőkörrel rendelkezett, ami leegyszerűsítette a teljes atomerőmű technológiai tervezését. Az első erőműhöz hasonlóan az AMB-200-as reaktor fő jellemzője a nagy paraméterű gőz közvetlenül a turbinába juttatása. 1967. december 31-én kapcsolták be a hálózatba a 2-es számú erőművet - ezzel befejeződött az állomás I. ütemének építése.

A BNPP I. szakasza működési történetének jelentős részét minden újdonságra jellemző romantika és dráma töltötte be. Ez különösen igaz volt a blokkfejlesztés időszakában. Úgy gondolták, hogy ezzel nem lehet gond – léteztek prototípusok az AM „First in the World” reaktortól a plutóniumtermelésre szánt ipari reaktorokig, amelyeken alapkoncepciók, technológiák, tervezési megoldások, sokféle berendezés és rendszer, ill. még a technológiai rezsimek jelentős részét is tesztelték . Kiderült azonban, hogy az ipari atomerőmű és elődei között olyan nagy és egyedi a különbség, hogy újabb, eddig ismeretlen problémák merültek fel.

Ezek közül a legnagyobb és legszembetűnőbb a párolgási és túlhevítő csatornák nem kielégítő megbízhatósága volt. Rövid üzemidő után megjelent a fűtőelemek gáznyomás-csökkenése vagy a hűtőfolyadék szivárgása, ami elfogadhatatlan következményekkel járt a reaktorok grafitfalazatára, a technológiai működési és javítási módokra, a személyzet és a környezet sugárterhelésére. Az akkori tudományos kánonok és számítási normák szerint ennek nem lett volna szabad megtörténnie. Ennek az új jelenségnek a mélyreható tanulmányozása arra késztetett bennünket, hogy újragondoljuk a csövekben forralt víz alaptörvényeiről kialakult elképzeléseket, hiszen alacsony hőáram-sűrűség mellett is kialakult egy korábban ismeretlen típusú hőátadási krízis, amelyet 1979-ben fedeztek fel. V.E. Doroscsuk (VTI), és ezt követően „második típusú hőátadási válságnak” nevezte.

1968-ban döntés született egy harmadik, gyorsneutronreaktoros erőmű megépítéséről a Belojarski Atomerőműben - BN-600. A BN-600 létrehozásának tudományos felügyeletét a Fizikai és Energetikai Intézet, a reaktortelep tervezését a Kísérleti Gépészeti Tervező Iroda, a blokk általános tervezését pedig az Atomelectroproekt leningrádi ága. A blokkot egy fővállalkozó - az Uralenergostroy tröszt - építette.

Tervezésekor figyelembe vették a sevcsenkoi BN-350 reaktorok és a BOR-60 reaktorok üzemi tapasztalatait. A BN-600 esetében a primer kör gazdaságosabb és szerkezetileg sikeresebb integrált elrendezését fogadták el, amely szerint a reaktormag, a szivattyúk és a közbenső hőcserélők egy házban helyezkednek el. A 12,8 m átmérőjű és 12,5 m magas reaktortartályt a reaktorakna alaplemezére rögzített görgős tartókra szerelték fel. Az összeszerelt reaktor tömege 3900 tonna volt, a létesítményben lévő összes nátrium mennyisége meghaladta az 1900 tonnát. A biológiai védelem acélhengeres szitákból, acéllemezekből és grafittöltőanyagú csövekből készült.

A BN-600 szerelési és hegesztési munkáinak minőségi követelményei nagyságrenddel magasabbnak bizonyultak a korábban elérteknél, és a szerelőcsapatnak sürgősen át kellett képeznie a személyzetet és el kellett sajátítania az új technológiákat. Így 1972-ben, amikor ausztenites acélokból reaktortartályt szereltek össze, először használtak betatront a nagy hegesztési varratok átvitelének szabályozására.

Ezen túlmenően a BN-600-as reaktor belső berendezéseinek beépítése során speciális tisztasági követelményeket támasztottak, és minden, a reaktoron belüli térből behozott és onnan elvitt alkatrészt rögzítettek. Ennek oka az volt, hogy a reaktort és a csővezetékeket nem lehetett nátrium-hűtőfolyadékkal tovább öblíteni.

Nyikolaj Muravjov, aki Nyizsnyij Novgorodból hívhatta meg dolgozni, ahol korábban egy tervezőirodában dolgozott, nagy szerepet játszott a reaktortelepítési technológia fejlesztésében. A BN-600-as reaktorprojekt egyik fejlesztője volt, és ekkor már nyugdíjas volt.

A telepítőcsapat sikeresen elvégezte a gyorsneutron egység telepítésével kapcsolatos feladatokat. A reaktor nátriummal való feltöltése azt mutatta, hogy a kör tisztasága még a szükségesnél is magasabb maradt, mivel a nátrium dermedéspontja, amely a folyékony fémben az idegen szennyeződések és oxidok jelenlététől függ, alacsonyabbnak bizonyult, mint a folyamat során elért értékek. a BN-350, BOR-60 reaktorok telepítése a Szovjetunióban és a "Phoenix" atomerőművek telepítése Franciaországban.

A Belojarski Atomerőmű építésénél a telepítőcsapatok sikere nagymértékben a vezetőktől függött. Először Pavel Ryabukha volt, majd jött a fiatal energikus Vlagyimir Nyevszkij, majd Vazgen Kazarov váltotta.

Végül 1980. április 8-án megtörtént a Belojarszki Atomerőmű 3. számú erőművi blokkjának energiaindítása a BN-600 gyorsneutron reaktorral. A BN-600 néhány tervezési jellemzője:

• elektromos teljesítmény – 600 MW;
• hőteljesítmény – 1470 MW;
• gőz hőmérséklete – 505 o C;
• gőznyomás – 13,7 MPa;
• bruttó termodinamikai hatásfok – 40,59%.

Különös figyelmet kell fordítani a nátrium hűtőfolyadékként való kezelésének tapasztalataira. Jó termofizikai és kielégítő magfizikai tulajdonságokkal rendelkezik, és jól kompatibilis a rozsdamentes acélokkal, uránnal és plutónium-dioxiddal. Végül pedig nem ritka és viszonylag olcsó. Kémiailag azonban nagyon aktív, ezért alkalmazása legalább két komoly probléma megoldását kívánta meg: minimálisra csökkenteni a keringető körökből a nátriumszivárgást és a gőzfejlesztőkben az áramkörök közötti szivárgást, valamint biztosítani a nátrium égésének hatékony lokalizálását és megszüntetését. egy szivárgásról.

Az első feladatot általában meglehetősen sikeresen megoldották a berendezések és a csővezeték-projektek fejlesztésének szakaszában. Nagyon sikeresnek bizonyult a reaktor integrált elrendezése, amelyben az 1. kör radioaktív nátriummal ellátott összes fő berendezése és csővezetéke a reaktortartály belsejében volt „rejtve”, így annak szivárgása elvileg csak egy reaktorból volt lehetséges. kevés segédrendszer.

És bár a BN-600 ma a világ legnagyobb gyorsneutronreaktoros erőműve, a Belojarski Atomerőmű nem tartozik a nagy beépített kapacitású atomerőművek közé. Különbségeit, előnyeit a gyártás újszerűsége, egyedisége, céljai, technológiája, felszereltsége határozza meg. A BelAtomerőmű összes reaktortelepítését a tervezők és kivitelezők által megfogalmazott műszaki ötletek és megoldások kísérleti ipari megerősítésére vagy megtagadására, a technológiai rendszerek, szerkezeti anyagok, fűtőelemek, vezérlő- és védelmi rendszerek kutatására szánták.

Mindhárom tápegységnek nincs közvetlen analógja sem hazánkban, sem külföldön. Számos ötletet testesítettek meg az atomenergia jövőbeli fejlesztésére vonatkozóan:

• ipari méretű csatornás víz-grafit reaktorral felszerelt erőművek épültek és helyeztek üzembe;
• soros turbóegységeket használtak magas paraméterekkel, 36-42%-os hőteljesítmény-ciklus hatásfokkal, amelyekkel a világon egyetlen atomerőmű sem rendelkezik;
• tüzelőanyag-kazettákat használtak, amelyek kialakítása kizárja annak lehetőségét, hogy a fűtőanyag-elemek megsemmisülése esetén is behatoljon a hűtőközegbe töredezettség;
• szénacélt használnak a 2. blokk reaktorának primer körében;
• a folyékony fémhűtőfolyadék használatának és kezelésének technológiáját nagyrészt elsajátították;

A Belojarski Atomerőmű volt az első olyan atomerőmű Oroszországban, amely a gyakorlatban szembesült a kiégett reaktorok leszerelésének problémájával. Ennek a tevékenységi körnek a fejlesztése, amely az egész nukleáris energiaipar szempontjából nagyon releváns, hosszú lappangási idővel bírt a szervezeti és szabályozási dokumentumbázis hiánya és a pénzügyi támogatás megoldatlansága miatt.

A Belojarski Atomerőmű több mint 50 éves működési időszakának három, egymástól meglehetősen jól elkülönülő szakasza van, amelyek mindegyikének megvolt a maga tevékenységi területe, a megvalósítás sajátos nehézségei, sikerei és csalódásai.

Az első szakasz (1964-től a 70-es évek közepéig) teljes egészében az 1. fokozatú erőművek elindításához, fejlesztéséhez és a tervezési teljesítményszint eléréséhez, a sok rekonstrukciós munkához és az egységek tökéletlen kialakításával kapcsolatos problémák megoldásához kapcsolódott, technológiai rendszerek és az üzemanyag-csatornák fenntartható működésének biztosítása. Mindez óriási fizikai és szellemi erőfeszítést igényelt az állomás személyzetétől, amelyet sajnos nem koronázott meg a nukleáris túlhevített gőzzel ellátott urán-grafit reaktorok kiválasztásának helyességébe és kilátásaiba vetett bizalom az atomenergia továbbfejlesztéséhez. Az I. szakasz felhalmozott üzemi tapasztalatának legjelentősebb részét azonban a tervezők és kivitelezők figyelembe vették a következő generációs urán-grafit reaktorok megalkotásakor.

A 70-es évek eleje az ország atomenergiájának továbbfejlesztésének új irányának megválasztásához társult - gyorsneutronreaktorok, majd több erőmű megépítésére is kilátásba helyezték a vegyes urán-plutónium üzemanyagot használó tenyészreaktorokat. Az első gyorsneutronokat használó kísérleti ipari blokk építésének helyszínének meghatározásakor a választás a Belojarski Atomerőműre esett.

Ezt a választást jelentősen befolyásolta az a felismerés, hogy az építőcsapatok, a szerelők és az üzemi személyzet képesek megfelelően megépíteni ezt az egyedülálló erőforrást, és ezt követően biztosítani annak megbízható működését.

A munka minőségének biztosítását ebben a szakaszban a legjobb szakemberekre bízták mind az építési és szerelési vállalkozók, mind az állomás üzemeltetői közül. Az erőmű személyzete nagy tapasztalatot szerzett az atomerőművi berendezések felállításában és elsajátításában, amelyet aktívan és eredményesen használtak a csernobili és a kurszki atomerőművek üzembe helyezési munkái során. Külön kiemelendő a Bilibino Atomerőmű, ahol az üzembe helyezési munkák mellett a projekt mélyreható elemzése is megtörtént, amely alapján számos jelentős fejlesztés történt.

A harmadik blokk üzembe helyezésével megkezdődött az állomás fennállásának harmadik szakasza, amely több mint 35 éve tart. Ennek a szakasznak a célja a blokk tervezési paramétereinek elérése, a tervezési megoldások gyakorlati életképességének megerősítése, valamint az üzemi tapasztalatok megszerzése volt a későbbi megfontolásra egy tenyészreaktoros soros blokk tervezésénél. Mindezek a célok mára sikeresen megvalósultak.

Az egység tervezésében lefektetett biztonsági koncepciók általánosságban beigazolódtak. Mivel a nátrium forráspontja közel 300 o C-kal magasabb az üzemi hőmérsékleténél, a BN-600-as reaktor szinte nyomás nélkül üzemel az erősen plasztikus acélból készülő reaktoredényben. Ez gyakorlatilag kiküszöböli a gyorsan kialakuló repedések lehetőségét. És a reaktormagból történő hőátadás háromkörös sémája minden következő körben a nyomás növekedésével teljesen kizárja annak lehetőségét, hogy az 1. körből származó radioaktív nátrium bekerüljön a második (nem radioaktív) körbe, és még inkább a körbe. gőz-víz harmadik kör.

A BN-600 elért magas szintű biztonságát és megbízhatóságát igazolja a csernobili atomerőmű balesete után elvégzett biztonsági elemzés, amely nem tárta fel sürgős műszaki fejlesztések szükségességét. A vészhelyzeti védelem aktiválásáról, vészleállásokról, az üzemi teljesítmény nem tervezett csökkentéséről és egyéb meghibásodásokról szóló statisztikák azt mutatják, hogy a BN-6OO reaktor a világ legjobb nukleáris blokkjainak legalább 25%-a közé tartozik.

Az éves verseny eredményei szerint a Belojarski Atomerőmű 1994-ben, 1995-ben, 1997-ben és 2001-ben. elnyerte a „Legjobb oroszországi atomerőmű” címet.

A 4-es számú, BN-800-as gyorsneutronreaktorral felszerelt erőmű az indítás előtti szakaszban van. A 880 MW teljesítményű BN-800-as reaktorral szerelt új, 4. erőművet 2014. június 27-én hozták a minimális szabályozott teljesítményszintre. Az erőmű az atomenergia fűtőanyagbázisának jelentős bővítésére és a radioaktív hulladékok minimalizálására szolgál a zárt nukleáris üzemanyagciklus megszervezésével.

A Belojarski Atomerőmű további bővítésének lehetőségét 1200 MW teljesítményű gyorsreaktorral, az 5-ös számú erőművel – a sorozatgyártás fő kereskedelmi erőművével – fontolgatják.

Korábbi cikkeinkben megtudtuk, hogy sem a napenergia nem lesz képes kielégíteni az emberiség igényeit (az akkumulátorok gyors leromlása és költsége miatt), sem a termonukleáris energia (hiszen a kísérleti reaktoroknál pozitív energiateljesítmény elérése után is fantasztikus mennyiség továbbra is problémákat okoz a kereskedelmi felhasználás felé vezető úton). Mi marad?

Több mint száz éve, az emberiség minden fejlődése ellenére, a villamos energia zömét szén (mely még mindig a világ termelőkapacitásának 40,7%-ának energiaforrása), gáz (21,2%) banális elégetésével nyerik, kőolajtermékek (5,5%) és vízenergia (további 16,2%, összesen mindez 83,5%).

Marad az atomenergia, a hagyományos termikus neutronreaktorokkal (amihez ritka és drága U-235 szükséges) és gyorsneutronreaktorokkal (amelyek képesek feldolgozni a természetes U-238-at és a tóriumot „zárt üzemanyagciklusban”).

Mi ez a mitikus „zárt üzemanyagciklus”, mi a különbség a gyors és a termikus neutronreaktorok között, milyen kivitelek léteznek, mikor várhatunk mindebtől boldogságot és persze - a biztonság kérdése - a vágás alatt.

A neutronokról és az uránról

Amint látjuk, a neutronok hasadásával történő befogásának valószínűsége U-235 esetében a neutronenergia csökkenésével növekszik, mivel a hagyományos atomreaktorokban a neutronok olyan mértékben „lelassulnak” a grafitban/vízben, hogy sebességük azonos nagyságrendűvé válik. az atomok termikus rezgésének sebessége a kristályrácsban (innen a név - termikus neutronok). Az U-238 termikus neutronok általi hasadásának valószínűsége pedig 10 milliószor kisebb, mint az U-235, ezért is kell tonna természetes uránt feldolgozni az U-235 felvételéhez.

Valaki, aki az alsó grafikont nézi, azt mondhatja: Ó, nagyszerű ötlet! Olcsó U-238-at süssünk 10 MeV-os neutronokkal - láncreakciót kell eredményeznie, mert ott felfelé megy a hasadás keresztmetszetének grafikonja! De van egy probléma - a reakció eredményeként felszabaduló neutronok energiája mindössze 2 MeV vagy kevesebb (átlagosan ~1,25), és ez nem elég ahhoz, hogy az U-238 gyors neutronjain önfenntartó reakció induljon. (vagy több energia kell, vagy minden részlegből több neutron repült ki). Eh, az emberiség szerencsétlen ebben az univerzumban...

Ha azonban az U-238-ban lévő gyors neutronokon olyan egyszerű lenne az önfenntartó reakció, akkor lennének természetes atomreaktorok, mint az U-235 esetében Oklóban, és ennek megfelelően az U-238 nem található meg a természetben nagy lerakódások formája.

Végül, ha feladjuk a reakció „önfenntartó” jellegét, továbbra is lehetséges az U-238 közvetlen felosztása energia előállítására. Ezt használják például a termonukleáris bombáknál - a D+T reakcióból származó 14,1MeV-os neutronok osztják szét a bombahéjban lévő U-238-at -, és így a robbanás ereje szinte ingyen növelhető. Ellenőrzött körülmények között elméletileg továbbra is lehetséges egy termonukleáris reaktor és egy U-238 burkolat (héj) kombinálása, hogy a termonukleáris fúzió energiáját ~10-50-szeresére növeljék a hasadási reakció miatt.

De hogyan lehet elkülöníteni az U-238-at és a tóriumot egy önfenntartó reakcióban?

Zárt üzemanyagciklus

A kiégett fűtőelemekből a plutónium kémiai úton izolálható, így MOX-fűtőanyagot (plutónium- és urán-oxidok keverékét) lehet előállítani, amely gyors és hagyományos termikus reaktorokban is elégethető. A kiégett fűtőelemek kémiai újrafeldolgozásának folyamata nagy radioaktivitása miatt igen nehézkes lehet, és még nem teljesen megoldott és gyakorlatilag kidolgozatlan (de a munka folyamatban van).

A természetes tórium esetében - egy hasonló folyamat, a tórium befog egy neutront, és spontán hasadás után urán-233 lesz, amely körülbelül ugyanúgy oszlik meg, mint az urán-235, és kémiailag szabadul fel a kiégett üzemanyagból:

Ezek a reakciók természetesen a hagyományos termikus reaktorokban is előfordulnak – de a moderátor (amely nagyban csökkenti a neutronbefogás esélyét) és a vezérlőrudak (amelyek elnyelik a neutronok egy részét) miatt a keletkező plutónium mennyisége kisebb, mint urán-235, amely ég. Annak érdekében, hogy több hasadóanyag keletkezzen, mint amennyi elégetik, a lehető legkevesebb neutront kell elveszítenie a szabályozórudakon (például közönséges uránból készült vezérlőrudakkal), a szerkezeten, a hűtőfolyadékon (erről bővebben lentebb) és teljesen megszabadulni a neutron moderátortól (grafittól vagy víztől).

Tekintettel arra, hogy a gyors neutronok hasadási keresztmetszete kisebb, mint a termikusaké, szükséges a hasadóanyag (U-235, U-233, Pu-239) koncentrációjának növelése a reaktormagban 2-4-ről. 20%-ra és magasabbra. Az új üzemanyag gyártása pedig tóriumot/természetes uránt tartalmazó kazettákban történik a mag körül.

Szerencse, hogy ha a hasadást nem termikus, hanem gyors neutron okozza, akkor a reakció ~1,5-szer több neutront termel, mint a termikus neutronok hasadása esetén – ami valósághűbbé teszi a reakciót:

A keletkezett neutronok számának ez a növekedése teszi lehetővé az eredetileg elérhetőnél nagyobb mennyiségű üzemanyag előállítását. Természetesen az új üzemanyagot nem levegőből veszik, hanem „haszontalan” U-238-ból és tóriumból állítják elő.

A hűtőfolyadékról

Gázok: A reaktort héliummal hűtheti. De kis hőkapacitásuk miatt nehéz ilyen módon hűteni az erős reaktorokat.

Folyékony fémek: nátrium, kálium- széles körben használják gyorsreaktorokban világszerte. Előnye az alacsony olvadáspont, és közel atmoszférikus nyomáson működnek, de ezek a fémek nagyon jól égnek és reagálnak vízzel. A világ egyetlen működő energiareaktora, a BN-600 nátrium hűtőközeggel működik.

Ólom, bizmut- a jelenleg Oroszországban fejlesztés alatt álló BREST és SVBR reaktorokban használják. A nyilvánvaló hátrányok közül - ha az ólom/bizmut fagyáspontja alá hűlt a reaktor - nagyon nehéz és időigényes felmelegíteni (a nem nyilvánvalóakról a wiki linkjén olvashat). Általánosságban elmondható, hogy sok technológiai probléma továbbra is a megvalósítás felé tart.

Higany- volt BR-2-es reaktor higanyos hűtőközeggel, de mint kiderült, a higany viszonylag gyorsan feloldja a reaktor szerkezeti anyagait - így több higanyreaktor nem épült.

Egzotikus: Külön kategória - olvadt sóreaktorok - LFTR - hasadóanyagok (urán, tórium, plutónium) fluoridjainak különböző változataival működnek. 2 „laboratóriumi” reaktor épült az USA-ban az Oak Ridge National Laboratory-ban a 60-as években, azóta más reaktort nem valósítottak meg, bár sok projekt van.

Működő reaktorok és érdekes projektek

Orosz BN-600, BN-800: Ahogy fentebb említettük, a BN-600 az egyetlen gyorsneutronos reaktor a világon. 1980 óta működik, még mindig urán-235-öt használ.

2014-ben a tervek szerint egy erősebb BN-800-ast dobnak piacra. Már tervben van a MOX üzemanyag használatának megkezdése (plutóniummal), valamint a zárt üzemanyagciklus fejlesztése (a megtermelt plutónium feldolgozásával és elégetésével). Aztán lehet, hogy lesz egy soros BN-1200, de a felépítéséről még nem született döntés. A gyorsneutronreaktorok építése és ipari üzemeltetése terén szerzett tapasztalatok tekintetében Oroszország sokkal tovább fejlődött, mint bárki más, és továbbra is aktívan fejlődik.

Japánban (Jōyō), Indiában (FBTR) és Kínában (China Experimental Fast Reactor) is működnek kisméretű kutató gyorsreaktorok.

Japán Monju reaktor- a világ legszerencsétlenebb reaktora. 1995-ben épült, és ugyanebben az évben több száz kilogramm nátriumszivárgás történt, a cég megpróbálta eltitkolni az incidens mértékét (helló Fukushima), a reaktort 15 évre leállították. 2010 májusában végre csökkentett teljesítménnyel beindították a reaktort, augusztusban azonban egy fűtőanyag-átadás során egy 3,3 tonnás darut ejtettek a reaktorba, amely azonnal elsüllyedt a folyékony nátriumban. A darut csak 2011 júniusában lehetett beszerezni. 2013. május 29-én döntés születik a reaktor örökre bezárásáról.

Utazó hullám reaktor: A jól ismert, meg nem valósult projektek közé tartozik a „traveling wave reaktor” – utazóhullámú reaktor, a TerraPower cégtől. Ezt a projektet Bill Gates népszerűsítette – így kétszer is írtak róla a Habrén: , . Az ötlet az volt, hogy a reaktor „magja” dúsított uránból áll, körülötte pedig U-238/tórium kazetták, amelyekben a jövőbeni üzemanyagot állítanák elő. Ezután a robot közelebb mozgatja ezeket a kazettákat a középponthoz - és a reakció folytatódik. De a valóságban nagyon nehéz mindezt kémiai feldolgozás nélkül megvalósítani, és a projekt soha nem indult be.

Az atomenergia biztonságáról

A tény az, hogy minden energia veszélyes. Emlékezzünk a többek között áramtermelés céljából épült kínai Banqiao gát balesetére – akkor 26 ezren haltak meg. 171 ezerig Emberi. A Sayano-Shushenskaya vízerőmű balesetében 75 ember halt meg. Csak Kínában évente 6000 bányász hal meg a szénbányászat során, és ez nem tartalmazza a hőerőművek kipufogógázának belélegzésének egészségügyi következményeit.

Az atomerőművekben bekövetkezett balesetek száma nem függ az erőművek számától, mert Minden baleset sorozatban csak egyszer fordulhat elő. Minden incidens után minden egységnél elemzik és megszüntetik az okokat. Így a csernobili baleset után az összes blokkot módosították, Fukusima után pedig teljesen elvették a japánoktól az atomenergiát (bár itt is vannak összeesküvés-elméletek - az Egyesült Államokban és szövetségeseiben várhatóan uránhiány lesz) 235 a következő 5-10 évben).

A kiégett fűtőelemek problémáját a gyorsneutronos reaktorok közvetlenül megoldják, mert A hulladékfeldolgozási technológia fejlesztése mellett kevesebb hulladék keletkezik: a nehéz (aktinidák), hosszú élettartamú reakciótermékeket is „kiégetik” a gyors neutronok.

Következtetés

Napjainkban a víz-víz és a forrásban lévő termikus reaktorok a legelterjedtebbek. A különböző reaktorokból származó kiégett fűtőelemek összetétele némileg eltérő. Ez különösen a kiégéstől függ, de nem csak. Egy tipikus, 1000 MW villamos teljesítményű VVER reaktorban urántüzelőanyag felhasználásával évente 21 tonna kiégett nukleáris üzemanyag (SNF) keletkezik 11 m 3 térfogattal (a teljes fűtőanyag terhelés 1/3-a). 1 tonna kiégett fűtőelem, amelyet éppen VVER reaktorból nyernek ki, 950-980 kg urán-235 és 238, 5-10 kg plutóniumot, hasadási termékeket (1,2-1,5 kg cézium-137, 770 g technécium-90) tartalmaz. , 500 g stroncium-90, 200 g jód-129, 12-15 g szamárium-151, kisebb aktinidák (500 g neptunium-237, 120-350 g americium-241 és 243, 60 g curium -242 és 244), valamint kisebb mértékben a szelén, cirkónium, palládium, ón és egyéb elemek radioizotópjai is. MOX üzemanyag használata esetén a kiégett üzemanyag több ameríciumot és kúriumot tartalmaz.

Hasadási termékek

Az első tíz évben a kiégett fűtőelemek kirakodás utáni hőleadása megközelítőleg két nagyságrenddel esik vissza, és főként a hasadási termékek határozzák meg. A három éves tartási idejű kiégett fűtőelemek aktivitásához a legnagyobb mértékben hozzájárulnak: 137 Cs + 137m Ba (24%), 144 Ce + 144 Pr (21%), 90 Sr + 90 Y (18%), 106 Ru + 106 Rh (16%), 147 Pm (10%), 134 Cs (7%), a 85 Kr, 154 Eu, 155 Eu relatív hozzájárulása mindegyik izotópnak körülbelül 1%-a.

Rövid élettartamú hasadási termékek

A kibocsátás után több évig, miközben a kiégett fűtőelemet vízzel töltött medencékben tárolják, a fő kockázat az, hogy a hűtővíz elvesztése miatt az üzemanyag olyan hőmérsékletre melegedhet fel, amely elég magas ahhoz, hogy meggyulladjon a cirkóniumötvözet, amelyből a fűtőelemek rudak. keletkeznek, ami illékony radioaktív hasadási termékek felszabadulását okozza.

Hosszú élettartamú hasadási termékek

Hosszú távon (10 4 -10 6 év) ezek a termékek nagyobb mobilitásuk miatt veszélyt jelenthetnek, mint az aktinidáké.

aktinidák

A kisebb aktinidák közé tartoznak a neptunium (Np-237), az americium (Am-241, Am-243) és a kúrium (Cm-242, Cm-244, Cm-245) hosszú és viszonylag hosszú életű izotópjai.

Neptunium

A neptúniumot, amelyet túlnyomórészt az egyetlen Np-237 izotóp képvisel, az U-235 uránizotópból állítják elő a következő lánc szerint:

A legközelebbi hosszú életű leánymagig bomlási séma a következő formában van

Np-237 (T 1/2 = 2,14 10 6 év; α) → Pa-233 (T 1/2 = 27 nap; β) → U-233 (T 1/2 = 1,59 10 5 év; α)

A bomlási láncban lévő atommagok aktivitásának változásának dinamikáját elemezve azt mondhatjuk, hogy az Np-237 és a Pa-233 világi egyensúlyban lesz és aktivitásuk egyenlő lesz, a Pa-233 aktivitása pedig nagyon kicsi és figyelmen kívül hagyható.

Az Np-237 és Ra-233 sugárzási jellemzői

C 0 – az anyag fajlagos aktivitása 1 kg Np-237-re (Ci/kg); Q – bomlási energia (MeV);
E α – α-részecskék energiája (MeV); E β – a β-részecskék átlagos energiája (MeV);
E γ – γ kvantumok összenergiája (keV); W – hőleadás (W/kg).

A neptunium, amelyet túlnyomórészt egyetlen Np-237 izotóp képvisel, hosszú felezési ideje miatt jelentős mértékben hozzájárul a hosszú távú radiotoxicitáshoz. Az Np-237 azonban nem járul hozzá jelentősen a hőleadáshoz. Az Np-237 hőreaktorban és gyorsreaktorban is transzmutálható.

Americium

A termikus neutronreaktorokban jelentős mennyiségben előállított americium hosszú élettartamú izotópjai közé tartozik az Am-241 és Am-243 izotóp. Az Am-242m izotópot lényegesen kisebb mennyiségben állítják elő, de a kiégett fűtőelemekből felszabaduló amerícium tartalma jelentősen befolyásolhatja az anyag neutronsugárzásának jellemzőit.
Az U-238 uránizotópból az alábbi láncok szerint állítják elő az Am-241, Am-243 amerícium izotópokat és a Cm-242, Cm-244 és Cm-245 kúrium izotópokat:

Am-241
A kiégett nukleáris fűtőelemekben az Am-241 az americium domináns izotópja, bár vannak Am-242, Am-242m és Am-243 is.
Az Am-241 bomlási sémája a legközelebbi hosszú életű leánymagig a következő formában van

Am-241 (T 1/2 = 4,32 10 2 év; α) → Np-237 (T 1/2 = 2,14 10 6 év; α)

T 1/2 óta (am-241)<< T 1/2 (Np-237), то радиационные характеристики процесса определяются исключительно параметрами распада собственно Аm-241

Am-243
Az Am-243 bomlási sémája a legközelebbi hosszú életű leánymagig a következő formában van

Am-243 (T 1/2 = 7,38 10 3 év; α) → Np-239 (T 1/2 = 2,35 nap; β) → Pu-239 (T 1/2 = 2,42 10 4 év; α)

Az Am-243 és az Np-239 sugárzási egyensúlyban vannak, aktivitásuk egyenlő.

Am-242m
A termikus neutronreaktorok hosszú élettartamú Am-242m izomert is termelnek

Am-242m (T 1/2 = 1,52 10 2 év; γ) → Am-242 (T 1/2 = 16 óra; 82% β; 18% EZ*) →
→ Pu-242 (T 1/2 = 3,76 10 5 év; α) → Cm-242 (T 1/2 = 1,63 10 2 nap; α) → Pu-238 (T 1/2 = 88 év; α )

A következő radionuklidok járulnak hozzá az Am-242m-et tartalmazó anyagok radioaktivitásához:
Am-242m, Am-242, Cm-242

Az Am-241, Am-243, Np-239, Am-242m, Am-242 és Cm-242 sugárzási jellemzői

Az americium a kiégett fűtőelemek gamma-aktivitásának és radiotoxicitásának fő okozója körülbelül 500 évvel a kirakodás után, amikor a hasadási termékek hozzájárulása több nagyságrenddel csökken. Minden americium intenzív neutronfluxusban transzmutálható befogási és hasadási reakciók segítségével.

Curium

cm-242
A Cm-242 bomlási sémája így néz ki:

Sm-242 (T 1/2 = 163 nap; α) → Pu-238 (T 1/2 = 87,7 év; α) → U-234 (T 1/2 = 2,46 10 5 év; α)

A Cm-242 aktivitása gyorsan csökken, míg a Pu-238 aktivitása nő, és meglehetősen gyorsan, ≈ 3,4 év alatt összehasonlítják a Pu-238 és a Cm-242 aktivitását, míg a Cm-242 aktivitása körülbelül 200-kal csökken. alkalommal a kezdeti szinthez képest.

Cm-242 és Pu-238 sugárzási jellemzői

Сm-244
A Cm-244 bomlási sémája így néz ki:

Cm-244 (T 1/2 = 18,1 év; α) → Pu-240 (T 1/2 = 6,56 10 3 év; α).

A Cm-244 sugárzási jellemzői

Сm-245
A Cm-245 bomlási sémája így néz ki:

Cm-245 (T 1/2 = 8,5 10 3 év; α) → Pu-241 (T 1/2 = 14,4 év; β) → Am-241 (T 1/2 = 4,33 10 2 év; α) .

t >> T 1/2-nél (Pu-241) a Pu-241 aktivitása egyensúlyban van a Cm-245 aktivitásával.

A Cm-245 és a Pu-241 sugárzási jellemzői

A kúrium jelentős mértékben hozzájárul a gamma-aktivitáshoz, a neutronkibocsátáshoz és a radiotoxicitáshoz. A kúrium nem alkalmas transzmutációra, mivel a fő izotópok (Cm-242 és Cm-244) hasadási és befogási keresztmetszete meglehetősen kicsi. Bár a Cm-242 felezési ideje nagyon rövid (163 nap), bomlás útján folyamatosan keletkezik a besugárzott üzemanyagban
Am-242m (felezési idő 141 év).

A kiégett nukleáris fűtőelemek hőleadása és radiotoxicitása

Rizs. 3. Kiégett fűtőelemek hőleadása könnyűvizes reaktorból 50 GWd/tm égetéssel

ábrán. A 3. ábra a kiégett fűtőelemek hőleadását mutatja könnyűvizes reaktorból 50 GWd/tm égetéssel.
Az égés a reaktor kampánya során termelt hőenergia és a betöltött tüzelőanyag tömegének aránya. Körülbelül 40 éves tárolás után az eredeti radioaktivitásnak csak néhány százaléka marad a kiégett fűtőelemben. A hőtermelés gyorsan csökken a kiszállás utáni első 200 évben. Ezen túlmenően az első 60 évben a hőkibocsátáshoz a fő hozzájárulás a hasadási termékek bomlásából származik. A legnagyobb mértékben a 137 Cs + 137 Ba és a 90 Sr + 90 Y járul hozzá. Annak ellenére, hogy a kisebb aktinidák viszonylag kis mennyiségben keletkeznek a reaktorokban, jelentős mértékben hozzájárulnak a kiégett fűtőelemek hőleadásához, neutronhozamához és radiotoxicitásához. . 60 év után az aktinidák érvényesülnek a hőleadás mennyiségében. 200 év elteltével a hőtermelést szinte teljes egészében az aktinidák - plutónium és americium - okozzák. A hőleadás lassú csökkenése a 241 Am, 238 Pu, 239 Pu és 240 Pu viszonylag hosszú felezési idejeinek köszönhető.

ábrán. A 4. ábra azt mutatja be, hogy a kiégett nukleáris üzemanyagból származó külső sugárzás dózisteljesítménye hogyan változik az idő múlásával.

Rizs. 4. Egy tonna kiégett fűtőelem sugárzási dózisteljesítményének időfüggése egy 38 GW/t égési teljesítményű reaktorból 1 méter távolságban történő kirakodás után.
Az első néhány évtizedben a radiotoxicitást főként a hasadási termékek, például a 90 Sn és a 137 Cs, valamint ezek bomlástermékei határozzák meg. Körülbelül 40 éves átmeneti tárolás után az eredeti radioaktivitásnak csak néhány százaléka marad a kiégett fűtőelemben. Több száz év leforgása alatt a legtöbb radionuklid lebomlik, és a radiotoxicitáshoz főként a hosszú életű aktinidák (plutónium és americium) járulnak hozzá. A kiégett fűtőelemek radiotoxicitása körülbelül 100 000 éven belül az uránérc radiotoxicitásának szintjére csökken.

Rizs. 5. A kiégett fűtőelemek radiotoxicitásának időfüggése 60 GW/nap/t égésnél.

F. Mitenkov akadémikus, a Szövetségi Állami Egységes Vállalat "Gépipari Kísérleti Tervező Iroda" tudományos igazgatója. I. I. Afrikantova (Nizsnyij Novgorod).

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 reaktorral.

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

Tudomány és élet // Illusztrációk

Tudomány és élet // Illusztrációk

A BN-350 gyorsneutronreaktor sematikus diagramja.

A BN-600 gyorsenergiájú reaktor sematikus diagramja.

A BN-600-as reaktor központi csarnoka.

A BN-800 gyorsneutronreaktor elektromos teljesítménye 880 MW és 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 az emberi társadalom fejlődését, de különösen gyors volt a huszadik században: az energiafogyasztás közel 15-szörösére nőtt, és a végére elérte a 9,5 milliárd tonna olajegyenérték (toe) abszolút értékét. 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 képességeik miatt nem használhatók nagyüzemi energiatermelésre (lásd "Tudomány és Élet" 10. sz. 2002 - Jegyzet szerk.). A szabályozott termonukleáris fúzió nagyon ígéretes technológiája pedig még mindig a kutatás és egy demonstrációs atomreaktor létrehozásának szakaszában van (lásd: "Tudomány és Élet" 2001. 8., 2001. 9. - Jegyzet szerk.).

Számos szakértő, köztük a cikk szerzője szerint a 21. században az emberiség igazi energiaválasztása a hasadási reaktorokon alapuló atomenergia széles körű alkalmazása lesz. Az atomenergia már most átveheti a globális üzemanyag- 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. Mindenekelőtt az atomenergiának meg kell felelnie a lakosság és a környezet garantált biztonságának követelményeinek, a nukleáris üzemanyag előállításához szükséges természeti erőforrásoknak pedig legalább több évszázadon át biztosítaniuk kell a „nagy” atomenergia működését. 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

Megalakulásától kezdve az atomenergia biztonsági kérdéseit szisztematikusan és tudományos alapon megfontolták és meglehetősen hatékonyan megoldották. Megalakulásának időszakában azonban vészhelyzetek történtek elfogadhatatlan radioaktivitás-kibocsátással, köztük két nagyszabású baleset: a Three Mile Island-i atomerőműben (USA) 1979-ben és a csernobili atomerőműben (Szovjetunió) 1986-ban. . Ezzel kapcsolatban a tudósok és a nukleáris szakemberek globális közössége a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) égisze alatt olyan ajánlásokat dolgozott ki, amelyek betartása gyakorlatilag kiküszöböli a környezetre és a lakosságra gyakorolt ​​elfogadhatatlan hatásokat, ha bármilyen fizikailag lehetséges. atomerőművek balesetei. Ezek különösen előírják: ha a tervezés nem bizonyítja megbízhatóan, hogy a reaktormag olvadása kizárt, akkor számolni kell az ilyen baleset lehetőségével, és igazolni kell, hogy a reaktortervben előírt fizikai akadályok garantáltan kizárják a környezetre nézve elfogadhatatlan következményeket. A NAÜ ajánlásai a világ számos országában a nemzeti nukleáris biztonsági szabványok szerves részévé váltak. 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” nukleáris energia fejlesztésének hosszú távú stratégiája magában foglalja a progresszív, zárt üzemanyagciklusú technológiára való átállást, amely az úgynevezett gyors atomreaktorok használatán és az atomerőművi reaktorokból kibocsátott fűtőelemek újrafeldolgozásán alapul. az el nem égett és újonnan képződött hasadó izotópok visszatérése 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 plutónium tüzelőanyaggal működő gyorsreaktorok nemzetközileg elfogadott nevéhez fűződik - tenyésztő reaktorok vagy multiplikátorok.

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 hosszú történelmi távlatban megnyitja az utat az atomenergia gyakorlatilag kimeríthetetlen tüzelőanyag-forrásaihoz. Ezért általánosan elfogadott, hogy a nemesítők alkalmazása szükséges feltétele a nagyüzemi atomenergia létrehozásának és működtetésének.

Miután az 1940-es évek végén megvalósult a gyorstenyésztő reaktorok létrehozásának alapvető lehetősége, világszerte megkezdődött a neutronikus jellemzőik intenzív kutatása és a megfelelő mérnöki megoldások keresése. Hazánkban a gyorsreaktorokkal kapcsolatos kutatás-fejlesztés kezdeményezője Alekszandr Iljics Lejpunszkij, az Ukrán Tudományos Akadémia akadémikusa volt, aki 1972-ben bekövetkezett haláláig az Obnyinszki Fizikai és Energetikai Intézet (PEI) tudományos igazgatója volt.

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 hűtőközegnek a döntő előnyei a kivételesen jó termofizikai tulajdonságai (nagy hővezető képesség, nagy hőkapacitás, magas forráspont), alacsony keringési energiafelhasználás, a reaktor szerkezeti anyagaira kifejtett korróziós hatás csökkenése, valamint a viszonylagos egyszerűség. tisztítása 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. Ennek és a későbbi nátrium-hűtőközeggel működő reaktorberendezések tervezésének egyik megkülönböztető jellemzője a reaktor és a gőz-víz kör között egy közbenső hőátadó kör megléte, amelyet biztonsági megfontolások diktálnak.

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 a Szovjetunió anélkül, hogy megvárta volna a BN-350 reaktor indítását, elkezdett egy nagyobb teljesítményű, integrált kialakítású, gyors BN-600 reaktor tervezését, amelyben nem voltak nagy átmérőjű nátriumvezetékek, és a radioaktív nátrium szinte teljes mennyisége a reaktorban volt. a primer kört a reaktortartályban koncentráltuk. 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 figyelmet fordítottak a biztonság biztosításának kérdésére mind normál üzemben, 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. A nátrium magas forráspontja (normál fizikai körülmények között 883 oC) 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 során nem történt túlzott radioaktivitás-kibocsátással járó baleset, a személyzet és különösen a helyi lakosság nem volt kitéve. 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 elmúlt években a gyorsreaktoros projektekben egyre szélesebb körben alkalmazzák azokat a rendszereket és eszközöket, amelyek képesek a reaktor biztonságos állapotba hozására személyzeti beavatkozás vagy külső energiaellátás nélkül.

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 gazdasági jellemzőik javításának fő irányai a biztonsági szint egyidejű növelése mellett a következők: a reaktor és az erőmű fő alkatrészeinek egységteljesítményének növelése, a főberendezések kialakításának javítása, a szuperkritikus gőzparaméterekre való átállás a növelés érdekében. a hőenergia-átalakítási ciklus termodinamikai hatásfoka, a rendszer optimalizálása a friss és a kiégett fűtőelemek kezelésére, a nukleáris üzemanyag elégetésének növelése, magas belső tenyésztési tényezővel (BR) rendelkező mag kialakítása - 1-ig, az élettartam növelése 60-ra év vagy több.

Az egyes berendezések típusainak fejlesztése, amint azt az OKBM-ben végzett tervezési tanulmányok is mutatják, igen jelentős hatással lehet mind a reaktormű, mind az erőmű egészének műszaki-gazdasági mutatóinak javulására. 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 és tervező szervezetek részéről. 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 helyzet az, hogy egyes radionuklidok (aktinidák) felezési ideje messze meghaladja a radioaktív hulladékok végső lerakóhelyének tekintett geológiai képződmények tudományosan megalapozott stabilitási periódusait. 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 olyan biztonságos energiatechnológia létrehozását teszi lehetővé, amely teljes mértékben megfelel az emberi társadalom fenntartható fejlődésének követelményeinek.