Əvvəlki məqalələrdə öyrəndik ki, nə günəş enerjisi bəşəriyyətin ehtiyaclarını (batareyaların tez sıradan çıxması və onların dəyərinə görə), nə də termonüvə enerjisini ödəyə bilməyəcək (çünki eksperimental reaktorlarda müsbət enerji hasilatı əldə etdikdən sonra belə fantastik məbləğ kommersiya istifadəsi yolunda problemlər olaraq qalır). Nə qalır?

Yüz ildən artıqdır ki, bəşəriyyətin bütün tərəqqisinə baxmayaraq, elektrik enerjisinin əsas hissəsi kömürün (hələ də dünya istehsal gücünün 40,7%-i üçün enerji mənbəyidir), qazın (21,2%) banal yanmasından əldə edilir. neft məhsulları (5,5%) və su energetikası (başqa 16,2%, ümumilikdə bütün bunlar 83,5% təşkil edir).

Adi termal neytron reaktorları (nadir və bahalı U-235 tələb olunur) və reaktorları olan nüvə enerjisi qalır. sürətli neytronlar("qapalı yanacaq dövrəsində" təbii U-238 və toriumu emal edə bilən).

Bu mifik "qapalı yanacaq dövrü" nədir, sürətli və termal neytron reaktorları arasında nə fərqlər var, hansı dizaynlar mövcuddur, bütün bunlardan nə vaxt xoşbəxtlik gözləmək olar və əlbəttə ki, təhlükəsizlik məsələsi - kəsilmə altındadır.

Neytronlar və uran haqqında

Məktəbdə hamımıza deyirdilər ki, U-235, ona neytron dəydikdə enerjini bölüb buraxır və daha 2-3 neytron ayrılır. Əslində, əlbəttə ki, hər şey bir qədər mürəkkəbdir və bu proses bu ilkin neytronun enerjisindən çox asılıdır. Neytron tutma reaksiyasının (U-238 + n -> U-239 və U-235 + n -> U-236) kəsişməsinin (=ehtimal) və U-235 üçün parçalanma reaksiyasının qrafiklərinə baxaq. və neytronların enerjisindən (=sürətindən) asılı olaraq U-238:

Gördüyümüz kimi, U-235 üçün parçalanma ilə bir neytron tutma ehtimalı neytron enerjisinin azalması ilə artır, çünki adi nüvə reaktorlarında neytronlar qrafitdə/suda o dərəcədə “yavaşlayır” ki, onların sürəti eyni sıraya çevrilir. kristal qəfəsdəki atomların istilik vibrasiyasının sürəti (buna görə də adı - istilik neytronları). U-238-in termal neytronlarla parçalanma ehtimalı U-235-dən 10 milyon dəfə azdır, buna görə də U-235-i götürmək üçün tonlarla təbii uranı emal etmək lazımdır.

Aşağıdakı qrafikə baxan kimsə deyə bilər: Oh, əla fikir! Gəlin ucuz U-238-i 10 MeV neytronla qızardaq - bu, zəncirvari reaksiya ilə nəticələnməlidir, çünki orada parçalanma üçün kəsişmə qrafiki yüksəlir! Ancaq bir problem var - reaksiya nəticəsində ayrılan neytronların enerjisi cəmi 2 MeV və ya daha azdır (orta hesabla ~1,25) və bu, U-238-də sürətli neytronlarda özünü təmin edən reaksiyaya başlamaq üçün kifayət deyil. (ya daha çox enerji lazımdır, ya da hər bölmədən daha çox neytron uçdu). Eh, insanlıq bu kainatda bəxtsizdir...

Bununla belə, U-238-də sürətli neytronlar üzərində öz-özünə davam edən reaksiya bu qədər sadə olsaydı, Oklodakı U-235-də olduğu kimi təbii nüvə reaktorları olardı və buna görə də U-238-ə təbiətdə rast gəlinməzdi. iri yataqlar formasıdır.

Nəhayət, reaksiyanın “özünü təmin edən” təbiətindən imtina etsək, enerji istehsal etmək üçün U-238-i birbaşa bölmək hələ də mümkündür. Bu, məsələn, termonüvə bombalarında istifadə olunur - D+T reaksiyasının 14,1 MeV neytronları bomba qabığındakı U-238-i bölür - və beləliklə, partlayışın gücünü demək olar ki, pulsuz artırmaq olar. Nəzarət olunan şəraitdə birləşmənin nəzəri imkanları qalır füzyon reaktoru və U-238 yorğanı (qabıq) - parçalanma reaksiyasına görə termonüvə birləşməsinin enerjisini ~10-50 dəfə artırmaq.

Bəs U-238 və toriumu öz-özünə davam edən reaksiyada necə ayırmaq olar?

Qapalı yanacaq dövrü

İdeya belədir: parçalanma kəsiyinə deyil, tutma kəsiyinə baxaq: Uyğun neytron enerjisi ilə (çox aşağı və çox yüksək deyil) U-238 bir neytron tuta bilir və 2 parçalanmadan sonra plutonium-239 ola bilər:

İşlənmiş yanacaqdan plutonium həm sürətli reaktorlarda, həm də adi termal reaktorlarda yandırıla bilən MOX yanacağını (plutonium və uran oksidlərinin qarışığı) hazırlamaq üçün kimyəvi yolla təcrid oluna bilər. İstifadə olunmuş yanacağın kimyəvi emalı prosesi yüksək radioaktivliyə görə çox çətin ola bilər və hələ tam həll edilməmiş və praktiki olaraq işlənməmişdir (lakin iş gedir).

Təbii torium üçün - oxşar bir proses, torium bir neytron tutur və kortəbii parçalanmadan sonra uran-233-ə çevrilir, uran-235 ilə təxminən eyni şəkildə bölünür və kimyəvi olaraq işlənmiş yanacaqdan ayrılır:

Bu reaksiyalar, əlbəttə ki, adi istilik reaktorlarında da baş verir - lakin moderator (neytronların tutulma şansını xeyli azaldır) və nəzarət çubuqları (neytronun bəzilərini udan) sayəsində əmələ gələn plutoniumun miqdarı ondan azdır. yanan uran-235. Yandırılandan daha çox parçalanan maddələr yaratmaq üçün idarəetmə çubuqlarında (məsələn, adi urandan hazırlanmış idarəetmə çubuqlarından istifadə etməklə), strukturda, soyuducuda (aşağıda daha ətraflı) və tamamilə mümkün qədər az neytron itirmək lazımdır. neytron moderatorundan (qrafit və ya su) xilas olun.

Sürətli neytronlar üçün parçalanma kəsiyi termal olanlardan daha kiçik olduğuna görə reaktorun nüvəsində parçalanan materialın (U-235, U-233, Pu-239) konsentrasiyasını 2-4-dən artırmaq lazımdır. 20% və daha yüksək. Yeni yanacağın istehsalı isə bu nüvənin ətrafında yerləşən torium/təbii uran olan kasetlərdə həyata keçirilir.

Xoşbəxtlikdən, parçalanma termal deyil, sürətli neytrondan qaynaqlanırsa, reaksiya termal neytronlarla parçalanma vəziyyətindən ~1,5 dəfə çox neytron istehsal edir - bu, reaksiyanı daha real edir:

Yaranan neytronların sayındakı bu artım, ilkin mövcud olandan daha çox yanacaq istehsal etməyə imkan verir. Təbii ki, yeni yanacaq havadan alınmır, “yararsız” U-238 və toriumdan hazırlanır.

Soyuducu haqqında

Yuxarıda gördüyümüz kimi, sudan sürətli reaktorda istifadə etmək olmaz - o, neytronları son dərəcə effektiv şəkildə yavaşlatır. Onu nə əvəz edə bilər?

Qazlar: Reaktor heliumla soyudula bilər. Amma kiçik istilik tutumuna görə güclü reaktorları bu şəkildə soyutmaq çətindir.

Maye metallar: natrium, kalium- bütün dünyada sürətli reaktorlarda geniş istifadə olunur. Üstünlüklər aşağı ərimə nöqtəsidir və atmosferə yaxın təzyiqdə işləyir, lakin bu metallar çox yaxşı yanır və su ilə reaksiya verir. Dünyada yeganə işləyən enerji reaktoru BN-600 natrium soyuducu ilə işləyir.

Qurğuşun, vismut- hazırda Rusiyada inkişaf etdirilən BREST və SVBR reaktorlarında istifadə olunur. Aşkar çatışmazlıqlardan - əgər reaktor qurğuşun/vismutun donma nöqtəsindən aşağı soyuyubsa - qızdırmaq çox çətindir və çox vaxt aparır (açıq olmayanlar haqqında vikidəki keçiddə oxuya bilərsiniz). Ümumiyyətlə, bir çox texnoloji məsələlər həyata keçirilmə yolunda qalır.

Merkuri- civə soyuducusu olan BR-2 reaktoru var idi, lakin məlum oldu ki, civə reaktorun struktur materiallarını nisbətən tez həll edir - buna görə də daha civə reaktorları tikilmədi.

ekzotik: Ayrı bir kateqoriya - ərimiş duz reaktorları - LFTR - işləyir müxtəlif variantlar parçalanan materialların ftoridləri (uran, torium, plutonium). 60-cı illərdə ABŞ-da Oak Ridge Milli Laboratoriyasında 2 “laboratoriya” reaktoru tikilib və o vaxtdan bəri çoxlu layihələr olsa da, başqa reaktorlar həyata keçirilməyib.

İşləyən reaktorlar və maraqlı layihələr

Rus BOR-60- 1969-cu ildən fəaliyyət göstərən eksperimental sürətli neytron reaktoru. Xüsusilə, yeni sürətli neytron reaktorlarının struktur elementlərini sınaqdan keçirmək üçün istifadə olunur.

Rus BN-600, BN-800: Yuxarıda qeyd edildiyi kimi, BN-600 dünyada yeganə sürətli neytron güc reaktorudur. 1980-ci ildən fəaliyyət göstərir, hələ də uran-235-dən istifadə edir.

2014-cü ildə daha güclü BN-800-ün buraxılması planlaşdırılır. Artıq MOX yanacağının (plutoniumlu) istifadəsinə başlamaq və qapalı yanacaq dövriyyəsinin (hasil olunan plutoniumun emalı və yandırılması ilə) işlənib hazırlanmasına başlamaq planlaşdırılır. Sonra seriyalı BN-1200 ola bilər, lakin onun tikintisi ilə bağlı qərar hələ verilməyib. Sürətli neytron reaktorlarının tikintisi və sənaye istismarı təcrübəsi baxımından Rusiya hamıdan çox irəliləyib və fəal şəkildə inkişaf etməkdə davam edir.

Yaponiyada (Jōyō), Hindistanda (FBTR) və Çində (Çin Eksperimental Sürətli Reaktor) kiçik əməliyyat tədqiqat reaktorları da var.

Yaponiyanın Monju reaktoru- dünyanın ən uğursuz reaktoru. 1995-ci ildə tikilib və elə həmin il bir neçə yüz kiloqram natrium sızması baş verib, şirkət hadisənin miqyasını gizlətməyə çalışıb (salam Fukusima), reaktor 15 il müddətinə bağlanıb. 2010-cu ilin may ayında reaktor nəhayət azaldılmış gücdə işə salındı, lakin avqust ayında yanacaq ötürülməsi zamanı reaktora 3,3 tonluq kran atıldı və o, dərhal maye natriumda batdı. Yalnız 2011-ci ilin iyununda kranı almaq mümkün olub. 29 may 2013-cü ildə reaktorun həmişəlik bağlanması ilə bağlı qərar veriləcək.

Səyahət dalğası reaktoru: Tanınmış reallaşdırılmamış layihələr arasında TerraPower şirkətinin "səyahət dalğası reaktoru" - səyyar dalğa reaktoru var. Bu layihəni Bill Geyts irəli sürdü - ona görə də Habré-də bu barədə iki dəfə yazdılar: , . İdeya ondan ibarət idi ki, reaktorun “nüvəsi” zənginləşdirilmiş urandan ibarətdir və onun ətrafında gələcək yanacağın istehsal olunacağı U-238/torium kasetləri var idi. Sonra robot bu kasetləri mərkəzə yaxınlaşdıracaq və reaksiya davam edəcək. Amma əslində kimyəvi emal olmadan bütün bu işləri görmək çox çətindir və layihə heç vaxt işə düşmədi.

Nüvə enerjisinin təhlükəsizliyi haqqında

Mən necə deyə bilərəm ki, bəşəriyyət nüvə enerjisinə arxalana bilər - və bu Fukusimadan sonra?

Fakt budur ki, istənilən enerji təhlükəlidir. Çində Banqiao bəndində baş vermiş qəzanı xatırlayaq, o, elektrik enerjisi istehsalı üçün tikilmişdir - o zaman 26 min insan həlak olmuşdu. 171 minə qədər İnsan. Qəza Sayano-Şuşenskaya SES- 75 nəfər öldü. Təkcə Çində kömür hasilatı zamanı hər il 6000 şaxtaçı ölür və bura istilik elektrik stansiyalarının tullantılarının udulmasının sağlamlığa vurduğu fəsadlar daxil deyil.

Atom elektrik stansiyalarında baş verən qəzaların sayı enerji bloklarının sayından asılı deyil, çünki Hər bir qəza seriyada yalnız bir dəfə baş verə bilər. Hər bir hadisədən sonra bütün bölmələrdə səbəblər təhlil edilir və aradan qaldırılır. Belə ki, Çernobıl qəzasından sonra bütün qurğular dəyişdirildi, Fukusimadan sonra isə nüvə enerjisi tamamilə yaponlardan alındı ​​(lakin burada da sui-qəsd nəzəriyyələri var - ABŞ və onun müttəfiqlərində uran çatışmazlığı gözlənilir. yaxın 5-10 ildə -235).

İşlənmiş yanacaqla bağlı problem birbaşa sürətli neytron reaktorları tərəfindən həll edilir, çünki Tullantıların emalı texnologiyasını təkmilləşdirməklə yanaşı, daha az tullantı əmələ gəlir: ağır (aktinidlər), uzunömürlü reaksiya məhsulları da sürətli neytronlar tərəfindən “yandırılır”.

Nəticə

Sürətli reaktorların hamının termonüvə reaktorlarından gözlədiyi əsas üstünlüyü var - onlar üçün yanacaq bəşəriyyətə minlərlə və on minlərlə il davam edəcək. Onu minalamağa belə ehtiyac yoxdur - o, artıq minalanıb və üzərində uzanır

adına “Maşınqayırma Eksperimental Konstruktor Bürosu” Federal Dövlət Unitar Müəssisəsinin elmi direktoru akademik F. Mitenkov. I. I. Afrikantova (Nijni Novqorod).

Akademik Fyodor Mixayloviç Mitenkov 2004-cü ildə fiziki və texniki əsasların işlənib hazırlanmasına və sürətli neytron enerjisi reaktorlarının yaradılmasına görə Qlobal Enerji Mükafatına layiq görülüb (bax: Elm və Həyat № 8, 2004). Laureatın apardığı tədqiqatlar və onların fəaliyyətdə olan BN-350, BN-600, tikilməkdə olan BN-800 və layihələndirilən BN-1800 reaktorlarında praktik tətbiqi bəşəriyyət üçün yeni şeylər açır, perspektivli istiqamət nüvə enerjisinin inkişafı.

BN-600 reaktoru olan Beloyarsk AES.

Akademik F. M. Mitenkov 2004-cü ilin iyununda Qlobal Enerji Mükafatının təqdimetmə mərasimində.

Elm və həyat // İllüstrasiyalar

Elm və həyat // İllüstrasiyalar

Sxematik diaqram sürətli neytron reaktoru BN-350.

BN-600 sürətli enerji reaktorunun sxematik diaqramı.

BN-600 reaktorunun mərkəzi zalı.

BN-800 sürətli neytron reaktoru 880 MVt elektrik və 1,47 QVt istilik gücünə malikdir. Eyni zamanda, onun dizaynı həm normal istismar zamanı, həm də gözlənilən qəza zamanı tam təhlükəsizliyi təmin edir.

Elm və həyat // İllüstrasiyalar

Enerji istehlakı - ən mühüm göstəricidir, bu, əsasən hər hansı bir ölkənin iqtisadi inkişaf səviyyəsini, milli təhlükəsizliyini və əhalisinin rifahını müəyyən edir. Enerji istehlakının artması həmişə insan cəmiyyətinin inkişafı ilə müşayiət olunurdu, lakin XX əsrdə xüsusilə sürətli idi: enerji istehlakı demək olar ki, 15 dəfə artaraq, onun sonuna qədər təxminən 9,5 milyard ton neft ekvivalentinə (barmaq) mütləq dəyərə çatdı. Kömür, neft və təbii qazın yanması qlobal enerji istehlakının təxminən 80%-ni təmin edir. 21-ci əsrdə onun böyüməsi, şübhəsiz ki, xüsusilə inkişaf etməkdə olan ölkələrdə davam edəcəkdir iqtisadi inkişaf və əhalinin həyat keyfiyyətinin yaxşılaşdırılması istər-istəməz istehlak edilən enerjinin, ilk növbədə onun ən universal növü olan elektrik enerjisinin əhəmiyyətli dərəcədə artması ilə bağlıdır. 21-ci əsrin ortalarına qədər qlobal enerji istehlakının iki dəfə, elektrik istehlakının isə üç dəfə artacağı proqnozlaşdırılır.

Enerji istehlakının ümumi artım tendensiyası əksər ölkələrin neft və təbii qaz idxalından asılılığını artırır, enerji resurslarına çıxış uğrunda rəqabəti gücləndirir və qlobal təhlükəsizliyə təhlükə yaradır. Eyni zamanda, enerji istehsalının ekoloji fəsadları ilə bağlı narahatlıq, ilk növbədə, karbohidrogen yanacağının yanma məhsullarının emissiyalarından havanın qəbuledilməz çirklənməsi təhlükəsi ilə əlaqədar olaraq artır.

Buna görə də, çox da uzaq olmayan gələcəkdə bəşəriyyət qəbuledilməz ekoloji nəticələr olmadan uzun müddət artan enerji tələbatını etibarlı şəkildə ödəyəcək alternativ “karbonsuz” enerji istehsalı texnologiyalarının istifadəsinə keçmək məcburiyyətində qalacaq. Bununla belə, etiraf etməliyik ki, hazırda məlum olan bərpa olunan enerji mənbələri - külək, günəş, geotermal, gelgit və s. potensial imkanlarına görə genişmiqyaslı enerji istehsalı üçün istifadə edilə bilməz (bax: "Elm və həyat" № 10, 2002 - Qeyd red.). Və idarə olunan termonüvə birləşməsinin çox perspektivli texnologiyası hələ də nümayiş nüvə reaktorunun tədqiqi və yaradılması mərhələsindədir (bax: "Elm və Həyat" № 8, 2001, № 9, 2001 - Qeyd red.).

Bir çox ekspertlərin, o cümlədən bu məqalənin müəllifinin fikrincə, 21-ci əsrdə bəşəriyyətin real enerji seçimi parçalanma reaktorları əsasında nüvə enerjisindən geniş istifadə olacaq. Nüvə enerjisi artıq yanacağa və enerjiyə qlobal tələbat artımının əhəmiyyətli hissəsini öz üzərinə götürə bilər. Bu gün qlobal enerji istehlakının təxminən 6% -ni təmin edir, əsasən elektrik enerjisi, burada payı təxminən 18% (Rusiyada - təxminən 16%).

Cari əsrdə nüvə enerjisindən daha geniş istifadənin əsas enerji mənbəyinə çevrilməsi üçün bir sıra şərtlər lazımdır. İlk növbədə, nüvə enerjisi əhali və ətraf mühit üçün zəmanətli təhlükəsizlik tələblərinə cavab verməlidir və nüvə yanacağının istehsalı üçün təbii ehtiyatlar ən azı bir neçə əsr ərzində "böyük" nüvə enerjisinin fəaliyyətini təmin etməlidir. Və bundan əlavə, texniki-iqtisadi göstəricilərə görə nüvə enerjisi karbohidrogen yanacaqlarından istifadə edən ən yaxşı enerji mənbələrindən geri qalmamalıdır.

Gəlin görək müasir nüvə enerjisi bu tələblərə nə dərəcədə cavab verir.

Nüvə enerjisinin təminatlı təhlükəsizliyi haqqında

Yarandığı gündən nüvə enerjisinin təhlükəsizlik məsələlərinə sistemli və elmi əsaslarla baxılmış və kifayət qədər səmərəli şəkildə həll edilmişdir. Bununla belə, yarandığı dövrdə radioaktivliyin qəbuledilməz yayılması ilə, o cümlədən iki irimiqyaslı qəza ilə fövqəladə hallar yarandı: 1979-cu ildə Three Mile Island AES-də (ABŞ) və Çernobıl Atom Elektrik Stansiyası(SSRİ) 1986-cı ildə. Bununla əlaqədar olaraq, Atom Enerjisi üzrə Beynəlxalq Agentliyin (MAQATE) himayəsi altında dünya alimləri və nüvə mütəxəssisləri birliyi tövsiyələr işləyib hazırlayıb ki, onlara əməl olunması hər hansı fiziki mümkün baş verdikdə ətraf mühitə və əhaliyə yolverilməz təsirləri faktiki olaraq aradan qaldırır. atom elektrik stansiyalarında qəzalar. Onlar, xüsusilə, təmin edirlər: dizayn reaktorun nüvəsinin əriməsinin istisna olunduğunu etibarlı şəkildə sübut etmirsə, belə bir qəzanın baş vermə ehtimalı nəzərə alınmalı və reaktorun layihəsində nəzərdə tutulmuş fiziki maneələrin sübut edilməlidir. ətraf mühit üçün qəbuledilməz nəticələri istisna etməyə zəmanət verilir. MAQATE-nin tövsiyələri daxildir tərkib hissəsi dünyanın bir çox ölkələrində milli nüvə təhlükəsizliyi standartlarına daxil edilmişdir. Müasir reaktorların təhlükəsiz işləməsini təmin edən bəzi mühəndis həlləri BN-600 və BN-800 reaktorlarının nümunəsindən istifadə etməklə aşağıda təsvir edilmişdir.

Nüvə yanacağı istehsalı üçün resurs bazası

Nüvə mütəxəssisləri bilirlər ki, su və ya qrafit neytron moderatoru olan “termal” nüvə reaktorlarına əsaslanan mövcud nüvə enerjisi texnologiyası irimiqyaslı nüvə enerjisinin inkişafını təmin edə bilməz. Bu, belə reaktorlarda təbii urandan istifadənin səmərəliliyinin aşağı olması ilə bağlıdır: yalnız U-235 izotopundan istifadə olunur, təbii uranda onun tərkibi cəmi 0,72% təşkil edir. Buna görə də, "böyük" nüvə enerjisinin inkişafı üçün uzunmüddətli strategiya sürətli adlandırılan enerjinin istifadəsinə əsaslanan qabaqcıl qapalı yanacaq dövrü texnologiyasına keçidi nəzərdə tutur. nüvə reaktorları və atom elektrik stansiyalarının reaktorlarından boşaldılmış yanacağın təkrar emalı, sonradan yanmamış və yeni əmələ gələn parçalanan izotopların enerji dövrünə qaytarılması.

“Sürətli” reaktorda nüvə yanacağının parçalanma hadisələrinin çoxu enerjisi 0,1 MeV-dən çox olan sürətli neytronlar tərəfindən törədilir (buna görə də “sürətli” reaktor belə adlandırılır). Eyni zamanda, reaktorda parçalanma təkcə çox nadir U-235 izotopunun deyil, həm də neytron spektrində parçalanma ehtimalı olan təbii uranın əsas komponenti (~99,3%) olan U-238-də baş verir. bir "termal reaktor" çox aşağıdır. "Sürətli" bir reaktorda, hər bir nüvə parçalanması hadisəsi ilə U-238-in plutonium Pu-239-un parçalanan izotopuna intensiv çevrilməsi üçün istifadə edilə bilən daha çox sayda neytron istehsal edilməsi əsaslıdır. Bu çevrilmə nəticəsində baş verir nüvə reaksiyası:

Sürətli bir reaktorun neytron-fiziki xüsusiyyətləri ondan ibarətdir ki, plutoniumun əmələ gəlməsi prosesi reaktorda ilkin yüklənmiş miqdardan daha çox ikinci dərəcəli plutonium əmələ gəldiyi zaman, uzun müddət davam edən bir xüsusiyyətə sahib ola bilər. Nüvə reaktorunda artıq miqdarda parçalanan izotopların əmələ gəlməsi prosesi "damazlıq" adlanır (ingilis cinsindən - çoxalmaq). Bu termin, plutonium yanacağı olan sürətli reaktorların beynəlxalq səviyyədə qəbul edilmiş adı ilə əlaqələndirilir - breeder reaktorları və ya çarpanları.

Yetişdirmə prosesinin praktiki həyata keçirilməsi nüvə enerjisinin gələcəyi üçün prinsipial əhəmiyyət kəsb edir. Fakt budur ki, belə bir proses təbii urandan demək olar ki, tamamilə istifadə etməyə və bununla da qazılmış təbii uranın hər tonundan enerji "məhsulunu" təxminən yüz dəfə artırmağa imkan verir. Bu, uzun tarixi perspektiv üçün nüvə enerjisinin faktiki olaraq tükənməz yanacaq ehtiyatlarına yol açır. Buna görə də, seleksiyaçıların istifadəsi ümumiyyətlə qəbul edilir zəruri şərt irimiqyaslı nüvə enerjisinin yaradılması və istismarı.

1940-cı illərin sonlarında sürətli reaktorların yaradılmasının fundamental imkanları həyata keçirildikdən sonra bütün dünyada onların neytronik xüsusiyyətlərinə dair intensiv tədqiqatlar və müvafiq mühəndis həllərinin axtarışı başladı. Ölkəmizdə sürətli reaktorlar üzrə tədqiqat və təkmilləşdirmə işlərinin təşəbbüskarı Ukrayna Elmlər Akademiyasının akademiki Aleksandr İliç Leypunski olmuşdur, o, 1972-ci ildə ölümünə qədər elmi rəhbər Obninsk Fizika və Enerji İnstitutu (PEI).

Sürətli reaktorların yaradılmasının mühəndislik çətinlikləri bir sıra xas xüsusiyyətlərlə əlaqələndirilir. Bunlara aşağıdakılar daxildir: yanacağın yüksək enerji sıxlığı; onun intensiv soyudulmasını təmin etmək ehtiyacı; soyuducu suyun, reaktorun struktur elementlərinin və avadanlıqlarının yüksək iş temperaturu; sürətli neytronlarla intensiv şüalanma nəticəsində struktur materialların radiasiya zədələnməsi. Bu yeni elmi-texniki problemləri həll etmək və sürətli reaktorların texnologiyasını inkişaf etdirmək üçün unikal stendləri olan genişmiqyaslı tədqiqat və eksperimental bazanın yaradılması, habelə 1960-1980-ci illərdə bir sıra eksperimental və nümayiş etdirmə qurğularının yaradılması zəruri idi. Rusiya, ABŞ, Fransa, Böyük Britaniya və Almaniyada bu tip enerji reaktorları. Maraqlıdır ki, bütün ölkələrdə natrium su və buxarla aktiv reaksiya verməsinə baxmayaraq, sürətli reaktorlar üçün soyuducu mühit - soyuducu kimi seçilib. Natriumun soyuducu kimi həlledici üstünlükləri onun müstəsna dərəcədə yaxşı termofiziki xassələri (yüksək istilik keçiriciliyi, yüksək istilik tutumu, yüksək qaynama nöqtəsi), sirkulyasiya üçün aşağı enerji sərfiyyatı, reaktorun struktur materiallarına azaldılmış korroziv təsir və nisbi asanlığıdır. əməliyyat zamanı onun təmizlənməsi.

1973-cü ildə Xəzər dənizinin şərq sahilində 1000 MVt istilik gücünə malik ilk yerli nümayiş sürətli neytron enerjili reaktor BN-350 istifadəyə verilmişdir (bax "Elm və həyat" № 11, 1976 -). Qeyd red.). Nüvə enerjisi üçün ənənəvi dövrə istilik ötürmə sxemi və istilik enerjisini çevirmək üçün buxar turbin kompleksi var idi. Reaktorun istilik enerjisinin bir hissəsi elektrik enerjisi istehsalına, qalan hissəsi duzsuzlaşdırmaya sərf edilmişdir. dəniz suyu. Biri fərqləndirici xüsusiyyətlər natrium soyuducu ilə bu və sonrakı reaktor qurğularının diaqramları - reaktor və buxar-su dövrəsi arasında təhlükəsizlik mülahizələri ilə diktə edilmiş aralıq istilik ötürmə dövrəsinin olması.

BN-350 reaktor zavodu, texnoloji sxeminin mürəkkəbliyinə baxmayaraq, 1973-cü ildən 1988-ci ilə qədər (dizayn müddətindən beş il çox) Manqışlak Enerji Zavodunun və Şevçenkodakı (indiki Aktau, Qazaxıstan) dəniz suyunun duzsuzlaşdırılması zavodunun bir hissəsi kimi uğurla fəaliyyət göstərdi. .

BN-350 reaktorunda natrium dövrələrinin böyük şaxələnməsi narahatlığa səbəb oldu, çünki fövqəladə təzyiqin azalması halında yanğın baş verə bilər. Buna görə də, BN-350 reaktorunun işə salınmasını gözləmədən SSRİ, böyük diametrli natrium boru kəmərlərinin və demək olar ki, bütün radioaktiv natriumun olmadığı inteqral dizaynlı daha güclü sürətli BN-600 reaktorunu layihələndirməyə başladı. ilkin dövrə reaktorun qabında cəmlənmişdir. Bu, birinci natrium dövrəsinin təzyiqsizləşdirilməsi riskini demək olar ki, tamamilə aradan qaldırmağa, qurğunun yanğın təhlükəsini azaltmağa, reaktorun radiasiya təhlükəsizliyi və etibarlılığının səviyyəsini artırmağa imkan verdi.

BN-600 reaktor zavodu 1980-ci ildən Beloyarsk AES-in üçüncü enerji blokunun tərkibində etibarlı şəkildə işləyir. Bu gün o, dünyada fəaliyyət göstərən ən güclü sürətli neytron reaktorudur, unikal əməliyyat təcrübəsi mənbəyi və qabaqcıl konstruktiv materialların və yanacağın tammiqyaslı sınaqları üçün əsasdır.

Rusiyada bu tip reaktorun bütün sonrakı layihələri, eləcə də xaricdə hazırlanmış kommersiya sürətli reaktor layihələrinin əksəriyyəti ayrılmaz dizayndan istifadə edir.

Sürətli reaktorların təhlükəsizliyinin təmin edilməsi

Artıq ilk sürətli neytron reaktorlarının dizaynı zamanı böyük diqqət həm onların normal istismarı zamanı, həm də iş zamanı təhlükəsizlik məsələlərinə diqqət yetiriblər fövqəladə hallar. Müvafiq dizayn həlləri üçün axtarış istiqamətləri reaktorun daxili özünü mühafizəsi və onların nəticələrini məhdudlaşdıran potensial qəzaların lokallaşdırılması üçün effektiv sistemlərdən istifadə etməklə ətraf mühitə və əhaliyə yolverilməz təsirlərin istisna edilməsi tələbi ilə müəyyən edilmişdir.

Reaktorun özünümüdafiəsi ilk növbədə neqativin fəaliyyətinə əsaslanır rəy, artan temperatur və reaktorun gücü ilə nüvə yanacağının parçalanması prosesinin sabitləşdirilməsi, həmçinin reaktorda istifadə olunan materialların xüsusiyyətləri. Sürətli reaktorların xas təhlükəsizliyini göstərmək üçün biz onların tərkibində natrium soyuducu istifadə ilə bağlı bəzi xüsusiyyətlərini qeyd edəcəyik. İstilik Natriumun qaynama temperaturu (normal fiziki şəraitdə 883oC) reaktorun qabında atmosferə yaxın təzyiqi saxlamağa imkan verir. Bu, reaktorun dizaynını sadələşdirir və onun etibarlılığını artırır. Reaktor gəmisi istismar zamanı böyük mexaniki yüklərə məruz qalmır, ona görə də onun qopması ehtimalı hipotetik sinfə aid olan mövcud təzyiqli su reaktorlarından da azdır. Ancaq sürətli bir reaktorda belə bir qəza belə nüvə yanacağının etibarlı soyudulması nöqteyi-nəzərindən təhlükə yaratmır, çünki gəmi möhürlənmiş təhlükəsizlik korpusu ilə əhatə olunub və ona mümkün natrium sızmasının həcmi əhəmiyyətsizdir. İnteqral dizaynlı sürətli reaktorda natrium soyuducu ilə boru kəmərlərinin təzyiqsizləşdirilməsi də nəticə vermir. təhlükəli vəziyyət. Natriumun istilik tutumu olduqca yüksək olduğundan, buxar-su dövrəsinə istilik çıxarılmasının tamamilə dayandırılması ilə belə, reaktordakı soyuducu suyun temperaturu saatda təxminən 30 dərəcə artacaq. Normal işləmə zamanı reaktorun çıxışında soyuducu suyun temperaturu 540oC-dir. Natriumun qaynadılmasından əvvəl əhəmiyyətli bir temperatur fərqi belə bir gözlənilməz qəzanın nəticələrini məhdudlaşdırmaq üçün tədbirlər görmək üçün kifayət qədər vaxt ehtiyatı təmin edir.

BN-600-ün əsas mühəndis həllərindən istifadə edən BN-800 reaktorunun layihəsində reaktorun bütövlüyünün qorunub saxlanması və ətraf mühitə heç bir yolverilməz təsirin baş verməməsi üçün əlavə tədbirlər görülüb. reaktorun nüvəsinin əriməsi ilə bağlı hipotetik, çox az ehtimal olunan qəza.

BN-600 reaktorunun idarəetmə paneli.

Sürətli reaktorların uzunmüddətli istismarı təmin edilmiş təhlükəsizlik tədbirlərinin kifayət və effektivliyini təsdiqlədi. BN-600 reaktorunun 25 illik istismarı ərzində radioaktivliyin həddindən artıq buraxılması, personalın, xüsusən də yerli əhalinin məruz qalması ilə bağlı heç bir qəza baş verməyib. Sürətli reaktorlar yüksək əməliyyat dayanıqlığı nümayiş etdirir və idarə etmək asandır. Yanğın təhlükəsini effektiv şəkildə neytrallaşdıran natrium soyuducu texnologiyası mənimsənilmişdir. Personal natrium sızmalarını və yanmalarını inamla aşkar edir və onların nəticələrini etibarlı şəkildə aradan qaldırır. IN son illər Daha çox geniş tətbiq sürətli reaktor layihələrində personalın müdaxiləsi və ya xarici enerji təchizatı olmadan reaktoru təhlükəsiz vəziyyətə keçirə bilən sistemlər və qurğular tapılır.

Sürətli reaktorların texniki və iqtisadi göstəriciləri

Natrium texnologiyasının xüsusiyyətləri, artan təhlükəsizlik tədbirləri və ilk reaktorlar üçün dizayn həllərinin konservativ seçimi - BN-350 və BN-600 - su ilə soyudulan reaktorlarla müqayisədə onların daha yüksək qiymətinin səbəbi oldu. Bununla belə, onlar əsasən sürətli reaktorların işini, təhlükəsizliyini və etibarlılığını yoxlamaq üçün yaradılmışdır. Bu problem onların uğurlu əməliyyatı ilə həll olundu. Növbəti reaktor qurğusunu yaratarkən - BN-800, üçün nəzərdə tutulmuşdur kütləvi istifadə nüvə enerjisində texniki və iqtisadi xüsusiyyətlərə daha çox diqqət yetirildi və nəticədə xüsusi kapital xərcləri baxımından yerli yavaş neytron güc reaktorlarının əsas növü olan VVER-1000-ə əhəmiyyətli dərəcədə yaxınlaşmaq mümkün oldu.

İndiyə kimi müəyyən etmək olar ki, natrium soyuducusu olan sürətli reaktorlar gələcək texniki və iqtisadi təkmilləşdirmə üçün böyük potensiala malikdir. Təhlükəsizliyin səviyyəsini eyni zamanda artırmaqla onların iqtisadi xüsusiyyətlərini yaxşılaşdırmaq üçün əsas istiqamətlərə aşağıdakılar daxildir: reaktorun və enerji blokunun əsas komponentlərinin vahid gücünün artırılması, əsas avadanlığın dizaynının təkmilləşdirilməsi, artırmaq üçün superkritik buxar parametrlərinə keçid. istilik enerjisinin çevrilmə dövrünün termodinamik səmərəliliyi, təzə və işlənmiş yanacağın işləməsi üçün sistemin optimallaşdırılması, nüvə yanacağının yanmasının artırılması, yüksək enerjili nüvənin yaradılması daxili əmsal reproduksiya dərəcəsi (CR) - 1-ə qədər, xidmət müddətini 60 il və ya daha çox artır.

Təkmilləşdirmə fərdi növlər OKBM-də aparılan dizayn tədqiqatlarının göstərdiyi kimi, avadanlıq həm reaktor qurğusunun, həm də bütövlükdə enerji blokunun texniki və iqtisadi göstəricilərinin yaxşılaşdırılmasına çox əhəmiyyətli təsir göstərə bilər. Məsələn, perspektivli BN-1800 reaktorunun yanacaqdoldurma sisteminin təkmilləşdirilməsi üzrə aparılan tədqiqatlar bu sistemin metal sərfiyyatını əhəmiyyətli dərəcədə azaltmaq imkanını göstərmişdir. Modul buxar generatorlarını orijinal dizaynlı korpuslarla əvəz etmək onların dəyərini, həmçinin enerji blokunun buxar generatoru bölməsinin sahəsini, həcmini və material istehlakını əhəmiyyətli dərəcədə azalda bilər.

Reaktorun gücünün və avadanlıqların texnoloji təkmilləşdirilməsinin metal sərfiyyatına və kapital xərclərinin səviyyəsinə təsirini cədvəldən görmək olar.

Sürətli reaktorların təkmilləşdirilməsi təbii olaraq müəyyən səy tələb edəcəkdir sənaye müəssisələri, elmi və layihə təşkilatları. Beləliklə, nüvə yanacağının yanmasını artırmaq üçün reaktorun nüvəsi üçün neytron şüalanmasına daha davamlı olan konstruktiv materialların istehsalını işləyib hazırlamaq və mənimsəmək lazımdır. Hazırda bu istiqamətdə işlər davam etdirilir.

Sürətli reaktorlar enerjidən daha çox istifadə edilə bilər. Yüksək enerjili neytron axınları işlənmiş nüvə yanacağında əmələ gələn ən təhlükəli uzunömürlü radionuklidləri effektiv şəkildə “yandırmağa” qadirdir. Bu, nüvə enerjisindən yaranan radioaktiv tullantıların idarə olunması probleminin həlli üçün prinsipial əhəmiyyət kəsb edir. Məsələ burasındadır ki, bəzi radionuklidlərin (aktinidlərin) yarımparçalanma müddəti radioaktiv tullantıların son utilizasiya sahəsi hesab edilən geoloji birləşmələrin elmi əsaslandırılmış dayanıqlıq dövrlərindən xeyli artıqdır. Buna görə də, aktinidlərin yanması və uzunömürlü parçalanma məhsullarının qısamüddətlilərə çevrilməsi ilə qapalı yanacaq dövriyyəsindən istifadə etməklə, nüvə enerjisi tullantılarının zərərsizləşdirilməsi problemini kökündən həll etmək və basdırılacaq radioaktiv tullantıların həcmini xeyli azaltmaq mümkündür.

Nüvə enerjisinin “istilik” reaktorları ilə yanaşı, sürətli reaktorlara, eləcə də qapalı yanacaq dövrünə ötürülməsi insan cəmiyyətinin davamlı inkişafının tələblərinə tam cavab verən təhlükəsiz enerji texnologiyasını yaratmağa imkan verəcəkdir.

Bu gün bir çox mütəxəssis sürətli neytron reaktorlarının nüvə enerjisinin gələcəyi olduğuna inanır. Bu texnologiyanın inkişafında qabaqcıllardan biri Rusiyadır, burada Beloyarsk AES-də BN-600 sürətli neytron reaktoru 30 ildir ciddi insidentlər olmadan işləyir, orada BN-800 reaktoru tikilir və kommersiya BN-1200 reaktoru planlaşdırılır. Fransa və Yaponiya sürətli neytron atom elektrik stansiyalarının istismarında təcrübəyə malikdir və Hindistan və Çində sürətli neytron atom elektrik stansiyalarının tikintisi planları nəzərdən keçirilir. Sual yaranır: niyə çox yüksək inkişaf etmiş nüvə enerjisi sənayesi olan bir ölkədə - ABŞ-da sürətli neytron enerjisinin inkişafı üçün praktiki proqramlar yoxdur?

Əslində ABŞ-da belə bir layihə var idi. Söhbət Clinch River Breeder Reactor layihəsindən gedir (ingilis dilində - The Clinch River Breeder Reactor, qısaldılmış CRBRP). Bu layihənin məqsədi LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reaktorları üçün qısa) adlı oxşar Amerika reaktorlarının növbəti sinfi üçün nümayiş prototipi olan natrium sürətli reaktoru layihələndirmək və qurmaq idi. Eyni zamanda, Clinch River reaktoru elektrik enerjisi sənayesində kommersiya məqsədləri üçün maye metal sürətli reaktor texnologiyasının inkişafı istiqamətində əhəmiyyətli bir addım kimi düşünüldü. Clinch River reaktorunun yeri inzibati cəhətdən Tennessi ştatının Oak Ridge şəhərinin bir hissəsi olan 6 km 2 sahə olmalı idi.

Reaktorun istilik gücü 1000 MVt, elektrik enerjisi isə 350-380 MVt arasında olmalı idi. Bunun üçün yanacaq iki yanacaq zənginləşdirmə zonası olan bir silindr şəklində yığılmış 198 altıbucaqlı birləşmələrdən ibarət idi. Reaktorun daxili hissəsi 18%-ə qədər zənginləşdirilmiş plutonium olan 108 məclisdən ibarət olmalı idi. Onlar 24%-ə qədər zənginləşdirilmiş plutonium ilə 90 məclisdən ibarət xarici zona ilə əhatə olunmalı idilər. Bu konfiqurasiya təmin etməlidir ən yaxşı şərtlər istilik buraxmaq üçün.

Layihə ilk dəfə 1970-ci ildə təqdim olunub. 1971-ci ildə ABŞ prezidenti Riçard Nikson bu texnologiyanı ölkənin əsas tədqiqat və inkişaf prioritetlərindən biri kimi müəyyənləşdirdi.

Onun həyata keçirilməsinə nə mane oldu?

Bu qərarın səbəblərindən biri layihə xərclərinin davamlı olaraq artması idi. 1971-ci ildə ABŞ Atom Enerjisi Komissiyası layihənin təxminən 400 milyon dollara başa gələcəyini müəyyən etdi. Özəl sektor 257 milyon dollar ayıraraq layihənin böyük hissəsini maliyyələşdirməyi öhdəsinə götürüb. Sonrakı illərdə layihənin dəyəri 700 milyona yüksəldi, 1981-ci ilə qədər, layihənin dəyəri o vaxt 3 - 3,2 milyard olaraq qiymətləndirilsə də, artıq bir milyard dollar xərclənmişdi. dollar, başqa bir milyardı saymasaq, bu, yaranan yanacaq istehsalı üçün zavodun tikintisi üçün lazım idi. 1981-ci ildə konqres komitəsi müxtəlif sui-istifadə hallarını üzə çıxardı ki, bu da layihənin dəyərini daha da artırdı.

Bağlanma qərarından əvvəl layihənin dəyəri artıq 8 milyard dollar qiymətləndirilirdi.

Başqa bir səbəb elektrik enerjisi istehsal etmək üçün reaktorun özünün qurulması və istismarının yüksək qiyməti idi. 1981-ci ildə sürətli reaktorun tikintisinin dəyərinin eyni gücə malik standart yüngül su reaktorundan iki dəfə baha olacağı təxmin edilirdi. Həmçinin hesablanmışdır ki, seleksiyaçının adi yüngül su reaktorları ilə iqtisadi cəhətdən rəqabətədavamlı olması üçün uranın qiyməti bir funt üçün 165 dollar olmalıdır, halbuki reallıqda qiymət funt üçün 25 dollar idi. Özəl istehsal edən şirkətlər belə riskli texnologiyaya sərmayə qoymaq istəmirdilər.

Yetiştirici proqramının məhdudlaşdırılmasının digər ciddi səbəbi təhlükə idi mümkün pozuntu yayılmaması rejimi, çünki bu texnologiya nüvə silahı istehsalı üçün də istifadə edilə bilən plutonium istehsal edir. Nüvə silahlarının yayılması ilə bağlı beynəlxalq narahatlıqlara görə, 1977-ci ilin aprelində ABŞ prezidenti Cimmi Karter kommersiya sürətli reaktorların tikintisini qeyri-müəyyən müddətə təxirə salmağa çağırdı.

Prezident Karter ümumiyyətlə Clinch River layihəsinin ardıcıl rəqibi idi. 1977-ci ilin noyabrında, maliyyələşdirməni davam etdirmək üçün qanun layihəsinə veto qoyduqdan sonra, Karter bunun "qeyri-adi dərəcədə baha olacağını" və "tamamlanandan sonra texniki cəhətdən köhnəldiyini və iqtisadi cəhətdən mümkünsüz olacağını" söylədi. Bundan əlavə, o, ümumilikdə sürətli reaktor texnologiyasının əbəs olduğunu bəyan edib. Sürətli neytron nümayişi layihəsinə resurslar tökmək əvəzinə, Karter bunun əvəzinə "mövcud nüvə texnologiyalarının təhlükəsizliyinin yaxşılaşdırılmasına pul xərcləməyi" təklif etdi.

Ronald Reyqan 1981-ci ildə vəzifəyə gəldikdən sonra Clinch River Layihəsi bərpa edildi. Konqresin artan müqavimətinə baxmayaraq, o, sələfinin qadağanını ləğv etdi və tikinti yenidən başladı. Bununla belə, 26 oktyabr 1983-cü ildə tikinti işlərinin uğurlu gedişinə baxmayaraq, ABŞ Senatı səs çoxluğu ilə (56-dan 40-a) tikinti üçün əlavə maliyyə ayırmamağa çağırdı və sahə tərk edildi.

Bir daha, ABŞ-da aşağı güclü mPower reaktorunun layihəsi hazırlanmağa başlayanda bu yaxınlarda xatırlandı. Clinch River Atom Elektrik Stansiyasının tikintisinin planlaşdırılan yeri onun tikintisi üçün sahə hesab olunur.

Sürətli neytron reaktoru.

İri miqyaslı nüvə enerjisinin strukturunda mühüm rol qapalı yanacaq dövrü ilə sürətli neytron reaktorlarına ayrılmışdır. Onlar təbii urandan istifadənin səmərəliliyini təxminən 100 dəfə artırmağa və bununla da nüvə enerjisinin inkişafına kənardan qoyulan məhdudiyyətləri aradan qaldırmağa imkan verir. təbii sərvətlər nüvə yanacağı.
Hazırda dünyanın 30 ölkəsində 440-a yaxın nüvə reaktoru fəaliyyət göstərir ki, bu da dünyada istehsal olunan bütün elektrik enerjisinin təxminən 17%-ni təmin edir. Sənayeləşmiş ölkələrdə “nüvə” elektrik enerjisinin payı, bir qayda olaraq, ən azı 30% təşkil edir və durmadan artır. Bununla belə, alimlərin fikrincə, istismarda olan və tikilməkdə olan (əksəriyyəti VVER və LWR tipli reaktorlarla) atom elektrik stansiyalarında istifadə olunan müasir “istilik” nüvə reaktorlarına əsaslanan sürətlə inkişaf edən nüvə enerjisi sənayesi artıq cari əsrdə qaçılmaz olacaq. Bu stansiyalar üçün yanacağın parçalanan elementinin nadir izotop uran-235 olması səbəbindən uran xammalı çatışmazlığı ilə üzləşir.
Sürətli neytron reaktorunda (BN) nüvə parçalanması reaksiyası, uran-238-dən ibarət uranın əsas hissəsində udulması yeni nüvə parçalanan material plutonium-239-un intensiv formalaşmasına səbəb olan ikinci dərəcəli neytronların artıq miqdarını yaradır. . Nəticədə, hər kiloqram uran-235-dən enerji istehsalı ilə yanaşı, nadir uran-235 əvəzinə istənilən atom elektrik stansiyasının reaktorlarında yanacaq kimi istifadə oluna bilən bir kiloqramdan çox plutonium-239 əldə etmək mümkündür. Bu fiziki proses, yanacaq reproduksiyası adlanan , onun əsas hissəsi - uran-238 izotopu (qalıq uranın ümumi kütləsinin 99,3%-i) daxil olmaqla bütün təbii uranın nüvə enerjisi sənayesində iştirakına imkan verəcək. Müasir istilik neytron atom elektrik stansiyalarında bu izotop praktiki olaraq enerji istehsalında iştirak etmir. Nəticədə, mövcud uran ehtiyatları və təbiətə minimal təsiri ilə enerji istehsalı təxminən 100 dəfə artırıla bilərdi. Belə olan halda atom enerjisi bir neçə minilliklər boyu bəşəriyyətə kifayət edəcək.
Alimlərin fikrincə, “termal” və “sürətli” reaktorların təxminən 80:20% nisbətində birgə işləməsi nüvə enerjisini ən çox enerji ilə təmin edəcək. səmərəli istifadə uran ehtiyatları. Bu nisbətdə sürətli reaktorlar istilik reaktorları ilə nüvə elektrik stansiyalarını işlətmək üçün kifayət qədər plutonium-239 istehsal edəcəklər.
Həddindən artıq miqdarda ikincil neytron olan sürətli reaktorlar texnologiyasının əlavə üstünlüyü, uzunömürlü (minlərlə və yüz minlərlə ilə qədər çürümə dövrü ilə) radioaktiv parçalanma məhsullarını "yandırmaq" və onları parçalanmaya çevirmək qabiliyyətidir. yarımparçalanma müddəti 200-300 ildən çox olmayan qısa ömürlülər. Bu cür çevrilmiş radioaktiv tullantılar Yerin təbii radiasiya balansını pozmadan xüsusi anbarlarda etibarlı şəkildə basdırıla bilər.

Sürətli neytron nüvə reaktorları sahəsində iş 1960-cı ildə BN-350 ilk pilot sənaye güc reaktorunun dizaynı ilə başladı. Bu reaktor 1973-cü ildə işə salınıb və 1998-ci ilə qədər uğurla istismar edilib.
1980-ci ildə Beloyarsk AES-də 3 nömrəli enerji blokunun tərkibində növbəti, daha güclü BN-600 (600 MVt(e)) enerji reaktoru işə salındı ​​və o, bu günə qədər etibarlı şəkildə fəaliyyətini davam etdirir və ən böyüyüdür. dünyada bu tip işləyən reaktor. 2010-cu ilin aprel ayında reaktor yüksək etibarlılıq və təhlükəsizlik göstəriciləri ilə 30 illik dizayn xidmət müddətini başa vurdu. Uzun müddət istismar müddəti ərzində enerji blokunun tutumu sabit səviyyədə saxlanılır yüksək səviyyə- təxminən 80%. Planlaşdırılmamış itkilər 1,5% -dən azdır.
Enerji blokunun işlədiyi son 10 il ərzində reaktorun fövqəladə dayandırılması ilə bağlı heç bir hadisə baş verməyib.
Ətraf mühitə uzunömürlü qaz aerozol radionuklidləri buraxılmır. İnert radioaktiv qazların səmərəsi hazırda cüzidir və bu qədərdir<1% от допустимого по санитарным нормам.
Reaktorun işləməsi natrium sızmasının qarşısının alınması və saxlanması üzrə layihə tədbirlərinin etibarlılığını inandırıcı şəkildə nümayiş etdirdi.
Etibarlılıq və təhlükəsizlik baxımından BN-600 reaktoru serial termal neytron reaktorları (VVER) ilə rəqabətədavamlı oldu.

Şəkil 1. BN-600-ün reaktor (mərkəzi) zalı

1983-cü ildə BN-600 əsasında müəssisə 880 MVt (e) gücündə enerji bloku üçün təkmilləşdirilmiş BN-800 reaktorunun layihəsini hazırladı. 1984-cü ildə Beloyarskda iki BN-800 reaktorunun və yeni Cənubi Ural atom elektrik stansiyalarının tikintisinə başlanıldı. Bu reaktorların tikintisinin sonrakı ləngiməsi onun təhlükəsizliyini daha da yaxşılaşdırmaq və texniki-iqtisadi göstəriciləri yaxşılaşdırmaq məqsədi ilə layihəni təkmilləşdirmək üçün istifadə edilmişdir. BN-800-ün tikintisi üzrə işlər 2006-cı ildə Beloyarsk AES-də (4-cü enerji bloku) bərpa edilib və 2013-cü ildə başa çatdırılmalıdır.

Şəkil 2. Sürətli neytron reaktoru BN-800 (şaquli hissə)

Şəkil 3. BN-800 reaktorunun modeli

Tikilməkdə olan BN-800 reaktorunun aşağıdakı mühüm vəzifələri var:

• MOX yanacağı ilə işin təmin edilməsi.
• Qapalı yanacaq dövrünün əsas komponentlərinin eksperimental nümayişi.
• Səmərəliliyi, etibarlılığı və təhlükəsizliyi artırmaq üçün təqdim edilən yeni avadanlıq növləri və təkmilləşdirilmiş texniki həllərin real iş şəraitində sınaqdan keçirilməsi.
• Maye metal soyuducu ilə gələcək sürətli neytron reaktorları üçün innovativ texnologiyaların inkişafı:
• qabaqcıl yanacaqların və konstruktiv materialların sınaqdan keçirilməsi və sertifikatlaşdırılması;
• kiçik aktinidlərin yandırılması texnologiyasının nümayişi və nüvə enerjisinin radioaktiv tullantılarının ən təhlükəli hissəsini təşkil edən uzunömürlü parçalanma məhsullarının transformasiyası.

"Afrikantov OKBM" ASC 1220 MVt gücündə BN-1200 təkmilləşdirilmiş kommersiya reaktoru üçün layihə hazırlayır.

Şəkil 3. BN-1200 reaktoru (şaquli hissə)

Bu layihənin həyata keçirilməsi üçün aşağıdakı proqram planlaşdırılır:

• 2010...2016 - reaktor qurğusunun texniki layihəsinin hazırlanması və elmi-tədqiqat və inkişaf proqramının həyata keçirilməsi.
• 2020 - MOX yanacağı ilə əsas enerji blokunun istismara verilməsi və onun mərkəzləşdirilmiş istehsalının təşkili.
• 2023…2030 - ümumi gücü təxminən 11 QVt olan bir sıra enerji bloklarının istismara verilməsi.

BN-600-ün müsbət əməliyyat təcrübəsi ilə təsdiqlənmiş və BN-800 layihəsinə daxil edilmiş həllərlə yanaşı, BN-1200 layihəsində texniki-iqtisadi göstəricilərin daha da yaxşılaşdırılmasına və təhlükəsizliyin artırılmasına yönəlmiş yeni həllərdən istifadə olunur.
Texniki-iqtisadi göstəricilərə görə:

• quraşdırılmış gücdən istifadə əmsalının BN-800 üçün nəzərdə tutulan 0,85-dən 0,9-a yüksəldilməsi;
• MOX yanacağının yanmasının təcrübi yanacaq birləşmələrində əldə edilmiş səviyyədən tədricən artması 11,8% t.a. 20% t.a səviyyəsinə qədər. (orta yanma ~140 MVt gün/kq);
• uran-plutonium oksidi yanacaqda yetişdirmə əmsalının ~1,2-ə və qarışıq nitrid yanacağında ~1,45-ə qədər artırılması;
• xüsusi metal sərfi göstəricilərinin BN-800 ilə müqayisədə ~1,7 dəfə azalması
• reaktorun xidmət müddətini 45 ildən (BN-800) 60 ilə qədər artırmaq.

Təhlükəsizlik üçün:

• nüvəyə ciddi ziyan vurma ehtimalı normativ sənədlərin tələblərindən az miqyasda olmalıdır;
• sanitar mühafizə zonası hər hansı layihə əsaslı qəzalar üçün AES sahəsinin hüdudları daxilində yerləşməlidir;
• mühafizə tədbirləri zonasının sərhədi, ehtimalı reaktor başına 10-7-dən çox olmayan, layihədən kənar ciddi qəzalar üçün AES sahəsinin sərhədi ilə üst-üstə düşməlidir.

İstinad və yeni həllərin optimal birləşməsi və genişləndirilmiş yanacağın təkrar istehsalının mümkünlüyü bu layihəni dördüncü nəsil nüvə texnologiyası kimi təsnif etməyə imkan verir.

ASC "Afrikantov OKBM" sürətli reaktorlar üzrə beynəlxalq əməkdaşlıqda fəal iştirak edir. O, Çin eksperimental sürətli neytron reaktoru CEFR layihəsinin tərtibatçısı və reaktorun əsas avadanlığının istehsalı üzrə əsas podratçı olub, 2011-ci ildə reaktorun fiziki və güc işə salınmasında iştirak edib və onun gücünün inkişafına köməklik göstərir. Hazırda Çində OKBM və Rosatom Dövlət Korporasiyasının digər müəssisələrinin iştirakı ilə BN-800 layihəsi əsasında natriumla soyudulmuş nümayiş sürətli reaktorunun (CDFR) tikintisi üçün hökumətlərarası saziş hazırlanır.

1955-ci ildə dünyada ilk atom elektrik stansiyası işə salındıqdan və uğurlu fəaliyyət göstərdikdən sonra İ.Kurçatovun təşəbbüsü ilə Uralsda kanal tipli təzyiqli su reaktoru olan sənaye atom elektrik stansiyasının tikintisi barədə qərar qəbul edildi. Bu tip reaktorun xüsusiyyətlərinə buxarın birbaşa nüvədə yüksək parametrlərə qədər qızdırılması daxildir ki, bu da seriyalı turbin avadanlıqlarından istifadə imkanlarını açır.

1958-ci ildə Rusiyanın mərkəzində, Ural təbiətinin ən mənzərəli guşələrindən birində Beloyarsk Atom Elektrik Stansiyasının tikintisinə başlandı. Quraşdırıcılar üçün bu stansiya 1957-ci ildə başlamışdır və o günlərdə atom elektrik stansiyaları mövzusu bağlandığından yazışmalarda və həyatda Beloyarsk Dövlət Rayon Elektrik Stansiyası adlanırdı. Bu stansiyanı “Uralenerqomontaj” trestinin işçiləri işə salıblar. Onların səyi ilə 1959-cu ildə su və buxar kəmərləri istehsalı sexi (reaktorun 1 dövrəsi) olan baza yaradılmış, Zareçnı kəndində üç yaşayış binası tikilmiş, əsas binanın tikintisinə başlanılmışdır.

1959-cu ildə Tsentroenergomontazh trestinin işçiləri tikinti meydançasında göründülər və onlara reaktoru quraşdırmaq tapşırıldı. 1959-cu ilin sonunda AES-in tikintisi üçün yer Smolensk vilayətinin Doroqobuj şəhərindən köçürüldü və quraşdırma işlərinə Beloyarsk AES-in gələcək direktoru V.Nevski rəhbərlik edirdi. İstilik mexaniki avadanlıqların quraşdırılması üzrə bütün işlər tamamilə Tsentroenergomontazh trestinə verildi.

Beloyarsk AES-in tikintisinin intensiv dövrü 1960-cı ildə başladı. Bu zaman montajçılar tikinti işləri ilə yanaşı, paslanmayan boru kəmərlərinin çəkilməsi, xüsusi otaqların və radioaktiv tullantıların saxlanması obyektlərinin üzlükləri, reaktor konstruksiyalarının quraşdırılması, qrafit hörgü, avtomatik qaynaq və s. yeni texnologiyalara yiyələnməli idilər. Biz artıq nüvə obyektlərinin tikintisində iştirak etmiş mütəxəssislərdən dərhal öyrəndik. İstilik elektrik stansiyalarının quraşdırılması texnologiyasından atom elektrik stansiyaları üçün avadanlıqların quraşdırılmasına keçən Tsentroenergomontazh işçiləri öz vəzifələrini uğurla yerinə yetirdilər və 26 aprel 1964-cü ildə Beloyarsk AES-in AMB-100 ilə ilk enerji bloku. reaktor Sverdlovsk enerji sisteminə ilk cərəyan verdi. Bu hadisə Novovoronej AES-in 1-ci enerji blokunun işə salınması ilə yanaşı, ölkənin iri nüvə enerjisi sənayesinin yaranması demək idi.

AMB-100 reaktoru Obninskdəki Dünyanın Birinci Atom Elektrik Stansiyasının reaktor dizaynının daha da təkmilləşdirilməsi idi. Bu, nüvənin daha yüksək istilik xüsusiyyətlərinə malik kanal tipli reaktor idi. Birbaşa reaktorda nüvənin həddindən artıq qızması nəticəsində yüksək parametrli buxarın əldə edilməsi nüvə energetikasının inkişafında irəliyə doğru böyük addım idi. reaktor 100 MVt-lıq turbogeneratorla bir blokda işləyirdi.

Struktur olaraq, Beloyarsk AES-in ilk enerji blokunun reaktoru maraqlı oldu ki, o, faktiki olaraq çərçivəsiz yaradılıb, yəni reaktorun ağır, çox tonluq, dayanıqlı gövdəsi yox idi. 11-12 m uzunluğunda, diametri 3-3,5 m, divarlarının qalınlığı və dibi 100-150 mm və ya daha çox olan oxşar gücə malik su ilə soyudulmuş su ilə soyudulmuş VVER reaktoru. Açıq kanallı reaktorlarla nüvə elektrik stansiyalarının qurulması ehtimalı çox cəlbedici oldu, çünki bu, ağır mühəndislik zavodlarını 200-500 ton ağırlığında polad məhsulları istehsal etmək ehtiyacından azad etdi, lakin nüvənin həddindən artıq istiləşməsinin birbaşa reaktorda həyata keçirilməsi ortaya çıxdı prosesin tənzimlənməsində, xüsusən də onun gedişatına nəzarət baxımından məlum çətinliklərlə əlaqələndirilmək , bir çox alətlərin dəqiq işləməsi tələbi, yüksək təzyiq altında müxtəlif ölçülü çoxlu sayda boruların olması və s.

Beloyarsk AES-in birinci bloku tam layihə gücünə çatdı, lakin qurğunun nisbətən kiçik quraşdırılmış gücü (100 MVt), texnoloji kanallarının mürəkkəbliyi və buna görə də yüksək qiymət, 1 kVt/saat elektrik enerjisinin dəyəri səbəbindən Uraldakı istilik stansiyalarından əhəmiyyətli dərəcədə yüksək olduğu ortaya çıxdı.

Beloyarsk AES-in AMB-200 reaktoru ilə ikinci bloku tikinti-quraşdırma qrupu artıq hazırlandığından, işdə böyük stress olmadan daha sürətli tikildi. Reaktorun quraşdırılması xeyli təkmilləşdirilmişdir. Bütün atom elektrik stansiyasının texnoloji dizaynını sadələşdirən bir dövrəli soyutma sxeminə sahib idi. Birinci enerji blokunda olduğu kimi, AMB-200 reaktorunun əsas xüsusiyyəti yüksək parametrli buxarın birbaşa turbinə çatdırılmasıdır. 31 dekabr 1967-ci ildə 2 nömrəli enerji bloku şəbəkəyə qoşuldu - bununla da stansiyanın 1-ci mərhələsinin tikintisi başa çatdırıldı.

BNPP-nin 1-ci mərhələsinin fəaliyyət tarixinin əhəmiyyətli bir hissəsi yeni hər şeyə xas olan romantika və dramla dolu idi. Bu, xüsusilə blokun inkişafı dövründə doğru idi. Bununla bağlı heç bir problem olmadığına inanılırdı - AM "Dünyada Birinci" reaktorundan plutonium istehsalı üçün sənaye reaktorlarına qədər prototiplər var idi ki, bunlarda əsas anlayışlar, texnologiyalar, dizayn həlləri, bir çox növ avadanlıq və sistemlər və texnoloji rejimlərin hətta əhəmiyyətli bir hissəsi sınaqdan keçirildi. Lakin məlum oldu ki, sənaye atom elektrik stansiyası ilə onun sələfləri arasında fərq o qədər böyük və unikaldır ki, yeni, əvvəllər məlum olmayan problemlər yaranıb.

Onlardan ən böyüyü və ən bariz olanı buxarlanma və qızdırma kanallarının qeyri-qənaətbəxş etibarlılığı idi. Qısa bir müddət işlədikdən sonra yanacaq elementlərinin qaz təzyiqinin azaldılması və ya soyuducu sızması reaktorların qrafit hörgü, texnoloji iş və təmir rejimləri, personala və ətraf mühitə radiasiyaya məruz qalması üçün qəbuledilməz nəticələrlə ortaya çıxdı. O dövrün elmi kanonlarına və hesablama standartlarına görə, bu, baş verməməli idi. Bu yeni fenomenin dərin tədqiqatları bizi borularda qaynar suyun əsas qanunları haqqında qurulmuş fikirləri yenidən nəzərdən keçirməyə məcbur etdi, çünki istilik axınının aşağı sıxlığı ilə belə, 1979-cu ildə kəşf edilmiş istilik ötürmə böhranının əvvəllər naməlum bir növü meydana gəldi. V.E. Doroshchuk (VTI) və sonradan "ikinci növ istilik köçürmə böhranı" adlandırıldı.

1968-ci ildə Beloyarsk AES-də sürətli neytron reaktoru olan üçüncü enerji blokunun - BN-600 tikintisinə qərar verildi. BN-600-ün yaradılmasına elmi nəzarəti Fizika və Energetika İnstitutu, reaktor qurğusunun layihəsini Təcrübə-Maşınqayırma Konstruktor Bürosu, aqreqatın ümumi layihəsini isə A.Ş. Atomelektroproektin Leninqrad filialı. Blok baş podratçı - Uralenerqostroy tresti tərəfindən tikilmişdir.

Onun layihələndirilməsi zamanı Şevçenkodakı BN-350 reaktorlarının və BOR-60 reaktorlarının iş təcrübəsi nəzərə alınıb. BN-600 üçün, reaktorun nüvəsi, nasoslar və ara istilik dəyişdiriciləri bir korpusda yerləşdiyi ilkin dövrənin daha qənaətcil və struktur cəhətdən uğurlu inteqral sxemi qəbul edildi. Diametri 12,8 m və hündürlüyü 12,5 m olan reaktor gəmisi reaktor şaftının əsas lövhəsinə bərkidilmiş diyircəkli dayaqlara quraşdırılmışdır. Yığılmış reaktorun kütləsi 3900 ton, qurğuda natriumun ümumi miqdarı isə 1900 tonu ötüb. Bioloji mühafizə polad silindrik ekranlardan, polad blanklardan və qrafit doldurucu ilə borulardan hazırlanmışdır.

BN-600 üçün quraşdırma və qaynaq işlərinə olan keyfiyyət tələbləri əvvəllər əldə edilənlərdən daha yüksək bir sifariş olduğu ortaya çıxdı və quraşdırma komandası təcili olaraq kadrları yenidən hazırlamalı və yeni texnologiyalara yiyələnməli oldu. Beləliklə, 1972-ci ildə austenitik poladlardan bir reaktor qabı yığılarkən, böyük qaynaqların ötürülməsinə nəzarət etmək üçün ilk dəfə bir betatron istifadə edilmişdir.

Bundan əlavə, BN-600 reaktorunun daxili qurğularının quraşdırılması zamanı təmizliyə xüsusi tələblər qoyulmuş, reaktordaxili boşluğa gətirilən və çıxarılan bütün hissələr qeydə alınmışdır. Bu, reaktorun və boru kəmərlərinin natrium soyuducu ilə daha da yuyulmasının mümkünsüzlüyü ilə əlaqədar idi.

Onu əvvəllər konstruktor bürosunda işlədiyi Nijni Novqoroddan işə dəvət edə bilən Nikolay Muravyov reaktorların quraşdırılması texnologiyasının inkişafında böyük rol oynayıb. O, BN-600 reaktoru layihəsinin yaradıcılarından biri idi və həmin vaxt artıq təqaüdə çıxmışdı.

Quraşdırma qrupu sürətli neytron qurğusunun quraşdırılması ilə bağlı verilən tapşırıqları uğurla yerinə yetirdi. Reaktorun natriumla doldurulması göstərdi ki, dövrənin təmizliyi tələb olunandan daha yüksək səviyyədə saxlanılıb, çünki maye metalda yad çirkləndiricilərin və oksidlərin olmasından asılı olan natriumun tökülmə nöqtəsi, proses zamanı əldə edilənlərdən daha aşağı olub. SSRİ-də BN-350, BOR-60 reaktorlarının və Fransada "Feniks" atom elektrik stansiyalarının quraşdırılması.

Beloyarsk AES-in tikintisində quraşdırma qruplarının uğuru əsasən menecerlərdən asılı idi. Əvvəlcə Pavel Ryabuxa idi, sonra gənc enerjili Vladimir Nevski gəldi, sonra onu Vazgen Kazarov əvəz etdi. V.Nevski montajçılar komandasının formalaşması üçün çox iş görüb. 1963-cü ildə o, Beloyarsk Atom Elektrik Stansiyasının direktoru təyin edildi, daha sonra isə ölkənin nüvə enerjisi sənayesinin inkişafı üçün çox çalışdığı Qlavatomenerqoya rəhbərlik etdi.

Nəhayət, 8 aprel 1980-ci ildə BN-600 sürətli neytron reaktoru ilə Beloyarsk AES-in 3 nömrəli enerji blokunun enerji işə salınması baş verdi. BN-600-ün bəzi dizayn xüsusiyyətləri:

• elektrik enerjisi – 600 MVt;
• istilik gücü - 1470 MVt;
• buxar temperaturu - 505 o C;
• buxar təzyiqi - 13,7 MPa;
• ümumi termodinamik səmərəlilik – 40,59%.

Soyuducu kimi natriumla işləmə təcrübəsinə xüsusi diqqət yetirilməlidir. O, yaxşı termofiziki və qənaətbəxş nüvə fiziki xassələrə malikdir və paslanmayan poladlar, uran və plutonium dioksidi ilə yaxşı uyğunlaşır. Nəhayət, az və nisbətən ucuz deyil. Bununla belə, o, çox kimyəvi cəhətdən aktivdir, buna görə də onun istifadəsi ən azı iki ciddi problemin həllini tələb etdi: dövriyyə dövrələrindən natrium sızması və buxar generatorlarında dövrələrarası sızma ehtimalını minimuma endirmək və natriumun yanmasının effektiv lokallaşdırılmasını və baş verdikdə dayandırılmasını təmin etmək. bir sızma.

Birinci vəzifə, ümumiyyətlə, avadanlıq və boru kəməri layihələrinin hazırlanması mərhələsində olduqca uğurla həll edildi. Reaktorun inteqral sxemi çox uğurlu oldu, burada radioaktiv natrium olan 1-ci dövrənin bütün əsas avadanlıqları və boru kəmərləri reaktor qabının içərisində "gizlənmişdir" və buna görə də onun sızması, prinsipcə, yalnız bir reaktordan mümkün idi. bir neçə köməkçi sistem.

BN-600 bu gün dünyada sürətli neytron reaktoru olan ən böyük enerji bloku olsa da, Beloyarsk AES böyük quraşdırılmış gücü olan atom elektrik stansiyalarından biri deyil. Onun fərqləri və üstünlükləri istehsalın yeniliyi və unikallığı, məqsədləri, texnologiyası və avadanlıqları ilə müəyyən edilir. BelAES-in bütün reaktor qurğuları layihəçilər və konstruktorlar tərəfindən qoyulmuş texniki ideyaların və həllərin pilot sənaye təsdiqi və ya inkarı, texnoloji rejimlərin, konstruktiv materialların, yanacaq elementlərinin, idarəetmə və qoruyucu sistemlərin tədqiqi üçün nəzərdə tutulmuşdur.

Hər üç enerji blokunun nə ölkəmizdə, nə də xaricdə birbaşa analoqu yoxdur. Onlar nüvə enerjisinin gələcək inkişafı üçün bir çox ideyaları təcəssüm etdirirdilər:

• sənaye miqyaslı kanal su-qrafit reaktorları olan enerji blokları tikilib istifadəyə verilmişdir;
• istilik enerjisi dövriyyəsinin səmərəliliyi 36-42% olan yüksək parametrlərə malik seriyalı turbo aqreqatlardan istifadə edilmişdir ki, bu da dünyada heç bir atom elektrik stansiyasında yoxdur;
• dizaynı yanacaq çubuqları məhv edildikdə belə soyuducuya daxil olan parçalanma fəaliyyətinin mümkünlüyünü istisna edən yanacaq birləşmələri istifadə edilmişdir;
• karbon poladı 2-ci blokun reaktorunun ilkin dövrəsində istifadə olunur;
• maye metal soyuducu suyunun istifadəsi və idarə edilməsi texnologiyası böyük ölçüdə mənimsənilmişdir;

Beloyarsk AES Rusiyada istifadə olunan reaktor stansiyalarının istismardan çıxarılması problemini praktiki olaraq həll etmək zərurəti ilə qarşılaşan ilk atom elektrik stansiyası idi. Bütün nüvə enerjisi sənayesi üçün çox aktual olan bu fəaliyyət sahəsinin inkişafı təşkilati və normativ sənəd bazasının olmaması və maliyyə dəstəyi məsələsinin həll edilməməsi səbəbindən uzun inkubasiya dövrü keçirdi.

Beloyarsk AES-in 50 ildən çox istismar müddəti üç kifayət qədər fərqli mərhələyə malikdir, hər birinin öz fəaliyyət sahələri, həyata keçirilməsində xüsusi çətinliklər, uğurlar və məyusluqlar var idi.

Birinci mərhələ (1964-cü ildən 70-ci illərin ortalarına qədər) tamamilə 1-ci pillədəki enerji bloklarının dizayn gücünün işə salınması, inkişafı və əldə edilməsi, çoxlu yenidənqurma işləri və qurğuların qeyri-kamil dizaynı ilə bağlı problemlərin həlli, texnoloji rejimlər və yanacaq kanallarının dayanıqlı fəaliyyətinin təmin edilməsi. Bütün bunlar stansiya işçilərindən çox böyük fiziki və intellektual səylər tələb etdi, təəssüf ki, nüvə enerjisinin gələcək inkişafı üçün nüvə həddindən artıq qızdırılan buxarla uran-qrafit reaktorlarının seçilməsinin düzgünlüyünə və perspektivlərinə inamla taclanmadı. Bununla belə, 1-ci mərhələnin toplanmış əməliyyat təcrübəsinin ən əhəmiyyətli hissəsi növbəti nəsil uran-qrafit reaktorlarının yaradılması zamanı konstruktorlar və konstruktorlar tərəfindən nəzərə alınmışdır.

70-ci illərin əvvəlləri ölkənin nüvə energetikasının gələcək inkişafı üçün yeni bir istiqamətin seçilməsi ilə əlaqələndirildi - qarışıq uran-plutonium yanacağından istifadə edərək damazlıq reaktorları olan bir neçə enerji blokunun qurulmasının sonrakı perspektivi ilə sürətli neytron reaktorları. Sürətli neytronlardan istifadə edərək ilk pilot sənaye qurğusunun tikintisi üçün yer müəyyənləşdirilərkən seçim Beloyarsk AES-ə düşdü. Bu seçimə tikinti qruplarının, quraşdırıcıların və zavod işçilərinin bu unikal enerji blokunu düzgün qurmaq və sonradan onun etibarlı işləməsini təmin etmək bacarığının tanınması əhəmiyyətli dərəcədə təsir göstərmişdir.

Bu qərar Beloyarsk AES-in inkişafının ikinci mərhələsini qeyd etdi, əksər hissəsi Dövlət Komissiyasının BN-600 reaktoru ilə enerji blokunun tikintisini "əla" qiymətlə qəbul etmək qərarı ilə tamamlandı. praktikada nadir hallarda istifadə olunur.

Bu mərhələdə işin keyfiyyətinin təmin edilməsi həm tikinti-quraşdırma podratçılarının, həm də stansiyanın istismar heyətinin ən yaxşı mütəxəssislərinə həvalə edilmişdir. Zavodun kollektivi AES avadanlığının qurulması və mənimsənilməsi sahəsində böyük təcrübə əldə etmiş, bunlardan Çernobıl və Kursk AES-lərində istismara vermə işləri zamanı fəal və səmərəli istifadə edilmişdir. Bilibino AES-i xüsusi qeyd etmək lazımdır ki, burada istismara vermə işlərindən əlavə, layihənin dərin təhlili aparılıb, onun əsasında bir sıra mühüm təkmilləşdirmələr aparılıb.

Üçüncü blokun istifadəyə verilməsi ilə stansiyanın 35 ildən artıqdır ki, mövcudluğunun üçüncü mərhələsi başlandı. Bu mərhələnin məqsədləri qurğunun dizayn parametrlərinə nail olmaq, dizayn həllərinin həyat qabiliyyətini praktikada təsdiqləmək və seleksiyaedici reaktoru olan seriyalı qurğunun layihələndirilməsində sonradan nəzərdən keçirmək üçün əməliyyat təcrübəsi qazanmaq idi. Bütün bu məqsədlərə indi uğurla nail olunub.

Bölmənin dizaynında göstərilən təhlükəsizlik konsepsiyaları ümumiyyətlə təsdiq edilmişdir. Natriumun qaynama nöqtəsi iş temperaturundan demək olar ki, 300 o C yüksək olduğundan, BN-600 reaktoru yüksək plastik poladdan hazırlana bilən reaktor qabında demək olar ki, təzyiqsiz işləyir. Bu, sürətlə inkişaf edən çatlar ehtimalını faktiki olaraq aradan qaldırır. Hər bir sonrakı dövrədə təzyiqin artması ilə reaktorun nüvəsindən istilik ötürülməsinin üç dövrəli sxemi, 1-ci dövrədən radioaktiv natriumun ikinci (radioaktiv olmayan) dövrəyə və daha çox dövrəyə daxil olma ehtimalını tamamilə aradan qaldırır. buxar-su üçüncü dövrə.

BN-600-ün əldə edilmiş yüksək təhlükəsizlik və etibarlılıq səviyyəsinin təsdiqi Çernobıl AES-də baş vermiş qəzadan sonra aparılan təhlükəsizlik təhlilidir və bu, heç bir təcili texniki təkmilləşdirməyə ehtiyac aşkar etməmişdir. Fövqəladə hallarda mühafizə vasitələrinin işə salınması, fövqəladə söndürmələr, iş gücünün planlaşdırılmamış azaldılması və digər nasazlıqların statistikası göstərir ki, BN-6OO reaktoru ən azı dünyanın ən yaxşı nüvə bloklarının 25%-i sırasındadır.

İllik müsabiqənin nəticələrinə görə, 1994, 1995, 1997 və 2001-ci illərdə Beloyarsk AES. “Rusiyanın ən yaxşı AES” adına layiq görülüb.

Sürətli neytron reaktoru BN-800 olan 4 saylı enerji bloku işəsalma öncəsi mərhələdədir. 880 MVt gücündə BN-800 reaktorlu yeni 4-cü enerji bloku 27 iyun 2014-cü il tarixində minimum idarə olunan güc səviyyəsinə çatdırılmışdır. Enerji bloku nüvə enerjisinin yanacaq bazasını əhəmiyyətli dərəcədə genişləndirmək və qapalı nüvə yanacaq dövriyyəsini təşkil etməklə radioaktiv tullantıları minimuma endirmək üçün nəzərdə tutulmuşdur.

Beloyarsk AES-in 1200 MVt gücündə sürətli reaktorla 5 nömrəli enerji bloku ilə daha da genişləndirilməsi imkanları nəzərdən keçirilir - seriyalı tikinti üçün əsas kommersiya enerji bloku.