Neytronlar?
Neytronlar protonlarla birlikdə əksər atom nüvələrinin bir hissəsi olan hissəciklərdir. Nüvə parçalanma reaksiyası zamanı uran nüvəsi iki hissəyə parçalanır və əlavə olaraq bir neçə neytron buraxır. Onlar digər atomlara daxil ola bilər və bir və ya daha çox parçalanma reaksiyasına səbəb ola bilər. Uran nüvələrinin parçalanması zamanı ayrılan hər bir neytron qonşu atomlara dəysə, getdikcə daha çox enerjinin ayrılması ilə uçquna bənzər reaksiyalar zənciri başlayacaq. Əgər heç bir maneə törədilməsə, nüvə partlayışı baş verəcək.
Amma in nüvə reaktoru Neytronların bir hissəsi ya çıxır, ya da xüsusi absorberlər tərəfindən udulur. Buna görə də, parçalanma reaksiyalarının sayı həmişə eyni qalır, enerji əldə etmək üçün nə lazımdır. Radioaktiv parçalanma reaksiyasının enerjisi istilik əmələ gətirir, daha sonra elektrik stansiyasının turbinini idarə etmək üçün buxar yaratmaq üçün istifadə olunur.
Nüvə reaksiyasını sabit saxlayan neytronların müxtəlif enerjiləri ola bilər. Enerjisindən asılı olaraq, onlar ya istilik, ya da sürətli adlanır (soyuq olanlar da var, lakin bunlar atom elektrik stansiyaları üçün uyğun deyil). Dünyadakı əksər reaktorlar istilik neytronlarının istifadəsinə əsaslanır, lakin Beloyarsk AES-də sürətli reaktor var. Niyə?
Üstünlükləri nələrdir?
Sürətli neytron reaktorunda neytron enerjisinin bir hissəsi, adi reaktorlarda olduğu kimi, nüvə yanacağının əsas komponenti olan uran-235-in parçalanma reaksiyasını saxlamaq üçün gedir. Və enerjinin bir hissəsi uran-238 və ya torium-232-dən hazırlanmış qabıq tərəfindən udulur. Bu elementlər adi reaktorlar üçün yararsızdır. Neytronlar nüvələrinə dəydikdə, nüvə enerjisində yanacaq kimi istifadə üçün uyğun izotoplara çevrilirlər: plutonium-239 və ya uran-233.
Zənginləşdirilmiş uran. İşlənmiş nüvə yanacağından fərqli olaraq, uran o qədər də radioaktiv deyil ki, onunla yalnız robotlar məşğul olmalıdır. Hətta qalın əlcəklər taxaraq əllərinizlə qısa müddətə saxlaya bilərsiniz. Foto: ABŞ Enerji Departamenti
Beləliklə, sürətli neytron reaktorları təkcə şəhərləri və fabrikləri enerji ilə təmin etmək üçün deyil, həm də nisbətən ucuz xammaldan yeni nüvə yanacağı istehsal etmək üçün istifadə edilə bilər. Aşağıdakı faktlar iqtisadi faydanın lehinə danışır: filizdən əridilmiş uranın kiloqramı təxminən əlli dollara başa gəlir, cəmi iki qram uran-235, qalanı isə uran-238-dir.
Bununla belə, dünyada sürətli neytron reaktorlarından praktiki olaraq istifadə edilmir. BN-600 unikal hesab edilə bilər. Nə Yapon Monju, nə Fransız Feniksi, nə də ABŞ və Böyük Britaniyada bir sıra eksperimental reaktorlar hazırda işləmir: termal neytron reaktorlarının qurulması və istismarı daha asan oldu. Enerji istehsalını nüvə yanacağı istehsalı ilə birləşdirə bilən reaktorlara gedən yolda bir sıra maneələr var. Və 35 il ərzində uğurlu fəaliyyətinə görə, BN-600-ün dizaynerləri ən azı bəzi maneələri keçə bildilər.
Problem nədir?
Natriumda. Hər hansı bir nüvə reaktorunun bir neçə komponenti və elementi olmalıdır: nüvə yanacağı olan yanacaq birləşmələri, nüvə reaksiyasını idarə etmək üçün elementlər və cihazda yaranan istiliyi udan bir soyuducu. Bu komponentlərin dizaynı, yanacağın və soyuducu suyun tərkibi fərqli ola bilər, lakin onlarsız reaktorun tərifi ilə mümkün deyil.
Sürətli neytron reaktorunda, neytronları saxlamayan bir soyuducu kimi bir materialdan istifadə etmək lazımdır, əks halda onlar sürətlidən yavaş, termal olanlara çevriləcəklər. Səhər atom Enerjisi konstruktorlar civədən istifadə etməyə çalışdılar, lakin o, reaktorun içindəki boruları həll etdi və sızmağa başladı. Radiasiyanın təsiri ilə də radioaktivləşən qızdırılan zəhərli metal o qədər problem yaratdı ki, civə reaktoru layihəsindən tez bir zamanda imtina edildi.
Natrium parçaları adətən kerosin təbəqəsi altında saxlanılır. Bu maye alışqan olsa da, natriumla reaksiya vermir və ona havadan su buxarını buraxmır. Şəkil: Superplus / Wikipedia
BN-600 maye natriumdan istifadə edir. İlk baxışdan natrium civədən bir qədər yaxşıdır: o, kimyəvi cəhətdən son dərəcə aktivdir, su ilə şiddətli reaksiya verir (başqa sözlə, suya atıldıqda partlayır) və hətta betonun tərkibində olan maddələrlə də reaksiya verir. Bununla belə, o, neytronlara müdaxilə etmir və lazımi səviyyədə tikinti işləri və sonrakı təmir ilə sızma riski o qədər də böyük deyil. Bundan əlavə, natrium, su buxarından fərqli olaraq, normal təzyiqdə pompalana bilər. Yüzlərlə atmosfer təzyiqi altında qırılan buxar xəttindən buxar axını metalı kəsir, ona görə də bu mənada natrium daha təhlükəsizdir. Kimyəvi fəaliyyətə gəlincə, o, həm də yaxşılıq üçün istifadə edilə bilər. Qəza halında, natrium yalnız betonla deyil, həm də reaksiya verir radioaktiv yod. Natrium yodid atom elektrik stansiyasının binasını artıq tərk etmir, Fukusima AES-də baş vermiş qəza zamanı tullantıların demək olar ki, yarısını qaz halında olan yod təşkil edirdi.
Sürətli neytron reaktorlarını hazırlayan sovet mühəndisləri əvvəlcə eksperimental BR-2 (civə ilə eyni uğursuz), sonra isə civə əvəzinə natrium ilə eksperimental BR-5 və BOR-60 reaktorlarını qurdular. Onlardan əldə edilən məlumatlar unikal nüvə kimyası və enerji zavodunda - dəniz suyunun duzsuzlaşdırılması qurğusu ilə birləşdirilmiş nüvə elektrik stansiyasında istifadə olunan ilk sənaye "sürətli" BN-350 reaktorunu layihələndirməyə imkan verdi. Beloyarsk AES-də BN tipli ikinci reaktor - "sürətli, natrium" inşa edildi.
BN-600-ün buraxılışı zamanı toplanmış təcrübəyə baxmayaraq, ilk illər bir sıra maye natrium sızması ilə yadda qaldı. Bu hadisələrin heç biri əhali üçün radiasiya təhlükəsi yaratmadı və ya zavod işçilərinin ciddi məruz qalmasına səbəb olmadı və 1990-cı illərin əvvəllərindən natrium sızması tamamilə dayandı. Bunu qlobal kontekstdə ifadə etmək üçün, Yaponiyanın Monju zavodunda 1995-ci ildə ciddi maye natrium sızması baş verdi və bu, yanğına və zavodun 15 il müddətinə bağlanmasına səbəb oldu. Yalnız sovet dizaynerləri sürətli neytron reaktoru ideyasını eksperimental deyil, sənaye qurğusuna çevirməyə müvəffəq oldular ki, onun təcrübəsi rus nüvə alimlərinə növbəti nəsil reaktoru - BN-800-ü inkişaf etdirməyə və qurmağa imkan verdi.
BN-800 artıq tikilib. 27 iyun 2014-cü ildə reaktor minimum gücdə işləməyə başlayıb və 2015-ci ildə enerjinin işə salınması gözlənilir. Nüvə reaktorunun işə salınması çox mürəkkəb proses olduğundan, mütəxəssislər fiziki işə salınmanı (özünü təmin edən zəncirvari reaksiyanın başlanğıcı) və enerjinin işə salınmasını ayırırlar, bu müddət ərzində enerji bloku elektrik enerjisinin ilk meqavatlarını təmin etməyə başlayır. şəbəkə.
Beloyarsk AES, idarəetmə paneli. Rəsmi internet saytından foto: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
BN-800-də dizaynerlər, məsələn, reaktor üçün təcili hava soyutma sistemi də daxil olmaqla bir sıra mühüm təkmilləşdirmələr həyata keçirdilər. Tərtibatçılar deyirlər ki, onun üstünlüyü enerji mənbələrindən müstəqillikdir. Əgər Fukusimada olduğu kimi, atom elektrik stansiyasında elektrik enerjisi yox olarsa, o zaman soyuducu reaktorun axını yenə də itməyəcək - dövriyyə qorunacaq. təbii, konveksiyaya görə, qızdırılan havanın yüksəlməsi. Və əgər nüvə birdən əriyirsə, radioaktiv ərimə çölə çıxmayacaq, xüsusi tələyə düşəcək. Nəhayət, həddindən artıq istiləşmədən qorunma böyük bir natrium tədarüküdür, qəza halında bütün soyutma sistemləri tamamilə sıradan çıxsa belə, yaranan istiliyi qəbul edə bilər.
BN-800-dən sonra daha böyük gücə malik BN-1200 reaktorunun tikintisi planlaşdırılır. Tərtibatçılar gözləyirlər ki, onların ideyası seriyalı reaktora çevriləcək və təkcə Beloyarsk AES-də deyil, digər stansiyalarda da istifadə olunacaq. Bununla belə, bunlar hələlik sürətli neytron reaktorlarına geniş miqyaslı keçid planlarıdır, bir sıra problemlər hələ də həll edilməlidir.
Beloyarsk AES, yeni enerji blokunun tikinti sahəsi. Rəsmi internet saytından foto: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
Problem nədir?
Yanacağın iqtisadiyyatı və ekologiyasında. Sürətli neytron reaktorları zənginləşdirilmiş uran oksidi və plutonium oksidinin qarışığı üzərində işləyir - bu, mox yanacağı deyilən yanacaqdır. Nəzəri olaraq, o, ucuz uran-238-dən plutonium və ya uran-233-dən və ya digər reaktorlarda şüalanan toriumdan istifadə etdiyinə görə adi yanacaqdan daha ucuz ola bilər, lakin indiyədək mox yanacağı qiymət baxımından adi yanacağa nisbətən daha aşağıdır. Belə çıxır ki, onu qırmaq o qədər də asan deyil: reaktorların qurulması texnologiyasını, reaktorda şüalanan materialdan plutonium və uranın çıxarılmasını incələşdirmək və reaktorda nəzarəti təmin etmək lazımdır. yüksək səviyyəli materialların yayılmaması. Bəzi ekoloqlar, məsələn, Bellona qeyri-kommersiya mərkəzinin nümayəndələri, şüalanmış materialın emalı zamanı yaranan tullantıların böyük həcminə diqqət çəkirlər, çünki sürətli neytron reaktorunda qiymətli izotoplarla yanaşı, əhəmiyyətli miqdarda radionuklidlər əmələ gəlir. bir yerdə basdırmaq lazımdır.
Başqa sözlə, hətta sürətli neytron reaktorunun uğurlu işləməsi özlüyündə nüvə enerjisində inqilaba zəmanət vermir. Bu, uran-235-in məhdud ehtiyatlarından daha əlçatan uran-238 və torium-232-yə keçmək üçün zəruri, lakin kifayət deyil. Nüvə yanacağının təkrar emalı və nüvə tullantılarının utilizasiyası proseslərində iştirak edən texnoloqların öz vəzifələrinin öhdəsindən gəlib-gəlməyəcəyi ayrı bir hekayənin mövzusudur.
Nüvə enerjisi öz vədinə görə həmişə artan diqqəti cəlb etmişdir. Dünyada elektrik enerjisinin təxminən iyirmi faizi nüvə reaktorlarından istifadə etməklə əldə edilir və inkişaf etmiş ölkələrdə nüvə enerjisi məhsulu üçün bu rəqəm daha da yüksəkdir - bütün elektrik enerjisinin üçdə birindən çoxdur. Bununla belə, əsas reaktor növü LWR və VVER kimi termal reaktorlar olaraq qalır. Alimlər hesab edirlər ki, yaxın gələcəkdə bu reaktorların əsas problemlərindən biri parçalanma zəncirvari reaksiyanın aparılması üçün zəruri olan təbii yanacağın, uranın və onun izotopunun 238 çatışmazlığı olacaq. Termal reaktorlar üçün bu təbii yanacaq materialının ehtiyatlarının mümkün tükənməsinə əsaslanaraq, nüvə enerjisinin inkişafına məhdudiyyətlər qoyulur. Yanacağın təkrar istehsalının mümkün olduğu sürətli neytronlardan istifadə edən nüvə reaktorlarının istifadəsi daha perspektivli hesab olunur.
İnkişaf tarixi
Əsrin əvvəllərində Rusiya Federasiyası Atom Sənayesi Nazirliyinin proqramına əsasən, nüvə enerjisi komplekslərinin, yeni tipli modernləşdirilmiş atom elektrik stansiyalarının yaradılması və təhlükəsiz istismarını təmin etmək vəzifəsi qoyuldu. Bu qurğulardan biri Sverdlovsk (Ekaterinburq) yaxınlığında 50 kilometr məsafədə yerləşən Beloyarsk Atom Elektrik Stansiyası idi və onun yaradılması haqqında qərar 1957-ci ildə qəbul edildi və 1964-cü ildə ilk blok istifadəyə verildi.
Onun bloklarından ikisi keçən əsrin 80-90-cı illərində öz resurslarını tükənmiş termal nüvə reaktorlarını işlədirdi. Üçüncü blokda BN-600 sürətli neytron reaktoru dünyada ilk dəfə sınaqdan keçirildi. Onun işi zamanı tərtibatçılar tərəfindən planlaşdırılan nəticələr əldə edildi. Prosesin təhlükəsizliyi də əla idi. 2010-cu ildə başa çatan layihə müddətində heç bir ciddi qanun pozuntusu və ya kənara çıxma halları baş verməyib. Onun son müddəti 2025-ci ilə qədər başa çatır. Artıq demək olar ki, BN-600 və onun varisi BN-800-ün daxil olduğu sürətli neytron nüvə reaktorlarının böyük gələcəyi var.
Yeni BN-800-ün buraxılışı
OKBM alimləri Qorkidən (indiki Nijni Novqorod) Afrikantov hələ 1983-cü ildə Beloyarsk AES-in dördüncü enerji bloku üçün layihə hazırlamışdı. 1987-ci ildə Çernobılda baş vermiş qəza və 1993-cü ildə yeni təhlükəsizlik standartlarının tətbiqi ilə əlaqədar işlər dayandırıldı və işə salınması qeyri-müəyyən müddətə təxirə salındı. Yalnız 1997-ci ildə Qosatomnadzordan 880 MVt gücündə BN-800 reaktoru ilə 4 nömrəli blokun tikintisi üçün lisenziya aldıqdan sonra proses bərpa olundu.
25 dekabr 2013-cü ildə soyuducu suyun daha da daxil olması üçün reaktorun istiləşməsinə başlanıldı. On dördüncü ilin iyununda, plana uyğun olaraq planlaşdırıldığı kimi, minimal zəncirvari reaksiyanı həyata keçirmək üçün kifayət qədər kütlə meydana gəldi. Sonra işlər dayandı. Uran və plutoniumun parçalanan oksidlərindən ibarət MOX yanacağı, 3-cü blokda istifadə edilən yanacaq hazır deyildi. Tərtibatçıların yeni reaktorda istifadə etmək istədiyi budur. Birləşib yeni variantlar axtarmalı oldum. Nəticədə enerji blokunun işə salınmasını təxirə salmamaq üçün montajın bir hissəsində uran yanacağından istifadə etmək qərarına gəliblər. BN-800 nüvə reaktorunun və 4 nömrəli blokun işə salınması 2015-ci il dekabrın 10-da baş tutub.
Prosesin təsviri
Sürətli neytronları olan reaktorda işləyərkən parçalanma reaksiyası nəticəsində ikinci dərəcəli elementlər əmələ gəlir ki, bu da uran kütləsi tərəfindən udulmuş zaman sonrakı parçalanma prosesini davam etdirməyə qadir olan yeni yaradılmış plutonium-239 nüvə materialını əmələ gətirir. Bu reaksiyanın əsas üstünlüyü atom elektrik stansiyalarında nüvə reaktorları üçün yanacaq kimi istifadə olunan plutoniumdan neytronların istehsalıdır. Onun mövcudluğu ehtiyatları məhdud olan uranın istehsalını azaltmağa imkan verir. Bir kiloqram uran-235-dən bir kiloqramdan bir qədər çox plutonium-239 əldə edə bilərsiniz və bununla da yanacağın çoxalmasını təmin edirsiniz.
Nəticədə, az uranın minimal istehlakı və hasilatına heç bir məhdudiyyət qoyulmayan nüvə enerji bloklarında enerji istehsalı yüzlərlə dəfə artacaq. Belə olan halda uran ehtiyatlarının bəşəriyyətə bir neçə on əsr davam edəcəyi təxmin edilir. Minimum uran istehlakı baxımından tarazlığı qorumaq üçün nüvə enerjisində optimal variant 4-1 nisbəti olacaq, burada hər dörd istilik reaktoru üçün sürətli neytronlarla işləyən bir reaktor istifadə ediləcək.
BN-800 hədəfləri
Beloyarsk AES-in 4 nömrəli enerji blokunda istismar müddəti ərzində nüvə reaktoruna müəyyən vəzifələr verildi. BN-800 reaktoru MOX yanacağı ilə işləməlidir. İşin əvvəlində baş verən kiçik bir maneə yaradıcıların planlarını dəyişmədi. Beloyarsk AES-in direktoru cənab Sidorovun sözlərinə görə, MOX yanacağına tam keçid 2019-cu ildə həyata keçiriləcək. Əgər bu reallaşarsa, yerli sürətli neytron nüvə reaktoru dünyada tamamilə belə yanacaqla işləyən ilk reaktor olacaq. O, maye metal soyuducu, daha məhsuldar və daha təhlükəsiz olan gələcək oxşar sürətli reaktorlar üçün prototipə çevrilməlidir. Buna əsaslanaraq, BN-800 innovativ avadanlıqları iş şəraitində sınaqdan keçirir, enerji blokunun etibarlılığına və səmərəliliyinə təsir edən yeni texnologiyaların düzgün tətbiqini yoxlayır.
class="eliadunit">
İşin yoxlanılması yeni sistem yanacaq dövrü.
Uzun ömürlü radioaktiv tullantıların yandırılması üçün sınaqlar.
Böyük miqdarda toplanmış silah dərəcəli plutoniumun utilizasiyası.
BN-800, sələfi BN-600 kimi, sürətli reaktorların yaradılması və istismarında əvəzsiz təcrübə toplamaq üçün rus tərtibatçıları üçün başlanğıc nöqtəsi olmalıdır.
Sürətli neytron reaktorunun üstünlükləri
BN-800 və buna bənzər nüvə reaktorlarının nüvə enerjisində istifadəsi imkan verir
Alınan enerjinin miqdarını əhəmiyyətli dərəcədə artıran uran resurs ehtiyatlarının ömrünü əhəmiyyətli dərəcədə artırın.
Radioaktiv parçalanma məhsullarının ömrünü minimuma endirmək qabiliyyəti (bir neçə min ildən üç yüzə qədər).
Atom elektrik stansiyalarının təhlükəsizliyini artırmaq. Sürətli neytron reaktorunun istifadəsi nüvənin əriməsinin mümkünlüyünü minimum səviyyəyə endirməyə imkan verir, obyektin özünümüdafiə səviyyəsini əhəmiyyətli dərəcədə artıra və emal zamanı plutoniumun buraxılmasını aradan qaldıra bilər. Bu tip reaktorlarda natrium soyuducu var səviyyəsi yüksəldi təhlükəsizlik.
17 avqust 2016-cı il tarixində Beloyarsk AES-in 4 nömrəli enerji bloku 100% enerji ilə işləməyə çatdı. Keçən ilin dekabrından inteqrasiya olunmuş Ural sistemi sürətli reaktorda yaranan enerjini qəbul edir.
class="eliadunit">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. bədəni 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. İlk enerji blokunda olduğu kimi, əsas xüsusiyyət AMB-200 reaktoru birbaşa turbinə yüksək parametrli buxar çıxarır. 31 dekabr 1967-ci ildə 2 nömrəli enerji bloku şəbəkəyə qoşuldu - bununla 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 müddət ərzində istismar edildikdən sonra yanacaq elementlərinin qaz təzyiqinin azalması 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 aşağı istilik axınının sıxlığı ilə belə, 1979-cu ildə kəşf edilmiş istilik ötürmə böhranının əvvəllər məlum olmayan 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. Elmi rəhbərlik BN-600-ün yaradılmasını Fizika və Energetika İnstitutu, reaktor qurğusunun layihəsini Eksperimental Maşınqayırma Konstruktor Bürosu, aqreqatın baş layihəsini isə Leninqrad filialı həyata keçirib. Atomelektroproekt. 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 müdafiə 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.
İşə dəvət olunan Nikolay Muravyov reaktorların quraşdırılması texnologiyasının inkişafında böyük rol oynadı Nijni Novqorod, əvvəllər dizayn bürosunda işlədiyi yer. 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 xarici çirkləndiricilərin və oksidlərin mövcudluğundan 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%.
Natriumun soyuducu kimi işlədilməsi 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 edirdi: dövriyyə dövrələrindən natrium sızması və buxar generatorlarında dövrələrarası sızma ehtimalını minimuma endirmək və natriumun yanmasının effektiv lokallaşdırılmasını və dayandırılmasını təmin etmək. sızma hadisəsi.
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, buxarın nüvə qızdırması ilə uran-qrafit reaktorlarının seçilməsinin düzgünlüyünə və perspektivlərinə inamla taclanmadı. gələcək inkişaf atom Enerjisi. 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 həvalə edilmişdir ən yaxşı mütəxəssislər həm tikinti-quraşdırma podratçılarından, həm də stansiyanın istismarçı personalından. 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 ondan təxminən 300 o C yüksək olduğundan əməliyyat temperaturu, 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 da çoxuna 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.
Bizə, məsələn, “1200 MVt gücündə günəş panelləri üzərində elektrik stansiyası tikilib” deyəndə, bu, heç də bu günəş elektrik stansiyasının VVER-1200 ilə eyni miqdarda elektrik enerjisi verəcəyi anlamına gəlmir. nüvə reaktoru təmin edir. Günəş panelləri gecə işləyə bilməz - buna görə də, fəsillər üzrə orta hesabla alınarsa, günün yarısı boş qalır və bu, artıq tutum amilini yarıya endirir. Günəş panelləri, hətta ən yeni növlər, buludlu havada daha pis işləyir və buradakı orta dəyərlər də ürəkaçan deyil - yağış və qarlı buludlar, duman tutum amilini daha yarıya endirir. “1200 MVt gücündə SPP” zəng çalır, lakin 25% rəqəmini nəzərə almalıyıq - bu gücdən texnoloji olaraq yalnız ¼ istifadə edilə bilər.
Günəş panelləri, nüvə elektrik stansiyalarından fərqli olaraq, 60-80 il deyil, 3-4 il işləyir, çevrilmə imkanını itirir. günəş işığı elektrik cərəyanına çevrilir. Əlbəttə ki, bir növ "daha ucuz nəsil" haqqında danışa bilərsiniz, amma bu, açıq bir aldatmadır. Günəş elektrik stansiyaları böyük ərazilərə ehtiyac duyur; Təkrar emal üçün ətraf mühiti sevindirə bilməyən kifayət qədər ciddi texnologiyaların inkişafı tələb olunacaq. Küləkdən istifadə edən elektrik stansiyaları haqqında danışsaq, sözlər demək olar ki, eyni şəkildə istifadə edilməlidir, çünki bu vəziyyətdə tutum əmsalı quraşdırılmış gücün dörddə birini təşkil edir. Bəzən külək əvəzinə sakitlik olur, bəzən külək o qədər güclü olur ki, "dəyirmanları" dayandırmağa məcbur edir, çünki bu, onların quruluşunun bütövlüyünə təhlükə yaradır.
Bərpa olunan enerji enerjisinin hava şıltaqlığı
Bərpa olunan enerji mənbələrinin ikinci “Axilles dabanından” qaçmaq mümkün deyil. Onların əsasında qurulan elektrik stansiyaları istehsal etdikləri elektrik enerjisi istehlakçılara lazım olduqda deyil, çöldə hava günəşli və ya külək uyğun gücdə olduqda işləyir. Bəli, belə elektrik stansiyaları elektrik enerjisi istehsal edə bilər, bəs elektrik ötürücü şəbəkələr onu qəbul edə bilmirsə? Gecə külək əsdi, külək elektrik stansiyalarını (elektrik stansiyalarını) işə salmaq olar, amma gecələr sən də, mən də yatırıq, müəssisələr isə işləmir. Bəli, bərpa olunan mənbələrə əsaslanan bu cür ənənəvi elektrik stansiyaları, məsələn, su elektrik stansiyaları, suyun boş boşaldılmasını artırmaqla (“turbindən keçmiş”) və ya sadəcə olaraq öz anbarlarında su ehtiyatı toplamaqla bu problemin öhdəsindən gələ bilirlər, lakin daşqınlar zamanı onlar üçün o qədər də asan deyil. Günəş və külək elektrik stansiyaları üçün enerji saxlama texnologiyaları şəbəkə istehlakının artdığı an üçün istehsal olunan elektrik enerjisini "saxlamaq" üçün inkişaf etdirilməmişdir.
Sikkənin digər tərəfi də var. İnvestor, deyək ki, günəş panellərinin böyük həcmdə quraşdırıldığı regionda qaz elektrik stansiyasının tikintisinə sərmayə qoyacaqmı? Əgər "sizin" elektrik stansiyası yarım vaxt işləməsə, qoyulmuş pulu necə geri qaytara bilərsiniz? Geri ödəmə müddəti, bank faizi... “Oh, bu mənə niyə lazımdır? Baş ağrısı!» - ehtiyatlı kapitalist elan edir və heç nə qurmur. Və burada hava anomaliyası var, tam sakitliklə bir həftə yağış yağdı. Ön qazonlarında dizel generatorları işlətməyə məcbur edilən qəzəbli istehlakçıların qışqırıqları gurultuya çevrilir. Dövlətdən imtiyazlar və subsidiyalar olmadan investorları istilik elektrik stansiyaları tikməyə məcbur edə bilməzsiniz, risk etməyəcəklər; Bu isə istənilən halda dövlət büdcəsi üçün əlavə yükə çevrilir, o halda ki, dövlət özünə sərmayədar tapmayıb, təkbaşına istilik elektrik stansiyaları tikir.
Almaniyada nə qədər günəş panelindən istifadə edildiyi barədə çox eşidirik, elə deyilmi? Ancaq eyni zamanda, ölkədə yerli qəhvəyi kömürlə işləyən elektrik stansiyalarının sayı artır, 2015-ci il Paris Sazişinin şərtlərini yerinə yetirmək üçün mübarizə aparılmalı olan eyni “e-iki”ni amansızcasına atmosferə buraxır. "Qəhvəyi elektrik stansiyaları" Almaniyanın federal hökumətini, federal əyalətlərin rəhbər orqanlarını qurmağa məcburdurlar - onların başqa seçimləri yoxdur, əks halda "yaşıl enerji"nin eyni pərəstişkarları etiraz etmək üçün küçələrə çıxacaqlar. onların prizlərində cərəyan yoxdur, axşamlar məşəlin yanında oturmalısan.
Biz, əlbəttə ki, şişirdirik, ancaq vəziyyətin absurdluğunu daha aydın göstərmək üçün. Əgər elektrik enerjisinin istehsalı sözün əsl mənasında hava şəraitindən asılıdırsa, o zaman belə çıxır ki, günəş və küləkdən istifadə etməklə əsas elektrik enerjisinə olan tələbatını ödəmək texniki cəhətdən mümkün deyil. Bəli, nəzəri olaraq, bütün Avropanı Afrika ilə əlavə elektrik xətləri (elektrik xətləri) ilə birləşdirmək mümkündür ki, günəşli Saharadan gələn cərəyan Şimal dənizinin tutqun sahilində dayanan evlərə gəlsin, lakin bu, tamamilə inanılmaz pula başa gəlir. , geri ödəmə müddəti sonsuza yaxındır. Hər günəş elektrik stansiyasının yanında kömür və ya qazla işləyən stansiya olmalıdırmı? Təkrar edək, lakin karbohidrogen enerji ehtiyatlarının elektrik stansiyalarında yanması CO 2 emissiyalarının azaldılması üzrə Paris Sazişinin müddəalarını tam şəkildə həyata keçirməyə imkan vermir.
Atom elektrik stansiyası “yaşıl enerji”nin əsası kimi
Çıxmaz? Nüvə enerjisindən qurtulmaq qərarına gələn ölkələr üçün budur. Təbii ki, onlar bundan çıxış yolu axtarırlar. Onlar kömür və qaz yanma sistemlərini təkmilləşdirir, mazut elektrik stansiyalarından imtina edir, sobaların, buxar generatorlarının, qazanların səmərəliliyini artırmaq üçün səy göstərir, enerjiyə qənaət edən texnologiyalardan istifadə etmək səylərini artırırlar. Bu yaxşıdır, bu faydalıdır, bunu etmək lazımdır. Ancaq Rusiya və onun Rosatom Onlar daha radikal variant təklif edirlər - atom elektrik stansiyası tikmək.
Atom elektrik stansiyasının tikintisi, Foto: rusatom-overseas.com
Bu üsul sizə paradoksal görünür? Gəlin buna məntiqi baxımdan baxaq. Birincisi, nüvə reaktorlarından CO 2 emissiyaları yoxdur - yoxdur kimyəvi reaksiyalar, alov onlarda vəhşicəsinə gurulmaz. Beləliklə, Paris Sazişinin şərtlərinin yerinə yetirilməsi “baş verir”. İkinci məqam atom elektrik stansiyalarında elektrik enerjisi istehsalının miqyasıdır. Əksər hallarda, atom elektrik stansiyasının sahələrində ən azı iki, hətta dörd reaktor var, onların ümumi quraşdırılmış gücü çox böyükdür və tutum əmsalı ardıcıl olaraq 80%-i keçir. Elektrik enerjisinin bu “sıçrayışı” təkcə bir şəhərin deyil, bütöv bir regionun ehtiyaclarını ödəmək üçün kifayətdir. Ancaq nüvə reaktorları gücləri dəyişdirildikdə "sevmirlər". Üzr istəyirik, indi nə demək istədiyimizi aydınlaşdırmaq üçün bir neçə texniki detal olacaq.
Nüvə reaktorları üçün nəzarət və mühafizə sistemləri
Güc reaktorunun işləmə prinsipi sxematik olaraq o qədər də mürəkkəb deyil. Atom nüvələrinin enerjisi soyuducunun istilik enerjisinə çevrilir, istilik enerjisi elektrik generatorunun rotorunun mexaniki enerjisinə çevrilir, bu da öz növbəsində elektrik enerjisinə çevrilir.
Atom - istilik - mexaniki - elektrik, bu bir növ enerji dövrüdür.
Nəhayət, reaktorun elektrik enerjisi nüvə yanacağının parçalanmasının idarə olunan, idarə olunan atom zəncirvari reaksiyasının gücündən asılıdır. Biz vurğulayırıq - idarə olunan və idarə olunan. Təəssüf ki, biz 1986-cı ildən bəri yaxşı bilirik ki, zəncirvari reaksiya nəzarətdən və idarəetmədən çıxarsa nə baş verir.
Zəncirvari reaksiyanın gedişi necə izlənilir və idarə olunur, reaksiyanın “nüvə qazanında” olan uranın bütün həcminə dərhal yayılmaması üçün nə etmək lazımdır? Nüvə fizikasının elmi təfərrüatlarına varmadan məktəb həqiqətlərini xatırlayaq - bu kifayət qədər olacaq.
"Barmaqlarda" zəncirvari reaksiya nədir, əgər kimsə unudubsa: bir neytron gəldi, iki neytronu sıradan çıxardı, iki neytron dördü sıradan çıxardı və s. Bu sərbəst neytronların sayı çox böyük olarsa, parçalanma reaksiyası uranın bütün həcminə yayılaraq “böyük partlayışa” çevrilmək təhlükəsi ilə üzləşəcək. Bəli əminəm, nüvə partlayışı baş verməyəcək, o, yanacağın tərkibindəki uran-235 izotopunun miqdarının 60%-dən, enerji reaktorlarında isə yanacağın zənginləşdirilməsinin 5%-dən çox olmamasını tələb edir. Amma onsuz da atom partlayışı problemlər başınızın üstündə olacaq. Soyuducu həddindən artıq istiləşəcək, boru kəmərlərindəki təzyiqi superkritik dərəcədə artacaq, onların qırılmasından sonra yanacaq birləşmələrinin bütövlüyü pozula bilər və bütün radioaktiv maddələr reaktordan kənara çıxacaq, ətraf əraziləri dəlicəsinə çirkləndirəcək və atmosferə sıçrayacaq. Lakin Çernobıl AES-də baş vermiş faciənin təfərrüatları hər kəsə məlumdur, biz onları təkrar etməyəcəyik.
Çernobıl AES-də qəza, Foto: meduza.io
İstənilən nüvə reaktorunun əsas komponentlərindən biri idarəetmə və mühafizə sistemidir. Sərbəst neytronlar sərt hesablanmış dəyərdən çox olmamalıdır, lakin onlar bu dəyərdən az olmamalıdır - bu, zəncirvari reaksiyanın zəifləməsinə səbəb olacaq, atom elektrik stansiyası sadəcə "dayanacaq". Reaktorun içərisində artıq neytronları udan, lakin zəncirvari reaksiyanın davam etməsinə imkan verən miqdarda maddə olmalıdır. Nüvə fizikləri hansı maddənin bunu daha yaxşı etdiyini - bor-10 izotopunu çoxdan tapdılar, buna görə də idarəetmə və mühafizə sistemi sadəcə "bor" adlanır.
Bor olan çubuqlar qrafit və su moderatoru olan reaktorların dizaynına daxil edilir, onlar üçün yanacaq çubuqları və yanacaq elementləri ilə eyni texnoloji kanallar mövcuddur. Reaktordakı neytron sayğacları fasiləsiz işləyir, avtomatik olaraq bor çubuqlarını idarə edən sistemə əmrlər verir, çubuqları hərəkətə gətirir, onları suya batırır və ya reaktordan çıxarır. Yanacaq sessiyasının əvvəlində reaktorda çoxlu uran var - bor çubuqları daha dərinə batırılır. Vaxt keçir, uran yanır və bor çubuqları tədricən çıxarılmağa başlayır - sərbəst neytronların sayı sabit qalmalıdır. Bəli, qeyd edirik ki, reaktorun üstündə “asılmış” “fövqəladə” bor çubuqları da var. Potensial olaraq zəncirvari reaksiyanı nəzarətdən çıxara biləcək pozuntular halında, onlar dərhal reaktora daxil olur və qönçədəki zəncirvari reaksiyanı öldürür. Boru kəməri partladı, soyuducu sızması baş verdi - bu, həddindən artıq istiləşmə riskidir, təcili bor çubuqları dərhal işə salınır. Gəlin reaksiyanı dayandıraq və yavaş-yavaş dəqiq nə baş verdiyini və problemi necə həll edəcəyimizi anlayaq və risk sıfıra endirilməlidir.
Fərqli neytronlar var, amma bizdə eyni bor var
Sadə məntiq, gördüyünüz kimi, nüvə reaktorunun enerji gücünü artırmaq və azaltmaq - energetiklərin dediyi kimi, "güc manevri" - nüvə fizikası və kvant mexanikasına əsaslanan çox çətin bir iş olduğunu göstərir. Bir az daha "prosesə dərindən", çox da uzaq deyil, qorxma. Uran yanacağının hər hansı bir parçalanma reaksiyasında ikincili sərbəst neytronlar əmələ gəlir - məktəb düsturunda "iki neytronu sökən" eyni olanlar. Güclü reaktorda reaksiyanın idarə oluna bilməsi və idarə oluna bilməsi üçün iki ikincil neytron həddən artıq çoxdur, 1.02 əmsalı lazımdır; 100 neytron gəldi, 200 neytron sıradan çıxdı və bu 200 ikincil neytrondan 98-i eyni bor-10-u “yeməlidir”. Bor həddindən artıq aktivliyi boğur, bunu sizə əminliklə deyə bilərik.
Ancaq bir uşağa bir vedrə dondurma yedizdirsəniz nə olacağını xatırlayın - o, ilk 5-6 porsiyanı məmnuniyyətlə yeyəcək və sonra "daha sığmaz" deyə gedəcək. İnsanlar atomlardan ibarətdir və buna görə də atomların xarakteri bizimkindən fərqlənmir. Bor-10 neytronları yeyə bilər, lakin sonsuz sayda deyil, eyni "artıq sığmaz" mütləq gələcək. Atom elektrik stansiyasında ağ xalatlı saqqallı adamlar şübhələnirlər ki, bir çox insanlar nüvə alimlərinin ürəyində maraqlı uşaqlar olaraq qaldığını başa düşürlər, buna görə də mümkün qədər “yetkin” lüğətdən istifadə etməyə çalışırlar. Onların lüğətindəki bor "neytronlar tərəfindən yeyilir" deyil, "yandırılır" - bu, daha hörmətli səslənir, razılaşacaqsınız. Bu və ya digər şəkildə elektrik şəbəkəsindən “reaktoru söndürmək” tələbi borun mühafizəsi və nəzarət sisteminin daha intensiv tükənməsinə səbəb olur və əlavə çətinliklər yaradır.
Sürətli neytron reaktorunun modeli, Foto: topwar.ru
1.02 əmsalı ilə hər şey o qədər də sadə deyil, çünki parçalanma reaksiyasından dərhal sonra görünən təcili ikincil neytronlara əlavə olaraq gecikmişlər də var. Parçalanmadan sonra uran atomu parçalanır və neytronlar da bu fraqmentlərdən uçur, lakin bir neçə mikrosaniyədən sonra. Ani olanlarla müqayisədə onların sayı azdır, yalnız təxminən 1%, lakin 1.02 əmsalı ilə onlar çox vacibdir, çünki 1.02 yalnız 2% artımdır. Buna görə də, borun miqdarının hesablanması "nəzarətdən çıxan reaksiya - reaktorun planlaşdırılmamış dayandırılması" incə xəttində daim tarazlaşdırılmaqla dəqiq dəqiqliklə aparılmalıdır. Ona görə də hər tələbə cavab olaraq “qazı yandırın!” və ya “Yavaş ol, niyə belə qızışmısan!” Nüvə elektrik stansiyasının vəzifə növbəsinin zəncirvari reaksiyası, heyətində olan hər bir nüvə işçisi daha çox sayda idiomatik ifadələr təklif etdikdə başlayır...
Və bir daha “yaşıl enerji”nin əsası kimi atom elektrik stansiyaları haqqında
İndi gəlin dayandığımız yerə qayıdaq - atom elektrik stansiyalarının xidmət etdiyi böyük bir ərazidə yüksək enerji istehsal gücü. Ərazi nə qədər böyükdürsə, RES-dən enerji alan RES-in yerləşdirilməsi imkanları da bir o qədər çox olur. Belə ES nə qədər çox olsa, pik istehlakın onların ən böyük nəslinin dövrünə təsadüf etmə ehtimalı bir o qədər yüksəkdir. Günəş panellərindən elektrik enerjisi buradan gələcək, külək enerjisi buradan gələcək, gelgit dalğası müvəffəqiyyətlə yan tərəfə dəyəcək və hamısı birlikdə pik yükü hamarlayaraq, nüvə işçilərinə nüvə stansiyasında işləməyə imkan verəcəkdir. Atom elektrik stansiyası sakitcə çay içmək, monoton baxaraq, fasiləsiz, işləyən neytron sayğacları.
Bərpa olunan enerji, hsto.org
Atom elektrik stansiyasında vəziyyət nə qədər sakit olarsa, burgerlər bir o qədər kökləyə bilər, çünki onlar heç bir problem olmadan kolbasalarını manqalda qızdırmağa davam edə bilərlər. Gördüyünüz kimi, əsas kimi bərpa olunan enerji mənbələri və nüvə istehsalının birləşməsində paradoksal heç nə yoxdur, hər şey tam əksinədir - belə birləşmə, əgər dünya CO 2 emissiyaları ilə mübarizəyə ciddi qərar veribsə, optimal çıxış yoludur. vəziyyəti, heç bir şəkildə bütün variantları üzərindən xətt çəkmədən, haqqında danışdığımız istilik elektrik stansiyalarının modernləşdirilməsi və təkmilləşdirilməsi.
“Kenquru üslubunu” davam etdirərək, biz bu məqalənin ilk cümləsinə – Yer planetində hər hansı ənənəvi enerji resurslarının məhdudluğu haqqında “tullanmağı” təklif edirik. Buna görə də enerji inkişafının əsas, strateji istiqaməti termonüvə reaksiyasının fəthidir, lakin onun texnologiyası inanılmaz dərəcədə mürəkkəbdir və bütün ölkələrdən olan alim və konstruktorların əlaqələndirilmiş, birgə səylərini, ciddi sərmayələr və uzun illər gərgin zəhmət tələb edir. Bunun nə qədər vaxt aparacağını indi qəhvə çöküntülərindən və ya quşların içalatlarından istifadə edərək təxmin etmək olar, lakin əlbəttə ki, ən bədbin ssenari üçün planlaşdırmalısınız. Biz eyni əsas nəsli mümkün qədər uzun müddət təmin edə biləcək yanacaq axtarmalıyıq. Deyəsən, çoxlu neft və qaz var, lakin planetin əhalisi də artır və getdikcə daha çox krallıq dövlətləri “qızıl milyard” ölkələrindəki kimi istehlak səviyyəsinə can atırlar. Geoloqların fikrincə, istehlak indikindən daha sürətlə artmasa, Yer kürəsində 100-150 il qalıq karbohidrogen yanacağı qalır. Və görünən odur ki, əhalidən bəri belə çıxacaq inkişaf etməkdə olan ölkələr rahatlıq səviyyəsini yüksəltmək istəyir...
Sürətli reaktorlar
Rusiya nüvə layihəsinin təklif etdiyi bu vəziyyətdən çıxış yolu məlumdur, bu, nüvə reaktorlarının və sürətli neytron reaktorlarının cəlb edilməsi ilə nüvə yanacaq dövriyyəsinin bağlanmasıdır; Seleksiyaçı, yanacaq seansı nəticəsində nüvə yanacağının ilkin yükləndiyindən daha çox olduğu bir reaktordur, seleksiyaçı reaktor. Məktəb fizikası kursunu hələ tam unutmayanlar belə bir sual verə bilərlər: bağışlayın, bəs kütlənin saxlanması qanunu necə? Cavab sadədir - heç bir şəkildə, çünki nüvə reaktorunda proseslər nüvədir və kütlənin saxlanması qanunu klassik formada tətbiq edilmir.
Yüz ildən çox əvvəl Albert Eynşteyn xüsusi nisbilik nəzəriyyəsində kütlə və enerjini bir-birinə bağladı və nüvə reaktorlarında bu nəzəriyyə ciddi şəkildə praktikdir. Enerjinin ümumi miqdarı qorunur, lakin bu halda kütlənin ümumi miqdarının qorunmasından söhbət gedə bilməz. Parçalanma reaksiyası nəticəsində ayrılan nüvə yanacağının atomlarında böyük bir enerji ehtiyatı “yatır”. plutonium izotopları. Sürətli neytron reaktorları və yalnız onlar uran filizinin əsas komponentini - uran-238-i yanacaq ehtiyatına çevirməyə imkan verir. İstilik neytron atom elektrik stansiyalarının istismarı zamanı yığılan məzmunca tükənmiş və istilik nüvə reaktorlarında istifadə edilməyən uran-235 ehtiyatları yüz minlərlə ton təşkil edir ki, bu da artıq mədənlərdən hasil olunmağa ehtiyac duymur. tullantı süxurlarından "qıvrılmaq" - zənginləşdirmə zavodlarında inanılmaz miqdarda uran var.
MOX yanacağı parmaklarınızın ucunda
Nəzəri cəhətdən başa düşüləndir, lakin tam deyil, buna görə də "barmaqlarımızda" yenidən cəhd edək. “MOX yanacağı” adı sadəcə MOX kimi yazılmış slavyan əlifbasının hərfləri ilə yazılmış ingilis abbreviaturasıdır. İzahat – Qarışıq oksidli yanacaq, pulsuz tərcümə – “qarışıq oksidlərdən hazırlanmış yanacaq”. Əsasən, bu termin plutonium oksidi və uran oksidinin qarışığına aiddir, lakin bu, yalnız əsasdır. Hörmətli amerikalı tərəfdaşlarımız silah dərəcəli plutoniumdan MOX yanacağı istehsal texnologiyasını mənimsəyə bilmədiklərinə görə, Rusiya da bu variantdan imtina etdi. Amma bizim tikdiyimiz zavod əvvəlcədən universal olması üçün nəzərdə tutulmuşdu - o, istilik reaktorlarından istifadə olunan yanacaqdan MOX yanacağı istehsal etmək iqtidarındadır. Əgər kimsə məqalələri oxuyubsa Geoenergetics.ru Bununla əlaqədar olaraq o, xatırlayır ki, işlənmiş yanacağın tərkibindəki plutonium 239, 240 və 241 izotopları artıq "qarışıqdır" - onların hər biri 1/3-ə malikdir, buna görə də işlənmiş yanacaqdan yaradılmış MOX yanacağında plutoniumun qarışığı var. qarışığın içindəki qarışıq növü.
Əsas qarışığın ikinci hissəsi tükənmiş urandır. Şişirtmək üçün: biz PUREX prosesindən istifadə edərək işlənmiş nüvə yanacağından çıxarılan plutonium oksidinin qarışığını götürürük, sahibsiz uran-238 əlavə edirik və MOX yanacağını alırıq. Bu halda, uran-238 zəncirvari reaksiyada iştirak etmir, yalnız qarışıq plutonium izotopları “yanır”. Ancaq uran-238 sadəcə "indiki" deyil - bəzən, istəksizcə, zaman-zaman bir neytron qəbul edərək plutonium-239-a çevrilir. Bu yeni plutoniumun bəziləri dərhal "yanır", bəzilərinin isə yanacaq seansının sonuna qədər bunu etməyə vaxtı yoxdur. Əslində bütün sirr budur.
Rəqəmlər ixtiyaridir, sadəcə aydınlıq üçün havadan götürülüb. MOX yanacağının ilkin tərkibi 100 kiloqram plutonium oksidi və 900 kiloqram uran-238-dən ibarətdir. Plutonium “yanarkən” 300 kilo uran-238 əlavə plutoniuma çevrildi, bunun 150 kilosu dərhal “yandı”, 150 kilosu isə vaxt tapmadı. Onlar yanacaq qurğusunu çıxarıb oradan plutoniumu “çıxartdılar”, lakin onun ilkin olduğundan 50 kilo çox olduğu ortaya çıxdı. Yaxşı, ya da eyni şey, amma odunla: odun qutusuna 2 log atdın, sobanız bütün gecəni qızdırdı və səhər çıxartdınız ... üç log. Zəncirvari reaksiyada iştirak etməyən 900 kq yararsız uran-238-dən MOX yanacağının tərkib hissəsi kimi istifadə edildikdə 150 kiloqram yanacaq əldə etdik ki, bu da öz xeyrimizə dərhal “söndü”, 150 kiloqramı isə sonrakı dövr üçün qaldı. istifadə edin. Və bu tullantıdan 300 kilo azdır, yararsız uran-238, bu da pis deyil.
Tükənmiş uran-238 və MOX yanacağındakı plutoniumun faktiki nisbətləri, əlbəttə ki, fərqlidir, çünki MOX yanacaqındakı 7% plutonium ilə qarışıq uran-235-də təxminən 5% zənginləşdirilmiş adi uran yanacağı ilə demək olar ki, eyni davranır. Ancaq ortaya atdığımız rəqəmlər özünü göstərir əsas prinsip MOX yanacağı - yararsız uran-238 nüvə yanacağına çevrilir, onun böyük ehtiyatları enerji resursuna çevrilir. Təxmini hesablamalara görə, fərz etsək ki, Yer kürəsində elektrik enerjisi istehsal etmək üçün karbohidrogen yanacaqlarından istifadə etməyi dayandırıb yalnız uran-238-in istifadəsinə keçək, bu, bizə 2500-3000 il davam edəcək. İdarə olunan termonüvə birləşməsinin texnologiyasını mənimsəmək üçün kifayət qədər vaxt lazımdır.
MOX yanacağı bizə eyni vaxtda başqa bir problemi həll etməyə imkan verir - "nüvə klubunun" bütün üzv ölkələrində yığılmış işlənmiş yanacağın ehtiyatlarını azaltmaq və işlənmiş yanacağa yığılan radioaktiv tullantıların miqdarını azaltmaq. Burada söhbət MOX yanacağının bəzi möcüzəvi xüsusiyyətlərindən getmir, hər şey daha prozaikdir. Əgər işlənmiş nüvə yanacağı istifadə olunmasa və biz onu əbədi geoloji basdırmağa göndərməyə çalışsaq, onda onun tərkibində olan bütün yüksək səviyyəli tullantılar onunla birlikdə utilizasiyaya göndərilməli olacaq. Lakin ondan plutonium çıxarmaq üçün işlənmiş nüvə yanacağının təkrar emalı texnologiyalarından istifadə bizi istər-istəməz bu radioaktiv tullantıların həcmini azaltmağa məcbur edir. Plutoniumun istifadəsi uğrunda mübarizədə biz sadəcə olaraq radioaktiv tullantıları məhv etməyə məcbur oluruq, lakin eyni zamanda bu cür məhvetmə prosesi xeyli ucuzlaşır - axı, plutonium istifadə olunur.
MOX yanacağı ucuzlaşdırılmalı olan bahalı bir zövqdür
Eyni zamanda, Rusiyada MOX yanacağının istehsalı olduqca yaxınlarda başladı, hətta ən yeni, texnoloji cəhətdən inkişaf etmiş sürətli neytron reaktoru - BN-800 ilə, MOX yanacağının 100% istifadəsinə keçid onlayn olaraq baş verir və hələ də tamamlanmamışdır. . Tamamilə təbiidir ki, hazırda MOX yanacağının istehsalı ənənəvi uran yanacağının istehsalından baha başa gəlir. İstehsalın maya dəyərini azaltmaq, hər hansı digər sənayedə olduğu kimi, ilk növbədə, kütləvi, "konveyer" istehsalı ilə mümkündür.
Nəticə etibarilə, nüvə yanacaq dövriyyəsinin bağlanması iqtisadi baxımdan mümkün olması üçün Rusiyaya daha çox sayda sürətli neytron reaktorları lazımdır ki, bu, nüvə enerjisinin inkişafı üçün strateji xəttə çevrilməlidir; Daha çox reaktor - yaxşı və fərqli!
Eyni zamanda, MOX yanacağının - VVER reaktorları üçün yanacaq kimi istifadə edilməsinin ikinci imkanını da nəzərdən qaçırmamaq lazımdır. Sürətli neytron reaktorları elə bir əlavə miqdarda plutonium yaradır ki, onlar özləri həqiqətən istifadə edə bilmirlər - sadəcə olaraq o qədər ehtiyac yoxdur, VVER reaktorları üçün kifayət qədər plutonium var. Artıq yuxarıda yazmışdıq ki, tərkibində 93% tükənmiş uran-238-in 7% plutonium təşkil etdiyi MOX yanacağı adi uran yanacağı ilə demək olar ki, eyni davranır. Lakin istilik reaktorlarında MOX yanacağının istifadəsi VVER-lərdə istifadə olunan neytron uducuların səmərəliliyinin azalmasına səbəb olur. Bunun səbəbi, bor-10-un sürətli neytronları daha pis udmasıdır - bunlar onun fiziki xüsusiyyətləridir, heç bir şəkildə təsir edə bilmərik. Eyni problem fövqəladə bor çubuqları ilə yaranır, məqsədi fövqəladə hallar zamanı zəncirvari reaksiyanı dərhal dayandırmaqdır.
Ağlabatan həll VVER-də MOX yanacağının miqdarını 30-50%-ə qədər azaltmaqdır ki, bu da artıq Fransa, Yaponiya və digər ölkələrdə bəzi yüngül su reaktorlarında tətbiq olunur. Amma hətta bu halda da bor sistemini modernləşdirmək və bütün lazımi təhlükəsizlik əsaslandırmalarını həyata keçirmək, istilik reaktorlarında MOX yanacağının istifadəsi üçün lisenziyaların alınması üçün MAQATE-nin nəzarət orqanları ilə əməkdaşlıq etmək lazım gələ bilər. Və ya bir sözlə, həm nəzarət üçün nəzərdə tutulan, həm də fövqəladə hallarda “saxlanılan” bor çubuqlarının sayını artırmaq lazımdır. Ancaq yalnız bu texnologiyaların inkişafı bu növ yanacağın kütləvi istehsalına keçməyə və onun istehsalının maya dəyərini azaltmağa imkan verəcəkdir. Eyni zamanda, bu, sərf edilmiş nüvə yanacağının miqdarının azaldılması problemini daha fəal həll etməyə və tükənmiş uran ehtiyatlarından daha fəal istifadə etməyə imkan verəcək.
Perspektivlər yaxındır, lakin yol asan deyil
Bu texnologiyanın enerjili plutonium üçün breeder reaktorların - sürətli neytron reaktorlarının tikintisi ilə birlikdə inkişafı Rusiyaya təkcə nüvə yanacaq dövrəsini bağlamağa deyil, həm də onu iqtisadi cəhətdən cəlbedici etməyə imkan verəcək. SNUP yanacağının (qarışıq nitrid uran-plutonium yanacağı) istifadəsi üçün də böyük perspektivlər var. 2016-cı ildə BN-600 reaktorunda şüalanan eksperimental yanacaq qurğuları artıq həm reaktor sınaqları zamanı, həm də reaktordan sonrakı tədqiqatların nəticələrinə əsasən öz effektivliyini sübut edib. Alınan nəticələr Severskdə tikilən eksperimental nümayiş kompleksində BREST-300 reaktor zavodunun və SNUP yanacağının istehsalı üçün yerində modulların yaradılmasında SNUP yanacağının istifadəsini əsaslandırmaq üçün işlərin davam etdirilməsini nəzərdə tutur. BREST-300 bizə nüvə yanacaq dövrəsini tamamilə bağlamaq, istifadə olunmuş nüvə yanacağı və radioaktiv tullantılar problemlərinin daha dolğun həllini təmin etmək üçün lazım olan texnologiyaların inkişafını davam etdirməyə və “təbiətə əvvəlki qədər radioaktivliyi qaytarmaq” ideologiyasını həyata keçirməyə imkan verəcək. çıxarılmışdır.” BREST-300 reaktoru, BN reaktorları kimi, sürətli neytron reaktorudur və yalnız nüvə enerjisinin inkişafının strateji istiqamətinin düzgünlüyünü vurğulayır - təzyiqli su reaktorları və sürətli neytron reaktorlarının birləşməsidir.
BN-800-də MOX yanacağının 100% istifadəsi texnologiyasının mənimsənilməsi həm də BN-1200 reaktorlarını yaratmaq imkanı verir - nəinki daha güclü, həm də iqtisadi cəhətdən daha sərfəli. Rusiyada BN-1200 reaktorunun yaradılması haqqında qərar qəbul edilib, bu o deməkdir ki, nüvə mütəxəssislərinin tədqiqat işlərinin sürəti yalnız artmalı olacaq və 2020-ci ilə planlaşdırılan MBIR-nin yaradılması bütün problemlərin həllinə əhəmiyyətli dərəcədə kömək edə bilər. , tam yanacaq bağlanması nüvə dövrü texnologiyasının mənimsənilməsində. Rusiya nüvə enerjisinin bu ən mühüm sahəsində dünya liderliyimizi təmin edərək sürətli neytron reaktorları yaradan yeganə ölkə idi və belə də qalır.
Əlbəttə ki, deyilənlərin hamısı sürətli neytron reaktorlarının xüsusiyyətləri ilə sadəcə ilk tanışlıqdır, lakin biz davam etməyə çalışacağıq, çünki bu mövzu vacibdir və bizə göründüyü kimi, olduqca maraqlıdır.
ilə təmasda
Yekaterinburqdan 40 km məsafədə, ən gözəl Ural meşələrinin ortasında, Zarechnı şəhəridir. 1964-cü ildə burada ilk sovet sənaye atom elektrik stansiyası Beloyarskaya işə salındı (gücü 100 MVt olan AMB-100 reaktoru ilə). İndi Beloyarsk AES dünyada sürətli neytron enerji reaktoru olan BN-600-ün işlədiyi yeganə AES olaraq qalır.
Təsəvvür edin ki, suyu buxarlandıran bir qazan və yaranan buxar elektrik enerjisi yaradan turbogeneratoru fırladır. Bu kimi bir şey ümumi kontur və atom elektrik stansiyası tikildi. Yalnız "qazan" atom parçalanmasının enerjisidir. Güc reaktorlarının dizaynları müxtəlif ola bilər, lakin iş prinsipinə görə onları iki qrupa bölmək olar - istilik neytron reaktorları və sürətli neytron reaktorları.
Hər hansı bir reaktorun əsasını neytronların təsiri altında ağır nüvələrin parçalanması təşkil edir. Düzdür, ciddi fərqlər var. Termal reaktorlarda uran-235 aşağı enerjili termal neytronlar tərəfindən parçalanır, parçalanma parçaları və yeni yüksək enerjili neytronlar (sürətli neytronlar adlanır) əmələ gətirir. Termal neytronun uran-235 nüvəsi tərəfindən udulma ehtimalı (sonrakı parçalanma ilə) sürətli olandan xeyli yüksəkdir, buna görə də neytronları yavaşlatmaq lazımdır. Bu, moderatorların köməyi ilə edilir - nüvələrlə toqquşduqda neytronlar enerji itirən maddələr. Termal reaktorlar üçün yanacaq adətən aşağı zənginləşdirilmiş urandır, moderator kimi qrafit, yüngül və ya ağır su istifadə olunur, soyuducu isə düz su. İşləyən atom elektrik stansiyalarının əksəriyyəti bu sxemlərdən birinə uyğun olaraq tikilir.
Məcburi nüvə parçalanması nəticəsində yaranan sürətli neytronlar heç bir tənzimləmə olmadan istifadə edilə bilər. Sxem aşağıdakı kimidir: uran-235 və ya plutonium-239 nüvələrinin parçalanması zamanı yaranan sürətli neytronlar uran-238 tərəfindən udularaq (iki beta parçalanmasından sonra) plutonium-239-u əmələ gətirir. Üstəlik, hər 100 parçalanmış uran-235 və ya plutonium-239 nüvəsi üçün 120−140 plutonium-239 nüvəsi əmələ gəlir. Düzdür, sürətli neytronlarla nüvə parçalanması ehtimalı termal olanlardan daha az olduğundan, yanacaq istilik reaktorlarına nisbətən daha çox zənginləşdirilməlidir. Bundan əlavə, burada su istifadə edərək istiliyi aradan qaldırmaq mümkün deyil (su moderatordur), buna görə də digər soyuduculardan istifadə etmək lazımdır: adətən bunlar civə kimi çox ekzotik variantlardan maye metallar və ərintilərdir (belə bir soyuducu sudan istifadə edilmişdir. ilk Amerika eksperimental reaktoru Clementine) və ya qurğuşun - vismut ərintiləri (sualtı qayıqlar üçün bəzi reaktorlarda istifadə olunur - xüsusən Sovet Layihəsi 705 sualtı qayıqları) maye natriuma (sənaye enerji reaktorlarında ən çox yayılmış seçim). Bu sxem üzrə işləyən reaktorlara sürətli neytron reaktorları deyilir. Belə bir reaktorun yaradılması ideyası 1942-ci ildə Enriko Fermi tərəfindən irəli sürülüb. Əlbəttə ki, hərbçilər bu sxemə ən qızğın maraq göstərdilər: əməliyyat zamanı sürətli reaktorlar təkcə enerji deyil, həm də nüvə silahı üçün plutonium istehsal edir. Bu səbəbdən sürətli neytron reaktorlarına seleksiyaçılar da deyilir (İngilis breeder - istehsalçıdan).
Onun içində nə var
Sürətli neytron reaktorunun aktiv zonası soğan kimi, təbəqələrdə qurulmuşdur. 370 yanacaq məcmuəsi uran-235-in müxtəlif zənginləşdirilməsi ilə üç zona təşkil edir - 17, 21 və 26% (əvvəlcə iki zona var idi, lakin enerji buraxılışını bərabərləşdirmək üçün üçü hazırlanmışdır). Onlar yan ekranlarla (yorğanlar) və ya əsasən 238 izotopdan ibarət olan tükənmiş və ya təbii urandan ibarət birləşmələrin yerləşdiyi heyvandarlıq zonaları ilə əhatə olunmuşdur son ekranları (zonaların reproduksiyası) təşkil edən uran. BN-600 reaktoru multiplikatordur (breeder), yəni nüvədə parçalanan 100 uran-235 nüvəsi üçün yan və son ekranlarda 120-140 plutonium nüvəsi istehsal olunur ki, bu da nüvə yanacağının genişləndirilməsinə imkan verir. . Yanacaq qurğuları (FA) bir korpusda yığılmış yanacaq elementləri (yanacaq çubuqları) dəstidir - müxtəlif zənginləşdirmə ilə uran oksidi qranulları ilə doldurulmuş xüsusi polad borular. Yanacaq çubuqlarının bir-biri ilə təmasda olmaması və soyuducu onların arasında dolaşa bilməsi üçün borulara nazik tel sarılır. Natrium yanacaq qurğusuna aşağı tənzimləyici dəliklərdən daxil olur və yuxarı hissədəki pəncərələrdən çıxır. Yanacaq qurğusunun alt hissəsində kommutator yuvasına daxil edilmiş bir sap var, yuxarıda həddindən artıq yüklənmə zamanı montajın tutulduğu bir baş hissəsi var. Müxtəlif zənginləşdirmələrin yanacaq qurğuları müxtəlif montaj yerlərinə malikdir, buna görə də montajı yanlış yerə quraşdırmaq sadəcə mümkün deyil. Reaktoru idarə etmək üçün yanacağın yanmasını kompensasiya etmək üçün tərkibində bor olan 19 kompensasiya çubuq (neytron uducu), 2 avtomatik idarəetmə çubuğu (verilmiş gücü saxlamaq üçün) və 6 aktiv qoruyucu çubuq istifadə olunur. Uranın öz neytron fonu aşağı olduğundan, reaktorun idarə olunan işə salınması (və aşağı güc səviyyələrində idarəetmə) üçün "işıqlandırma" istifadə olunur - fotoneytron mənbəyi (qamma emitent və berilyum).
Tarixin ziqzaqları
Maraqlıdır ki, dünya nüvə enerjisinin tarixi məhz sürətli neytron reaktoru ilə başlayıb. 20 dekabr 1951-ci ildə Aydahoda elektrik enerjisi cəmi 0,2 MVt olan dünyanın ilk sürətli neytron enerjili reaktoru EBR-I (Experimental Breeder Reactor) işə salındı. Daha sonra, 1963-cü ildə Detroit yaxınlığında Fermi sürətli neytron reaktoru olan bir nüvə stansiyası işə salındı - artıq gücü təxminən 100 MVt idi (1966-cı ildə nüvənin bir hissəsinin əriməsi ilə ciddi qəza baş verdi, lakin heç bir nəticə vermədi. mühit və ya insanlar).
SSRİ-də, 1940-cı illərin sonlarından bu yana Aleksandr Leypunski bu mövzu üzərində işləyir, onun rəhbərliyi altında Obninsk Fizika və Energetika İnstitutunda (FEI) sürətli reaktorlar nəzəriyyəsinin əsasları hazırlanmış və bir neçə eksperimental stend tikilmişdir. prosesin fizikasını öyrənməyə imkan verdi. Tədqiqatların nəticəsi olaraq 1972-ci ildə Şevçenko şəhərində (indiki Aktau, Qazaxıstan) BN-350 reaktoru (əvvəlcə BN-250 təyin edilmiş) olan ilk sovet sürətli neytron atom elektrik stansiyası istifadəyə verildi. O, təkcə elektrik enerjisi istehsal etmirdi, həm də suyu duzsuzlaşdırmaq üçün istilikdən istifadə edirdi. Tezliklə hər ikisi 250 MVt gücündə sürətli Phenix (1973) və Böyük Britaniyanın PFR (1974) reaktorlu Fransa Atom Elektrik Stansiyası işə salındı.
Bununla belə, 1970-ci illərdə termal neytron reaktorları nüvə enerjisi sənayesində üstünlük təşkil etməyə başladı. Bu, müxtəlif səbəblərdən irəli gəlirdi. Məsələn, sürətli reaktorların plutonium istehsal edə bilməsi, bu, nüvə silahının yayılmaması haqqında qanunun pozulmasına gətirib çıxara bilər. Ancaq çox güman ki, əsas amil istilik reaktorlarının daha sadə və daha ucuz olması, onların dizaynının sualtı qayıqlar üçün hərbi reaktorlar üzərində işlənib hazırlanması və uranın özünün çox ucuz olması idi. 1980-ci ildən sonra dünyada istifadəyə verilən sənaye sürətli neytron enerji reaktorlarını barmaqla sayılacaq qədər saymaq olar: bunlar Superphenix (Fransa, 1985−1997), Monju (Yaponiya, 1994−1995) və BN-600 (Beloyarsk)dır. AES, 1980), hazırda dünyada yeganə işləyən sənaye güc reaktorudur.
Geri qayıdırlar
Lakin hazırda mütəxəssislərin və ictimaiyyətin diqqəti yenidən sürətli neytron reaktorları olan atom elektrik stansiyalarına yönəlib. Beynəlxalq Atom Enerjisi Agentliyinin (MAQATE) 2005-ci ildə apardığı hesablamalara görə, hasilatı hər kiloqramı 130 dollardan çox olmayan uranın təsdiqlənmiş ehtiyatlarının ümumi həcmi təxminən 4,7 milyon ton təşkil edir. MAQATE-nin hesablamalarına görə, bu ehtiyatlar 85 il davam edəcək (2004-cü il səviyyəsində elektrik enerjisi istehsalı üçün urana tələbat əsasında). Termal reaktorlarda "yandırılan" 235 izotopunun təbii uranda tərkibi cəmi 0,72%, qalanı isə istilik reaktorları üçün "yararsız" olan uran-238-dir. Ancaq uran-238-i “yandırmağa” qadir olan sürətli neytron reaktorlarından istifadəyə keçsək, bu ehtiyatlar 2500 ildən çox davam edəcək!
SKD üsulu ilə reaktorun ayrı-ayrı hissələrinin ayrı-ayrı hissələrdən yığıldığı reaktorların yığılması sexi
Üstəlik, sürətli neytron reaktorları qapalı yanacaq dövrəsini həyata keçirməyə imkan verir (hazırda BN-600-də tətbiq edilmir). Yalnız uran-238 "yandırıldığından" emaldan sonra (parçalanma məhsullarının çıxarılması və uran-238-in yeni hissələrinin əlavə edilməsi) yanacaq reaktora yenidən yüklənə bilər. Uran-plutonium dövrü çürümələrdən daha çox plutonium istehsal etdiyi üçün artıq yanacaq yeni reaktorlar üçün istifadə edilə bilər.
Üstəlik, bu üsuldan artıq silah dərəcəli plutonium, həmçinin adi termal reaktorlardan işlənmiş yanacaqdan çıxarılan plutonium və kiçik aktinidlər (neptunium, amerisium, kurium) emal etmək üçün istifadə edilə bilər (kiçik aktinidlər hazırda radioaktiv tullantıların çox təhlükəli hissəsini təşkil edir). . Eyni zamanda, istilik reaktorları ilə müqayisədə radioaktiv tullantıların miqdarı iyirmi dəfədən çox azalır.
Kor-koranə yenidən başladın
Termal reaktorlardan fərqli olaraq, BN-600 reaktorunda birləşmələr maye natrium təbəqəsi altında yerləşir, buna görə də işlənmiş birləşmələrin çıxarılması və onların yerinə təzələrinin quraşdırılması (bu proses yenidən yükləmə adlanır) tamamilə qapalı rejimdə baş verir. Reaktorun yuxarı hissəsində iri və kiçik fırlanan tıxaclar (bir-birinə nisbətən eksantrik, yəni onların fırlanma oxları üst-üstə düşmür) yerləşir. Nəzarət və mühafizə sistemləri olan bir sütun, həmçinin kolet tipli tutucu ilə həddindən artıq yükləmə mexanizmi kiçik bir fırlanan fiş üzərində quraşdırılmışdır. Fırlanan mexanizm xüsusi aşağı əriyən ərintidən hazırlanmış "hidravlik möhür" ilə təchiz edilmişdir. Normal vəziyyətdə o, bərkdir, lakin yenidən işə salınmaq üçün ərimə nöqtəsinə qədər qızdırılır, reaktor tamamilə möhürlənmiş qalır, beləliklə radioaktiv qazların buraxılması praktiki olaraq aradan qaldırılır. Yenidən yükləmə prosesi bir çox addımları bağlayır. Birincisi, tutucu, sərf edilmiş birləşmələrin reaktordaxili anbarında yerləşən birləşmələrdən birinə gətirilir, onu çıxarır və boşaltma liftinə ötürür. Sonra ötürmə qutusuna qaldırılır və sərf edilmiş yığılmış barabana yerləşdirilir, buradan buxarla (natriumdan) təmizləndikdən sonra işlənmiş yanacaq hovuzuna daxil olur. Növbəti mərhələdə mexanizm əsas birləşmələrdən birini çıxarır və onu reaktordaxili saxlama qurğusuna köçürür. Bundan sonra, tələb olunan təzə montaj tamburundan çıxarılır (fabrikdən gələn yanacaq birləşmələri əvvəlcədən quraşdırılmışdır) və onu yenidən yükləmə mexanizmini təmin edən təzə montaj liftinə quraşdırılır. Son mərhələ, boşaldılmış kameraya yanacaq qurğularının quraşdırılmasıdır. Eyni zamanda, təhlükəsizlik səbəbi ilə mexanizmin işləməsinə müəyyən məhdudiyyətlər qoyulur: məsələn, iki bitişik hüceyrəni eyni vaxtda buraxmaq mümkün deyil, əlavə olaraq, həddindən artıq yüklənmə zamanı bütün nəzarət və qoruyucu çubuqlar aktiv zonada olmalıdır. Bir montajın yenidən yüklənməsi prosesi bir saata qədər çəkir, nüvənin üçdə birinin yenidən yüklənməsi (təxminən 120 yanacaq qurğusu) təxminən bir həftə çəkir (üç növbədə), bu prosedur hər mikro kampaniyada həyata keçirilir (160 effektiv gün, tam olaraq hesablanır) güc). Düzdür, indi yanacağın yanması artıb və nüvənin yalnız dörddə biri həddən artıq yüklənib (təxminən 90 yanacaq yığımı). Bu halda operatorun birbaşa vizuallığı yoxdur rəy, və yalnız sütunun fırlanma bucağı sensorlarının və tutucuların (yerləşdirmə dəqiqliyi - 0,01 dərəcədən az), çıxarma və quraşdırma qüvvələrinin göstəriciləri ilə idarə olunur.
Yenidən yükləmə prosesi bir çox mərhələləri əhatə edir, xüsusi mexanizmdən istifadə etməklə həyata keçirilir və "15" oyununa bənzəyir. Yekun məqsəd, müvafiq nağaradan təzə yığılmış hissələrin istədiyiniz yuvaya, sərf olunanları isə öz barabanına daxil etməkdir, oradan buxarla (natriumdan) təmizləndikdən sonra soyuducu hovuza düşəcəklər.
Yalnız kağız üzərində hamar
Niyə bütün üstünlüklərinə baxmayaraq, sürətli neytron reaktorları geniş yayılmayıb? Bu, ilk növbədə onların dizaynının xüsusiyyətləri ilə bağlıdır. Yuxarıda qeyd edildiyi kimi, su neytron moderatoru olduğu üçün soyuducu kimi istifadə edilə bilməz. Buna görə də, sürətli reaktorlar əsasən maye vəziyyətdə metallardan istifadə edirlər - ekzotik qurğuşun-vismut ərintilərindən maye natriuma qədər (nüvə elektrik stansiyaları üçün ən çox yayılmış variant).
"Sürətli neytron reaktorlarında istilik və radiasiya yükləri termal reaktorlara nisbətən daha yüksəkdir" deyə PM izah edir. Baş mühəndis Beloyarsk AES Mixail Bakanov. “Bu, reaktor gəmisi və reaktordaxili sistemlər üçün xüsusi konstruktiv materiallardan istifadə zərurətinə gətirib çıxarır. Yanacaq çubuqlarının və yanacaq birləşmələrinin korpusları, istilik reaktorlarında olduğu kimi sirkonium ərintilərindən deyil, radiasiyanın "şişməsinə" daha az həssas olan xüsusi alaşımlı xrom poladlarından hazırlanır ilə əlaqəli yüklərə məruz qalır daxili təzyiq, "atmosferdən bir qədər yuxarıdır."
Mixail Bakanovun sözlərinə görə, istismarın ilk illərində əsas çətinliklər yanacağın radiasiya şişməsi və çatlaması ilə bağlı olub. Ancaq bu problemlər tezliklə həll edildi, yeni materiallar hazırlandı - həm yanacaq, həm də yanacaq çubuğu yuvaları üçün. Ancaq indi də kampaniyalar yanacağın yanması (BN-600-də 11% -ə çatır) ilə deyil, yanacaq, yanacaq çubuqları və yanacaq birləşmələrinin hazırlandığı materialların resurs müddəti ilə məhdudlaşır. Sonrakı əməliyyat problemləri əsasən hava və su ilə təmasda güclü reaksiya verən kimyəvi aktiv və yanğın təhlükəli metal olan ikincili dövrədə natriumun sızması ilə bağlı olub: “Yalnız Rusiya və Fransanın sənaye sürətli neytron enerjisi reaktorlarının istismarında uzunmüddətli təcrübələri var. . Həm biz, həm də fransız mütəxəssislər əvvəldən eyni problemlərlə üzləşdik. Biz əvvəldən nəzərdə tutaraq onları uğurla həll etdik xüsusi vasitələr dövrələrin sıxlığının monitorinqi, natrium sızmasının lokallaşdırılması və yatırılması. Lakin Fransa layihəsi bu cür çətinliklərə daha az hazır oldu və nəticədə Phenix reaktoru nəhayət 2009-cu ildə bağlandı.
Beloyarsk AES-in direktoru Nikolay Oshkanov əlavə edir: "Problemlər həqiqətən eyni idi, lakin onlar burada və Fransada həll edildi. fərqli yollar. Məsələn, Feniksdəki məclislərdən birinin rəhbəri onu tutmaq və boşaltmaq üçün əyildikdə, fransız mütəxəssislər bir natrium təbəqəsi ilə "görmək" üçün mürəkkəb və olduqca bahalı bir sistem hazırladılar və eyni problemlə qarşılaşdıq Mühəndislərimizin fikrincə, dalğıc zəngi kimi sadə konstruksiyada yerləşdirilmiş videokamera - yuxarıdan arqonla üfürülən dibində açıq boru olan natrium əriməsi yerdəyişmə zamanı operatorlar video rabitədən istifadə edərək çəkə bildilər mexanizm və əyilmiş montaj uğurla çıxarıldı.
Sürətli gələcək
"Bizim BN-600-ün uğurlu uzunmüddətli istismarı olmasaydı, dünyada sürətli reaktor texnologiyasına belə maraq olmazdı" dedi Nikolay Oshkanov, "Məncə, ilk növbədə nüvə enerjisinin inkişafı ilə bağlıdır sürətli reaktorların seriyalı istehsalı və istismarı ilə. Yalnız onlar bütün təbii uranı yanacaq dövrünə cəlb etməyə və bununla da səmərəliliyi artırmağa, həmçinin radioaktiv tullantıların miqdarını onlarla dəfə azaltmağa imkan verir. Belə olan halda nüvə enerjisinin gələcəyi doğrudan da parlaq olacaq”.
