V předchozích článcích jsme zjistili, že ani solární energie nebude schopna uspokojit potřeby lidstva (kvůli rychlému rozpadu baterií a jejich ceně), ani termonukleární energie (protože i po dosažení kladného energetického výstupu na experimentálních reaktorech, fantastické množství zůstává problémy na cestě ke komerčnímu využití). Co zůstává?

Již více než sto let, přes veškerý pokrok lidstva, se většina elektřiny získává z banálního spalování uhlí (které je stále zdrojem energie pro 40,7 % světové výrobní kapacity), plynu (21,2 %), ropné produkty (5,5 %) a vodní energie (dalších 16,2 %, celkem to vše je 83,5 %).

Zůstává jaderná energie s konvenčními reaktory s tepelnými neutrony (vyžadujícími vzácný a drahý U-235) a reaktory s rychlých neutronů(který dokáže zpracovat přírodní U-238 a thorium v ​​„uzavřeném palivovém cyklu“).

Co je to za mýtický „uzavřený palivový cyklus“, jaké jsou rozdíly mezi rychlými a tepelnými neutronovými reaktory, jaké existují návrhy, kdy z toho všeho můžeme očekávat štěstí a samozřejmě – otázka bezpečnosti – pod řezem.

O neutronech a uranu

Všem nám ve škole říkali, že U-235, když na něj dopadne neutron, rozdělí se a uvolní energii a uvolní se další 2-3 neutrony. Ve skutečnosti je samozřejmě vše poněkud složitější a tento proces silně závisí na energii tohoto počátečního neutronu. Podívejme se na grafy průřezu (=pravděpodobnosti) reakce záchytu neutronů (U-238 + n -> U-239 a U-235 + n -> U-236), a štěpné reakce pro U-235 a U-238 v závislosti na energii (=rychlosti) neutronů:

Jak vidíme, pravděpodobnost záchytu neutronu štěpením pro U-235 roste s klesající energií neutronů, protože v konvenčních jaderných reaktorech jsou neutrony v grafitu/vodě „zpomalovány“ do takové míry, že jejich rychlost nabývá řádově jako rychlost tepelné vibrace atomů v krystalové mřížce (odtud název - tepelné neutrony). A pravděpodobnost štěpení U-238 tepelnými neutrony je 10milionkrát menší než U-235, proto je nutné zpracovat tuny přírodního uranu, aby se U-235 vybral.

Někdo, kdo se podívá na spodní graf, by mohl říct: Oh, skvělý nápad! A smažíme levný U-238 s 10 MeV neutrony - mělo by to vyústit v řetězovou reakci, protože tam graf průřezu pro štěpení stoupá! Je tu ale problém – neutrony uvolněné v důsledku reakce mají energii pouze 2 MeV nebo méně (v průměru ~1,25), a to nestačí ke spuštění samoudržující reakce na rychlých neutronech v U-238. (buď je potřeba více energie, nebo z každé divize vylétlo více neutronů). Lidstvo má v tomto vesmíru smůlu...

Pokud by však samoudržující reakce na rychlých neutronech v U-238 byla tak snadná, existovaly by přirozené jaderné reaktory, jako tomu bylo v případě U-235 v Oklo, a proto by se U-238 v přírodě nenacházel. ve formě velkých ložisek.

A konečně, pokud opustíme „samoudržovací“ povahu reakce, je stále možné dělit U-238 přímo na výrobu energie. Toho se využívá například u termonukleárních bomb - neutrony 14,1 MeV z reakce D+T rozdělují U-238 v plášti bomby - a tak lze sílu výbuchu zvýšit téměř zdarma. Za kontrolovaných podmínek zůstává teoretická možnost kombinování fúzní reaktor a pokrývka (plášť) z U-238 - ke zvýšení energie termonukleární fúze ~10-50krát v důsledku štěpné reakce.

Ale jak oddělíte U-238 a thorium v ​​soběstačné reakci?

Uzavřený palivový cyklus

Myšlenka je následující: nedívejme se na štěpný průřez, ale na záchytný průřez: S vhodnou energií neutronu (ne příliš nízkou a ne příliš vysokou) může U-238 zachytit neutron a po 2 rozpadech může se stát plutoniem-239:

Z vyhořelého paliva lze plutonium chemicky izolovat a vyrobit tak palivo MOX (směs plutonia a oxidů uranu), které lze spalovat jak v rychlých reaktorech, tak v klasických tepelných reaktorech. Proces chemického přepracování vyhořelého paliva může být pro jeho vysokou radioaktivitu velmi obtížný a dosud není zcela vyřešen a prakticky nepropracován (pracuje se však).

Pro přírodní thorium - podobný proces, thorium zachycuje neutron a po samovolném štěpení se stává uranem-233, který se dělí přibližně stejně jako uran-235 a uvolňuje se z vyhořelého paliva chemicky:

K těmto reakcím samozřejmě dochází i v konvenčních tepelných reaktorech – ale díky moderátoru (který značně snižuje možnost záchytu neutronů) a regulačním tyčím (které pohlcují část neutronů) je množství generovaného plutonia menší než u hořel uran-235. Abyste vytvořili více štěpných látek, než se spálí, musíte ztratit co nejméně neutronů na regulačních tyčích (například pomocí regulačních tyčí vyrobených z obyčejného uranu), konstrukci, chladicí kapalině (více o tom níže) a úplně zbavte se moderátoru neutronů (grafitu nebo vody).

Vzhledem k tomu, že štěpný průřez pro rychlé neutrony je menší než pro tepelné, je nutné zvýšit koncentraci štěpného materiálu (U-235, U-233, Pu-239) v aktivní zóně reaktoru z 2-4. na 20 % a vyšší. A výroba nového paliva probíhá v kazetách s thoriem/přírodním uranem umístěným kolem tohoto jádra.

Pokud je štěpení způsobeno rychlým neutronem spíše než tepelným, vytváří reakce ~1,5krát více neutronů než v případě štěpení tepelnými neutrony - což činí reakci realističtější:

Právě toto zvýšení počtu generovaných neutronů umožňuje vyrobit větší množství paliva, než bylo původně k dispozici. Nové palivo se samozřejmě nebere ze vzduchu, ale vyrábí se z „neužitečného“ U-238 a thoria.

O chladicí kapalině

Jak jsme zjistili výše, vodu v rychlém reaktoru nelze použít – mimořádně efektivně zpomaluje neutrony. Co ji může nahradit?

plyny: Reaktor můžete chladit heliem. Ale kvůli jejich malé tepelné kapacitě je těžké takto výkonné reaktory chladit.

Kapalné kovy: sodík, draslík- široce používané v rychlých reaktorech po celém světě. Výhodou je nízký bod tání a práce při téměř atmosférickém tlaku, ale tyto kovy velmi dobře hoří a reagují s vodou. Jediný fungující energetický reaktor na světě, BN-600, běží na sodíkové chladivo.

Olovo, vizmut- používá se v reaktorech BREST a SVBR, které jsou v současnosti vyvíjeny v Rusku. Ze zřejmých nevýhod - pokud se reaktor ochladil pod bod mrazu olova/bismutu - je ohřev velmi obtížný a trvá dlouho (o těch nezřejmých si můžete přečíst na odkazu na wiki). Obecně na cestě k implementaci zůstává mnoho technologických problémů.

Rtuť- byl tam reaktor BR-2 se rtuťovým chladivem, ale jak se ukázalo, rtuť poměrně rychle rozpouští konstrukční materiály reaktoru - další rtuťové reaktory se tedy nestavěly.

Exotický: Samostatná kategorie - reaktory na roztavenou sůl - LFTR - pracují na různé možnosti fluoridy štěpných materiálů (uran, thorium, plutonium). 2 „laboratorní“ reaktory byly postaveny v USA v Oak Ridge National Laboratory v 60. letech a od té doby nebyly realizovány žádné další reaktory, i když existuje mnoho projektů.

Provoz reaktorů a zajímavé projekty

Ruský BOR-60- experimentální reaktor rychlých neutronů, provozovaný od roku 1969. Zejména se používá k testování konstrukčních prvků nových rychlých neutronových reaktorů.

Ruský BN-600, BN-800: Jak již bylo zmíněno výše, BN-600 je jediným rychlým neutronovým energetickým reaktorem na světě. Funguje od roku 1980 a stále používá uran-235.

V roce 2014 se plánuje uvedení výkonnějšího BN-800. Již nyní se plánuje zahájení používání paliva MOX (s plutoniem) a zahájení vývoje uzavřeného palivového cyklu (se zpracováním a spalováním vyrobeného plutonia). Pak může existovat sériový BN-1200, ale o jeho konstrukci ještě nebylo rozhodnuto. Co se týče zkušeností s konstrukcí a průmyslovým provozem rychlých neutronových reaktorů, Rusko pokročilo mnohem dále než kdokoli jiný a nadále se aktivně rozvíjí.

Existují také malé provozní výzkumné rychlé reaktory v Japonsku (Jōyō), Indii (FBTR) a Číně (China Experimental Fast Reactor).

Japonský reaktor Monju- nejnešťastnější reaktor na světě. Byl postaven v roce 1995 a v témže roce došlo k úniku několika set kilogramů sodíku, firma se snažila rozsah incidentu utajit (ahoj Fukušimo), reaktor byl na 15 let odstaven. V květnu 2010 byl reaktor konečně spuštěn na snížený výkon, ale v srpnu při převozu paliva spadl do reaktoru 3,3tunový jeřáb, který se okamžitě potopil v kapalném sodíku. Jeřáb bylo možné sehnat až v červnu 2011. 29. května 2013 padne rozhodnutí o definitivním uzavření reaktoru.

Reaktor s postupnou vlnou: Mezi známé nerealizované projekty patří „reaktor s pohyblivou vlnou“ - reaktor s postupnou vlnou od společnosti TerraPower. Tento projekt propagoval Bill Gates - tak o něm na Habrém psali dvakrát: , . Myšlenka byla taková, že „jádro“ reaktoru sestává z obohaceného uranu a kolem něj jsou kazety U-238/thorium, ve kterých se bude vyrábět budoucí palivo. Potom by robot přesunul tyto kazety blíže ke středu - a reakce by pokračovala. Ale ve skutečnosti je velmi obtížné vše zvládnout bez chemického zpracování a projekt se nikdy neujal.

O bezpečnosti jaderné energie

Jak mohu říci, že se lidstvo může spolehnout na jadernou energii – a to po Fukušimě?

Faktem je, že jakákoli energie je nebezpečná. Připomeňme havárii na přehradě Banqiao v Číně, která byla postavena mimo jiné za účelem výroby elektřiny – tehdy zemřelo 26 tisíc lidí. až 171 tisíc Člověk. Nehoda na Sayano-Shushenskaya HPP- Zemřelo 75 lidí. Jen v Číně zemře ročně při těžbě uhlí 6000 horníků, a to ještě nezahrnuje zdravotní následky vdechování výfukových plynů z tepelných elektráren.

Počet havárií jaderných elektráren nezávisí na počtu energetických bloků, protože Každá nehoda se může stát pouze jednou v sérii. Po každém incidentu jsou na všech jednotkách analyzovány a odstraněny příčiny. Po havárii v Černobylu byly tedy všechny bloky upraveny a po Fukušimě byla Japoncům odebrána jaderná energie úplně (existují však i konspirační teorie – očekává se, že Spojené státy a jejich spojenci budou mít nedostatek uranu- 235 v příštích 5-10 letech).

Problém s vyhořelým palivem přímo řeší rychlé neutronové reaktory, protože Kromě zdokonalování technologie zpracování odpadů vzniká méně odpadu: těžké (aktinidy) s dlouhou životností reakční produkty jsou také „spáleny“ rychlými neutrony.

Závěr

Rychlé reaktory mají hlavní výhodu, kterou od termojaderných reaktorů každý očekává – palivo do nich vydrží lidstvu na tisíce a desetitisíce let. Nemusíte to ani těžit – už je to vytěženo a leží dál

Akademik F. Mitenkov, vědecký ředitel Federálního státního unitárního podniku "Experimental Design Bureau of Mechanical Engineering" pojmenované po. I. I. Afrikantova (Nižní Novgorod).

Akademik Fjodor Michajlovič Mitenkov získal v roce 2004 cenu Global Energy Prize za vývoj fyzikálních a technických základů a vytvoření energetických reaktorů s rychlými neutrony (viz Věda a život č. 8, 2004). Výzkumy provedené laureátem a jejich praktická realizace v provozovaných reaktorových elektrárnách BN-350, BN-600, BN-800 ve výstavbě a připravovaném BN-1800 otevírají lidstvu nové věci, slibný směr rozvoj jaderné energetiky.

JE Belojarsk s reaktorem BN-600.

Akademik F. M. Mitenkov na slavnostním předávání cen Global Energy Prize v červnu 2004.

Věda a život // Ilustrace

Věda a život // Ilustrace

Schematický diagram rychlý neutronový reaktor BN-350.

Schematické schéma rychlého energetického reaktoru BN-600.

Centrální hala reaktoru BN-600.

Rychlý neutronový reaktor BN-800 má elektrický výkon 880 MW a tepelný výkon 1,47 GW. Jeho konstrukce zároveň zajišťuje naprostou bezpečnost jak při běžném provozu, tak při jakékoli myslitelné nehodě.

Věda a život // Ilustrace

Spotřeba energie - nejdůležitějším ukazatelem, který do značné míry určuje úroveň ekonomického rozvoje, národní bezpečnosti a blahobytu obyvatel jakékoli země. Růst spotřeby energie vždy doprovázel vývoj lidské společnosti, ale obzvláště rychlý byl během dvacátého století: spotřeba energie se zvýšila téměř 15krát a na konci dosáhla absolutní hodnoty asi 9,5 miliardy tun ropného ekvivalentu (toe). Spalování uhlí, ropy a zemního plynu zajišťuje asi 80 % celosvětové spotřeby energie. V 21. století bude její růst nepochybně pokračovat, zejména v rozvojových zemích, pro které vývoj ekonomiky a zlepšování kvality života obyvatelstva jsou nevyhnutelně spojeny s výrazným nárůstem množství spotřebovávané energie, především jejího nejuniverzálnějšího druhu – elektřiny. Předpokládá se, že do poloviny 21. století se celosvětová spotřeba energie zdvojnásobí a spotřeba elektřiny se ztrojnásobí.

Obecný trend růstu spotřeby energie zvyšuje závislost většiny zemí na dovozu ropy a zemního plynu, zesiluje konkurenci o přístup k energetickým zdrojům a vytváří hrozbu pro globální bezpečnost. Zároveň narůstají obavy z ekologických důsledků výroby energie, především kvůli nebezpečí nepřijatelného znečištění ovzduší emisemi produktů spalování uhlovodíkových paliv.

Lidstvo bude proto v nepříliš vzdálené budoucnosti nuceno přejít na využívání alternativních „bezuhlíkových“ technologií výroby energie, které budou spolehlivě uspokojovat rostoucí energetické potřeby na dlouhou dobu bez nepřijatelných ekologických dopadů. Musíme však přiznat, že v současnosti známé obnovitelné zdroje energie – větrná, solární, geotermální, přílivová atd. – vzhledem k jejich potenciálním možnostem nelze využít pro velkovýrobu energie (viz „Věda a život“ č. 10, 2002 - Poznámka vyd.). A velmi nadějná technologie řízené termojaderné fúze je stále ve fázi výzkumu a tvorby demonstračního jaderného reaktoru (viz "Věda a život" č. 8, 2001, č. 9, 2001 - Poznámka vyd.).

Podle mnoha odborníků, včetně autora tohoto článku, bude skutečnou energetickou volbou lidstva v 21. století široké využití jaderné energie založené na štěpných reaktorech. Jaderná energetika by již nyní mohla převzít významnou část nárůstu celosvětové poptávky po palivu a energii. Dnes zajišťuje asi 6 % celosvětové spotřeby energie, zejména elektrické, kde její podíl činí asi 18 % (v Rusku - asi 16 %).

Aby se širší využití jaderné energie stalo hlavním zdrojem energie v současném století, je nutné splnit několik podmínek. Jaderná energetika musí především splňovat požadavky garantované bezpečnosti pro obyvatelstvo a životní prostředí a přírodní zdroje pro výrobu jaderného paliva musí zajistit fungování „velké“ jaderné energetiky minimálně na několik století. A navíc, pokud jde o technické a ekonomické ukazatele, jaderná energie by neměla být horší než nejlepší zdroje energie využívající uhlovodíková paliva.

Podívejme se, jak moderní jaderná energetika tyto požadavky splňuje.

O zaručené bezpečnosti jaderné energetiky

Bezpečnostní otázky jaderné energetiky byly od jejího vzniku zvažovány a poměrně efektivně řešeny systematicky a na vědeckém základě. V době jejího vzniku však docházelo k mimořádným událostem s nepřijatelnými úniky radioaktivity, včetně dvou rozsáhlých havárií: v jaderné elektrárně Three Mile Island (USA) v roce 1979 a v Černobylská jaderná elektrárna(SSSR) v roce 1986. V tomto ohledu globální komunita vědců a jaderných specialistů pod záštitou Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE) vypracovala doporučení, jejichž dodržování prakticky eliminuje nepřijatelné dopady na životní prostředí a obyvatelstvo v případě jakýchkoli fyzicky možných havárie v jaderných elektrárnách. Zejména stanoví: pokud projekt spolehlivě neprokáže, že roztavení aktivní zóny reaktoru je vyloučeno, musí se vzít v úvahu možnost takové havárie a musí být prokázáno, že fyzické bariéry stanovené v projektu reaktoru zaručeně vyloučí nepřijatelné důsledky pro životní prostředí. Obsahuje doporučení MAAE nedílná součást do národních norem jaderné bezpečnosti v mnoha zemích po celém světě. Některá technická řešení, která zajišťují bezpečný provoz moderních reaktorů, jsou popsána níže na příkladu reaktorů BN-600 a BN-800.

Zdrojová základna pro výrobu jaderného paliva

Jaderní specialisté vědí, že stávající technologie jaderné energetiky, založená na tzv. „termálních“ jaderných reaktorech s vodním nebo grafitovým moderátorem neutronů, nedokáže zajistit rozvoj jaderné energetiky ve velkém měřítku. To je způsobeno nízkou účinností použití přírodního uranu v takových reaktorech: používá se pouze izotop U-235, jehož obsah v přírodním uranu je pouze 0,72 %. Proto dlouhodobá strategie rozvoje „velké“ jaderné energetiky zahrnuje přechod na pokročilou technologii uzavřeného palivového cyklu založenou na využití tzv. rychlých jaderné reaktory a přepracování paliva vyloženého z reaktorů jaderných elektráren pro následný návrat nespálených a nově vzniklých štěpných izotopů do energetického cyklu.

V „rychlém“ reaktoru je většina štěpných událostí jaderného paliva způsobena rychlými neutrony s energií vyšší než 0,1 MeV (odtud název „rychlý“ reaktor). V reaktoru přitom dochází ke štěpení nejen velmi vzácného izotopu U-235, ale také U-238, hlavní složky přírodního uranu (~99,3 %), jehož pravděpodobnost štěpení v neutronovém spektru „tepelného reaktoru“ je velmi nízká. Zásadně důležité je, že v „rychlém“ reaktoru vzniká při každém jaderném štěpení větší množství neutronů, které lze využít k intenzivní přeměně U-238 na štěpný izotop plutonia Pu-239. Výsledkem je tato transformace jaderná reakce:

Neutronově-fyzikální vlastnosti rychlého reaktoru jsou takové, že proces tvorby plutonia v něm může mít charakter rozšířeného chovu, kdy se v reaktoru tvoří více sekundárního plutonia, než shoří původně naložené množství. Proces tvorby přebytečného množství štěpných izotopů v jaderném reaktoru se nazývá "chov" (z anglického plemene - množit se). Tento termín je spojen s mezinárodně uznávaným názvem pro rychlé reaktory s plutoniovým palivem – množivé reaktory, neboli multiplikátory.

Praktická realizace šlechtitelského procesu má zásadní význam pro budoucnost jaderné energetiky. Faktem je, že takový proces umožňuje téměř úplně využít přírodní uran a tím téměř stonásobně zvýšit „výtěžek“ energie z každé tuny vytěženého přírodního uranu. To otevírá cestu k prakticky nevyčerpatelným palivovým zdrojům jaderné energie na dlouhou historickou perspektivu. Proto je obecně přijímáno, že využití chovatelů je nutná podmínka vznik a provoz jaderné energetiky velkého rozsahu.

Poté, co byla koncem 40. let minulého století realizována zásadní možnost vytvoření rychlých množivých reaktorů, začal po celém světě intenzivní výzkum jejich neutronových charakteristik a hledání vhodných technických řešení. U nás byl iniciátorem výzkumu a vývoje na rychlých reaktorech akademik Ukrajinské akademie věd Alexandr Iljič Leypunskij, který byl až do své smrti v roce 1972 vědecký supervizor Obninský fyzikální a energetický institut (PEI).

Inženýrské potíže při vytváření rychlých reaktorů jsou spojeny s řadou inherentních rysů. Patří mezi ně: vysoká energetická hustota paliva; nutnost zajistit jeho intenzivní chlazení; vysoké provozní teploty chladiva, konstrukčních prvků reaktoru a zařízení; radiační poškození konstrukčních materiálů způsobené intenzivním ozářením rychlými neutrony. K vyřešení těchto nových vědeckých a technických problémů a rozvoji technologie rychlých reaktorů bylo nutné vybudovat rozsáhlou výzkumnou a experimentální základnu s unikátními stojany a v 60.-80. letech 20. století vytvořit řadu experimentálních a demonstračních energetické reaktory tohoto typu v Rusku, USA, Francii, Velké Británii a Německu. Je pozoruhodné, že ve všech zemích byl jako chladicí médium - chladivo - pro rychlé reaktory zvolen sodík, přestože aktivně reaguje s vodou a párou. Rozhodujícími výhodami sodíku jako chladiva jsou jeho výjimečně dobré termofyzikální vlastnosti (vysoká tepelná vodivost, vysoká tepelná kapacita, vysoký bod varu), nízká spotřeba energie na cirkulaci, snížený korozní účinek na konstrukční materiály reaktoru a relativní snadnost jeho čištění za provozu.

První domácí demonstrační rychlý neutronový energetický reaktor BN-350 o tepelném výkonu 1000 MW byl uveden do provozu v roce 1973 na východním pobřeží Kaspického moře (viz "Věda a život" č. 11, 1976 - Poznámka vyd.). Mělo smyčkové schéma přenosu tepla tradiční pro jadernou energii a komplex parních turbín pro přeměnu tepelné energie. Část tepelného výkonu reaktoru byla využita k výrobě elektřiny, zbytek byl použit na odsolování mořskou vodou. Jeden z charakteristické rysy schémata tohoto a následujících reaktorových instalací se sodíkovým chladivem - přítomnost mezilehlého okruhu přenosu tepla mezi reaktorem a parovodním okruhem, diktovaná bezpečnostními úvahami.

Reaktorová elektrárna BN-350, navzdory složitosti svého technologického schématu, úspěšně fungovala v letech 1973 až 1988 (o pět let déle, než byla projektovaná doba) jako součást elektrárny Mangyshlak Energy Plant a zařízení na odsolování mořské vody v Shevchenko (nyní Aktau, Kazachstán). .

Velké rozvětvení sodíkových okruhů v reaktoru BN-350 vyvolalo obavy, protože v případě nouzového odtlakování by mohlo dojít k požáru. SSSR proto, aniž by čekal na spuštění reaktoru BN-350, začal konstruovat výkonnější rychlý reaktor BN-600 integrální konstrukce, ve kterém nebyly žádné sodíkové potrubí velkého průměru a téměř veškerý radioaktivní sodík v primární okruh byl soustředěn v nádobě reaktoru. To umožnilo téměř zcela eliminovat riziko odtlakování prvního sodíkového okruhu, snížit požární nebezpečí instalace a zvýšit úroveň radiační bezpečnosti a spolehlivosti reaktoru.

Reaktorová elektrárna BN-600 funguje spolehlivě od roku 1980 jako součást třetího energetického bloku Bělojarské JE. Dnes jde o nejvýkonnější reaktor s rychlými neutrony fungující na světě, který slouží jako zdroj unikátních provozních zkušeností a základ pro testování pokročilých konstrukčních materiálů a paliva v plném rozsahu.

Všechny následné projekty tohoto typu reaktoru v Rusku, stejně jako většina komerčních projektů rychlých reaktorů vyvíjených v zahraničí, využívají integrální konstrukci.

Zajištění bezpečnosti rychlých reaktorů

Již při projektování prvních energetických reaktorů s rychlými neutrony velká pozornost věnovala pozornost otázkám bezpečnosti jak při jejich běžném provozu, tak i během nouzové situace. Směry hledání vhodných konstrukčních řešení byly určeny požadavkem vyloučit nepřijatelné dopady na životní prostředí a obyvatelstvo prostřednictvím vnitřní vlastní ochrany reaktoru a využití účinných systémů pro lokalizaci případných havárií, které omezují jejich následky.

Sebeobrana reaktoru je založena především na působení negativu zpětná vazba, stabilizující proces štěpení jaderného paliva se zvyšující se teplotou a výkonem reaktoru a také na vlastnostech materiálů použitých v reaktoru. Abychom ilustrovali inherentní bezpečnost rychlých reaktorů, poukážeme na některé jejich vlastnosti spojené s použitím sodíkového chladiva v nich. Teplo Bod varu sodíku (883oC za normálních fyzikálních podmínek) umožňuje udržovat v nádobě reaktoru tlak blízký atmosférickému. To zjednodušuje konstrukci reaktoru a zvyšuje jeho spolehlivost. Nádoba reaktoru není za provozu vystavena velkému mechanickému zatížení, takže její prasknutí je ještě méně pravděpodobné než u stávajících tlakovodních reaktorů, kde patří do hypotetické třídy. Ale ani taková havárie v rychlém reaktoru nepředstavuje nebezpečí z hlediska spolehlivého chlazení jaderného paliva, protože nádoba je obklopena utěsněným bezpečnostním pláštěm a objem případného úniku sodíku do ní je zanedbatelný. Odtlakování potrubí sodíkovým chladivem v rychlém reaktoru integrální konstrukce také nevede k nebezpečná situace. Vzhledem k tomu, že tepelná kapacita sodíku je poměrně vysoká, i při úplném zastavení odvodu tepla do parovodního okruhu se teplota chladiva v reaktoru zvýší rychlostí přibližně 30 stupňů za hodinu. Při běžném provozu je teplota chladiva na výstupu z reaktoru 540oC. Významná teplotní rezerva před varem sodíku poskytuje dostatečnou časovou rezervu k přijetí opatření k omezení následků takové nepravděpodobné havárie.

Při návrhu reaktoru BN-800, který využívá základní inženýrská řešení BN-600, byla přijata dodatečná opatření, aby byla zachována integrita reaktoru a nedocházelo k nepřijatelným dopadům na životní prostředí, a to ani v případě o hypotetické, extrémně nepravděpodobné havárii zahrnující roztavení aktivní zóny reaktoru.

Ovládací panel reaktoru BN-600.

Dlouhodobý provoz rychlých reaktorů potvrdil dostatečnost a účinnost poskytovaných bezpečnostních opatření. Za 25 let provozu reaktoru BN-600 nedošlo k žádné havárii s nadměrným únikem radioaktivity, k ozáření personálu a zejména místního obyvatelstva. Rychlé reaktory prokázaly vysokou provozní stabilitu a snadno se ovládají. Technologie sodné chladicí kapaliny byla zvládnuta, což účinně neutralizuje její nebezpečí požáru. Personál s jistotou odhalí netěsnosti a spalování sodíku a spolehlivě odstraní jejich následky. V minulé roky Víc a víc široké uplatnění v projektech rychlých reaktorů se nalézají systémy a zařízení, která dokážou převést reaktor do bezpečného stavu bez zásahu personálu nebo externí dodávky energie.

Technické a ekonomické ukazatele rychlých reaktorů

Vlastnosti sodíkové technologie, zvýšená bezpečnostní opatření a konzervativní volba konstrukčních řešení pro první reaktory - BN-350 a BN-600 - se staly důvodem jejich vyšší ceny ve srovnání s vodou chlazenými reaktory. Vznikly však především za účelem testování výkonu, bezpečnosti a spolehlivosti rychlých reaktorů. Tento problém byl vyřešen jejich úspěšnou operací. Při vytváření další reaktorové instalace - BN-800, určené pro masové použití v jaderné energetice byla věnována větší pozornost technicko-ekonomickým charakteristikám a v důsledku toho se z hlediska měrných investičních nákladů podařilo výrazně přiblížit VVER-1000 - hlavnímu typu domácích energetických reaktorů s pomalými neutrony.

Nyní lze považovat za prokázané, že rychlé reaktory se sodíkovým chladivem mají velký potenciál pro další technické a ekonomické zlepšení. Mezi hlavní směry pro zlepšení jejich ekonomických vlastností při současném zvýšení úrovně bezpečnosti patří: zvýšení blokového výkonu reaktoru a hlavních komponent energetického bloku, zlepšení konstrukce hlavního zařízení, přechod na nadkritické parametry páry za účelem zvýšení termodynamická účinnost cyklu přeměny tepelné energie, optimalizace systému pro manipulaci s čerstvým a vyhořelým palivem, zvýšení vyhoření jaderného paliva, vytvoření aktivní zóny s vysokým vnitřní koeficient míra reprodukce (CR) - až 1, prodloužení životnosti na 60 let a více.

Zlepšení jednotlivé druhy zařízení, jak ukázaly projekční studie provedené v OKBM, mohou mít velmi významný vliv na zlepšení technických a ekonomických ukazatelů jak reaktorové elektrárny, tak energetického bloku jako celku. Například studie na zlepšení systému doplňování paliva slibného reaktoru BN-1800 ukázaly možnost výrazného snížení spotřeby kovů tohoto systému. Nahrazením modulárních parogenerátorů za opláštěné originální konstrukce lze výrazně snížit jejich cenu, ale i plochu, objem a spotřebu materiálu parogenerátorové části energetického bloku.

Vliv výkonu reaktoru a technologického zlepšení zařízení na spotřebu kovů a výši investičních nákladů je patrný z tabulky.

Zlepšení rychlých reaktorů bude přirozeně vyžadovat určité úsilí ze strany společnosti průmyslové podniky, vědecké a projekční organizace. Pro zvýšení vyhoření jaderného paliva je tedy nutné vyvinout a zvládnout výrobu konstrukčních materiálů aktivní zóny reaktoru, které jsou odolnější vůči ozáření neutrony. V současné době probíhají práce v tomto směru.

Rychlé reaktory lze využít nejen pro energii. Vysokoenergetické neutronové toky jsou schopny efektivně „spálit“ nejnebezpečnější radionuklidy s dlouhou životností vznikající ve vyhořelém jaderném palivu. To má zásadní význam pro řešení problému nakládání s radioaktivním odpadem z jaderné energetiky. Faktem je, že poločas rozpadu některých radionuklidů (aktinidů) daleko přesahuje vědecky podložená období stability geologických formací, které jsou považovány za konečné úložiště radioaktivního odpadu. Použitím uzavřeného palivového cyklu se spalováním aktinidů a transmutací produktů štěpení s dlouhou životností na produkty s krátkou životností je tedy možné radikálně vyřešit problém neutralizace odpadu z jaderné energie a výrazně snížit objem radioaktivního odpadu, který má být pohřben.

Převod jaderné energie spolu s „tepelnými“ reaktory do rychlých množivých reaktorů, stejně jako do uzavřeného palivového cyklu, umožní vytvořit bezpečnou energetickou technologii, která plně odpovídá požadavkům udržitelného rozvoje lidské společnosti.

Mnoho odborníků dnes věří, že reaktory s rychlými neutrony jsou budoucností jaderné energetiky. Jedním z průkopníků ve vývoji této technologie je Rusko, kde rychlý neutronový reaktor BN-600 na JE Bělojarsk funguje již 30 let bez vážnějších incidentů, staví se zde reaktor BN-800 a vzniká tzv. je plánován komerční reaktor BN-1200. Francie a Japonsko mají zkušenosti s provozem jaderných elektráren s rychlými neutrony a zvažuje se výstavba jaderných elektráren s rychlými neutrony v Indii a Číně. Nabízí se otázka: proč neexistují praktické programy pro rozvoj energie rychlých neutronů v zemi s velmi rozvinutým průmyslem jaderné energetiky – v USA?

Ve skutečnosti takový projekt v USA byl. Řeč je o projektu Clinch River Breeder Reactor (v angličtině - The Clinch River Breeder Reactor, zkráceně CRBRP). Cílem tohoto projektu bylo navrhnout a postavit sodíkový rychlý reaktor, který měl být demonstračním prototypem pro další třídu podobných amerických reaktorů s názvem LMFBR (zkratka pro Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Reaktor Clinch River byl zároveň koncipován jako významný krok k rozvoji technologie rychlých reaktorů s tekutými kovy za účelem jejich komerčního využití v elektroenergetice. Umístěním reaktoru Clinch River měla být oblast 6 km 2, administrativně součást města Oak Ridge v Tennessee.

Reaktor měl mít tepelný výkon 1000 MW a elektrický výkon v rozmezí 350-380 MW. Palivem pro něj mělo být 198 šestihranných sestav sestavených do tvaru válce se dvěma zónami obohacování paliva. Vnitřek reaktoru měl sestávat ze 108 souborů obsahujících plutonium obohacené na 18 %. Měly být obklopeny vnější zónou sestávající z 90 souborů s plutoniem obohaceným na 24 %. Tato konfigurace by měla poskytovat nejlepší podmínky pro odvod tepla.

Projekt byl poprvé představen v roce 1970. V roce 1971 americký prezident Richard Nixon stanovil tuto technologii jako jednu z nejvyšších národních priorit výzkumu a vývoje.

Co bránilo jeho realizaci?

Jedním z důvodů tohoto rozhodnutí byla pokračující eskalace projektových nákladů. V roce 1971 americká komise pro atomovou energii určila, že projekt bude stát asi 400 milionů dolarů. Soukromý sektor se zavázal financovat většinu projektu a vyčlenil 257 milionů dolarů. V dalších letech však náklady na projekt vyskočily na 700 mil. K roku 1981 již byla vynaložena miliarda dolarů z rozpočtových prostředků, přestože náklady na projekt byly v té době odhadovány na 3 - 3,2 mld. dolarů, nepočítaje další miliardy, které byly nutné na výstavbu závodu na výrobu vyrobeného paliva. V roce 1981 odhalil kongresový výbor případy různých zneužívání, což dále zvýšilo náklady na projekt.

Před rozhodnutím o uzavření se náklady na projekt již odhadovaly na 8 miliard dolarů.

Dalším důvodem byly vysoké náklady na stavbu a provoz samotného množivého reaktoru na výrobu elektřiny. V roce 1981 se odhadovalo, že náklady na výstavbu rychlého reaktoru budou dvakrát vyšší než u standardního lehkovodního reaktoru stejného výkonu. Odhadovalo se také, že aby byl chovatel ekonomicky konkurenceschopný s konvenčními lehkovodními reaktory, cena uranu by musela být 165 dolarů za libru, zatímco ve skutečnosti byla cena tehdy 25 dolarů za libru. Soukromé výrobní společnosti nechtěly investovat do tak riskantní technologie.

Dalším vážným důvodem pro omezení chovatelského programu bylo ohrožení možné porušení režim nešíření, protože tato technologie produkuje plutonium, které lze použít i pro výrobu jaderných zbraní. Kvůli mezinárodním obavám z problémů šíření jaderných zbraní vyzval v dubnu 1977 americký prezident Jimmy Carter k neurčitému odkladu výstavby komerčních rychlých reaktorů.

Prezident Carter byl obecně důsledným odpůrcem projektu Clinch River. V listopadu 1977, poté, co vetoval návrh zákona o pokračování ve financování, Carter řekl, že by to bylo „neúměrně drahé“ a „po dokončení se stane technicky zastaralým a ekonomicky neproveditelným“. Navíc prohlásil, že technologie rychlých reaktorů je obecně marná. Místo nalití zdrojů do demonstračního projektu rychlých neutronů navrhl Carter místo toho „utrácet peníze na zlepšení bezpečnosti stávajících jaderných technologií“.

Projekt Clinch River byl obnoven po nástupu Ronalda Reagana do úřadu v roce 1981. Navzdory sílícímu odporu Kongresu zrušil zákaz svého předchůdce a stavba pokračovala. Nicméně 26. října 1983, navzdory úspěšnému postupu stavebních prací, americký Senát většinou (56 ku 40) vyzval k žádnému dalšímu financování výstavby a místo bylo opuštěno.

Opět se na to vzpomnělo docela nedávno, když se v USA začal vyvíjet projekt nízkovýkonového reaktoru mPower. Jako místo pro její výstavbu je uvažováno s místem plánované výstavby jaderné elektrárny Clinch River.

Rychlý neutronový reaktor.

Ve struktuře jaderné energetiky velkého rozsahu důležitá role přiděleno rychlým neutronovým reaktorům s uzavřeným palivovým cyklem. Umožňují téměř stonásobně zvýšit efektivitu využívání přírodního uranu, a tím odstranit omezení rozvoje jaderné energetiky zvenčí. přírodní zdroje jaderné palivo.
V současné době je ve 30 zemích světa v provozu asi 440 jaderných reaktorů, které poskytují asi 17 % veškeré elektřiny vyrobené na světě. V průmyslových zemích je podíl „jaderné“ elektřiny zpravidla minimálně 30 % a neustále se zvyšuje. Rychle se rozvíjející jaderný energetický průmysl, založený na moderních „tepelných“ jaderných reaktorech používaných v jaderných elektrárnách v provozu i ve výstavbě (většina z nich s reaktory typu VVER a LWR), však podle vědců nevyhnutelně již v tomto století čelí nedostatku uranových surovin, protože štěpným prvkem paliva pro tyto stanice je vzácný izotop uran-235.
V reaktoru s rychlými neutrony (BN) vzniká při jaderné štěpné reakci nadměrné množství sekundárních neutronů, jejichž absorpce v převážné části uranu sestávajícího z uranu-238 vede k intenzivní tvorbě nového jaderného štěpného materiálu plutonium-239. . Výsledkem je, že z každého kilogramu uranu-235 je spolu s výrobou energie možné získat více než jeden kg plutonia-239, které lze použít jako palivo v libovolných reaktorech jaderných elektráren místo vzácného uranu-235. Tento fyzikální proces, zvaná reprodukce paliva, umožní zapojení veškerého přírodního uranu, včetně jeho hlavní části – izotopu uranu-238 (99,3 % celkové hmotnosti fosilního uranu), do odvětví jaderné energetiky. Tento izotop se v moderních jaderných elektrárnách s tepelnými neutrony prakticky nepodílí na výrobě energie. Výsledkem je, že výroba energie se stávajícími zdroji uranu a minimálním dopadem na přírodu by mohla být zvýšena téměř 100krát. V tomto případě bude atomová energie stačit lidstvu na několik tisíciletí.
Společný provoz „tepelných“ a „rychlých“ reaktorů v poměru přibližně 80:20 % podle vědců poskytne jaderné energetice nejvíce efektivní využití zdroje uranu. V tomto poměru budou rychlé reaktory produkovat dostatek plutonia-239 pro provoz jaderných elektráren s tepelnými reaktory.
Další výhodou technologie rychlých reaktorů s přebytečným množstvím sekundárních neutronů je schopnost „spálit“ dlouhověké (s dobou rozpadu až tisíce a stovky tisíc let) radioaktivní štěpné produkty a přeměnit je na krátkodobé s poločasem rozpadu ne více než 200-300 let. Takto přeměněný radioaktivní odpad lze spolehlivě pohřbít ve speciálních skladovacích zařízeních, aniž by došlo k narušení přirozené radiační rovnováhy Země.

Práce v oblasti rychlých neutronových jaderných reaktorů začaly v roce 1960 návrhem prvního pilotního průmyslového energetického reaktoru BN-350. Tento reaktor byl spuštěn v roce 1973 a byl úspěšně provozován až do roku 1998.
V roce 1980 byl v Bělojarské JE v rámci energetického bloku č. 3 uveden do provozu další výkonnější energetický reaktor BN-600 (600 MW(e)), který spolehlivě funguje dodnes a je největší provozovaný reaktor tohoto typu na světě. V dubnu 2010 reaktor dokončil svou projektovou životnost 30 let s vysokými ukazateli spolehlivosti a bezpečnosti. Po dlouhou dobu provozu je kapacita výkonu pohonné jednotky udržována na stabilní úrovni vysoká úroveň- asi 80 %. Neplánované ztráty nižší než 1,5 %.
Za posledních 10 let provozu energetického bloku nedošlo k jedinému případu nouzového odstavení reaktoru.
Nedochází k uvolňování radionuklidů plynných aerosolů s dlouhou životností do životního prostředí. Výtěžnost inertních radioaktivních plynů je v současnosti zanedbatelná a činí až<1% от допустимого по санитарным нормам.
Provoz reaktoru přesvědčivě prokázal spolehlivost projektových opatření pro prevenci a omezení úniků sodíku.
Z hlediska spolehlivosti a bezpečnosti se ukázalo, že reaktor BN-600 je konkurenceschopný se sériovými reaktory s tepelnými neutrony (VVER).

Obrázek 1. Reaktorová (centrální) hala BN-600

V roce 1983 podnik na základě BN-600 vypracoval projekt vylepšeného reaktoru BN-800 pro energetický blok o výkonu 880 MW(e). V roce 1984 byly zahájeny práce na výstavbě dvou reaktorů BN-800 v Bělojarsku a nových jaderných elektrárnách jižního Uralu. Následné zpoždění výstavby těchto reaktorů bylo využito ke zpřesnění konstrukce za účelem dalšího zvýšení její bezpečnosti a zlepšení technických a ekonomických ukazatelů. Práce na výstavbě BN-800 byly obnoveny v roce 2006 v JE Bělojarsk (4. energetický blok) a měly by být dokončeny v roce 2013.

Obrázek 2. Reaktor rychlých neutronů BN-800 (vertikální řez)

Obrázek 3. Model reaktoru BN-800

Reaktor BN-800 ve výstavbě má následující důležité úkoly:

• Zajištění provozu na palivo MOX.
• Experimentální demonstrace klíčových součástí uzavřeného palivového cyklu.
• Testování nových typů zařízení a vylepšených technických řešení za reálných provozních podmínek zaváděných pro zlepšení účinnosti, spolehlivosti a bezpečnosti.
• Vývoj inovativních technologií pro budoucí reaktory s rychlými neutrony s chladivem tekutého kovu:
• testování a certifikace pokročilých paliv a konstrukčních materiálů;
• ukázka technologie spalování minoritních aktinidů a transmutace dlouhodobých štěpných produktů, které tvoří nejnebezpečnější část radioaktivního odpadu z jaderné energetiky.

JSC "Afrikantov OKBM" vyvíjí projekt vylepšeného komerčního reaktoru BN-1200 o výkonu 1220 MW.

Obrázek 3. Reaktor BN-1200 (svislý řez)

Pro realizaci tohoto projektu je plánován následující program:

• 2010...2016 - vývoj technického řešení reaktorového bloku a realizace programu VaV.
• 2020 - zprovoznění hlavní energetické jednotky využívající palivo MOX a organizace její centralizované výroby.
• 2023…2030 - zprovoznění řady energetických jednotek o celkové kapacitě cca 11 GW.

Spolu s řešeními potvrzenými pozitivními provozními zkušenostmi BN-600 a zahrnutými do projektu BN-800 využívá projekt BN-1200 nová řešení zaměřená na další zlepšení technických a ekonomických ukazatelů a zvýšení bezpečnosti.
Podle technických a ekonomických ukazatelů:

• zvýšení faktoru využití instalovaného výkonu z plánované hodnoty 0,85 pro BN-800 na 0,9;
• postupné zvyšování vyhoření paliva MOX z dosažené úrovně u experimentálních palivových souborů 11,8 % t.a. až do výše 20 % t.a. (průměrné vyhoření ~140 MW den/kg);
• zvýšení faktoru rozmnožování na ~1,2 u paliva s oxidem uranu a plutonia a na ~1,45 pro směsné nitridové palivo;
• snížení měrných ukazatelů spotřeby kovů ~1,7krát ve srovnání s BN-800
• zvýšení životnosti reaktoru ze 45 let (BN-800) na 60 let.

Pro bezpečnost:

• pravděpodobnost vážného poškození aktivní zóny by měla být o řád nižší než požadavky regulačních dokumentů;
• pásmo hygienické ochrany se musí nacházet v hranicích areálu JE pro případné projektové havárie;
• hranice pásma ochranných opatření se musí shodovat s hranicí areálu JE pro těžké nadprojektové havárie, jejichž pravděpodobnost nepřesahuje 10-7 na reaktor/rok.

Optimální kombinace referenčních a nových řešení a možnost rozšířené reprodukce paliva umožňují zařadit tento projekt mezi jadernou technologii čtvrté generace.

JSC "Afrikantov OKBM" se aktivně účastní mezinárodní spolupráce na rychlých reaktorech. Byla developerem projektu čínského experimentálního rychlého neutronového reaktoru CEFR a hlavním dodavatelem výroby hlavního zařízení reaktoru, podílela se na fyzickém a energetickém spouštění reaktoru v roce 2011 a pomáhá s rozvojem jeho výkonu. V současné době se připravuje mezivládní dohoda o výstavbě sodíkem chlazeného demonstračního rychlého reaktoru (CDFR) v Číně podle projektu BN-800 za účasti OKBM a dalších podniků státní korporace Rosatom.

Po spuštění a úspěšném provozu první jaderné elektrárny na světě v roce 1955 bylo z iniciativy I. Kurčatova rozhodnuto o výstavbě průmyslové jaderné elektrárny s tlakovodním reaktorem kanálového typu na Uralu. Mezi vlastnosti tohoto typu reaktoru patří přehřívání páry na vysoké parametry přímo v aktivní zóně, což otevřelo možnost využití sériového turbínového zařízení.

V roce 1958 byla v centru Ruska, v jednom z nejmalebnějších koutů uralské přírody, zahájena výstavba Bělojarské jaderné elektrárny. Pro instalatéry tato stanice začala již v roce 1957, a protože téma jaderných elektráren bylo v té době uzavřeno, v korespondenci a životě se nazývala elektrárna státního okresu Belojarsk. Tato stanice byla zahájena zaměstnanci trustu Uralenergomontazh. Jejich přičiněním byla v roce 1959 vytvořena základna s dílnou na výrobu vodovodních a parovodů (1 okruh reaktoru), v obci Zarechny byly postaveny tři obytné budovy a zahájena výstavba hlavní budovy.

V roce 1959 se na staveništi objevili dělníci z trustu Tsentroenergomontazh, kteří dostali za úkol reaktor nainstalovat. Koncem roku 1959 bylo místo pro stavbu jaderné elektrárny přemístěno z Dorogobuže ve Smolenské oblasti a instalační práce vedl V. Něvskij, budoucí ředitel Bělojarské JE. Veškeré práce na instalaci tepelného mechanického zařízení byly zcela převedeny na trust Tsentroenergomontazh.

Intenzivní období výstavby Belojarské JE začalo v roce 1960. V této době museli montéři spolu se stavebními pracemi zvládnout nové technologie pro instalaci nerezových potrubí, vyzdívky speciálních místností a skladů radioaktivních odpadů, instalaci konstrukcí reaktorů, grafitové zdivo, automatické svařování atd. Učili jsme se za chodu od specialistů, kteří se již na výstavbě jaderných zařízení podíleli. Po přechodu od technologie instalace tepelných elektráren k instalaci zařízení pro jaderné elektrárny pracovníci Tsentroenergomontazh úspěšně dokončili své úkoly a 26. dubna 1964 byla první energetická jednotka JE Belojarsk s AMB-100 reaktor dodal první proud do energetického systému Sverdlovsk. Tato událost spolu se zprovozněním 1. energetického bloku Novovoroněžské JE znamenala zrod velké jaderné energetiky v zemi.

Reaktor AMB-100 byl dalším vylepšením návrhu reaktoru první světové jaderné elektrárny v Obninsku. Jednalo se o kanálový reaktor s vyššími tepelnými charakteristikami aktivní zóny. Získání páry vysokých parametrů díky přehřátí jádra přímo v reaktoru bylo velkým krokem vpřed ve vývoji jaderné energetiky. reaktor pracoval v jednom bloku s turbogenerátorem o výkonu 100 MW.

Konstrukčně se reaktor prvního energetického bloku Bělojarské JE ukázal jako zajímavý tím, že byl vytvořen prakticky bez rámu, to znamená, že reaktor neměl těžké, mnohatunové odolné tělo, jako např. vodou chlazený vodou chlazený reaktor VVER podobného výkonu s tělesem dlouhým 11-12 m, o průměru 3-3,5 m, tloušťce stěny a dna 100-150 mm nebo více. Možnost výstavby jaderných elektráren s reaktory s otevřeným kanálem se ukázala jako velmi lákavá, protože zbavila závody těžkého strojírenství potřeby výroby ocelových výrobků o hmotnosti 200–500 tun. Ukázalo se však, že realizace jaderného přehřátí přímo v reaktoru jsou spojeny se známými obtížemi při regulaci procesu, zejména pokud jde o sledování jeho průběhu, s požadavkem na přesný provoz mnoha přístrojů, s přítomností velkého počtu trubek různých velikostí pod vysokým tlakem atd.

První blok JE Bělojarsk dosáhl svého plného projektovaného výkonu, avšak vzhledem k relativně malému instalovanému výkonu bloku (100 MW), složitosti jeho technologických kanálů a tedy vysoké ceně, cena 1 kWh el. se ukázalo být výrazně vyšší než u termálních stanic na Uralu.

Druhý blok JE Bělojarsk s reaktorem AMB-200 byl postaven rychleji, bez velkého stresu při práci, protože konstrukční a instalační tým byl již připraven. Instalace reaktoru byla výrazně vylepšena. Měl jednookruhový chladicí okruh, což zjednodušilo technologické řešení celé jaderné elektrárny. Stejně jako u prvního energetického bloku je hlavním rysem reaktoru AMB-200 dodávka vysoce parametrické páry přímo do turbíny. 31. prosince 1967 byl do sítě připojen energetický blok č. 2 - tím byla dokončena stavba 1. etapy stanice.

Významnou část historie provozu 1. etapy BNPP zaplnila romantika a drama, příznačné pro vše nové. To platilo zejména v období blokového rozvoje. Věřilo se, že by s tím neměly být žádné problémy - existovaly prototypy z reaktoru AM „First in the World“ až po průmyslové reaktory na výrobu plutonia, na kterých byly základní koncepty, technologie, konstrukční řešení, mnoho typů zařízení a systémů a byla testována i významná část technologických režimů. Ukázalo se však, že rozdíl mezi průmyslovou jadernou elektrárnou a jejími předchůdci je tak velký a jedinečný, že se objevily nové, dříve neznámé problémy.

Největší a nejzřetelnější z nich byla neuspokojivá spolehlivost odpařovacích a přehřívacích kanálů. Po krátké době jejich provozu se objevilo odtlakování palivových článků nebo úniky chladiva s nepřijatelnými důsledky pro grafitové zdivo reaktorů, technologické režimy provozu a oprav, radiační zátěž na personál a životní prostředí. Podle tehdejších vědeckých kánonů a výpočtových norem se to stát nemělo. Hloubkové studie tohoto nového fenoménu nás donutily přehodnotit zavedené představy o základních zákonech vaření vody v potrubí, protože i při nízké hustotě tepelného toku vznikl dříve neznámý typ krize přenosu tepla, která byla objevena v roce 1979 V.E. Doroshchuk (VTI) a následně nazval „krizi přenosu tepla druhého druhu“.

V roce 1968 padlo rozhodnutí o výstavbě třetího energetického bloku s rychlým neutronovým reaktorem v Bělojarské JE - BN-600. Vědecký dozor nad vznikem BN-600 provedl Ústav fyziky a energetiky, projekt reaktorové elektrárny provádělo Experimental Mechanical Engineering Design Bureau a generální projekt bloku provedl Leningradská pobočka Atomelectroproekt. Blok postavil generální dodavatel – trust Uralenergostroy.

Při jeho návrhu byly zohledněny provozní zkušenosti reaktorů BN-350 v Ševčenku a reaktoru BOR-60. Pro BN-600 bylo přijato ekonomičtější a konstrukčně úspěšnější ucelené uspořádání primárního okruhu, podle kterého jsou aktivní zóna reaktoru, čerpadla a mezivýměníky umístěny v jednom krytu. Nádoba reaktoru o průměru 12,8 m a výšce 12,5 m byla instalována na válečkových podpěrách připevněných k základové desce šachty reaktoru. Hmotnost smontovaného reaktoru byla 3900 tun a celkové množství sodíku v zařízení přesáhlo 1900 tun. Biologická ochrana byla provedena z ocelových válcových sít, ocelových přířezů a trubek s grafitovým plnivem.

Požadavky na kvalitu pro instalační a svářečské práce pro BN-600 se ukázaly být řádově vyšší než ty, kterých bylo dosaženo dříve, a instalační tým musel urychleně přeškolit personál a zvládnout nové technologie. V roce 1972 byl tedy při sestavování nádoby reaktoru z austenitických ocelí poprvé použit betatron pro řízení přenosu velkých svarů.

Při instalaci vnitřních zařízení reaktoru BN-600 byly navíc kladeny speciální požadavky na čistotu a byly zaznamenávány všechny vnášené a vyjímané části z vnitroreaktorového prostoru. Bylo to z důvodu nemožnosti dalšího proplachování reaktoru a potrubí sodíkovým chladivem.

Velkou roli ve vývoji technologie instalace reaktorů sehrál Nikolaj Muravyov, který ho mohl přizvat k práci z Nižního Novgorodu, kde předtím pracoval v projekční kanceláři. Byl jedním z vývojářů projektu reaktoru BN-600 a v té době už byl v důchodu.

Instalační tým úspěšně dokončil zadané úkoly instalace jednotky rychlých neutronů. Plnění reaktoru sodíkem ukázalo, že čistota okruhu byla udržována ještě vyšší, než bylo požadováno, protože bod tuhnutí sodíku, který závisí v tekutém kovu na přítomnosti cizích nečistot a oxidů, se ukázal být nižší, než bylo dosaženo během instalace reaktorů BN-350, BOR-60 v SSSR a jaderných elektráren "Phoenix" ve Francii.

Úspěch instalačních týmů při výstavbě JE Bělojarsk do značné míry závisel na manažerech. Nejprve to byl Pavel Rjabucha, pak přišel mladý energický Vladimir Něvskij, pak ho vystřídal Vazgen Kazarov. V. Něvský udělal pro vznik týmu montážníků hodně. V roce 1963 byl jmenován ředitelem Bělojarské jaderné elektrárny a později vedl Glavatomenergo, kde tvrdě pracoval na rozvoji jaderného průmyslu v zemi.

Konečně 8. dubna 1980 došlo k energetickému spouštění energetického bloku č. 3 Bělojarské JE s rychlým neutronovým reaktorem BN-600. Některé konstrukční vlastnosti BN-600:

• elektrický výkon – 600 MW;
• tepelný výkon – 1470 MW;
• teplota páry – 505 o C;
• tlak páry – 13,7 MPa;
• hrubá termodynamická účinnost – 40,59 %.

Zvláštní pozornost by měla být věnována zkušenostem s manipulací se sodíkem jako chladicí kapalinou. Má dobré termofyzikální a uspokojivé jaderné fyzikální vlastnosti a je dobře kompatibilní s nerezavějící ocelí, uranem a oxidem plutoničitým. Konečně není vzácný a relativně levný. Je však velmi chemicky aktivní, a proto si jeho použití vyžádalo řešení minimálně dvou závažných problémů: minimalizace pravděpodobnosti úniku sodíku z cirkulačních okruhů a meziokruhových netěsností v parogenerátorech a zajištění efektivní lokalizace a ukončení spalování sodíku v případě úniku.

První úkol byl obecně poměrně úspěšně vyřešen ve fázi vývoje projektů zařízení a potrubí. Velmi zdařilé se ukázalo integrální uspořádání reaktoru, ve kterém byla všechna hlavní zařízení a potrubí 1. okruhu s radioaktivním sodíkem „skryta“ uvnitř nádoby reaktoru, a proto byl jeho únik v zásadě možný pouze z málo pomocných systémů.

A přestože je BN-600 dnes největší elektrárenskou jednotkou s rychlým neutronovým reaktorem na světě, Bělojarská JE nepatří mezi jaderné elektrárny s velkým instalovaným výkonem. Jeho odlišnosti a přednosti jsou dány novostí a jedinečností výroby, jejími cíli, technologií a vybavením. Všechny reaktorové instalace JE BelNPP byly určeny pro pilotní průmyslové potvrzení nebo popření technických nápadů a řešení stanovených projektanty a konstruktéry, výzkum technologických režimů, konstrukčních materiálů, palivových článků, řídicích a ochranných systémů.

Všechny tři pohonné jednotky nemají u nás ani v zahraničí přímé obdoby. Ztělesňovaly mnoho myšlenek pro budoucí rozvoj jaderné energie:

• byly postaveny a uvedeny do provozu energetické bloky s kanálovými vodními grafitovými reaktory v průmyslovém měřítku;
• byly použity sériové turbobloky s vysokými parametry s účinností tepelného energetického cyklu od 36 do 42 %, které nemá žádná jaderná elektrárna na světě;
• byly použity palivové soubory, jejichž konstrukce vylučuje možnost fragmentační činnosti vstupující do chladicí kapaliny i při zničení palivových tyčí;
• v primárním okruhu reaktoru 2. bloku je použita uhlíková ocel;
• technologie použití a manipulace s chladivem tekutého kovu byla z velké části zvládnuta;

Bělojarská JE byla první jadernou elektrárnou v Rusku, která v praxi čelila potřebě vyřešit problém vyřazování vyhořelých reaktorů z provozu. Rozvoj této oblasti činnosti, která je velmi relevantní pro celý průmysl jaderné energetiky, měl dlouhou inkubační dobu z důvodu chybějící organizační a regulační dokumentace a nevyřešené otázky finanční podpory.

Více než 50leté období provozu JE Bělojarsk má tři poměrně odlišné etapy, z nichž každá měla své vlastní oblasti činnosti, specifické potíže při realizaci, úspěchy a zklamání.

První etapa (od roku 1964 do poloviny 70. let) byla zcela spojena se spuštěním, vývojem a dosažením projektové úrovně výkonu energetických bloků 1. stupně, množstvím rekonstrukčních prací a řešením problémů spojených s nedokonalými návrhy bloků, technologických režimů a zajištění udržitelného provozu palivových kanálů. To vše vyžadovalo enormní fyzické i intelektuální úsilí osazenstva stanice, které bohužel nebylo korunováno důvěrou ve správnost a perspektivu výběru uranovo-grafitových reaktorů s jadernou přehřátou párou pro další rozvoj jaderné energetiky. Nejvýznamnější část nashromážděných provozních zkušeností 1. etapy však konstruktéři a konstruktéři zohlednili při vytváření uranovo-grafitových reaktorů další generace.

Počátek 70. let byl spojen s volbou nového směru dalšího rozvoje jaderné energetiky země - rychlých neutronových reaktorů s následnou perspektivou výstavby několika energetických bloků s množivými reaktory na směsné uran-plutoniové palivo. Při určování místa pro stavbu prvního pilotního průmyslového bloku využívajícího rychlé neutrony padla volba na JE Bělojarsk. Tato volba byla významně ovlivněna uznáním schopnosti stavebních týmů, montážníků a personálu elektrárny správně postavit tuto unikátní pohonnou jednotku a následně zajistit její spolehlivý provoz.

Toto rozhodnutí znamenalo druhou etapu rozvoje JE Bělojarsk, která byla z větší části ukončena rozhodnutím Státní komise přijmout dokončenou stavbu energetického bloku s reaktorem BN-600 s hodnocením „výborný“, v praxi málo používaný.

Zajištění kvality prací v této fázi bylo svěřeno těm nejlepším odborníkům jak z řad dodavatelů stavby a montáže, tak z řad obsluhy stanice. Personál elektrárny získal rozsáhlé zkušenosti s nastavováním a ovládáním zařízení jaderných elektráren, které byly aktivně a plodně využívány při uvádění do provozu v jaderných elektrárnách Černobyl a Kursk. Zvláště je třeba zmínit JE Bilibino, kde byla kromě prací při uvádění do provozu provedena hloubková analýza projektu, na základě které byla provedena řada významných zlepšení.

Zprovozněním třetího bloku začala třetí etapa existence stanice, která trvá již více než 35 let. Cílem této etapy bylo dosažení konstrukčních parametrů bloku, potvrzení v praxi životaschopnosti konstrukčních řešení a získání provozních zkušeností pro následné zvážení při návrhu sériového bloku se množivým reaktorem. Všechny tyto cíle byly nyní úspěšně splněny.

Bezpečnostní koncepce stanovené v konstrukci jednotky byly obecně potvrzeny. Protože bod varu sodíku je téměř o 300 o C vyšší než jeho provozní teplota, pracuje reaktor BN-600 téměř bez tlaku v nádobě reaktoru, která může být vyrobena z vysoce plastické oceli. To prakticky eliminuje možnost rychle se rozvíjejících trhlin. A tříokruhové schéma přenosu tepla z AZ reaktoru se zvýšením tlaku v každém následujícím okruhu zcela eliminuje možnost, aby se radioaktivní sodík z 1. okruhu dostal do druhého (neradioaktivního) okruhu, a ještě více do okruhu parovodní třetí okruh.

Potvrzením dosažené vysoké úrovně bezpečnosti a spolehlivosti BN-600 je bezpečnostní analýza provedená po havárii v jaderné elektrárně Černobyl, která neodhalila potřebu žádných naléhavých technických vylepšení. Ze statistik aktivace havarijních ochran, nouzových odstávek, neplánovaného snížení provozního výkonu a dalších poruch vyplývá, že reaktor BN-6OO patří minimálně mezi 25 % nejlepších jaderných bloků na světě.

Podle výsledků každoroční soutěže, JE Belojarsk v letech 1994, 1995, 1997 a 2001. získala titul „Nejlepší JE v Rusku“.

Energetická jednotka č. 4 s rychlým neutronovým reaktorem BN-800 je ve fázi před spuštěním. Nový 4. energetický blok s reaktorem BN-800 o výkonu 880 MW byl 27. června 2014 uveden na minimální řízený výkon. Energetická jednotka je navržena tak, aby výrazně rozšířila palivovou základnu jaderné energetiky a minimalizovala radioaktivní odpad prostřednictvím organizace uzavřeného jaderného palivového cyklu.

Uvažuje se o možnosti dalšího rozšíření JE Bělojarsk o energetický blok č. 5 s rychlým reaktorem o výkonu 1200 MW - hlavní komerční energetický blok pro sériovou výstavbu.