Neutrony?
Neutrony jsou částice, které jsou spolu s protony součástí většiny atomových jader. Při jaderné štěpné reakci se jádro uranu rozdělí na dvě části a navíc emituje několik neutronů. Mohou se dostat do jiných atomů a spustit jednu nebo více štěpných reakcí. Pokud každý neutron uvolněný při rozpadu jader uranu narazí na sousední atomy, spustí se lavinový řetězec reakcí s uvolňováním další a další energie. Pokud nebudou žádné odstrašující prostředky, dojde k jadernému výbuchu.
Ale v nukleární reaktor Některé z neutronů buď vycházejí ven, nebo jsou absorbovány speciálními absorbéry. Počet štěpných reakcí proto zůstává po celou dobu stejný, přesně takový, jaký je nutný k získání energie. Energie z reakce radioaktivního rozpadu produkuje teplo, které se pak využívá k výrobě páry pro pohon turbíny elektrárny.
Neutrony, které udržují jadernou reakci konstantní, mohou mít různé energie. Podle energie se jim říká buď tepelné nebo rychlé (existují i studené, ale ty nejsou vhodné pro jaderné elektrárny). Většina reaktorů na světě je založena na využití tepelných neutronů, ale Bělojarská JE má rychlý reaktor. Proč?
Jaké jsou výhody?
V rychlém neutronovém reaktoru část neutronové energie jde, stejně jako v konvenčních reaktorech, k udržení štěpné reakce hlavní složky jaderného paliva, uranu-235. A část energie je absorbována pláštěm vyrobeným z uranu-238 nebo thoria-232. Tyto prvky jsou pro běžné reaktory nepoužitelné. Když neutrony narazí na jejich jádra, změní se na izotopy vhodné pro použití v jaderné energetice jako palivo: plutonium-239 nebo uran-233.
Obohacený uran. Na rozdíl od vyhořelého jaderného paliva není uran zdaleka tak radioaktivní, aby s ním museli manipulovat pouze roboti. Můžete jej dokonce krátce držet rukama v tlustých rukavicích. Foto: Ministerstvo energetiky USA
Rychlé neutronové reaktory tak mohou sloužit nejen k zásobování měst a továren energií, ale také k výrobě nového jaderného paliva z relativně levných surovin. Ve prospěch ekonomických výhod hovoří následující fakta: kilogram uranu vytaveného z rudy stojí asi padesát dolarů, obsahuje pouhé dva gramy uranu-235 a zbytek tvoří uran-238.
Rychlé neutronové reaktory se však ve světě prakticky nepoužívají. BN-600 lze považovat za jedinečný. V současné době nefunguje ani japonský Monju, ani francouzský Phoenix, ani řada experimentálních reaktorů v USA a Velké Británii: reaktory s tepelnými neutrony se ukázaly jako jednodušší na konstrukci a provoz. Na cestě k reaktorům, které mohou kombinovat výrobu energie s výrobou jaderného paliva, je řada překážek. A soudě podle jeho úspěšného provozu po dobu 35 let byli konstruktéři BN-600 schopni obejít alespoň některé překážky.
Co je za problém?
V sodíku. Každý jaderný reaktor musí mít několik součástí a prvků: palivové soubory s jaderným palivem, prvky pro řízení jaderné reakce a chladivo, které absorbuje teplo generované v zařízení. Konstrukce těchto komponent, složení paliva a chladiva se mohou lišit, ale bez nich je reaktor z definice nemožný.
V rychlém neutronovém reaktoru je nutné použít jako chladivo materiál, který neutrony nezadržuje, jinak se přemění z rychlých na pomalé, tepelné. Za rozbřesku nukleární energie konstruktéři se pokusili použít rtuť, ale ta rozpustila potrubí uvnitř reaktoru a začala unikat ven. Zahřátý jedovatý kov, který se navíc vlivem radiace stal radioaktivním, způsobil tolik problémů, že byl projekt rtuťového reaktoru rychle opuštěn.
Kousky sodíku jsou obvykle uloženy pod vrstvou petroleje. Přestože je tato kapalina hořlavá, nereaguje se sodíkem a neuvolňuje do ní vodní páru ze vzduchu. Foto: Superplus / Wikipedie
BN-600 používá tekutý sodík. Sodík je na první pohled o málo lepší než rtuť: je extrémně chemicky aktivní, prudce reaguje s vodou (jinými slovy po vhození do vody exploduje) a reaguje dokonce i s látkami obsaženými v betonu. Nezasahuje však do neutronů a při správné úrovni stavebních prací a následné údržby není riziko úniku tak velké. Sodík navíc na rozdíl od vodní páry lze čerpat za normálního tlaku. Proud páry z prasklého parního potrubí pod tlakem stovek atmosfér řeže kov, takže v tomto smyslu je sodík bezpečnější. Co se týče chemické aktivity, dá se využít i k dobru. Sodík v případě havárie reaguje nejen s betonem, ale i s radioaktivní jód. Jodid sodný již neopouští budovu jaderné elektrárny, zatímco plynný jód tvořil téměř polovinu emisí při havárii jaderné elektrárny ve Fukušimě.
Sovětští inženýři, kteří vyvinuli reaktory s rychlými neutrony, nejprve postavili experimentální BR-2 (stejný neúspěšný, rtuťový) a poté experimentální BR-5 a BOR-60 se sodíkem místo rtuti. Data z nich získaná umožnila navrhnout první průmyslový „rychlý“ reaktor BN-350, který byl použit v unikátním jaderném chemickém a energetickém závodě – jaderné elektrárně kombinované s odsolovacím zařízením mořské vody. V JE Belojarsk byl postaven druhý reaktor typu BN - „rychlý, sodný“.
Navzdory zkušenostem nashromážděným v době uvedení BN-600 na trh byly první roky poznamenány řadou úniků tekutého sodíku. Žádný z těchto incidentů nepředstavoval radiační hrozbu pro obyvatelstvo ani nevedl k vážnému ozáření personálu elektrárny a od počátku 90. let se úniky sodíku úplně zastavily. Abychom to uvedli do globálního kontextu, japonské Monju utrpělo v roce 1995 vážný únik kapalného sodíku, což vedlo k požáru a odstavení elektrárny na 15 let. Pouze sovětským konstruktérům se podařilo převést myšlenku rychlého neutronového reaktoru do průmyslového spíše než experimentálního zařízení, jehož zkušenosti umožnily ruským jaderným vědcům vyvinout a postavit reaktor nové generace - BN-800.
BN-800 již byl postaven. Dne 27. června 2014 byl zahájen provoz reaktoru na minimální výkon a v roce 2015 se předpokládá spuštění elektrárny. Vzhledem k tomu, že spouštění jaderného reaktoru je velmi složitý proces, odborníci oddělují fyzické spouštění (začátek samoudržující řetězové reakce) a energetické spouštění, při kterém energetický blok začne dodávat první megawatty elektřiny do síť.
JE Belojarsk, ovládací panel. Fotografie z oficiálních stránek: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
V BN-800 konstruktéři implementovali řadu důležitých vylepšení, včetně například nouzového systému chlazení vzduchu pro reaktor. Vývojáři říkají, že jeho výhodou je nezávislost na zdrojích energie. Pokud, jako ve Fukušimě, v jaderné elektrárně zmizí elektřina, pak tok chladícího reaktoru stále nezmizí - cirkulace bude zachována přirozeně, v důsledku konvekce, stoupajícího ohřátého vzduchu. A pokud se jádro náhle roztaví, radioaktivní tavenina nepůjde ven, ale do speciální pasti. A konečně ochranou proti přehřátí je velký přísun sodíku, který v případě havárie dokáže pohltit vzniklé teplo i v případě, že všechny chladicí systémy zcela selžou.
Po BN-800 se plánuje výstavba reaktoru BN-1200 s ještě větším výkonem. Vývojáři očekávají, že jejich duchovním dítětem se stane sériový reaktor a najde uplatnění nejen v JE Bělojarsk, ale i na dalších stanicích. To jsou však zatím jen plány, pro rozsáhlý přechod na rychlé neutronové reaktory je ještě potřeba vyřešit řadu problémů.
JE Belojarsk, staveniště nového energetického bloku. Fotografie z oficiálních stránek: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
Co je za problém?
V ekonomii a ekologii paliva. Rychlé neutronové reaktory pracují na směsi obohaceného oxidu uranu a oxidu plutonia – jde o takzvané mox palivo. Teoreticky může být levnější než konvenční palivo, protože používá plutonium nebo uran-233 z levného uranu-238 nebo thoria ozářeného v jiných reaktorech, ale zatím je palivo mox levnější než konvenční palivo. Ukazuje se, že jde o jakýsi začarovaný kruh, který není tak snadné prolomit: je nutné doladit technologii výstavby reaktorů, extrakci plutonia a uranu z materiálu ozářeného v reaktoru a zajistit kontrolu nad nešíření materiálů vysoké úrovně. Někteří ekologové, například zástupci neziskového centra Bellona, poukazují na velký objem odpadu produkovaného při zpracování ozářeného materiálu, protože spolu s cennými izotopy v reaktoru s rychlými neutrony vzniká značné množství radionuklidů, které je třeba někde pohřbít.
Jinými slovy, ani úspěšný provoz rychlého neutronového reaktoru sám o sobě nezaručuje revoluci v jaderné energetice. Je to nutná, ale ne postačující podmínka pro přechod z omezených zásob uranu-235 k mnohem dostupnějšímu uranu-238 a thoria-232. Zda technologové podílející se na procesech přepracování jaderného paliva a likvidace jaderného odpadu zvládnou své úkoly, je tématem na samostatný příběh.
Jaderné energetice byla vždy věnována zvýšená pozornost díky svému příslibu. Ve světě se asi dvacet procent elektřiny získává pomocí jaderných reaktorů a ve vyspělých zemích je toto číslo u produktu jaderné energie ještě vyšší – více než třetina veškeré elektřiny. Hlavním typem reaktorů však zůstávají tepelné, jako jsou LWR a VVER. Vědci se domnívají, že jedním z hlavních problémů těchto reaktorů v blízké budoucnosti bude nedostatek přírodního paliva, uranu a jeho izotopu 238, nezbytných pro provedení štěpné řetězové reakce. Na základě možného vyčerpání zdrojů tohoto přírodního palivového materiálu pro tepelné reaktory jsou kladena omezení na rozvoj jaderné energetiky. Za perspektivnější se považuje využití jaderných reaktorů využívajících rychlé neutrony, ve kterých je možná reprodukce paliva.
Historie vývoje
Na základě programu Ministerstva atomového průmyslu Ruské federace na počátku století byly stanoveny úkoly vytvořit a zajistit bezpečný provoz jaderných energetických komplexů, modernizovaných jaderných elektráren nového typu. Jedním z těchto zařízení byla Bělojarská jaderná elektrárna, která se nachází 50 kilometrů u Sverdlovska (Jekatěrinburg), o jejím vytvoření bylo rozhodnuto v roce 1957 a v roce 1964 byl uveden do provozu první blok.
Dva z jejích bloků provozovaly tepelné jaderné reaktory, které v 80. až 90. letech minulého století vyčerpaly své zdroje. Na třetím bloku byl poprvé na světě testován rychlý neutronový reaktor BN-600. Během jeho práce byly získány výsledky plánované vývojáři. Bezpečnost procesu byla také vynikající. Během projektového období, které skončilo v roce 2010, nedošlo k žádnému závažnému porušení nebo odchylce. Jeho poslední termín vyprší do roku 2025. Již nyní lze říci, že rychlé neutronové jaderné reaktory, mezi které patří BN-600 a jeho nástupce BN-800, mají velkou budoucnost.
Uvedení nového BN-800
vědci OKBM Afrikantov z Gorkého (dnešní Nižnij Novgorod) připravil projekt čtvrtého energetického bloku Bělojarské JE již v roce 1983. Kvůli havárii, ke které došlo v Černobylu v roce 1987, a zavedení nových bezpečnostních norem v roce 1993 byly práce zastaveny a start byl odložen na neurčito. Teprve v roce 1997, po obdržení licence na stavbu bloku č. 4 s reaktorem BN-800 o výkonu 880 MW od Gosatomnadzoru, byl proces obnoven.
Dne 25. prosince 2013 byl zahájen ohřev reaktoru pro další vstup chladiva. Čtrnáctého června, jak bylo plánováno, nastala masa dostatečná k provedení minimální řetězové reakce. Pak se věci zastavily. Palivo MOX, složené ze štěpných oxidů uranu a plutonia, podobné tomu, které se používá v bloku 3, nebylo připraveno. Právě to chtěli vývojáři v novém reaktoru využít. Musel jsem kombinovat a hledat nové možnosti. V důsledku toho, aby se neodkládalo spuštění pohonné jednotky, rozhodli se v části montáže použít uranové palivo. Spuštění jaderného reaktoru BN-800 a bloku č. 4 proběhlo 10. prosince 2015.
Popis procesu
Při provozu v reaktoru s rychlými neutrony vznikají v důsledku štěpné reakce sekundární prvky, které po pohlcení uranovou hmotou tvoří nově vzniklý jaderný materiál plutonium-239, schopný pokračovat v procesu dalšího štěpení. Hlavní výhodou této reakce je produkce neutronů z plutonia, které se používá jako palivo pro jaderné reaktory v jaderných elektrárnách. Jeho přítomnost umožňuje snížit produkci uranu, jehož zásoby jsou omezené. Z kilogramu uranu-235 můžete získat o něco více než kilogram plutonia-239, čímž zajistíte reprodukci paliva.
V důsledku toho stonásobně vzroste výroba energie v jaderných blocích s minimální spotřebou vzácného uranu a bez omezení výroby. Odhaduje se, že v tomto případě zásoby uranu vydrží lidstvu na několik desítek století. Optimální variantou v jaderné energetice pro udržení rovnováhy z hlediska minimální spotřeby uranu bude poměr 4 ku 1, kdy na každé čtyři tepelné reaktory bude použit jeden pracující na rychlé neutrony.
BN-800 cíle
Během jeho provozní životnosti v energetickém bloku č. 4 Bělojarské JE byly jadernému reaktoru přiděleny některé úkoly. Reaktor BN-800 musí pracovat na palivo MOX. Malý zádrhel, který nastal na začátku práce, plány tvůrců nezměnil. Podle ředitele Bělojarské JE pana Sidorova bude úplný přechod na palivo MOX proveden v roce 2019. Pokud se to stane skutečností, stane se zdejší rychlý neutronový jaderný reaktor prvním na světě, který bude zcela pracovat s takovým palivem. Měl by se stát prototypem pro budoucí podobné rychlé reaktory s chladivem tekutého kovu, produktivnější a bezpečnější. Na základě toho BN-800 testuje inovativní zařízení v provozních podmínkách, kontroluje správnou aplikaci nových technologií, které ovlivňují spolehlivost a účinnost pohonné jednotky.
class="eliadunit">
Kontrola práce nový systém palivový cyklus.
Testy spalování radioaktivního odpadu s dlouhou životností.
Likvidace zbrojního plutonia nahromaděného ve velkém množství.
BN-800, stejně jako jeho předchůdce BN-600, by se měl stát pro ruské vývojáře výchozím bodem pro nashromáždění neocenitelných zkušeností s tvorbou a provozem rychlých reaktorů.
Výhody rychlého neutronového reaktoru
Použití BN-800 a podobných jaderných reaktorů v jaderné energetice umožňuje
Výrazně zvýšit životnost zásob uranu, což výrazně zvyšuje množství přijaté energie.
Schopnost snížit životnost radioaktivních štěpných produktů na minimum (z několika tisíc let na tři sta).
Zvýšit bezpečnost jaderných elektráren. Použití rychlého neutronového reaktoru umožňuje vyrovnat možnost tavení aktivní zóny na minimální úroveň, může výrazně zvýšit úroveň vlastní ochrany zařízení a eliminovat uvolňování plutonia během zpracování. Reaktory tohoto typu se sodíkovým chladivem mají zvýšená úroveň bezpečnostní.
Dne 17. srpna 2016 dosáhl energetický blok č. 4 Bělojarské JE 100% výkonového provozu. Od prosince loňského roku přijímá integrovaný uralský systém energii generovanou v rychlém reaktoru.
class="eliadunit">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 v první pohonné jednotce, hlavní rys Reaktor AMB-200 vyrábí páru s vysokými parametry 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. Vědecké vedení Vytvoření BN-600 bylo provedeno Ústavem fyziky a energetiky, projekt reaktorové elektrárny byl proveden Experimental Mechanical Engineering Design Bureau a generální projekt bloku byl proveden Leningradskou pobočkou 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 vyrobena z ocelových válcových sít, ocelových přířezů a trubek s grafitovou výplní.
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.
Nikolaj Muravyov hrál hlavní roli ve vývoji technologie instalace reaktoru, který byl pozván, aby pracoval Nižnij Novgorod, kde dříve 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 v průběhu 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 případ 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 a intelektuální úsilí personálu stanice, který bohužel nebyl korunován důvěrou ve správnost a perspektivu výběru uran-grafitových reaktorů s jaderným přehříváním páry pro další vývoj nukleární energie. 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.
Zajištěním kvality práce v této fázi bylo pověřeno nejlepší specialisté jak od stavebních a instalačních dodavatelů, tak od 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 Provozní teplota, reaktor BN-600 pracuje 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.
Když se nám například řekne, že „byla postavena elektrárna na solární panely o výkonu 1200 MW“, vůbec to neznamená, že tato solární elektrárna poskytne stejné množství elektřiny jako VVER-1200. poskytuje jaderný reaktor. Solární panely nemohou pracovat v noci – pokud se tedy zprůměrují za roční období, jsou polovinu dne nečinné, a to již snižuje kapacitní faktor na polovinu. Solární panely, a to i nejnovější druhy, fungují mnohem hůře v zataženém počasí a průměrné hodnoty zde také nejsou povzbudivé - mraky s deštěm a sněhem, mlhy snižují kapacitu na polovinu. „SPP s kapacitou 1200 MW“ zní jako zvonění, ale musíme mít na paměti údaj 25 % – tuto kapacitu lze technologicky využít pouze z ¼.
Solární panely, na rozdíl od jaderných elektráren, nefungují 60–80 let, ale 3–4 roky, čímž ztrácejí možnost přeměny sluneční světlo do elektrického proudu. Můžete samozřejmě mluvit o nějaké „levnější generaci“, ale to je naprostý podvod. Solární elektrárny vyžadují velké plochy území, problémy s likvidací vysloužilých solárních panelů se zatím nikdo nikde pořádně nezabýval. Recyklace bude vyžadovat vývoj zcela seriózních technologií, které pravděpodobně nebudou potěšit životní prostředí. Pokud mluvíme o elektrárnách využívajících vítr, pak se slova budou muset používat téměř stejně, protože v tomto případě je kapacitní faktor asi čtvrtina instalovaného výkonu. Někdy je místo větru klid, někdy je vítr tak silný, že nutí „mlýny“ se zastavit, protože ohrožuje celistvost jejich stavby.
Povětrnostní rozmary obnovitelných zdrojů energie
Z druhé „Achilovy paty“ obnovitelných zdrojů energie není úniku. Elektrárny na nich založené nefungují tehdy, když elektřinu, kterou vyrábějí, potřebují spotřebitelé, ale když je venku slunečné počasí nebo má vhodnou sílu vítr. Ano, takové elektrárny mohou vyrábět elektřinu, ale co když ji přenosové sítě nejsou schopny přijímat? V noci foukal vítr, můžeš zapnout větrné elektrárny, ale v noci ty a já spíme a podniky nefungují. Ano, takové tradiční elektrárny založené na obnovitelných zdrojích, jako jsou vodní elektrárny, se s tímto problémem dokážou vypořádat tím, že zvýší vypouštění vody naprázdno („za turbínu“) nebo jednoduše akumulují zásoby vody ve svých nádržích, ale v případě povodní to pro ně není tak jednoduché. A u solárních a větrných elektráren nejsou technologie akumulace energie tak vyvinuté, aby „uchovávaly“ vyrobenou elektřinu pro okamžik, kdy se spotřeba sítě zvýší.
Je tu i druhá strana mince. Investuje investor do výstavby řekněme plynové elektrárny v regionu, kde jsou solární panely instalovány ve velkém? Jak můžete vrátit investované peníze, když „vaše“ elektrárna nefunguje polovinu času? Doba návratnosti, bankovní úrok... „Ach, proč to potřebuji? bolest hlavy!» - prohlašuje opatrný kapitalista a nic nestaví. A máme tu anomálii počasí, týden s naprostým klidem pršelo. A výkřiky rozhořčených spotřebitelů, kteří byli nuceni provozovat dieselové generátory na svých travnatých plochách, ustupují v rachot. Investory nemůžete donutit stavět tepelné elektrárny, bez výhod a dotací od státu nebudou riskovat. A to se v každém případě stává další zátěží pro státní rozpočty, stejně jako v případě, kdy stát, který nenašel vstřícné investory, staví tepelné elektrárny vlastními silami.
Hodně slyšíme o tom, kolik solárních panelů se používá v Německu, že? Zároveň ale v zemi roste počet elektráren provozovaných na lokální hnědé uhlí, které nemilosrdně vypouštějí do ovzduší stejnou „e-dvojku“, se kterou je třeba bojovat při plnění podmínek Pařížské dohody z roku 2015. „Hnědé elektrárny“ jsou nuceny postavit spolkovou vládu Německa, řídící orgány spolkových zemí – nemají jinou možnost, jinak titíž fanoušci „zelené energie“ vyjdou do ulic protestovat kvůli tomu, že v jejich zásuvkách neteče proud, které musíte večer sedět u pochodně.
Samozřejmě přeháníme, ale jen proto, aby byla absurdita situace zjevnější. Pokud je výroba elektřiny doslova závislá na počasí, pak se ukazuje, že je technicky nemožné uspokojit základní potřeby elektřiny pomocí slunce a větru. Ano, teoreticky je možné proplést celou Evropu s Afrikou dodatečným elektrickým vedením (elektrovody) tak, aby proud ze slunné Sahary přicházel k domům stojícím na ponurém pobřeží Severního moře, ale to stojí naprosto neuvěřitelné peníze , jehož doba návratnosti se blíží nekonečnu. Měla by být u každé solární elektrárny uhelná nebo plynová? Opakujeme, ale spalování uhlovodíkových energetických zdrojů v elektrárnách neumožňuje plně implementovat ustanovení Pařížské dohody o snižování emisí CO 2 .
Jaderná elektrárna jako základ „zelené energie“
Slepá ulička? Pro ty země, které se rozhodly zbavit se jaderné energie, je to ono. Samozřejmě hledají cestu, jak z toho ven. Zlepšují systémy spalování uhlí a plynu, opouštějí elektrárny na topný olej, usilují o zvýšení účinnosti pecí, parogenerátorů a kotlů a zvyšují úsilí o využívání energeticky úsporných technologií. To je dobré, to je užitečné, to se musí udělat. Ale Rusko a jeho Rosatom Navrhují mnohem radikálnější variantu – postavit jadernou elektrárnu.
Výstavba jaderné elektrárny, Foto: rusatom-overseas.com
Zdá se vám tato metoda paradoxní? Podívejme se na to z logického hlediska. Za prvé, neexistují žádné emise CO 2 z jaderných reaktorů jako takových – neexistují chemické reakce, plamen v nich divoce nehučí. V důsledku toho „dochází k plnění podmínek Pařížské dohody“. Druhým bodem je rozsah výroby elektřiny v jaderných elektrárnách. Ve většině případů mají areály jaderných elektráren alespoň dva, nebo dokonce všechny čtyři reaktory, jejich celkový instalovaný výkon je enormní a kapacitní faktor trvale přesahuje 80 %. Tento „průlom“ elektřiny stačí k uspokojení potřeb nejen jednoho města, ale celého regionu. Ale jaderné reaktory „nemají rády“, když se jejich výkon mění. Omlouváme se, nyní bude uvedeno několik technických podrobností, aby bylo jasnější, co máme na mysli.
Systémy řízení a ochrany jaderného reaktoru
Princip činnosti energetického reaktoru není schematicky tak složitý. Energie atomových jader se přeměňuje na tepelnou energii chladiva, tepelná energie se přeměňuje na mechanickou energii rotoru elektrického generátoru, která se zase přeměňuje na elektrickou energii.
Atomový – tepelný – mechanický – elektrický, to je jakýsi energetický cyklus.
Elektrický výkon reaktoru nakonec závisí na výkonu řízené, řízené atomové řetězové reakce štěpení jaderného paliva. Klademe důraz na – kontrolované a ovladatelné. Bohužel od roku 1986 dobře víme, co se stane, když se řetězová reakce vymkne kontrole a řízení.
Jak je sledován a kontrolován průběh řetězové reakce, co je potřeba udělat pro to, aby se reakce okamžitě nerozšířila na celý objem uranu obsaženého v „jaderném kotli“? Připomeňme si školní hlášky, aniž bychom zacházeli do vědeckých detailů jaderné fyziky – to bude stačit.
Co je řetězová reakce „na prstech“, pokud někdo zapomněl: jeden neutron přišel, vyřadil dva neutrony, dva neutrony vyřadily čtyři atd. Pokud se počet těchto velmi volných neutronů stane příliš velkým, štěpná reakce se rozšíří po celém objemu uranu a hrozí, že se rozvine ve „velký třesk“. Ano jistě, jaderný výbuch neproběhne, vyžaduje, aby obsah izotopu uranu-235 v palivu přesáhl 60 % a v energetických reaktorech nepřesáhlo obohacení paliva 5 %. Ale i bez atomový výbuch problémy budou až nad hlavu. Chladivo se přehřeje, jeho tlak v potrubí se nadkriticky zvýší, po jejich prasknutí může být narušena celistvost palivových souborů a veškeré radioaktivní látky unikají mimo reaktor, šíleně zamořují okolní prostory a vybuchnou do atmosféry. Podrobnosti o katastrofě jaderné elektrárny v Černobylu jsou však všem známy, nebudeme je opakovat.
Nehoda v jaderné elektrárně Černobyl, Foto: meduza.io
Jednou z hlavních součástí každého jaderného reaktoru je řídicí a ochranný systém. Volné neutrony by neměly být větší než pevně vypočítaná hodnota, ale neměly by být menší než tato hodnota - to povede k utlumení řetězové reakce, jaderná elektrárna se prostě „zastaví“. Uvnitř reaktoru musí být látka, která pohlcuje přebytečné neutrony, ale v množství, které umožňuje pokračování řetězové reakce. Jaderní fyzici již dlouho přišli na to, která látka to dělá nejlépe - izotop boru-10, takže kontrolní a ochranný systém se také jednoduše nazývá „bor“.
Tyče s borem jsou součástí konstrukce reaktorů s grafitem a vodním moderátorem, pro ně jsou stejné technologické kanály jako pro palivové tyče a palivové články. Čítače neutronů v reaktoru pracují nepřetržitě a automaticky dávají příkazy systému, který řídí borové tyče, který tyčemi pohybuje, ponořuje je do reaktoru nebo je z reaktoru vytahuje. Na začátku palivové relace je v reaktoru hodně uranu – borové tyče jsou ponořeny hlouběji. Čas plyne, uran vyhoří a borové tyče se začnou postupně odstraňovat – počet volných neutronů musí zůstat konstantní. Ano, všimli jsme si, že nad reaktorem „visí“ také „nouzové“ borové tyče. V případě porušení, která by potenciálně mohla vymknout kontrole řetězovou reakci, jsou okamžitě ponořena do reaktoru, čímž se řetězová reakce v zárodku zabije. Prasklo potrubí, došlo k úniku chladicí kapaliny - hrozí přehřátí, nouzové borové tyče se spustí okamžitě. Zastavme reakci a pomalu zjistěme, co se přesně stalo a jak problém vyřešit, a riziko by se mělo snížit na nulu.
Existují různé neutrony, ale my máme stejný bor
Jednoduchá logika, jak vidíte, ukazuje, že zvyšování a snižování energetického výkonu jaderného reaktoru – „výkonový manévr“, jak říkají energetici – je velmi obtížná práce, která je založena na jaderné fyzice a kvantové mechanice. Trochu více „hlouběji do procesu“, ne příliš daleko, nebojte se. Při jakékoli štěpné reakci uranového paliva se tvoří sekundární volné neutrony – tytéž, které ve školním vzorci „vyřadily dva neutrony“. V energetickém reaktoru jsou dva sekundární neutrony příliš mnoho, pro řiditelnost a řiditelnost reakce je potřeba koeficient 1,02. Dorazilo 100 neutronů, 200 neutronů bylo vyřazeno a z těchto 200 sekundárních neutronů by 98 mělo „sežrat“, absorbovat stejný bor-10. Bór tlumí nadměrnou aktivitu, to vám jistě říkáme.
Ale pamatujte si, co se stane, když dáte dítěti kýbl zmrzliny – s radostí sní prvních 5-6 porcí a pak odejde, protože se „další už nevejde“. Lidé se skládají z atomů, a proto se charakter atomů neliší od našeho. Bor-10 může jíst neutrony, ale ne nekonečný počet, to samé „už se nevejde“ určitě přijde. Vousatí muži v bílých pláštích v jaderné elektrárně tuší, že mnoho lidí si uvědomuje, že jaderní vědci zůstávají v jádru zvědavými dětmi, a tak se snaží používat co nejvyspělejší slovní zásobu. Bor v jejich slovníku není „sežrán neutrony“, ale „vyhořelý“ - to zní mnohem slušněji, budete souhlasit. Tak či onak, každý požadavek energetické sítě na „vypnutí reaktoru“ vede k intenzivnějšímu vyhoření systému ochrany a řízení bóru a způsobuje další potíže.
Model reaktoru s rychlými neutrony, Foto: topwar.ru
S koeficientem 1,02 také není vše tak jednoduché, protože kromě pohotových sekundárních neutronů, které se objevují bezprostředně po štěpné reakci, existují i zpožděné. Po štěpení se atom uranu rozpadne a z těchto úlomků vyletí také neutrony, ale po pár mikrosekundách. Těch je oproti instantním málo, jen asi 1 %, ale s koeficientem 1,02 jsou velmi důležité, protože 1,02 je nárůst jen o 2 %. Výpočet množství boru proto musí být prováděn s naprostou přesností a neustále balancovat na jemné linii „reakce se vymkne kontrole – neplánované odstavení reaktoru“. Proto v reakci na každý požadavek "zapněte plyn!" nebo "Zpomal, proč jsi tak rozpálený!" začíná řetězová reakce směny služeb v jaderné elektrárně, kdy každý jaderný pracovník v jejím štábu nabízí větší množství idiomatických výrazů...
A ještě jednou o jaderných elektrárnách jako základu „zelené energie“
Nyní se vraťme tam, kde jsme skončili – k vysoké kapacitě výroby elektřiny na velkém území obsluhovaném jadernými elektrárnami. Čím větší území, tím více příležitostí pro umístění OZE poháněných OZE. Čím více takových ES, tím vyšší je pravděpodobnost, že se špičková spotřeba bude shodovat s obdobím jejich největší generace. Odtud bude pocházet elektřina ze solárních panelů, odtud bude pocházet větrná energie, odtud úspěšně zasáhne přílivová vlna a společně vyhladí špičkové zatížení, což umožní jaderným pracovníkům na jaderné elektrárně klidně pít čaj a dívat se na monotónně, bez přerušení fungující čítače neutronů.
Obnovitelná energie, hsto.org
Čím klidnější je situace v jaderné elektrárně, tím mohou měšťané ztloustnout, protože mohou bez problémů dál ohřívat klobásy na grilu. Jak vidíte, na kombinaci obnovitelných zdrojů energie a jaderné výroby jako základu není nic paradoxního, vše je přesně naopak - taková kombinace, pokud se svět vážně rozhodl bojovat proti emisím CO 2, je optimálním východiskem situace, aniž bychom jakkoli přeškrtli všechny možnosti modernizací a vylepšení tepelných elektráren, o kterých jsme hovořili.
Pokračujeme-li ve „klokaním stylu“, navrhujeme „skočit“ na úplně první větu tohoto článku – o omezenosti jakýchkoli tradičních energetických zdrojů na planetě Zemi. Z tohoto důvodu je hlavním strategickým směrem rozvoje energetiky dobytí termonukleární reakce, ale její technologie je neuvěřitelně složitá a vyžaduje koordinované, společné úsilí vědců a konstruktérů ze všech zemí, vážné investice a mnoho let tvrdé práce. Jak dlouho to bude trvat, lze nyní odhadnout pomocí kávové sedliny nebo ptačích vnitřností, ale je potřeba plánovat samozřejmě ten nejpesimističtější scénář. Musíme hledat palivo, které dokáže poskytovat stejnou základní generaci co nejdéle. Zdá se, že ropy a plynu je dostatek, ale také roste populace planety a stále více království se snaží o stejnou úroveň spotřeby jako v zemích „zlaté miliardy“. Podle geologů zbývá na Zemi 100–150 let fosilního uhlovodíkového paliva, pokud spotřeba neroste rychleji než v současnosti. A zdá se, že to tak dopadne, už od obyvatel rozvojové země touží po zvýšení úrovně pohodlí...
Rychlé reaktory
Východisko z této situace navržené ruským jaderným projektem je známé, jedná se o uzavření jaderného palivového cyklu zapojením jaderných množivých reaktorů a rychlých neutronových reaktorů do procesu. Plemenný reaktor je reaktor, ve kterém je v důsledku palivové relace výstup jaderného paliva větší, než bylo původně naloženo, množivý reaktor. Kdo ještě úplně nezapomněl na školní kurs fyziky, může si položit otázku: promiňte, ale co zákon zachování hmoty? Odpověď je jednoduchá – v žádném případě, protože v jaderném reaktoru jsou procesy jaderné a zákon zachování hmoty v klasické podobě neplatí.
Před více než sto lety Albert Einstein spojil hmotnost a energii ve své speciální teorii relativity a v jaderných reaktorech je tato teorie přísně praktická. Celkové množství energie je zachováno, ale v tomto případě není řeč o zachování celkového množství hmoty. Obrovská zásoba energie „spí“ v atomech jaderného paliva, uvolněná v důsledku štěpné reakce, část této zásoby využijeme ve svůj prospěch a druhá část zázračně přemění atomy uranu-238 na směs atomů izotopů plutonia. Rychlé neutronové reaktory a pouze ony umožňují přeměnit hlavní složku uranové rudy – uran-238 – na zdroj paliva. Zásoby uranu-235, ochuzeného o obsah a nevyužitého v tepelných jaderných reaktorech, nashromážděné během provozu tepelných neutronových jaderných elektráren dosahují stovek tisíc tun, které již není třeba těžit z dolů, které již nepotřebují být „exfoliován“ z odpadní horniny – v obohacovacích závodech je neuvěřitelné množství uranu.
Palivo MOX na dosah ruky
Teoreticky je to pochopitelné, ale ne úplně, tak to zkusme znovu „na prstech“. Samotný název „MOX fuel“ je pouze anglická zkratka psaná písmeny slovanské abecedy, která se píše jako MOX. Vysvětlení – Mixed-Oxide fuel, volný překlad – „palivo ze směsných oxidů“. V podstatě se tento termín vztahuje na směs oxidu plutonia a oxidu uranu, ale to je pouze v podstatě. Protože naši respektovaní američtí partneři nebyli schopni zvládnout technologii výroby paliva MOX z plutonia pro zbraně, Rusko také tuto možnost opustilo. Ale elektrárna, kterou jsme postavili, byla předem navržena tak, aby byla univerzální – je schopná vyrábět palivo MOX z vyhořelého paliva z tepelných reaktorů. Pokud někdo četl články Geoenergetika.ru v tomto ohledu si pamatuje, že izotopy plutonia 239, 240 a 241 ve vyhořelém palivu jsou již „smíchané“ – každého je 1/3, takže v palivu MOX vytvořeném z vyhořelého paliva je směs plutonia, tzv. druh mixu uvnitř mixu .
Druhou částí hlavní směsi je ochuzený uran. Pro nadsázku: vezmeme směs oxidu plutonia extrahovaného z vyhořelého jaderného paliva pomocí procesu PUREX, přidáme uran-238 bez vlastníka a získáme palivo MOX. V tomto případě se uran-238 neúčastní řetězové reakce, „hoří“ pouze smíšené izotopy plutonia. Ale uran-238 není jen „přítomný“ – občas, neochotně, čas od času přijme jeden neutron a promění se v plutonium-239. Některé z tohoto nového plutonia „shoří“ okamžitě, zatímco některé na to prostě nemají čas před koncem palivové relace. To je ve skutečnosti celé tajemství.
Čísla jsou libovolná, vytažená ze vzduchu, jen pro přehlednost. Počáteční složení paliva MOX je 100 kilogramů oxidu plutonia a 900 kilogramů uranu-238. Zatímco plutonium „hořelo“, 300 kilo uranu-238 se změnilo na další plutonium, z nichž 150 kilo okamžitě „shořelo“ a 150 kilo nestihlo. Vytáhli palivovou kazetu a „vyklepali“ z ní plutonium, ale ukázalo se, že je o 50 kilo více, než bylo původně. No, nebo to samé, ale se dřevem: hodil jsi 2 polena do topeniště, kamna ti topila celou noc a ráno jsi vytáhl... tři polena. Z 900 kg neužitečného uranu-238, který se neúčastní řetězové reakce, jsme při použití jako součást paliva MOX získali 150 kilogramů paliva, které okamžitě „dohořelo“ v náš prospěch a 150 kilogramů zbylo na další využití. . A tohoto odpadu je o 300 kilo méně, zbytečného uranu-238, což také není špatné.
Skutečné poměry ochuzeného uranu-238 a plutonia v palivu MOX jsou samozřejmě různé, protože se 7 % plutonia v palivu MOX se směs chová téměř stejně jako konvenční uranové palivo s asi 5% obohacením uranu-235. Ale čísla, která jsme vymysleli, ukazují hlavní princip Palivo MOX - neužitečný uran-238 se přeměňuje na jaderné palivo, jeho obrovské zásoby se stávají energetickým zdrojem. Podle hrubých odhadů, pokud předpokládáme, že na Zemi přestaneme používat k výrobě elektřiny uhlovodíková paliva a přejdeme pouze na používání uranu-238, vydrží nám na 2500 - 3000 let. Docela slušný čas na zvládnutí technologie řízené termonukleární fúze.
Palivo MOX nám umožňuje současně řešit další problém – snížit zásoby vyhořelého paliva nashromážděného ve všech členských zemích „jaderného klubu“ a snížit množství radioaktivního odpadu akumulovaného ve vyhořelém palivu. Tady nejde o nějaké zázračné vlastnosti paliva MOX, vše je prozaičtější. Pokud se VJP nepoužije, ale pokusí se jej poslat na věčný geologický pohřeb, pak veškerý vysoce aktivní odpad, který obsahuje, bude muset být poslán k pohřbu spolu s ním. Ale využití technologií na přepracování vyhořelého jaderného paliva za účelem extrahování plutonia z něj chtě nechtě nutí snižovat objem tohoto radioaktivního odpadu. V boji za využití plutonia jsme prostě nuceni zničit radioaktivní odpad, ale zároveň se proces takového ničení stává mnohem levnějším – vždyť plutonium se používá.
Palivo MOX je drahé potěšení, které je třeba zlevnit
Ve stejné době začala výroba paliva MOX v Rusku poměrně nedávno, dokonce i s nejnovějším, technologicky nejvyspělejším rychlým neutronovým reaktorem - BN-800, přechod na 100% využití paliva MOX probíhá online a také ještě není dokončen. . Je zcela přirozené, že v současnosti je výroba paliva MOX dražší než výroba tradičního uranového paliva. Snížení výrobních nákladů, jako v každém jiném odvětví, je možné především prostřednictvím hromadné, „dopravníkové“ výroby.
Proto, aby bylo uzavření jaderného palivového cyklu z ekonomického hlediska proveditelné, potřebuje Rusko větší počet rychlých neutronových reaktorů, což by se mělo stát strategickou linií pro rozvoj jaderné energetiky. Více reaktorů – dobré a jiné!
Zároveň je nutné neztrácet ze zřetele druhou možnost využití paliva MOX - jako paliva pro reaktory VVER. Reaktory s rychlými neutrony vytvářejí takové množství plutonia navíc, které samy nemohou reálně využít – prostě tolik nepotřebují, plutonia je dost pro reaktory VVER. Již výše jsme psali, že palivo MOX, ve kterém 93 % ochuzeného uranu-238 tvoří 7 % plutonia, se chová téměř stejně jako klasické uranové palivo. Ale použití paliva MOX v tepelných reaktorech vede ke snížení účinnosti neutronových absorbérů používaných ve VVER. Důvodem je, že bor-10 mnohem hůře absorbuje rychlé neutrony – to jsou jeho fyzikální vlastnosti, které nemůžeme nijak ovlivnit. Stejný problém vzniká u nouzových borových tyčí, jejichž účelem je okamžité zastavení řetězové reakce v případě nouzových situací.
Rozumným řešením je snížení množství paliva MOX ve VVER na 30–50 %, což se již zavádí v některých lehkovodních reaktorech ve Francii, Japonsku a dalších zemích. Ale i v tomto případě může být nutné modernizovat systém bóru a provést všechna potřebná bezpečnostní zdůvodnění, spolupráci s dozorovými orgány MAAE pro získání licencí pro použití paliva MOX v tepelných reaktorech. Nebo se zkrátka bude muset navýšit počet borových tyčí, jak těch, které jsou určeny ke kontrole, tak těch, které jsou „uskladněné“ pro případ nouze. Ale teprve rozvoj těchto technologií umožní přejít k masové výrobě tohoto druhu paliva a snížit náklady na jeho výrobu. Zároveň to umožní aktivněji řešit problém snižování množství vyhořelého jaderného paliva a aktivněji využívat zásoby ochuzeného uranu.
Vyhlídky jsou blízko, ale cesta není jednoduchá
Vývoj této technologie v kombinaci s výstavbou množivých reaktorů pro energetické plutonium – rychlých neutronových reaktorů – umožní Rusku nejen uzavřít jaderný palivový cyklus, ale také jej učinit ekonomicky atraktivní. Velké vyhlídky jsou také pro použití paliva SNUP (směsné nitridové palivo uran-plutonium). Experimentální palivové soubory, ozářené v reaktoru BN-600 v roce 2016, již prokázaly svou účinnost jak při testech reaktoru, tak na základě výsledků poreaktorových studií. Získané výsledky umožňují pokračování prací na zdůvodnění použití paliva SNUP při budování reaktorové elektrárny BREST-300 a místních modulů pro výrobu paliva SNUP v experimentálním demonstračním komplexu budovaném v Seversku. BREST-300 nám umožní pokračovat ve vývoji technologií nezbytných k úplnému uzavření jaderného palivového cyklu, poskytnout úplnější řešení problémů s vyhořelým jaderným palivem a radioaktivním odpadem a implementovat ideologii „návratu do přírody tolik radioaktivity, kolik bylo dosud“. extrahováno.” Reaktor BREST-300 je stejně jako reaktory BN rychlý neutronový reaktor, což jen zdůrazňuje správnost strategického směru rozvoje jaderné energetiky – kombinace tlakovodních reaktorů a rychlých neutronových reaktorů.
Zvládnutí technologie 100% využití paliva MOX na BN-800 také poskytuje příležitost vytvořit reaktory BN-1200 - nejen výkonnější, ale také ekonomicky výhodnější. Bylo přijato rozhodnutí vytvořit reaktor BN-1200 v Rusku, což znamená, že tempo výzkumných prací jaderných specialistů se bude muset pouze zvýšit a vytvoření MBIR, plánované na rok 2020, může výrazně pomoci při řešení všech problémů. , ve zvládnutí technologie úplného uzavření paliva jaderného cyklu. Rusko bylo a zůstává jedinou zemí, která vytvořila reaktory s rychlými neutrony a zajistila tak naše světové prvenství v této nejdůležitější oblasti jaderné energetiky.
Vše, co bylo řečeno, je samozřejmě jen prvním seznámením s vlastnostmi rychlých neutronových reaktorů, ale pokusíme se pokračovat, protože toto téma je důležité a jak se nám zdá, docela zajímavé.
V kontaktu s
40 km od Jekatěrinburgu, uprostřed nejkrásnějších uralských lesů, se nachází město Zarechny. V roce 1964 zde byla spuštěna první sovětská průmyslová jaderná elektrárna Bělojarskaja (s reaktorem AMB-100 o výkonu 100 MW). Bělojarská JE nyní zůstává jedinou na světě, kde je v provozu průmyslový rychlý neutronový energetický reaktor BN-600.
Představte si kotel, který odpařuje vodu a vzniklá pára roztáčí turbogenerátor, který vyrábí elektřinu. Něco takového dovnitř obecný obrys a byla postavena jaderná elektrárna. Pouze „kotel“ je energie atomového rozpadu. Konstrukce energetických reaktorů může být různá, ale podle principu činnosti je lze rozdělit do dvou skupin - reaktory s tepelnými neutrony a reaktory s rychlými neutrony.
Základem každého reaktoru je štěpení těžkých jader pod vlivem neutronů. Pravda, existují značné rozdíly. V tepelných reaktorech je uran-235 štěpen nízkoenergetickými tepelnými neutrony, čímž vznikají štěpné fragmenty a nové vysokoenergetické neutrony (nazývané rychlé neutrony). Pravděpodobnost pohlcení tepelného neutronu jádrem uranu-235 (s následným štěpením) je mnohem vyšší než u rychlého, takže je potřeba neutrony zpomalit. To se děje pomocí moderátorů – látek, které při srážce s jádry neutrony ztrácejí energii. Palivem pro tepelné reaktory je obvykle nízko obohacený uran, jako moderátor se používá grafit, lehká nebo těžká voda a chladivo je čistá voda. Většina provozovaných jaderných elektráren je postavena podle jednoho z těchto schémat.
Rychlé neutrony produkované v důsledku nuceného jaderného štěpení mohou být použity bez jakéhokoli umírnění. Schéma je následující: rychlé neutrony vzniklé při štěpení jader uranu-235 nebo plutonia-239 jsou absorbovány uranem-238 za vzniku (po dvou beta rozpadech) plutonia-239. Navíc na každých 100 štěpených jader uranu-235 nebo plutonia-239 vzniká 120-140 jader plutonia-239. Pravda, protože pravděpodobnost jaderného štěpení rychlými neutrony je menší než tepelnými, musí být palivo obohacováno ve větší míře než u tepelných reaktorů. Navíc zde není možné odebírat teplo pomocí vody (voda je moderátor), takže musíte použít jiná chladiva: obvykle se jedná o tekuté kovy a slitiny, z velmi exotických variant, jako je rtuť (takové chladivo bylo používáno např. první americký experimentální reaktor Clementine) nebo slitiny olova a bismutu (používané v některých reaktorech pro ponorky - zejména ponorky sovětského projektu 705) na kapalný sodík (nejběžnější možnost v průmyslových energetických reaktorech). Reaktory pracující podle tohoto schématu se nazývají reaktory s rychlými neutrony. Myšlenku takového reaktoru navrhl v roce 1942 Enrico Fermi. Nejhorlivější zájem o toto schéma samozřejmě projevila armáda: rychlé reaktory během provozu produkují nejen energii, ale také plutonium pro jaderné zbraně. Z tohoto důvodu se reaktorům rychlých neutronů říká také množivé (z anglického chovatel - producent).
Co je v něm
Aktivní zóna rychlého neutronového reaktoru je strukturována jako cibule ve vrstvách. 370 palivových souborů tvoří tři zóny s různým obohacením uranu-235 - 17, 21 a 26 % (zpočátku byly pouze dvě zóny, ale pro vyrovnání uvolňování energie byly vyrobeny tři). Jsou obklopeny bočními clonami (přikrývkami), neboli chovnými zónami, kde jsou umístěny soubory obsahující ochuzený nebo přírodní uran, sestávající převážně z izotopu 238. Na koncích palivových tyčí nad a pod jádrem jsou také tablety ochuzeného uranu. uran, který tvoří koncová síta (reprodukce zón). Reaktor BN-600 je multiplikátor (množitel), to znamená, že na 100 jader uranu-235 rozdělených v aktivní zóně vznikne 120-140 jader plutonia v bočních a koncových obrazovkách, což umožňuje rozšířenou reprodukci jaderného paliva. . Palivové soubory (FA) jsou souborem palivových článků (palivových tyčí) sestavených v jednom pouzdře - speciální ocelové trubky plněné peletami oxidu uranu s různým obohacením. Aby se palivové tyče nedostaly do vzájemného kontaktu a chladicí kapalina mezi nimi mohla cirkulovat, je na trubky navinut tenký drát. Sodík vstupuje do palivového souboru spodními škrticími otvory a vystupuje okny v horní části. Ve spodní části palivového souboru je stopka, která je zasunuta do objímky komutátoru, nahoře je hlavová část, za kterou je sestava zachycena při přetížení. Palivové kazety různého obohacení mají různá montážní místa, takže je jednoduše nemožné nainstalovat sestavu na špatné místo. K řízení reaktoru je použito 19 kompenzačních tyčí obsahujících bor (absorbér neutronů) pro kompenzaci vyhoření paliva, 2 automatické regulační tyče (pro udržení daného výkonu) a 6 tyčí aktivní ochrany. Vzhledem k tomu, že vlastní neutronové pozadí uranu je nízké, je pro řízené spouštění reaktoru (a řízení na nízkých výkonových úrovních) použito „osvětlení“ – zdroj fotoneutronů (gama zářič plus berylium).
Kličkování historie
Je zajímavé, že historie světové jaderné energetiky začala právě rychlým neutronovým reaktorem. 20. prosince 1951 byl v Idahu spuštěn první reaktor na světě s rychlými neutrony EBR-I (Experimental Breeder Reactor) s elektrickým výkonem pouhých 0,2 MW. Později, v roce 1963, byla u Detroitu spuštěna jaderná elektrárna s rychlým neutronovým reaktorem Fermi - již o výkonu asi 100 MW (v roce 1966 došlo k vážné havárii s roztavením části aktivní zóny, ale bez následků pro životní prostředí nebo lidé).
V SSSR se tomuto tématu věnuje od konce 40. let 20. století Alexander Leypunsky, pod jehož vedením byly v Obninském institutu fyziky a energetiky (FEI) vyvinuty základy teorie rychlých reaktorů a postaveno několik experimentálních stanovišť, které umožnil studovat fyziku procesu. Výsledkem výzkumu bylo, že v roce 1972 byla uvedena do provozu první sovětská jaderná elektrárna s rychlými neutrony ve městě Ševčenko (dnes Aktau, Kazachstán) s reaktorem BN-350 (původně označený BN-250). Vyráběla nejen elektřinu, ale také využívala teplo k odsolování vody. Brzy byla spuštěna francouzská jaderná elektrárna s rychlým reaktorem Phenix (1973) a britská s PFR (1974), obě o výkonu 250 MW.
V 70. letech však začaly jaderné energetice dominovat reaktory s tepelnými neutrony. Bylo to způsobeno různými důvody. Například to, že rychlé reaktory mohou produkovat plutonium, což může vést k porušení zákona o nešíření jaderných zbraní. Nejspíše však bylo hlavním faktorem to, že tepelné reaktory byly jednodušší a levnější, jejich konstrukce byla vyvinuta na vojenských reaktorech pro ponorky a uran samotný byl velmi levný. Průmyslové reaktory s rychlými neutrony, které byly uvedeny do provozu po roce 1980 po celém světě, lze spočítat na prstech jedné ruky: jedná se o Superphenix (Francie, 1985-1997), Monju (Japonsko, 1994-1995) a BN-600 (Belojarsk). JE, 1980), která je v současnosti jediným provozovaným průmyslovým energetickým reaktorem na světě.
Vracejí se
V současnosti se však pozornost odborníků i veřejnosti opět soustředí na jaderné elektrárny s rychlými neutronovými reaktory. Podle odhadů Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE) z roku 2005 je celkový objem prokázaných zásob uranu, jehož náklady na těžbu nepřesahují 130 USD za kilogram, přibližně 4,7 milionu tun. Podle odhadů MAAE tyto zásoby vydrží na 85 let (na základě poptávky po uranu pro výrobu elektřiny na úrovni roku 2004). Obsah izotopu 235, který se „spaluje“ v tepelných reaktorech, v přírodním uranu je pouze 0,72 %, zbytek je uran-238, pro tepelné reaktory „nepoužitelný“. Pokud však přejdeme na použití rychlých neutronových reaktorů schopných „spálit“ uran-238, tytéž zásoby vydrží na více než 2500 let!
Montážní dílna reaktoru, kde se z jednotlivých dílů montují jednotlivé díly reaktoru metodou SKD
Reaktory s rychlými neutrony navíc umožňují realizovat uzavřený palivový cyklus (v současné době není implementován v BN-600). Protože se „spaluje“ pouze uran-238, po zpracování (odstranění štěpných produktů a přidání nových částí uranu-238) lze palivo znovu naložit do reaktoru. A protože cyklus uran-plutonium produkuje více plutonia, než se rozpadá, lze přebytečné palivo použít pro nové reaktory.
Kromě toho lze touto metodou zpracovávat přebytečné plutonium pro zbraně, stejně jako plutonium a minoritní aktinidy (neptunium, americium, curium) extrahované z vyhořelého paliva z konvenčních tepelných reaktorů (minoraktinidy v současnosti představují velmi nebezpečnou část radioaktivního odpadu) . Zároveň se více než dvacetinásobně sníží množství radioaktivního odpadu ve srovnání s tepelnými reaktory.
Restartujte naslepo
Na rozdíl od tepelných reaktorů jsou v reaktoru BN-600 soubory umístěny pod vrstvou kapalného sodíku, takže odstranění použitých souborů a instalace čerstvých na jejich místo (tento proces se nazývá překládka) probíhá ve zcela uzavřeném režimu. V horní části reaktoru jsou velké a malé rotační zátky (excentrické vůči sobě, to znamená, že jejich osy rotace se neshodují). Na malé otočné zátce je namontován sloup s ovládacími a ochrannými systémy a také přetěžovací mechanismus s kleštinovým chapadlem. Otočný mechanismus je vybaven „hydraulickým těsněním“ ze speciální nízkotavitelné slitiny. V normálním stavu je pevný, ale pro restart je zahřátý na bod tání, zatímco reaktor zůstává zcela utěsněný, takže úniky radioaktivních plynů jsou prakticky vyloučeny. Proces opětovného načítání ukončí mnoho kroků. Nejprve je chapadlo přivedeno k jedné ze sestav umístěných ve skladu použitých sestav uvnitř reaktoru, vyjme se a přenese do vykládacího výtahu. Poté je zvednut do přepravního boxu a umístěn do bubnu vyhořelých montážních celků, odkud po vyčištění párou (od sodíku) vstupuje do bazénu vyhořelého paliva. V další fázi mechanismus odebere jednu ze sestav aktivní zóny a přesune ji do skladovacího zařízení v reaktoru. Poté se potřebný vyjme z čerstvého montážního bubnu (ve kterém jsou předinstalované palivové soubory dodané z výroby) a namontuje se do čerstvého montážního elevátoru, který jej dodává do překládacího mechanismu. Poslední fází je instalace palivových souborů do uvolněného článku. Současně jsou z bezpečnostních důvodů kladena určitá omezení na činnost mechanismu: například nelze současně uvolnit dva sousední články, navíc při přetížení musí být všechny ovládací a ochranné tyče v aktivní zóně. Proces překládky jedné sestavy trvá až hodinu, překládka třetiny aktivní zóny (cca 120 palivových kazet) trvá přibližně týden (ve třech směnách), tento postup se provádí každou mikrokampaň (160 efektivních dnů, počítáno na plný Napájení). Pravda, nyní se zvýšilo vyhoření paliva a přetížená je pouze čtvrtina aktivní zóny (cca 90 palivových souborů). V tomto případě operátor nemá přímý zrak zpětná vazba, a je veden pouze indikátory snímačů úhlu natočení sloupu a chapadel (přesnost polohování - méně než 0,01 stupně), vytahovací a instalační síly.
Proces restartu zahrnuje mnoho fází, provádí se pomocí speciálního mechanismu a připomíná hru „15“. Konečným cílem je dostat čerstvé sestavy z odpovídajícího bubnu do požadované štěrbiny a použité do vlastního bubnu, odkud po vyčištění párou (od sodíku) padnou do chladicího bazénu.
Hladké pouze na papíře
Proč se přes všechny jejich výhody nerozšířily rychlé neutronové reaktory? To je způsobeno především zvláštnostmi jejich designu. Jak bylo uvedeno výše, voda nemůže být použita jako chladivo, protože je moderátorem neutronů. Rychlé reaktory proto využívají především kovy v kapalném stavu – od exotických slitin olova a bismutu až po tekutý sodík (nejběžnější varianta pro jaderné elektrárny).
„V reaktorech s rychlými neutrony je tepelné a radiační zatížení mnohem vyšší než v tepelných reaktorech,“ vysvětluje PM Hlavní inženýr Bělojarská JE Michail Bakanov. „To vede k potřebě použít speciální konstrukční materiály pro reaktorovou nádobu a vnitřní systémy reaktoru. Skříně palivových proutků a palivových souborů nejsou vyrobeny ze slitin zirkonia jako v tepelných reaktorech, ale ze speciálních legovaných chromových ocelí, které jsou méně náchylné k radiačnímu „bobtnání.“ Na druhou stranu například nádoba reaktoru není podléhají zátěžím souvisejícím s vnitřní tlak"je jen mírně nad atmosférou."
Podle Michaila Bakanova byly v prvních letech provozu hlavní potíže spojeny s radiačním bobtnáním a praskáním paliva. Tyto problémy však byly brzy vyřešeny, byly vyvinuty nové materiály - jak pro palivo, tak pro pouzdra palivových tyčí. Ale i nyní nejsou kampaně omezeny ani tak vyhořením paliva (které u BN-600 dosahuje 11 %), ale životností materiálů, ze kterých je palivo, palivové tyče a palivové soubory vyrobeny. Další provozní problémy byly spojeny především s úniky sodíku v sekundárním okruhu, chemicky aktivního a požárně nebezpečného kovu, který prudce reaguje na kontakt se vzduchem a vodou: „Dlouholeté zkušenosti s provozováním průmyslových reaktorů s rychlými neutrony mají pouze Rusko a Francie. . My i francouzští specialisté jsme se od začátku potýkali se stejnými problémy. Úspěšně jsme je vyřešili, předvídali jsme od samého začátku speciální prostředky sledování těsnosti okruhů, lokalizace a potlačení úniků sodíku. Ukázalo se však, že francouzský projekt byl na takové problémy méně připraven; v důsledku toho byl reaktor Phenix v roce 2009 nakonec odstaven.
„Problémy byly skutečně stejné,“ dodává Nikolaj Oshkanov, ředitel Bělojarské JE, „ale byly vyřešeny tady a ve Francii různé způsoby. Když se například hlava jedné z montáží ve společnosti Phenix ohnula, aby ji mohla uchopit a vyložit, francouzští specialisté vyvinuli složitý a poměrně nákladný systém „vidět“ skrz vrstvu sodíku. A když jsme měli stejný problém, jeden naši inženýři navrhli použít videokameru, "umístěnou v jednoduché konstrukci jako potápěčský zvon - potrubí otevřené na dně s argonem vháněným shora. Když byla tavenina sodíku vytlačena, operátoři pomocí video komunikace byli schopni zachyťte mechanismus a ohnutá sestava byla úspěšně odstraněna."
Rychlá budoucnost
„O technologii rychlých reaktorů by ve světě nebyl takový zájem, kdyby nebylo úspěšného dlouhodobého provozu našeho BN-600,“ říká Nikolaj Oshkanov.„Rozvoj jaderné energetiky je podle mého názoru především spojen se sériovou výrobou a provozem rychlých reaktorů . Jen ty umožňují zapojit veškerý přírodní uran do palivového cyklu a zvýšit tak účinnost a také desetinásobně snížit množství radioaktivního odpadu. V tomto případě bude budoucnost jaderné energie skutečně jasná.“
