En artículos anteriores descubrimos que ni la energía solar podrá satisfacer las necesidades de la humanidad (debido al rápido deterioro de las baterías y su coste), ni la energía termonuclear (ya que incluso después de lograr una producción de energía positiva en los reactores experimentales, un (Hay una cantidad fantástica de problemas en el camino hacia el uso comercial). ¿Lo que queda?

Desde hace más de cien años, a pesar de todos los avances de la humanidad, la mayor parte de la electricidad se obtiene de la combustión banal de carbón (que sigue siendo la fuente de energía para el 40,7% de la capacidad de generación mundial), gas (21,2%), productos petrolíferos (5,5%) y energía hidroeléctrica (otro 16,2%, en total es el 83,5%).

Lo que queda es la energía nuclear, con reactores convencionales de neutrones térmicos (que requieren el raro y costoso U-235) y reactores con neutrones rápidos(que puede procesar U-238 natural y torio en un "ciclo de combustible cerrado").

¿Qué es este mítico "ciclo cerrado del combustible", cuáles son las diferencias entre los reactores rápidos y los de neutrones térmicos, qué diseños existen, cuándo podemos esperar la felicidad de todo esto y, por supuesto, la cuestión de la seguridad, bajo el corte?

Sobre neutrones y uranio

A todos nos dijeron en la escuela que el U-235, cuando un neutrón lo golpea, se divide y libera energía, y se liberan otros 2-3 neutrones. En realidad, por supuesto, todo es algo más complicado y este proceso depende en gran medida de la energía de este neutrón inicial. Veamos las gráficas de la sección transversal (=probabilidad) de la reacción de captura de neutrones (U-238 + n -> U-239 y U-235 + n -> U-236), y la reacción de fisión del U-235. y U-238 dependiendo de la energía (=velocidad) de los neutrones:

Como podemos ver, la probabilidad de capturar un neutrón con fisión para el U-235 aumenta a medida que disminuye la energía de los neutrones, porque en los reactores nucleares convencionales los neutrones son "ralentizados" en grafito/agua hasta tal punto que su velocidad se vuelve del mismo orden que la velocidad de vibración térmica de los átomos en la red cristalina (de ahí el nombre: neutrones térmicos). Y la probabilidad de fisión del U-238 por neutrones térmicos es 10 millones de veces menor que la del U-235, por lo que es necesario procesar toneladas de uranio natural para extraer el U-235.

Alguien que mire el gráfico inferior podría decir: ¡Oh, gran idea! Vamos a freír U-238 barato con neutrones de 10 MeV; debería resultar en una reacción en cadena, ¡porque ahí es donde sube el gráfico de la sección transversal de la fisión! Pero hay un problema: los neutrones liberados como resultado de la reacción tienen una energía de sólo 2 MeV o menos (en promedio ~1,25), y esto no es suficiente para iniciar una reacción autosostenida con neutrones rápidos en el U-238. (O se necesita más energía o salen más neutrones de cada división). Eh, la humanidad tiene mala suerte en este universo...

Sin embargo, si fuera tan fácil una reacción autosostenida con neutrones rápidos en el U-238, habría reactores nucleares naturales, como fue el caso del U-235 en Oklo, y por lo tanto el U-238 no se encontraría en la naturaleza en el forma de grandes depósitos.

Finalmente, si abandonamos la naturaleza "autosostenible" de la reacción, todavía es posible dividir el U-238 directamente para producir energía. Esto se utiliza, por ejemplo, en bombas termonucleares: los neutrones de 14,1 MeV de la reacción D+T dividen el U-238 en el proyectil de la bomba, por lo que la potencia de la explosión se puede aumentar casi sin coste alguno. En condiciones controladas, sigue existiendo una posibilidad teórica de combinar reactor de fusión y una manta (cáscara) de U-238, para aumentar la energía de la fusión termonuclear entre 10 y 50 veces debido a la reacción de fisión.

Pero, ¿cómo se separa el U-238 y el torio en una reacción autosostenida?

Ciclo cerrado del combustible

La idea es la siguiente: no miremos la sección transversal de fisión, sino la sección transversal de captura: con una energía de neutrones adecuada (ni demasiado baja ni demasiado alta), el U-238 puede capturar un neutrón, y después de 2 desintegraciones puede convertirse en plutonio-239:

A partir del combustible gastado, el plutonio puede aislarse químicamente para producir combustible MOX (una mezcla de plutonio y óxidos de uranio) que puede quemarse tanto en reactores rápidos como en reactores térmicos convencionales. El proceso de reprocesamiento químico del combustible gastado puede resultar muy difícil debido a su alta radiactividad, y aún no se ha resuelto del todo y prácticamente no se ha resuelto (pero se está trabajando en ello).

En el caso del torio natural, un proceso similar, el torio captura un neutrón y, después de una fisión espontánea, se convierte en uranio-233, que se divide aproximadamente de la misma manera que el uranio-235 y se libera químicamente del combustible gastado:

Estas reacciones, por supuesto, también ocurren en reactores térmicos convencionales, pero debido al moderador (que reduce en gran medida la posibilidad de captura de neutrones) y las barras de control (que absorben algunos de los neutrones), la cantidad de plutonio generado es menor que la de uranio-235 que arde. Para generar más sustancias fisibles de las que se queman, es necesario perder la menor cantidad posible de neutrones en las barras de control (por ejemplo, usando barras de control hechas de uranio común), la estructura, el refrigerante (más sobre esto a continuación) y completamente deshacerse del moderador de neutrones (grafito o agua).

Debido a que la sección transversal de fisión de los neutrones rápidos es menor que la de los térmicos, es necesario aumentar la concentración de material fisionable (U-235, U-233, Pu-239) en el núcleo del reactor de 2 a 4 al 20% y más. Y la producción del nuevo combustible se realiza en casetes con torio/uranio natural situados alrededor de este núcleo.

Quiso la suerte que si la fisión es causada por un neutrón rápido en lugar de uno térmico, la reacción produce ~1,5 veces más neutrones que en el caso de la fisión por neutrones térmicos, lo que hace que la reacción sea más realista:

Es este aumento en el número de neutrones generados lo que permite producir una mayor cantidad de combustible de lo que estaba disponible originalmente. Por supuesto, el combustible nuevo no se extrae de la nada, sino que se produce a partir de U-238 y torio “inútiles”.

Sobre el refrigerante

Como descubrimos anteriormente, el agua no se puede utilizar en un reactor rápido: ralentiza los neutrones de forma extremadamente eficaz. ¿Qué puede reemplazarlo?

Gases: Puedes enfriar el reactor con helio. Pero debido a su pequeña capacidad calorífica, es difícil enfriar reactores potentes de esta forma.

Metales líquidos: sodio, potasio.- ampliamente utilizado en reactores rápidos de todo el mundo. Las ventajas son un punto de fusión bajo y funcionan a una presión casi atmosférica, pero estos metales se queman muy bien y reaccionan con el agua. El único reactor de energía en funcionamiento en el mundo, el BN-600, funciona con refrigerante de sodio.

plomo, bismuto- utilizado en los reactores BREST y SVBR que se están desarrollando actualmente en Rusia. De las desventajas obvias, si el reactor se ha enfriado por debajo del punto de congelación del plomo/bismuto, calentarlo es muy difícil y lleva mucho tiempo (puedes leer sobre las que no son obvias en el enlace de la wiki). En general, muchas cuestiones tecnológicas aún están en camino de implementación.

Mercurio- había un reactor BR-2 con refrigerante de mercurio, pero resultó que el mercurio disuelve relativamente rápido los materiales estructurales del reactor, por lo que no se construyeron más reactores de mercurio.

Exótico: Una categoría separada, los reactores de sales fundidas (LFTR), funcionan con diferentes opciones fluoruros de materiales fisionables (uranio, torio, plutonio). En Estados Unidos se construyeron dos reactores de “laboratorio” en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en los años 60 y desde entonces no se han implementado otros reactores, aunque hay muchos proyectos.

Reactores en funcionamiento y proyectos interesantes

BOR-60 ruso- reactor experimental de neutrones rápidos, en funcionamiento desde 1969. En particular, se utiliza para probar elementos estructurales de nuevos reactores de neutrones rápidos.

BN-600 ruso, BN-800: Como se mencionó anteriormente, el BN-600 es el único reactor de potencia de neutrones rápidos del mundo. Ha estado en funcionamiento desde 1980 y todavía utiliza uranio-235.

En 2014, está previsto lanzar un BN-800 más potente. Ya está previsto empezar a utilizar combustible MOX (con plutonio) y empezar a desarrollar un ciclo cerrado del combustible (con procesamiento y quema del plutonio producido). Luego puede haber un BN-1200 de serie, pero aún no se ha tomado una decisión sobre su construcción. En términos de experiencia en la construcción y operación industrial de reactores de neutrones rápidos, Rusia ha avanzado mucho más que nadie y continúa desarrollándose activamente.

También hay pequeños reactores rápidos de investigación en funcionamiento en Japón (Jōyō), India (FBTR) y China (China Experimental Fast Reactor).

Reactor japonés Monju- el reactor más desafortunado del mundo. Fue construido en 1995, y ese mismo año hubo una fuga de varios cientos de kilogramos de sodio, la compañía intentó ocultar la magnitud del incidente (hola Fukushima), el reactor estuvo cerrado durante 15 años. En mayo de 2010, el reactor finalmente se puso en marcha a potencia reducida, pero en agosto, durante una transferencia de combustible, se dejó caer una grúa de 3,3 toneladas en el reactor, que inmediatamente se hundió en sodio líquido. La grúa no se pudo adquirir hasta junio de 2011. El 29 de mayo de 2013 se tomará la decisión de cerrar el reactor para siempre.

Reactor de ondas viajeras: Entre los proyectos conocidos no realizados se encuentra el “reactor de ondas viajeras”, de la empresa TerraPower. Este proyecto fue promovido por Bill Gates, por eso escribieron sobre él dos veces en Habré: , . La idea era que el “núcleo” del reactor consistiera en uranio enriquecido, y alrededor de él había casetes de U-238/torio en los que se produciría el combustible futuro. Luego, el robot acercaría estos casetes al centro y la reacción continuaría. Pero en realidad, es muy difícil hacer que todo esto funcione sin procesamiento químico, y el proyecto nunca despegó.

Sobre la seguridad de la energía nuclear

¿Cómo puedo decir que la humanidad puede confiar en la energía nuclear, y esto después de Fukushima?

El caso es que cualquier energía es peligrosa. Recordemos el accidente de la presa de Banqiao en China, construida, entre otras cosas, para generar electricidad, en el que murieron 26.000 personas. hasta 171 mil Humano. Accidente en Central hidroeléctrica Sayano-Shushenskaya- Murieron 75 personas. Sólo en China, 6.000 mineros mueren cada año durante la extracción de carbón, y esto no incluye las consecuencias para la salud por la inhalación de gases de escape de las centrales térmicas.

El número de accidentes en las centrales nucleares no depende del número de unidades de energía, porque Cada accidente sólo puede ocurrir una vez en una serie. Después de cada incidente se analizan y eliminan las causas en todas las unidades. Entonces, después del accidente de Chernobyl, todas las unidades fueron modificadas, y después de Fukushima, a los japoneses se les quitó por completo la energía nuclear (sin embargo, aquí también hay teorías de conspiración: se espera que Estados Unidos y sus aliados tengan escasez de uranio). -235 en los próximos 5-10 años).

El problema del combustible gastado se resuelve directamente con reactores de neutrones rápidos, porque Además de mejorar la tecnología de procesamiento de residuos, se generan menos residuos: los neutrones rápidos también “queman” productos de reacción pesados ​​(actínidos) y de larga duración.

Conclusión

Los reactores rápidos tienen la principal ventaja que todo el mundo espera de los reactores termonucleares: el combustible que necesitan le durará a la humanidad miles y decenas de miles de años. Ni siquiera necesitas extraerlo: ya ha sido extraído y se encuentra en

Académico F. Mitenkov, director científico de la Empresa Unitaria del Estado Federal "Oficina de Diseño Experimental de Ingeniería Mecánica" que lleva su nombre. I. I. Afrikantova (Nizhny Novgorod).

El académico Fyodor Mikhailovich Mitenkov recibió el Premio Global de Energía en 2004 por el desarrollo de los fundamentos físicos y técnicos y la creación de reactores de potencia de neutrones rápidos (ver Ciencia y Vida No. 8, 2004). Las investigaciones realizadas por el laureado y su implementación práctica en las plantas de reactores en funcionamiento BN-350, BN-600, BN-800 en construcción y BN-1800 en diseño, abren nuevas puertas para la humanidad. dirección prometedora desarrollo de la energía nuclear.

Central nuclear de Beloyarsk con reactor BN-600.

El académico F. M. Mitenkov en la ceremonia de entrega del Premio Global de Energía en junio de 2004.

Ciencia y vida // Ilustraciones

Ciencia y vida // Ilustraciones

Diagrama esquemático Reactor de neutrones rápidos BN-350.

Diagrama esquemático del reactor de energía rápida BN-600.

La sala central del reactor BN-600.

El reactor de neutrones rápidos BN-800 tiene una potencia eléctrica de 880 MW y una potencia térmica de 1,47 GW. Al mismo tiempo, su diseño garantiza una total seguridad tanto durante el funcionamiento normal como ante cualquier posible accidente.

Ciencia y vida // Ilustraciones

El consumo de energía - el indicador más importante, que determina en gran medida el nivel de desarrollo económico, la seguridad nacional y el bienestar de la población de cualquier país. El crecimiento del consumo de energía siempre ha acompañado el desarrollo de la sociedad humana, pero fue especialmente rápido durante el siglo XX: el consumo de energía aumentó casi 15 veces, alcanzando un valor absoluto de alrededor de 9,5 mil millones de toneladas equivalentes de petróleo (tep) a su fin. La combustión de carbón, petróleo y gas natural proporciona alrededor del 80% del consumo mundial de energía. En el siglo XXI, su crecimiento sin duda continuará, especialmente en los países en desarrollo, para lo cual desarrollo economico y la mejora de la calidad de vida de la población están inevitablemente asociadas a un aumento significativo de la cantidad de energía consumida, principalmente su tipo más universal: la electricidad. Se prevé que para mediados del siglo XXI, el consumo mundial de energía se duplicará y el consumo de electricidad se triplicará.

La tendencia general de crecimiento del consumo de energía aumenta la dependencia de la mayoría de los países de la importación de petróleo y gas natural, intensifica la competencia por el acceso a los recursos energéticos y crea una amenaza a la seguridad global. Al mismo tiempo, crece la preocupación por las consecuencias medioambientales de la producción de energía, principalmente debido al peligro de una contaminación atmosférica inaceptable por las emisiones de productos de la combustión de combustibles de hidrocarburos.

Por lo tanto, en un futuro no muy lejano, la humanidad se verá obligada a cambiar al uso de tecnologías alternativas de producción de energía "libres de carbono" que satisfarán de manera confiable las crecientes necesidades energéticas durante mucho tiempo sin consecuencias ambientales inaceptables. Sin embargo, debemos admitir que las fuentes de energía renovables actualmente conocidas (eólica, solar, geotérmica, mareomotriz, etc.) no pueden utilizarse para la producción de energía a gran escala debido a sus capacidades potenciales (ver "Ciencia y vida" nº 10, 2002 - Nota ed.). Y la muy prometedora tecnología de fusión termonuclear controlada todavía se encuentra en la etapa de investigación y creación de un reactor nuclear de demostración (ver "Ciencia y vida" No. 8, 2001, No. 9, 2001 - Nota ed.).

Según muchos expertos, incluido el autor de este artículo, la verdadera elección energética de la humanidad en el siglo XXI será el uso generalizado de la energía nuclear basada en reactores de fisión. La energía nuclear ya podría asumir una parte importante del aumento de la demanda mundial de combustible y energía. Hoy en día proporciona alrededor del 6% del consumo mundial de energía, principalmente eléctrica, donde su participación es de alrededor del 18% (en Rusia, alrededor del 16%).

Son necesarias varias condiciones para que un uso más amplio de la energía nuclear se convierta en la principal fuente de energía en el siglo actual. En primer lugar, la energía nuclear debe cumplir con los requisitos de seguridad garantizada para la población y el medio ambiente, y los recursos naturales para la producción de combustible nuclear deben garantizar el funcionamiento de la "gran" energía nuclear durante al menos varios siglos. Y, además, en términos de indicadores técnicos y económicos, la energía nuclear no debería ser inferior a las mejores fuentes de energía que utilizan combustibles de hidrocarburos.

Veamos cómo la energía nuclear moderna cumple estos requisitos.

Sobre la seguridad garantizada de la energía nuclear

Desde sus inicios, las cuestiones de seguridad de la energía nuclear se han considerado y resuelto con bastante eficacia, de forma sistemática y sobre una base científica. Sin embargo, durante el período de su formación, surgieron emergencias con emisiones inaceptables de radiactividad, incluidos dos accidentes a gran escala: en la central nuclear de Three Mile Island (EE.UU.) en 1979 y en Central nuclear de Chernóbil(URSS) en 1986. En este sentido, la comunidad mundial de científicos y especialistas nucleares, bajo los auspicios de la Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA), ha desarrollado recomendaciones, cuyo cumplimiento prácticamente elimina los impactos inaceptables sobre el medio ambiente y la población en caso de cualquier evento físicamente posible. Accidentes en centrales nucleares. En particular, establecen: si el diseño no demuestra de forma fiable que se excluye una fusión del núcleo del reactor, se debe tener en cuenta la posibilidad de tal accidente y se debe demostrar que las barreras físicas previstas en el diseño del reactor están garantizados para excluir consecuencias inaceptables para el medio ambiente. Recomendaciones de la OIEA incluidas parte integral en las normas nacionales de seguridad nuclear en muchos países del mundo. A continuación se describen algunas soluciones de ingeniería que garantizan el funcionamiento seguro de los reactores modernos utilizando el ejemplo de los reactores BN-600 y BN-800.

Base de recursos para la producción de combustible nuclear.

Los especialistas nucleares saben que la tecnología de energía nuclear existente, basada en los llamados reactores nucleares "térmicos" con un moderador de neutrones de agua o grafito, no puede garantizar el desarrollo de la energía nuclear a gran escala. Esto se debe a la baja eficiencia del uso de uranio natural en tales reactores: solo se utiliza el isótopo U-235, cuyo contenido en el uranio natural es solo del 0,72%. Por lo tanto, la estrategia a largo plazo para el desarrollo de la “gran” energía nuclear implica una transición a una tecnología avanzada de ciclo cerrado del combustible basada en el uso de los llamados sistemas rápidos. reactores nucleares y reprocesamiento del combustible descargado de los reactores de las centrales nucleares para el posterior retorno al ciclo energético de los isótopos fisionables no quemados y recién formados.

En un reactor “rápido”, la mayoría de los eventos de fisión del combustible nuclear son causados ​​por neutrones rápidos con una energía de más de 0,1 MeV (de ahí el nombre de reactor “rápido”). Al mismo tiempo, en el reactor se produce la fisión no sólo del muy raro isótopo U-235, sino también del U-238, el componente principal del uranio natural (~99,3%), cuya probabilidad de fisión se encuentra en el espectro de neutrones. de un “reactor térmico” es muy bajo. Es de fundamental importancia que en un reactor "rápido", con cada fisión nuclear se produzca un mayor número de neutrones, que puedan utilizarse para la conversión intensiva del U-238 en el isótopo fisionable del plutonio Pu-239. Esta transformación se produce como resultado reacción nuclear:

Las características físicas de neutrones de un reactor rápido son tales que el proceso de formación de plutonio en él puede tener el carácter de reproducción prolongada, cuando se forma en el reactor más plutonio secundario del que se quema la cantidad inicialmente cargada. El proceso de formación de una cantidad excesiva de isótopos fisibles en un reactor nuclear se llama "cría" (del inglés raza - multiplicar). Este término está asociado con el nombre internacionalmente aceptado para los reactores rápidos con combustible de plutonio: reactores reproductores o multiplicadores.

La implementación práctica del proceso de reproducción es de fundamental importancia para el futuro de la energía nuclear. El hecho es que este proceso permite utilizar casi por completo el uranio natural y, por lo tanto, aumentar casi cien veces el "rendimiento" de energía de cada tonelada de uranio natural extraído. Esto abre el camino a recursos combustibles prácticamente inagotables de la energía nuclear para una perspectiva histórica larga. Por lo tanto, se acepta generalmente que el uso de reproductores es condición necesaria creación y operación de energía nuclear a gran escala.

Después de que a finales de la década de 1940 se hizo realidad la posibilidad fundamental de crear reactores reproductores rápidos, comenzaron en todo el mundo una intensa investigación sobre sus características neutrónicas y la búsqueda de soluciones de ingeniería adecuadas. En nuestro país, el iniciador de la investigación y el desarrollo de reactores rápidos fue el académico de la Academia de Ciencias de Ucrania, Alexander Ilich Leypunsky, quien hasta su muerte en 1972 fue supervisor científico Instituto de Física y Energía de Obninsk (PEI).

Las dificultades de ingeniería para crear reactores rápidos están asociadas con una serie de características inherentes. Estos incluyen: alta densidad energética del combustible; la necesidad de asegurar su enfriamiento intensivo; altas temperaturas de funcionamiento del refrigerante, elementos estructurales y equipos del reactor; Daño por radiación a materiales estructurales causado por una intensa irradiación con neutrones rápidos. Para resolver estos nuevos problemas científicos y técnicos y desarrollar la tecnología de los reactores rápidos, fue necesario desarrollar una base de investigación y experimentación a gran escala con soportes únicos, así como la creación en los años 1960-1980 de una serie de experimentos y demostraciones. reactores de potencia de este tipo en Rusia, EE.UU., Francia, Reino Unido y Alemania. Es de destacar que en todos los países se eligió el sodio como medio de refrigeración (refrigerante) para los reactores rápidos, a pesar de que reacciona activamente con el agua y el vapor. Las ventajas decisivas del sodio como refrigerante son sus excepcionalmente buenas propiedades termofísicas (alta conductividad térmica, alta capacidad calorífica, alto punto de ebullición), bajo consumo de energía para la circulación, reducido efecto corrosivo sobre los materiales estructurales del reactor y la relativa facilidad de su limpieza durante el funcionamiento.

El primer reactor nacional de demostración de neutrones rápidos BN-350 con una potencia térmica de 1000 MW se puso en funcionamiento en 1973 en la costa oriental del Mar Caspio (ver "Ciencia y vida" No. 11, 1976 - Nota ed.). Tenía un circuito de transferencia de calor tradicional para la energía nuclear y un complejo de turbinas de vapor para convertir energía térmica. Parte de la potencia térmica del reactor se utilizó para generar electricidad, el resto se utilizó para desalinización. agua de mar. Uno de características distintivas diagramas de esta y posteriores instalaciones de reactor con refrigerante de sodio: la presencia de un circuito intermedio de transferencia de calor entre el reactor y el circuito de vapor-agua, dictado por consideraciones de seguridad.

La planta del reactor BN-350, a pesar de la complejidad de su esquema tecnológico, funcionó con éxito de 1973 a 1988 (cinco años más que el tiempo de diseño) como parte de la planta de energía de Mangyshlak y la planta desaladora de agua de mar en Shevchenko (ahora Aktau, Kazajstán). .

La gran ramificación de los circuitos de sodio en el reactor BN-350 causó preocupación, ya que en caso de una despresurización de emergencia podría producirse un incendio. Por lo tanto, sin esperar el lanzamiento del reactor BN-350, la URSS comenzó a diseñar un reactor rápido más potente BN-600 de diseño integral, en el que no había tuberías de sodio de gran diámetro y casi todo el sodio radiactivo en el El circuito primario se concentró en la vasija del reactor. Esto permitió eliminar casi por completo el riesgo de despresurización del primer circuito de sodio, reducir el peligro de incendio de la instalación y aumentar el nivel de seguridad radiológica y fiabilidad del reactor.

La planta del reactor BN-600 funciona de forma fiable desde 1980 como parte de la tercera unidad de energía de la central nuclear de Beloyarsk. Hoy en día es el reactor de neutrones rápidos más potente en funcionamiento en el mundo, lo que sirve como fuente de experiencia operativa única y base para pruebas a gran escala de combustible y materiales estructurales avanzados.

Todos los proyectos posteriores de este tipo de reactor en Rusia, así como la mayoría de los proyectos de reactores rápidos comerciales desarrollados en el extranjero, utilizan un diseño integral.

Garantizar la seguridad de los reactores rápidos

Ya durante el diseño de los primeros reactores de potencia de neutrones rápidos gran atención prestó atención a las cuestiones de seguridad tanto durante su funcionamiento normal como durante situaciones de emergencia. Las direcciones de búsqueda de soluciones de diseño apropiadas estuvieron determinadas por el requisito de excluir impactos inaceptables sobre el medio ambiente y la población mediante la autoprotección interna del reactor y el uso de sistemas eficaces para localizar posibles accidentes que limiten sus consecuencias.

La autodefensa de un reactor se basa principalmente en la acción de factores negativos. comentario, estabilizando el proceso de fisión del combustible nuclear al aumentar la temperatura y la potencia del reactor, así como las propiedades de los materiales utilizados en el reactor. Para ilustrar la seguridad inherente de los reactores rápidos, señalaremos algunas de sus características asociadas con el uso de refrigerante de sodio en ellos. Calor El punto de ebullición del sodio (883oC en condiciones físicas normales) permite mantener una presión cercana a la atmosférica en la vasija del reactor. Esto simplifica el diseño del reactor y aumenta su fiabilidad. La vasija del reactor no está sometida a grandes cargas mecánicas durante el funcionamiento, por lo que su rotura es incluso menos probable que en los reactores de agua a presión existentes, donde pertenece a la clase hipotética. Pero incluso un accidente de este tipo en un reactor rápido no representa ningún peligro desde el punto de vista del enfriamiento confiable del combustible nuclear, ya que el recipiente está rodeado por una carcasa de seguridad sellada y el volumen de posible fuga de sodio en él es insignificante. La despresurización de tuberías con refrigerante de sodio en un reactor rápido de diseño integral tampoco conduce a situacion peligrosa. Dado que la capacidad calorífica del sodio es bastante alta, incluso con el cese total de la eliminación de calor en el circuito de vapor y agua, la temperatura del refrigerante en el reactor aumentará a una velocidad de aproximadamente 30 grados por hora. Durante el funcionamiento normal, la temperatura del refrigerante a la salida del reactor es de 540°C. Un margen significativo de temperatura antes de que hierva el sodio proporciona una reserva de tiempo suficiente para tomar medidas que limiten las consecuencias de un accidente tan improbable.

En el diseño del reactor BN-800, que utiliza las soluciones de ingeniería básicas del BN-600, se han tomado medidas adicionales para garantizar que se mantenga la integridad del reactor y que no haya impactos inaceptables en el medio ambiente, incluso en el caso de de un accidente hipotético y extremadamente improbable que implicaría una fusión del núcleo del reactor.

Panel de control del reactor BN-600.

El funcionamiento a largo plazo de los reactores rápidos ha confirmado la suficiencia y eficacia de las medidas de seguridad previstas. Durante los 25 años de funcionamiento del reactor BN-600, no se produjeron accidentes con emisiones excesivas de radiactividad ni exposición del personal y, especialmente, de la población local. Los reactores rápidos han demostrado una alta estabilidad operativa y son fáciles de controlar. Se ha dominado la tecnología del refrigerante de sodio, que neutraliza eficazmente su riesgo de incendio. El personal detecta con seguridad fugas y combustión de sodio y elimina de forma fiable sus consecuencias. EN últimos años Más y más aplicación amplia En proyectos de reactores rápidos, se encuentran sistemas y dispositivos que pueden transferir el reactor a un estado seguro sin intervención de personal ni suministro de energía externo.

Indicadores técnicos y económicos de reactores rápidos.

Las características de la tecnología del sodio, el aumento de las medidas de seguridad y la elección conservadora de las soluciones de diseño para los primeros reactores (BN-350 y BN-600) fueron las razones de su mayor coste en comparación con los reactores refrigerados por agua. Sin embargo, fueron creados principalmente para probar el rendimiento, la seguridad y la fiabilidad de los reactores rápidos. Este problema se resolvió gracias a su exitosa operación. Al crear la próxima instalación del reactor, el BN-800, destinado a uso masivo en la energía nuclear, se prestó más atención a las características técnicas y económicas y, como resultado, en términos de costos de capital específicos, fue posible acercarse significativamente al VVER-1000, el principal tipo de reactores domésticos de potencia de neutrones lentos.

Actualmente se puede dar por sentado que los reactores rápidos con refrigerante de sodio tienen un gran potencial para futuras mejoras técnicas y económicas. Las principales direcciones para mejorar sus características económicas y al mismo tiempo aumentar el nivel de seguridad incluyen: aumentar la potencia unitaria del reactor y los componentes principales de la unidad de potencia, mejorar el diseño del equipo principal, cambiar a parámetros de vapor supercríticos para aumentar la eficiencia termodinámica del ciclo de conversión de energía térmica, optimizando el sistema de manejo de combustible fresco y gastado, aumentando la quema de combustible nuclear, creando un núcleo con alta coeficiente interno Tasa de reproducción (CR): hasta 1, lo que aumenta la vida útil a 60 años o más.

Mejora especies individuales Los equipos, como lo demuestran los estudios de diseño realizados en OKBM, pueden tener un impacto muy significativo en la mejora de los indicadores técnicos y económicos tanto de la planta del reactor como de la unidad de energía en su conjunto. Por ejemplo, los estudios para mejorar el sistema de reabastecimiento de combustible del prometedor reactor BN-1800 han demostrado la posibilidad de reducir significativamente el consumo de metales de este sistema. Reemplazar los generadores de vapor modulares por otros con carcasa de diseño original permite reducir significativamente su costo, así como el área, el volumen y el consumo de material del compartimiento del generador de vapor de la unidad de energía.

En el cuadro se puede observar el efecto de la potencia del reactor y la mejora tecnológica de los equipos sobre el consumo de metales y el nivel de costos de capital.

Naturalmente, la mejora de los reactores rápidos requerirá cierto esfuerzo por parte de empresas industriales, organizaciones científicas y de diseño. Por tanto, para aumentar la combustión del combustible nuclear, es necesario desarrollar y dominar la producción de materiales estructurales para el núcleo del reactor que sean más resistentes a la irradiación de neutrones. Actualmente se está trabajando en esta dirección.

Los reactores rápidos se pueden utilizar para algo más que energía. Los flujos de neutrones de alta energía son capaces de "quemar" eficazmente los radionucleidos de vida larga más peligrosos que se forman en el combustible nuclear gastado. Esto es de fundamental importancia para resolver el problema de la gestión de residuos radiactivos procedentes de la energía nuclear. El hecho es que la vida media de algunos radionucleidos (actínidos) excede con creces los períodos de estabilidad científicamente fundamentados de las formaciones geológicas, que se consideran sitios de disposición final de desechos radiactivos. Por lo tanto, mediante el uso de un ciclo de combustible cerrado con quema de actínidos y transmutación de productos de fisión de vida larga en productos de vida corta, es posible resolver radicalmente el problema de neutralizar los desechos de energía nuclear y reducir en gran medida el volumen de desechos radiactivos que se deben enterrar.

La transferencia de energía nuclear, junto con los reactores "térmicos", a los reactores reproductores rápidos, así como a un ciclo cerrado del combustible, permitirá crear una tecnología energética segura que satisfaga plenamente las necesidades del desarrollo sostenible de la sociedad humana.

Muchos expertos creen hoy que los reactores de neutrones rápidos son el futuro de la energía nuclear. Uno de los pioneros en el desarrollo de esta tecnología es Rusia, donde el reactor de neutrones rápidos BN-600 de la central nuclear de Beloyarsk funciona desde hace 30 años sin incidentes graves, allí se está construyendo el reactor BN-800 y se está llevando a cabo la creación de un Está previsto un reactor comercial BN-1200. Francia y Japón tienen experiencia en la explotación de centrales nucleares de neutrones rápidos y se están considerando planes para construir centrales nucleares de neutrones rápidos en la India y China. Surge la pregunta: ¿por qué no existen programas prácticos para el desarrollo de la energía de neutrones rápidos en un país con una industria de energía nuclear muy desarrollada: los Estados Unidos?

De hecho, existía un proyecto de este tipo en Estados Unidos. Estamos hablando del proyecto Clinch River Breeder Reactor (en inglés - The Clinch River Breeder Reactor, abreviado como CRBRP). El objetivo de este proyecto era diseñar y construir un reactor rápido de sodio, que sería un prototipo de demostración para la siguiente clase de reactores estadounidenses similares llamados LMFBR (abreviatura de Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Al mismo tiempo, el reactor de Clinch River se concibió como un paso importante hacia el desarrollo de la tecnología de reactores rápidos de metal líquido con vistas a su uso comercial en la industria de la energía eléctrica. La ubicación del reactor de Clinch River iba a ser un área de 6 km 2, administrativamente parte de la ciudad de Oak Ridge en Tennessee.

Se suponía que el reactor tendría una potencia térmica de 1000 MW y una potencia eléctrica de entre 350 y 380 MW. El combustible para ello debían ser 198 conjuntos hexagonales ensamblados en forma de cilindro con dos zonas de enriquecimiento de combustible. El interior del reactor constaría de 108 conjuntos que contenían plutonio enriquecido al 18%. Debían estar rodeados por una zona exterior compuesta por 90 conjuntos con plutonio enriquecido al 24%. Esta configuración debería proporcionar mejores condiciones para la disipación de calor.

El proyecto se presentó por primera vez en 1970. En 1971, el presidente estadounidense Richard Nixon estableció esta tecnología como una de las principales prioridades de investigación y desarrollo del país.

¿Qué impidió su implementación?

Una de las razones de esta decisión fue el continuo aumento de los costos del proyecto. En 1971, la Comisión de Energía Atómica de Estados Unidos determinó que el proyecto costaría alrededor de 400 millones de dólares. El sector privado se ha comprometido a financiar la mayor parte del proyecto, comprometiendo 257 millones de dólares. En los años siguientes, sin embargo, el coste del proyecto saltó a 700 millones. En 1981 ya se habían gastado mil millones de dólares del presupuesto, a pesar de que el coste del proyecto se estimaba entonces entre 3 y 3,2 mil millones. dólares, sin contar otros mil millones, que fueron necesarios para la construcción de una planta para la producción de combustible generado. En 1981, un comité del Congreso descubrió casos de diversos abusos, lo que aumentó aún más el costo del proyecto.

Antes de la decisión de cerrar, el coste del proyecto ya se estimaba en 8 mil millones de dólares.

Otra razón fue el alto costo de construir y operar el propio reactor reproductor para producir electricidad. En 1981 se estimó que el coste de construcción de un reactor rápido sería el doble que el de un reactor estándar de agua ligera de la misma potencia. También se estimó que para que el reproductor fuera económicamente competitivo con los reactores convencionales de agua ligera, el precio del uranio tendría que ser de 165 dólares por libra, cuando en realidad el precio era entonces de 25 dólares por libra. Las empresas privadas de generación no querían invertir en una tecnología tan arriesgada.

Otra razón importante para limitar el programa de mejoramiento genético fue la amenaza posible violación régimen de no proliferación, ya que esta tecnología produce plutonio, que también puede utilizarse para la producción de armas nucleares. Debido a las preocupaciones internacionales sobre cuestiones de proliferación nuclear, en abril de 1977, el presidente estadounidense Jimmy Carter pidió un retraso indefinido en la construcción de reactores rápidos comerciales.

El presidente Carter fue en general un opositor constante del proyecto Clinch River. En noviembre de 1977, después de vetar un proyecto de ley para continuar con la financiación, Carter dijo que sería "prohibitivamente caro" y "quedaría técnicamente obsoleto y económicamente inviable una vez completado". Además, afirmó que la tecnología de reactores rápidos en general es inútil. En lugar de invertir recursos en el proyecto de demostración de neutrones rápidos, Carter propuso "gastar dinero para mejorar la seguridad de las tecnologías nucleares existentes".

El Proyecto Clinch River se reanudó después de que Ronald Reagan asumiera el cargo en 1981. A pesar de la creciente oposición del Congreso, anuló la prohibición de su predecesor y se reanudó la construcción. Sin embargo, el 26 de octubre de 1983, a pesar del progreso exitoso de los trabajos de construcción, el Senado de los Estados Unidos por mayoría (56 a 40) pidió que no se financiase más la construcción y el sitio fue abandonado.

Una vez más, esto se recordó hace poco, cuando en Estados Unidos comenzó a desarrollarse el proyecto de un reactor mPower de baja potencia. Se está considerando el lugar de construcción prevista de la central nuclear de Clinch River como lugar para su construcción.

Reactor de neutrones rápidos.

En la estructura de la energía nuclear a gran escala. papel importante asignados a reactores de neutrones rápidos con ciclo de combustible cerrado. Permiten aumentar casi 100 veces la eficiencia del uso del uranio natural y, por lo tanto, eliminar las restricciones al desarrollo de la energía nuclear desde el exterior. recursos naturales combustible nuclear.
Actualmente hay alrededor de 440 reactores nucleares en funcionamiento en 30 países de todo el mundo, que proporcionan alrededor del 17% de toda la electricidad generada en el mundo. En los países industrializados, la proporción de electricidad "nuclear" es, por regla general, de al menos el 30% y aumenta constantemente. Sin embargo, según los científicos, la industria de la energía nuclear en rápido crecimiento, basada en los modernos reactores nucleares "térmicos" utilizados en las centrales nucleares en funcionamiento y en construcción (la mayoría de ellas con reactores tipo VVER y LWR), inevitablemente ya en el siglo actual. se enfrentan a una escasez de materias primas de uranio debido a que el elemento fisionable del combustible para estas estaciones es el raro isótopo uranio-235.
En un reactor de neutrones rápidos (BN), una reacción de fisión nuclear produce una cantidad excesiva de neutrones secundarios, cuya absorción en la mayor parte del uranio, que consiste en uranio-238, conduce a la formación intensiva de nuevo material fisionable nuclear plutonio-239. . Como resultado, de cada kilogramo de uranio-235, además de la generación de energía, es posible obtener más de un kg de plutonio-239, que puede utilizarse como combustible en los reactores de cualquier central nuclear en lugar del raro uranio-235. Este proceso fisico, llamada reproducción de combustible, permitirá que todo el uranio natural, incluida su parte principal, el isótopo uranio-238 (99,3% de la masa total de uranio fósil), se involucre en la industria de la energía nuclear. Este isótopo en las modernas centrales nucleares de neutrones térmicos prácticamente no participa en la producción de energía. Como resultado, la producción de energía con los recursos de uranio existentes y un impacto mínimo en la naturaleza podría aumentar casi 100 veces. En este caso, la energía atómica será suficiente para la humanidad durante varios milenios.
Según los científicos, la operación conjunta de reactores "térmicos" y "rápidos" en una proporción de aproximadamente 80:20% proporcionará la energía nuclear más uso eficiente recursos de uranio. En esta proporción, los reactores rápidos producirán suficiente plutonio-239 para operar centrales nucleares con reactores térmicos.
Una ventaja adicional de la tecnología de los reactores rápidos con una cantidad excesiva de neutrones secundarios es la capacidad de "quemar" productos de fisión radiactivos de larga vida (con un período de desintegración de hasta miles y cientos de miles de años), convirtiéndolos en los de vida corta con una vida media de no más de 200-300 años. Estos residuos radiactivos convertidos pueden enterrarse de forma segura en instalaciones de almacenamiento especiales sin alterar el equilibrio natural de radiación de la Tierra.

El trabajo en el campo de los reactores nucleares de neutrones rápidos comenzó en 1960 con el diseño del primer reactor piloto de potencia industrial BN-350. Este reactor se puso en marcha en 1973 y funcionó con éxito hasta 1998.
En 1980, en la central nuclear de Beloyarsk, como parte de la unidad de energía número 3, se puso en funcionamiento el siguiente reactor de energía BN-600 (600 MW(e)), más potente, que continúa funcionando de manera confiable hasta el día de hoy, siendo el más grande. reactor de este tipo en funcionamiento en el mundo. En abril de 2010, el reactor completó su vida útil prevista de 30 años con altos indicadores de confiabilidad y seguridad. Durante un largo período de funcionamiento, la capacidad de capacidad de la unidad de potencia se mantiene en un nivel estable. nivel alto- alrededor del 80%. Pérdidas no planificadas inferiores al 1,5%.
Durante los últimos 10 años de funcionamiento de la unidad de energía, no se ha producido ni un solo caso de parada de emergencia del reactor.
No se liberan al medio ambiente radionucleidos de aerosoles gaseosos de larga duración. La producción de gases radiactivos inertes es actualmente insignificante y asciende a<1% от допустимого по санитарным нормам.
El funcionamiento del reactor demostró de forma convincente la fiabilidad de las medidas de diseño para la prevención y contención de fugas de sodio.
En términos de confiabilidad y seguridad, el reactor BN-600 resultó ser competitivo con los reactores de neutrones térmicos en serie (VVER).

Figura 1. Sala (central) del reactor BN-600

En 1983, sobre la base del BN-600, la empresa desarrolló un proyecto para un reactor BN-800 mejorado para una unidad de energía con una capacidad de 880 MW(e). En 1984, se iniciaron los trabajos de construcción de dos reactores BN-800 en la central nuclear de Beloyarsk y la nueva central nuclear de los Urales del Sur. El posterior retraso en la construcción de estos reactores se aprovechó para perfeccionar el diseño con el fin de mejorar aún más su seguridad y mejorar los indicadores técnicos y económicos. Los trabajos de construcción del BN-800 se reanudaron en 2006 en la central nuclear de Beloyarsk (cuarta unidad de energía) y deberían estar terminados en 2013.

Figura 2. Reactor de neutrones rápidos BN-800 (sección vertical)

Figura 3. Modelo del reactor BN-800.

El reactor BN-800 en construcción tiene las siguientes tareas importantes:

• Asegurar el funcionamiento con combustible MOX.
• Demostración experimental de componentes clave de un ciclo cerrado del combustible.
• Pruebas en condiciones reales de funcionamiento de nuevos tipos de equipos y soluciones técnicas mejoradas introducidas para mejorar la eficiencia, la fiabilidad y la seguridad.
• Desarrollo de tecnologías innovadoras para futuros reactores de neutrones rápidos con refrigerante metálico líquido:
• pruebas y certificación de combustibles avanzados y materiales estructurales;
• demostración de tecnología para quemar actínidos menores y transmutar productos de fisión de larga vida, que constituyen la parte más peligrosa de los desechos radiactivos de la energía nuclear.

JSC "Afrikantov OKBM" está desarrollando un proyecto para un reactor comercial mejorado BN-1200 con una potencia de 1220 MW.

Figura 3. Reactor BN-1200 (sección vertical)

Está previsto el siguiente programa para la ejecución de este proyecto:

• 2010...2016 - desarrollo del diseño técnico de la planta del reactor e implementación del programa de I+D.
• 2020: puesta en servicio de la unidad de potencia principal que utiliza combustible MOX y organización de su producción centralizada.
• 2023…2030 - puesta en servicio de una serie de unidades de energía con una capacidad total de aproximadamente 11 GW.

Además de las soluciones confirmadas por la experiencia operativa positiva del BN-600 e incluidas en el proyecto BN-800, el proyecto BN-1200 utiliza nuevas soluciones destinadas a mejorar aún más los indicadores técnicos y económicos y aumentar la seguridad.
Según indicadores técnicos y económicos:

• aumentar el factor de utilización de la capacidad instalada del valor previsto de 0,85 para BN-800 a 0,9;
• aumento gradual del consumo de combustible MOX desde el nivel alcanzado en los conjuntos combustibles experimentales del 11,8% t.a. hasta el nivel del 20% t.a. (quemado promedio ~140 MW día/kg);
• aumentar el factor de reproducción a ~1,2 en el combustible de óxido de uranio-plutonio y a ~1,45 en el combustible mixto de nitruro;
• reducción de los indicadores de consumo de metales específicos en ~1,7 veces en comparación con el BN-800
• aumentando la vida útil del reactor de 45 años (BN-800) a 60 años.

Por seguridad:

• la probabilidad de daños graves al núcleo debe ser un orden de magnitud menor que los requisitos de los documentos reglamentarios;
• la zona de protección sanitaria debe estar situada dentro de los límites del emplazamiento de la central nuclear en caso de accidentes base de diseño;
• el límite de la zona de medidas de protección debe coincidir con el límite del emplazamiento de la central nuclear en caso de accidentes graves que superen la base de diseño, cuya probabilidad no supere 10-7 por reactor/año.

La combinación óptima de soluciones de referencia y nuevas y la posibilidad de una reproducción ampliada del combustible permiten clasificar este proyecto como una tecnología nuclear de cuarta generación.

JSC "Afrikantov OKBM" participa activamente en la cooperación internacional en materia de reactores rápidos. Fue el desarrollador del proyecto del reactor experimental chino de neutrones rápidos MCER y el contratista principal para la fabricación del equipo principal del reactor, participó en la puesta en marcha física y energética del reactor en 2011 y está ayudando en el desarrollo de su potencia. Actualmente se está preparando un acuerdo intergubernamental para la construcción en China de un reactor rápido de demostración (CDFR) refrigerado por sodio basado en el proyecto BN-800 con la participación de OKBM y otras empresas de la Corporación Estatal Rosatom.

Después del lanzamiento y operación exitosa de la primera central nuclear del mundo en 1955, por iniciativa de I. Kurchatov, se tomó la decisión de construir en los Urales una central nuclear industrial con un reactor de agua a presión de tipo canal. Las características de este tipo de reactor incluyen el sobrecalentamiento del vapor a parámetros elevados directamente en el núcleo, lo que abrió la posibilidad de utilizar equipos de turbina en serie.

En 1958, en el centro de Rusia, en uno de los rincones más pintorescos de la naturaleza de los Urales, se inició la construcción de la central nuclear de Beloyarsk. Para los instaladores, esta estación comenzó a funcionar en 1957, y como en aquellos días el tema de las centrales nucleares estaba cerrado, en la correspondencia y en la vida se llamaba Central Eléctrica del Distrito Estatal de Beloyarsk. Esta estación fue iniciada por empleados del fideicomiso Uralenergomontazh. Gracias a sus esfuerzos, en 1959 se creó una base con un taller para la producción de tuberías de agua y vapor (1 circuito del reactor), se construyeron tres edificios residenciales en el pueblo de Zarechny y comenzó la construcción del edificio principal.

En 1959, los trabajadores del consorcio Tsentroenergomontazh se presentaron en el lugar de la construcción y se les encargó la instalación del reactor. A finales de 1959, el lugar de construcción de la central nuclear se trasladó de Dorogobuzh, región de Smolensk, y los trabajos de instalación estuvieron a cargo de V. Nevsky, futuro director de la central nuclear de Beloyarsk. Todo el trabajo de instalación de equipos termomecánicos se transfirió íntegramente al fideicomiso Tsentroenergomontazh.

El intenso período de construcción de la central nuclear de Beloyarsk comenzó en 1960. En este momento, los instaladores, además de los trabajos de construcción, debían dominar nuevas tecnologías para la instalación de tuberías de acero inoxidable, revestimiento de salas especiales e instalaciones de almacenamiento de residuos radiactivos, instalación de estructuras de reactores, mampostería de grafito, soldadura automática, etc. Aprendimos sobre la marcha de especialistas que ya habían participado en la construcción de instalaciones nucleares. Tras pasar de la tecnología de instalación de centrales térmicas a la instalación de equipos para centrales nucleares, los trabajadores de Tsentroenergomontazh completaron con éxito sus tareas y el 26 de abril de 1964 se inauguró la primera unidad de energía de la central nuclear de Beloyarsk con el modelo AMB-100. El reactor suministró la primera corriente al sistema energético de Sverdlovsk. Este evento, junto con la puesta en funcionamiento de la primera unidad de energía de la central nuclear de Novovoronezh, significó el nacimiento de la gran industria de energía nuclear del país.

El reactor AMB-100 supuso una mejora adicional en el diseño del reactor de la primera central nuclear del mundo en Obninsk. Era un reactor de tipo canal con mayores características térmicas del núcleo. La obtención de vapor de parámetros elevados debido al sobrecalentamiento nuclear directamente en el reactor fue un gran paso adelante en el desarrollo de la energía nuclear. el reactor funcionaba en una sola unidad con un turbogenerador de 100 MW.

Estructuralmente, el reactor de la primera unidad de energía de la central nuclear de Beloyarsk resultó interesante porque fue creado prácticamente sin marco, es decir, el reactor no tenía un cuerpo pesado, duradero y de varias toneladas, como, por ejemplo, un Reactor VVER refrigerado por agua de potencia similar con un cuerpo de 11 a 12 m de largo, con un diámetro de 3 a 3,5 m, espesor de pared y fondo de 100 a 150 mm o más. La posibilidad de construir centrales nucleares con reactores de canal abierto resultó muy tentadora, ya que liberó a las plantas de ingeniería pesada de la necesidad de fabricar productos de acero que pesaban entre 200 y 500 toneladas, pero la implementación del sobrecalentamiento nuclear directamente en el reactor resultó estar asociado con dificultades bien conocidas en la regulación del proceso, especialmente en términos de monitorear su progreso, con el requisito de operación precisa de muchos instrumentos, la presencia de una gran cantidad de tuberías de varios tamaños bajo alta presión, etc.

La primera unidad de la central nuclear de Beloyarsk alcanzó su capacidad máxima de diseño, sin embargo, debido a la capacidad relativamente pequeña instalada de la unidad (100 MW), la complejidad de sus canales tecnológicos y, por tanto, el alto coste, el coste de 1 kWh de electricidad resultó ser significativamente mayor que el de las estaciones termales de los Urales.

La segunda unidad de la central nuclear de Beloyarsk con el reactor AMB-200 se construyó más rápidamente y sin grandes esfuerzos en el trabajo, ya que el equipo de construcción e instalación ya estaba preparado. La instalación del reactor se ha mejorado significativamente. Tenía un circuito de refrigeración de circuito único, lo que simplificó el diseño tecnológico de toda la central nuclear. Al igual que en la primera unidad de potencia, la característica principal del reactor AMB-200 es el suministro de vapor de alto parámetro directamente a la turbina. El 31 de diciembre de 1967, la unidad de energía número 2 se conectó a la red, lo que completó la construcción de la primera etapa de la estación.

Una parte importante de la historia del funcionamiento de la 1.ª etapa del BNPP estuvo llena de romance y drama, característicos de todo lo nuevo. Esto fue especialmente cierto durante el período de desarrollo de bloques. Se creía que no debería haber problemas con esto: había prototipos desde el reactor AM "primero en el mundo" hasta reactores industriales para la producción de plutonio, en los que se basaban conceptos básicos, tecnologías, soluciones de diseño, muchos tipos de equipos y sistemas, y Incluso se puso a prueba una parte importante de los regímenes tecnológicos. Sin embargo, resultó que la diferencia entre la central nuclear industrial y sus predecesoras es tan grande y única que surgieron nuevos problemas hasta ahora desconocidos.

El mayor y más evidente de ellos fue la insatisfactoria fiabilidad de los canales de evaporación y sobrecalentamiento. Después de un breve período de funcionamiento, se produjo una despresurización de gas de los elementos combustibles o fugas de refrigerante, con consecuencias inaceptables para la mampostería de grafito de los reactores, los modos tecnológicos de operación y reparación, la exposición a la radiación para el personal y el medio ambiente. Según los cánones científicos y los estándares de cálculo de la época, esto no debería haber sucedido. Los estudios en profundidad de este nuevo fenómeno nos obligaron a reconsiderar las ideas establecidas sobre las leyes fundamentales de la ebullición del agua en las tuberías, ya que incluso con una baja densidad de flujo de calor surgió un tipo de crisis de transferencia de calor previamente desconocida, que fue descubierta en 1979 por V.E. Doroshchuk (VTI) y posteriormente denominada “crisis de transferencia de calor del segundo tipo”.

En 1968, se tomó la decisión de construir una tercera unidad de energía con un reactor de neutrones rápidos en la central nuclear de Beloyarsk: el BN-600. La supervisión científica de la creación del BN-600 estuvo a cargo del Instituto de Física e Ingeniería Energética, el diseño de la planta del reactor estuvo a cargo de la Oficina de Diseño de Ingeniería Mecánica Experimental y el diseño general de la unidad estuvo a cargo de la sucursal de Leningrado de Atomelectroproekt. El bloque fue construido por un contratista general: el fideicomiso Uralenergostroy.

En su diseño se tuvo en cuenta la experiencia operativa de los reactores BN-350 en Shevchenko y del reactor BOR-60. Para el BN-600, se adoptó un diseño integral del circuito primario más económico y estructuralmente exitoso, según el cual el núcleo del reactor, las bombas y los intercambiadores de calor intermedios están ubicados en una sola carcasa. La vasija del reactor, que tenía un diámetro de 12,8 my una altura de 12,5 m, se instaló sobre soportes de rodillos fijados a la placa base del pozo del reactor. La masa del reactor ensamblado fue de 3900 toneladas y la cantidad total de sodio en la instalación superó las 1900 toneladas. La protección biológica se hizo con pantallas cilíndricas de acero, piezas en bruto de acero y tubos con relleno de grafito.

Los requisitos de calidad para los trabajos de instalación y soldadura del BN-600 resultaron ser mucho más altos que los alcanzados anteriormente, y el equipo de instalación tuvo que volver a capacitar al personal con urgencia y dominar las nuevas tecnologías. Así, en 1972, durante el montaje de la vasija de un reactor a partir de aceros austeníticos, se utilizó por primera vez un betatrón para controlar la transmisión de grandes soldaduras.

Además, durante la instalación de los dispositivos internos del reactor BN-600, se impusieron requisitos especiales de limpieza y se registraron todas las piezas introducidas y retiradas del espacio dentro del reactor. Esto se debió a la imposibilidad de lavar más el reactor y las tuberías con refrigerante de sodio.

Nikolai Muravyov, que pudo invitarlo a trabajar desde Nizhny Novgorod, donde anteriormente había trabajado en una oficina de diseño, jugó un papel importante en el desarrollo de la tecnología de instalación de reactores. Fue uno de los desarrolladores del proyecto del reactor BN-600 y en ese momento ya estaba jubilado.

El equipo de instalación completó con éxito las tareas asignadas de instalación de la unidad de neutrones rápidos. El llenado del reactor con sodio demostró que la pureza del circuito se mantuvo incluso por encima de lo requerido, ya que el punto de fluidez del sodio, que en el metal líquido depende de la presencia de contaminantes extraños y óxidos, resultó ser inferior a los alcanzados durante la instalación de los reactores BN-350, BOR-60 en la URSS y las centrales nucleares "Phoenix" en Francia.

El éxito de los equipos de instalación en la construcción de la central nuclear de Beloyarsk dependió en gran medida de sus directivos. Primero fue Pavel Ryabukha, luego llegó el joven y enérgico Vladimir Nevsky, luego fue reemplazado por Vazgen Kazarov. V. Nevsky hizo mucho por la formación de un equipo de instaladores. En 1963, fue nombrado director de la central nuclear de Beloyarsk y más tarde dirigió Glavatomenergo, donde trabajó arduamente para desarrollar la industria de energía nuclear del país.

Finalmente, el 8 de abril de 1980 se puso en marcha la unidad de potencia nº 3 de la central nuclear de Beloyarsk con el reactor de neutrones rápidos BN-600. Algunas características de diseño del BN-600:

• energía eléctrica – 600 MW;
• potencia térmica – 1470 MW;
• temperatura del vapor – 505 o C;
• presión de vapor – 13,7 MPa;
• eficiencia termodinámica bruta: 40,59%.

Se debe prestar especial atención a la experiencia en el manejo de sodio como refrigerante. Tiene buenas propiedades termofísicas y físicas nucleares satisfactorias, y es muy compatible con aceros inoxidables, uranio y dióxido de plutonio. Por último, no es escaso y relativamente económico. Sin embargo, es muy activo químicamente, por lo que su uso requirió resolver al menos dos problemas graves: minimizar la probabilidad de fugas de sodio de los circuitos de circulación y fugas entre circuitos en los generadores de vapor y asegurar una localización y terminación efectiva de la combustión de sodio en caso de de una fuga.

En general, la primera tarea se resolvió con bastante éxito en la etapa de desarrollo de proyectos de equipos y tuberías. Resultó muy exitosa la disposición integral del reactor, en la que todos los equipos principales y tuberías del 1er circuito con sodio radiactivo estaban "ocultos" dentro de la vasija del reactor, por lo que su fuga, en principio, sólo era posible desde un Pocos sistemas auxiliares.

Y aunque BN-600 es hoy la unidad de energía con reactor de neutrones rápidos más grande del mundo, la central nuclear de Beloyarsk no es una de las centrales nucleares con una gran capacidad instalada. Sus diferencias y ventajas están determinadas por la novedad y singularidad de la producción, sus objetivos, tecnología y equipamiento. Todas las instalaciones de reactores de la central nuclear de Belarús estaban destinadas a la confirmación o desmentido industrial piloto de ideas y soluciones técnicas propuestas por los diseñadores y constructores, la investigación de regímenes tecnológicos, materiales estructurales, elementos combustibles, sistemas de control y protección.

Las tres unidades de potencia no tienen análogos directos ni en nuestro país ni en el extranjero. Encarnaron muchas de las ideas para el futuro desarrollo de la energía nuclear:

• se construyeron y pusieron en servicio unidades de energía con reactores de agua y grafito de canal a escala industrial;
• se utilizaron unidades turbo en serie con altos parámetros con una eficiencia del ciclo de energía térmica del 36 al 42%, que no tiene ninguna central nuclear en el mundo;
• se utilizaron conjuntos combustibles, cuyo diseño excluye la posibilidad de que la actividad de fragmentación entre en el refrigerante incluso en caso de destrucción de las barras de combustible;
• se utiliza acero al carbono en el circuito primario del reactor de la segunda unidad;
• se ha dominado en gran medida la tecnología para utilizar y manipular refrigerantes metálicos líquidos;

La central nuclear de Beloyarsk fue la primera central nuclear de Rusia que en la práctica tuvo que resolver el problema del desmantelamiento de plantas de reactores gastadas. El desarrollo de esta área de actividad, de gran relevancia para toda la industria de la energía nuclear, tuvo un largo período de incubación debido a la falta de una base documental organizativa y regulatoria y a la cuestión no resuelta del apoyo financiero.

El período de más de 50 años de funcionamiento de la central nuclear de Beloyarsk tiene tres etapas bastante distintas, cada una de las cuales tuvo sus propias áreas de actividad, dificultades específicas en su implementación, éxitos y decepciones.

La primera etapa (desde 1964 hasta mediados de los 70) estuvo completamente asociada con el lanzamiento, desarrollo y logro del nivel de potencia de diseño de las unidades de potencia de la primera etapa, una gran cantidad de trabajos de reconstrucción y la solución de problemas asociados con diseños imperfectos de unidades. regímenes tecnológicos y garantizar el funcionamiento sostenible de los canales de combustible. Todo esto requirió enormes esfuerzos físicos e intelectuales por parte del personal de la estación, que, lamentablemente, no se vio coronado por la confianza en la exactitud y las perspectivas de elegir reactores de uranio-grafito con vapor nuclear sobrecalentado para un mayor desarrollo de la energía nuclear. Sin embargo, los diseñadores y constructores tuvieron en cuenta la parte más importante de la experiencia operativa acumulada de la primera etapa al crear los reactores de uranio y grafito de la próxima generación.

El comienzo de los años 70 estuvo asociado con la elección de una nueva dirección para el desarrollo futuro de la energía nuclear del país: plantas de reactores de neutrones rápidos con la perspectiva posterior de construir varias unidades de energía con reactores reproductores que utilicen combustible mixto de uranio y plutonio. Al determinar el lugar para la construcción de la primera unidad industrial piloto que utiliza neutrones rápidos, la elección recayó en la central nuclear de Beloyarsk. Esta elección estuvo influenciada significativamente por el reconocimiento de la capacidad de los equipos de construcción, instaladores y personal de la planta para construir adecuadamente esta unidad de potencia única y posteriormente garantizar su funcionamiento confiable.

Esta decisión marcó la segunda etapa en el desarrollo de la central nuclear de Beloyarsk, que en su mayor parte concluyó con la decisión de la Comisión Estatal de aceptar la construcción completa de la unidad de energía con el reactor BN-600 con calificación "excelente". rara vez se utiliza en la práctica.

El mantenimiento de la calidad del trabajo en esta etapa estuvo a cargo de los mejores especialistas tanto de los contratistas de construcción e instalación como del personal operativo de la estación. El personal de la central adquirió una amplia experiencia en el montaje y dominio del equipamiento de las centrales nucleares, que se aprovechó de forma activa y fructífera durante los trabajos de puesta en servicio en las centrales nucleares de Chernobyl y Kursk. Mención especial merece la central nuclear de Bilibino, donde, además de los trabajos de puesta en marcha, se llevó a cabo un análisis en profundidad del proyecto, a partir del cual se introdujeron una serie de mejoras importantes.

Con la puesta en funcionamiento del tercer bloque se inició la tercera etapa de existencia de la estación, que ya dura más de 35 años. Los objetivos de esta etapa eran alcanzar los parámetros de diseño de la unidad, confirmar en la práctica la viabilidad de las soluciones de diseño y adquirir experiencia operativa para su posterior consideración en el diseño de una unidad en serie con reactor reproductor. Todos estos objetivos ahora se han logrado con éxito.

En general, se confirmaron los conceptos de seguridad establecidos en el diseño de la unidad. Dado que el punto de ebullición del sodio es casi 300 o C mayor que su temperatura de funcionamiento, el reactor BN-600 funciona casi sin presión en la vasija del reactor, que puede estar hecha de acero altamente plástico. Esto prácticamente elimina la posibilidad de que se desarrollen grietas rápidamente. Y el esquema de transferencia de calor de tres circuitos desde el núcleo del reactor con un aumento de presión en cada circuito posterior elimina por completo la posibilidad de que el sodio radiactivo del primer circuito ingrese al segundo circuito (no radiactivo), y más aún al Tercer circuito vapor-agua.

La confirmación del alto nivel alcanzado de seguridad y confiabilidad del BN-600 es el análisis de seguridad realizado después del accidente en la central nuclear de Chernobyl, que no reveló la necesidad de mejoras técnicas urgentes. Las estadísticas sobre activación de protecciones de emergencia, paradas de emergencia, reducciones no planificadas de la potencia operativa y otras fallas muestran que el reactor BN-6OO se encuentra al menos entre el 25% de las mejores unidades nucleares del mundo.

Según los resultados del concurso anual, la central nuclear de Beloyarsk en 1994, 1995, 1997 y 2001. recibió el título de “Mejor central nuclear de Rusia”.

La unidad de potencia nº 4 con el reactor de neutrones rápidos BN-800 se encuentra en la fase de prearranque. La nueva cuarta unidad de potencia con el reactor BN-800 de 880 MW de potencia fue llevada al nivel mínimo controlado de potencia el 27 de junio de 2014. La unidad de energía está diseñada para ampliar significativamente la base de combustible de la energía nuclear y minimizar los desechos radiactivos mediante la organización de un ciclo cerrado del combustible nuclear.

Se está considerando la posibilidad de una mayor ampliación de la central nuclear de Beloyarsk con la unidad de energía número 5 con un reactor rápido con una capacidad de 1200 MW, la principal unidad de energía comercial en construcción en serie.