Dalam artikel sebelumnya, kami menemukan bahwa baik energi matahari tidak akan mampu memenuhi kebutuhan umat manusia (karena cepat rusaknya baterai dan biayanya), maupun energi termonuklir (bahkan setelah mencapai keluaran energi positif pada reaktor eksperimental, a jumlah yang fantastis masih menjadi masalah dalam perjalanan ke penggunaan komersial). Apa yang tersisa?

Selama lebih dari seratus tahun, terlepas dari semua kemajuan umat manusia, sebagian besar listrik diperoleh dari pembakaran batu bara (yang masih menjadi sumber energi untuk 40,7% kapasitas pembangkit dunia), gas (21,2%), produk minyak bumi (5,5%) dan tenaga air (16,2% lainnya, totalnya adalah 83,5%).

Yang tersisa hanyalah tenaga nuklir, dengan reaktor neutron termal konvensional (membutuhkan U-235 yang langka dan mahal) dan reaktor dengan neutron cepat(yang dapat memproses U-238 dan thorium alami dalam "siklus bahan bakar tertutup").

Apa yang dimaksud dengan “siklus bahan bakar tertutup” yang mistis ini, apa perbedaan antara reaktor neutron cepat dan reaktor neutron termal, desain apa yang ada, kapan kita dapat mengharapkan kebahagiaan dari semua ini dan tentu saja - masalah keselamatan - sedang dalam proses pemotongan.

Tentang neutron dan uranium

Kami semua diberitahu di sekolah bahwa U-235, ketika sebuah neutron mengenainya, membelah dan melepaskan energi, dan 2-3 neutron lainnya dilepaskan. Pada kenyataannya, tentu saja, semuanya menjadi lebih rumit, dan proses ini sangat bergantung pada energi neutron awal ini. Mari kita lihat grafik penampang (=probabilitas) reaksi penangkapan neutron (U-238 + n -> U-239 dan U-235 + n -> U-236), dan reaksi fisi U-235 dan U-238 bergantung pada energi (=kecepatan) neutron:

Seperti yang bisa kita lihat, kemungkinan menangkap neutron dengan fisi untuk U-235 meningkat seiring dengan berkurangnya energi neutron, karena dalam reaktor nuklir konvensional, neutron “diperlambat” dalam grafit/air sedemikian rupa sehingga kecepatannya menjadi sama dengan kecepatannya. kecepatan getaran termal atom dalam kisi kristal (karena itu namanya - neutron termal). Dan kemungkinan fisi U-238 oleh neutron termal adalah 10 juta kali lebih kecil dari U-235, itulah sebabnya berton-ton uranium alam perlu diproses untuk mengambil U-235.

Seseorang yang melihat grafik di bawah mungkin berkata: Oh, ide bagus! Dan mari kita menggoreng U-238 murah dengan neutron 10 MeV - ini akan menghasilkan reaksi berantai, karena di sana grafik penampang fisi naik! Namun ada masalah - neutron yang dilepaskan sebagai hasil reaksi hanya memiliki energi 2 MeV atau kurang (rata-rata ~1,25), dan ini tidak cukup untuk meluncurkan reaksi mandiri terhadap neutron cepat di U-238 (dibutuhkan lebih banyak energi, atau lebih banyak neutron yang terbang keluar dari setiap divisi). Eh, sialnya umat manusia di alam semesta ini...

Namun, jika reaksi mandiri terhadap neutron cepat di U-238 sesederhana itu, maka akan terdapat reaktor nuklir alami, seperti halnya U-235 di Oklo, dan karenanya U-238 tidak akan ditemukan di alam di Oklo. bentuk simpanan dalam jumlah besar.

Terakhir, jika kita mengabaikan sifat reaksi yang “berkelanjutan”, masih mungkin untuk membagi U-238 secara langsung untuk menghasilkan energi. Ini digunakan, misalnya, dalam bom termonuklir - neutron 14,1MeV dari reaksi D+T membagi U-238 di cangkang bom - dan dengan demikian kekuatan ledakan dapat ditingkatkan hampir secara gratis. Dalam kondisi terkendali, masih ada kemungkinan teoritis untuk menggabungkannya reaktor fusi dan selimut (cangkang) U-238 - untuk meningkatkan energi fusi termonuklir ~10-50 kali lipat akibat reaksi fisi.

Tapi bagaimana Anda memisahkan U-238 dan thorium dalam reaksi mandiri?

Siklus bahan bakar tertutup

Idenya adalah sebagai berikut: mari kita lihat bukan pada penampang fisi, tetapi pada penampang penangkapan: Dengan energi neutron yang sesuai (tidak terlalu rendah, dan tidak terlalu tinggi), U-238 dapat menangkap satu neutron, dan setelah 2 peluruhan itu bisa menjadi plutonium-239:

Dari bahan bakar bekas, plutonium dapat diisolasi secara kimia untuk membuat bahan bakar MOX (campuran plutonium dan uranium oksida) yang dapat dibakar baik dalam reaktor cepat maupun reaktor termal konvensional. Proses pengolahan ulang bahan bakar bekas secara kimiawi bisa sangat sulit karena radioaktivitasnya yang tinggi, dan belum sepenuhnya terpecahkan dan praktis belum berhasil (tetapi pekerjaan sedang dilakukan).

Untuk thorium alami - proses serupa, thorium menangkap neutron, dan setelah fisi spontan, menjadi uranium-233, yang terbagi kira-kira dengan cara yang sama seperti uranium-235 dan dilepaskan dari bahan bakar bekas secara kimia:

Reaksi-reaksi ini, tentu saja, juga terjadi pada reaktor termal konvensional - namun karena adanya moderator (yang sangat mengurangi kemungkinan penangkapan neutron) dan batang kendali (yang menyerap sebagian neutron), jumlah plutonium yang dihasilkan lebih sedikit dibandingkan dengan reaktor termal konvensional. uranium-235 terbakar. Untuk menghasilkan lebih banyak zat fisil daripada yang dibakar, Anda perlu kehilangan neutron sesedikit mungkin pada batang kendali (misalnya, menggunakan batang kendali yang terbuat dari uranium biasa), struktur, cairan pendingin (lebih lanjut tentang ini di bawah) dan sepenuhnya singkirkan moderator neutron (grafit atau air).

Karena penampang fisi neutron cepat lebih kecil dibandingkan neutron termal, maka perlu dilakukan peningkatan konsentrasi bahan fisil (U-235, U-233, Pu-239) di inti reaktor dari 2-4. hingga 20% dan lebih tinggi. Dan produksi bahan bakar baru dilakukan dalam kaset dengan thorium/uranium alam yang terletak di sekitar inti ini.

Untung saja, jika fisi disebabkan oleh neutron cepat dan bukan oleh neutron termal, maka reaksi tersebut akan menghasilkan ~1,5 kali lebih banyak neutron dibandingkan fisi oleh neutron termal - sehingga membuat reaksi menjadi lebih realistis:

Peningkatan jumlah neutron yang dihasilkan inilah yang memungkinkan produksi bahan bakar dalam jumlah lebih besar daripada yang tersedia pada awalnya. Tentu saja, bahan bakar baru tidak diambil dari udara tipis, namun dihasilkan dari U-238 dan thorium yang “tidak berguna”.

Tentang pendingin

Seperti yang kami ketahui di atas, air tidak dapat digunakan dalam reaktor cepat - air memperlambat neutron dengan sangat efektif. Apa yang bisa menggantikannya?

Gas: Anda dapat mendinginkan reaktor dengan helium. Namun karena kapasitas panasnya yang kecil, sulit untuk mendinginkan reaktor bertenaga besar dengan cara ini.

Logam cair: Natrium, kalium- Banyak digunakan dalam reaktor cepat di seluruh dunia. Keuntungannya adalah titik leleh yang rendah dan bekerja pada tekanan mendekati atmosfer, namun logam ini terbakar dengan sangat baik dan bereaksi dengan air. Satu-satunya reaktor energi yang beroperasi di dunia, BN-600, menggunakan pendingin natrium.

Timbal, bismut- digunakan dalam reaktor BREST dan SVBR yang saat ini sedang dikembangkan di Rusia. Kerugian yang jelas - jika reaktor telah mendingin di bawah titik beku timbal/bismut - pemanasannya sangat sulit dan memakan waktu lama (Anda dapat membaca yang tidak jelas di tautan di wiki). Secara umum, masih banyak permasalahan teknologi yang masih dalam proses implementasi.

Air raksa- terdapat reaktor BR-2 dengan pendingin merkuri, namun ternyata merkuri relatif cepat melarutkan bahan struktur reaktor - sehingga tidak ada lagi reaktor merkuri yang dibangun.

Eksotik: Kategori terpisah - reaktor garam cair - LFTR - beroperasi pilihan yang berbeda fluorida bahan fisil (uranium, thorium, plutonium). 2 reaktor “laboratorium” dibangun di AS di Laboratorium Nasional Oak Ridge pada tahun 60an, dan sejak itu tidak ada reaktor lain yang dilaksanakan, meskipun terdapat banyak proyek.

Reaktor yang beroperasi dan proyek menarik

BOR-60 Rusia- Reaktor neutron cepat eksperimental, beroperasi sejak 1969. Secara khusus, ini digunakan untuk menguji elemen struktural reaktor neutron cepat yang baru.

BN-600 Rusia, BN-800: Seperti disebutkan di atas, BN-600 adalah satu-satunya reaktor tenaga neutron cepat di dunia. Telah beroperasi sejak tahun 1980, masih menggunakan uranium-235.

Pada tahun 2014, direncanakan untuk meluncurkan BN-800 yang lebih bertenaga. Telah direncanakan untuk mulai menggunakan bahan bakar MOX (dengan plutonium), dan mulai mengembangkan siklus bahan bakar tertutup (dengan pemrosesan dan pembakaran plutonium yang dihasilkan). Lalu mungkin ada seri BN-1200, tapi keputusan pembangunannya belum diambil. Dalam hal pengalaman dalam konstruksi dan pengoperasian industri reaktor neutron cepat, Rusia telah maju lebih jauh dari negara lain dan terus berkembang secara aktif.

Ada juga reaktor cepat penelitian operasi kecil di Jepang (Jōyō), India (FBTR) dan Cina (China Experimental Fast Reactor).

Reaktor Monju Jepang- reaktor paling sial di dunia. Dibangun pada tahun 1995, dan pada tahun yang sama terjadi kebocoran beberapa ratus kilogram natrium, perusahaan berusaha menyembunyikan skala kejadian (halo Fukushima), reaktor ditutup selama 15 tahun. Pada bulan Mei 2010, reaktor akhirnya dinyalakan dengan daya yang dikurangi, tetapi pada bulan Agustus, selama pemindahan bahan bakar, sebuah derek seberat 3,3 ton dijatuhkan ke dalam reaktor, yang segera tenggelam dalam natrium cair. Crane baru bisa diperoleh pada Juni 2011. Pada tanggal 29 Mei 2013 akan diambil keputusan untuk menutup reaktor selamanya.

Reaktor gelombang berjalan: Di antara proyek terkenal yang belum terealisasi adalah “reaktor gelombang berjalan” - reaktor gelombang berjalan, dari perusahaan TerraPower. Proyek ini dipromosikan oleh Bill Gates - jadi mereka menulisnya dua kali di Habré: , . Idenya adalah bahwa “inti” reaktor terdiri dari uranium yang diperkaya, dan di sekelilingnya terdapat kaset U-238/thorium yang merupakan bahan bakar masa depan yang akan diproduksi. Kemudian, robot akan memindahkan kaset-kaset tersebut lebih dekat ke tengah - dan reaksi akan berlanjut. Namun pada kenyataannya, sangat sulit untuk membuat semua ini berhasil tanpa proses kimia, dan proyek ini tidak pernah berhasil.

Tentang keamanan energi nuklir

Bagaimana saya bisa mengatakan bahwa umat manusia dapat mengandalkan energi nuklir - dan ini setelah Fukushima?

Faktanya adalah energi apa pun berbahaya. Mari kita ingat kembali kecelakaan di bendungan Banqiao di China, yang dibangun antara lain untuk tujuan menghasilkan listrik - kemudian 26 ribu orang meninggal. hingga 171 ribu Manusia. Kecelakaan aktif HPP Sayano-Shushenskaya- 75 orang meninggal. Di Tiongkok saja, 6.000 penambang meninggal setiap tahun saat menambang batu bara, dan angka ini belum termasuk dampak kesehatan akibat menghirup gas buang dari pembangkit listrik tenaga panas.

Banyaknya kecelakaan di pembangkit listrik tenaga nuklir tidak bergantung pada jumlah unit tenaga, karena Setiap kecelakaan hanya dapat terjadi satu kali dalam satu rangkaian. Setelah setiap kejadian, penyebabnya dianalisis dan dihilangkan di semua unit. Jadi, setelah kecelakaan Chernobyl, semua unit dimodifikasi, dan setelah Fukushima, energi nuklir diambil alih dari Jepang sama sekali (namun, ada juga teori konspirasi di sini - Amerika Serikat dan sekutunya diperkirakan akan kekurangan uranium. -235 dalam 5-10 tahun ke depan).

Masalah bahan bakar bekas langsung diselesaikan dengan reaktor neutron cepat, karena Selain peningkatan teknologi pengolahan limbah, lebih sedikit limbah yang dihasilkan: produk reaksi berat (aktinida) yang berumur panjang juga “terbakar” oleh neutron cepat.

Kesimpulan

Reaktor cepat memiliki keunggulan utama yang diharapkan semua orang dari reaktor termonuklir - bahan bakarnya dapat digunakan umat manusia selama ribuan dan puluhan ribu tahun. Anda bahkan tidak perlu menambangnya - itu sudah ditambang dan masih ada

Akademisi F. Mitenkov, direktur ilmiah "Biro Desain Eksperimental Teknik Mesin" Perusahaan Kesatuan Negara Federal dinamai demikian. I. I. Afrikantova (Nizhny Novgorod).

Akademisi Fyodor Mikhailovich Mitenkov dianugerahi Penghargaan Energi Global pada tahun 2004 untuk pengembangan dasar-dasar fisik dan teknis serta penciptaan reaktor tenaga neutron cepat (lihat Sains dan Kehidupan No. 8, 2004). Penelitian yang dilakukan oleh para pemenang dan implementasi praktisnya di pembangkit reaktor BN-350, BN-600 yang sedang beroperasi, BN-800 yang sedang dibangun dan BN-1800 yang sedang dirancang, membuka hal-hal baru bagi umat manusia, arah yang menjanjikan pengembangan energi nuklir.

PLTN Beloyarsk dengan reaktor BN-600.

Akademisi F. M. Mitenkov pada upacara penghargaan Global Energy Prize pada bulan Juni 2004.

Sains dan kehidupan // Ilustrasi

Sains dan kehidupan // Ilustrasi

Diagram skematik reaktor neutron cepat BN-350.

Diagram skema reaktor energi cepat BN-600.

Aula tengah reaktor BN-600.

Reaktor neutron cepat BN-800 mempunyai daya listrik sebesar 880 MW dan daya termal sebesar 1,47 GW. Pada saat yang sama, desainnya memastikan keamanan penuh baik selama pengoperasian normal maupun jika terjadi kecelakaan.

Sains dan kehidupan // Ilustrasi

Konsumsi daya - indikator yang paling penting, yang sangat menentukan tingkat pembangunan ekonomi, keamanan nasional, dan kesejahteraan penduduk suatu negara. Pertumbuhan konsumsi energi selalu mengiringi perkembangan masyarakat manusia, namun pertumbuhan ini sangat pesat terutama pada abad ke-20: konsumsi energi meningkat hampir 15 kali lipat, mencapai nilai absolut sekitar 9,5 miliar ton setara minyak (toe) pada akhir abad ke-20. Pembakaran batu bara, minyak, dan gas alam menyediakan sekitar 80% konsumsi energi global. Pada abad ke-21, pertumbuhannya pasti akan terus berlanjut, terutama di negara-negara berkembang pertumbuhan ekonomi dan peningkatan kualitas hidup penduduk pasti terkait dengan peningkatan signifikan dalam jumlah energi yang dikonsumsi, terutama jenis energi yang paling serbaguna - listrik. Pada pertengahan abad ke-21, konsumsi energi global diperkirakan meningkat dua kali lipat dan konsumsi listrik meningkat tiga kali lipat.

Tren umum pertumbuhan konsumsi energi meningkatkan ketergantungan sebagian besar negara terhadap impor minyak dan gas alam, meningkatkan persaingan untuk mendapatkan akses terhadap sumber daya energi, dan menciptakan ancaman terhadap keamanan global. Pada saat yang sama, kekhawatiran terhadap dampak lingkungan dari produksi energi semakin meningkat, terutama karena bahaya polusi udara yang tidak dapat diterima dari emisi produk pembakaran bahan bakar hidrokarbon.

Oleh karena itu, dalam waktu yang tidak lama lagi, umat manusia akan terpaksa beralih ke penggunaan teknologi produksi energi alternatif “bebas karbon” yang dapat memenuhi kebutuhan energi yang terus meningkat untuk jangka waktu yang lama tanpa konsekuensi lingkungan yang tidak dapat diterima. Namun harus kita akui bahwa sumber energi terbarukan yang saat ini dikenal - angin, matahari, panas bumi, pasang surut, dll - karena potensinya tidak dapat digunakan untuk produksi energi skala besar (lihat "Ilmu Pengetahuan dan Kehidupan" No. 10, 2002 - Catatan ed.). Dan teknologi fusi termonuklir terkendali yang sangat menjanjikan masih dalam tahap penelitian dan pembuatan reaktor nuklir demonstrasi (lihat "Ilmu Pengetahuan dan Kehidupan" No. 8, 2001, No. 9, 2001 - Catatan ed.).

Menurut banyak ahli, termasuk penulis artikel ini, pilihan energi sebenarnya umat manusia di abad ke-21 adalah meluasnya penggunaan energi nuklir berdasarkan reaktor fisi. Energi nuklir kini dapat mengambil porsi signifikan dari peningkatan permintaan bahan bakar dan energi global. Saat ini, ia menyediakan sekitar 6% dari konsumsi energi global, terutama listrik, dengan pangsa sekitar 18% (di Rusia - sekitar 16%).

Beberapa kondisi diperlukan agar penggunaan energi nuklir lebih luas dapat menjadi sumber energi utama pada abad ini. Pertama-tama, energi nuklir harus memenuhi persyaratan jaminan keselamatan bagi penduduk dan lingkungan, dan sumber daya alam untuk produksi bahan bakar nuklir harus menjamin berfungsinya energi nuklir “besar” setidaknya selama beberapa abad. Selain itu, dari segi indikator teknis dan ekonomi, energi nuklir tidak boleh kalah dengan sumber energi terbaik yang menggunakan bahan bakar hidrokarbon.

Mari kita lihat bagaimana energi nuklir modern memenuhi persyaratan ini.

Tentang jaminan keamanan energi nuklir

Sejak awal, masalah keselamatan energi nuklir telah dipertimbangkan dan diselesaikan secara efektif secara sistematis dan berdasarkan ilmiah. Namun, selama periode pembentukannya, keadaan darurat memang muncul dengan pelepasan radioaktivitas yang tidak dapat diterima, termasuk dua kecelakaan skala besar: di pembangkit listrik tenaga nuklir Three Mile Island (AS) pada tahun 1979 dan di Pembangkit listrik tenaga nuklir Chernobyl(Uni Soviet) pada tahun 1986. Dalam hal ini, komunitas ilmuwan dan spesialis nuklir global, di bawah naungan Badan Energi Atom Internasional (IAEA), telah mengembangkan rekomendasi, yang kepatuhannya akan menghilangkan dampak yang tidak dapat diterima terhadap lingkungan dan penduduk jika terjadi kemungkinan fisik. kecelakaan di pembangkit listrik tenaga nuklir. Ketentuan tersebut, khususnya, menyatakan: jika rancangan tidak dapat membuktikan secara andal bahwa kebocoran inti reaktor tidak termasuk, kemungkinan terjadinya kecelakaan tersebut harus diperhitungkan dan harus dibuktikan bahwa hambatan fisik yang diatur dalam rancangan reaktor dijamin untuk mengecualikan konsekuensi yang tidak dapat diterima terhadap lingkungan. Termasuk rekomendasi IAEA bagian yang tidak terpisahkan menjadi standar keselamatan nuklir nasional di banyak negara di dunia. Beberapa solusi teknik yang menjamin pengoperasian reaktor modern yang aman dijelaskan di bawah ini dengan menggunakan contoh reaktor BN-600 dan BN-800.

Basis sumber daya untuk produksi bahan bakar nuklir

Para ahli nuklir mengetahui bahwa teknologi energi nuklir yang ada, yang didasarkan pada apa yang disebut reaktor nuklir “termal” dengan moderator neutron air atau grafit, tidak dapat menjamin pengembangan energi nuklir skala besar. Hal ini disebabkan rendahnya efisiensi penggunaan uranium alam pada reaktor tersebut: hanya isotop U-235 yang digunakan, yang kandungan uranium alamnya hanya 0,72%. Oleh karena itu, strategi jangka panjang untuk pengembangan energi nuklir “besar” melibatkan transisi ke teknologi siklus bahan bakar tertutup yang canggih berdasarkan penggunaan apa yang disebut energi nuklir cepat. reaktor nuklir dan pemrosesan ulang bahan bakar yang dikeluarkan dari reaktor pembangkit listrik tenaga nuklir untuk selanjutnya mengembalikan isotop fisil yang tidak terbakar dan baru terbentuk ke dalam siklus energi.

Dalam reaktor “cepat”, sebagian besar peristiwa fisi bahan bakar nuklir disebabkan oleh neutron cepat dengan energi lebih dari 0,1 MeV (oleh karena itu dinamakan reaktor “cepat”). Pada saat yang sama, fisi terjadi di dalam reaktor tidak hanya pada isotop yang sangat langka U-235, tetapi juga U-238, komponen utama uranium alam (~99,3%), yang kemungkinan fisinya berada pada spektrum neutron. dari “reaktor termal” sangat rendah. Pada dasarnya penting bahwa dalam reaktor “cepat”, dengan setiap peristiwa fisi nuklir, lebih banyak neutron yang dihasilkan, yang dapat digunakan untuk konversi intensif U-238 menjadi isotop fisil plutonium Pu-239. Transformasi ini terjadi sebagai hasilnya reaksi nuklir:

Ciri-ciri fisik neutron dari reaktor cepat sedemikian rupa sehingga proses pembentukan plutonium di dalamnya dapat bersifat extended-breeding, ketika lebih banyak plutonium sekunder yang terbentuk di dalam reaktor daripada jumlah muatan awal yang terbakar. Proses pembentukan isotop fisil dalam jumlah berlebih dalam reaktor nuklir disebut "breeding" (dari bahasa Inggris berkembang biak - berkembang biak). Istilah ini dikaitkan dengan nama yang diterima secara internasional untuk reaktor cepat dengan reaktor pemulia, atau pengganda bahan bakar plutonium.

Implementasi praktis dari proses pemuliaan merupakan hal yang sangat penting bagi masa depan energi nuklir. Faktanya adalah bahwa proses seperti itu memungkinkan penggunaan uranium alam hampir seluruhnya dan dengan demikian meningkatkan “hasil” energi dari setiap ton uranium alam yang ditambang hampir seratus kali lipat. Hal ini membuka jalan bagi sumber daya bahan bakar nuklir yang hampir tidak ada habisnya dalam perspektif sejarah yang panjang. Oleh karena itu, secara umum diterima bahwa penggunaan peternak adalah kondisi yang diperlukan penciptaan dan pengoperasian energi nuklir skala besar.

Setelah kemungkinan mendasar untuk menciptakan reaktor pemulia cepat terwujud pada akhir tahun 1940-an, penelitian intensif mengenai karakteristik neutroniknya dan pencarian solusi teknik yang tepat dimulai di seluruh dunia. Di negara kita, penggagas penelitian dan pengembangan reaktor cepat adalah Akademisi Akademi Ilmu Pengetahuan Ukraina Alexander Ilyich Leypunsky, yang hingga kematiannya pada tahun 1972 adalah pembimbing ilmiah Institut Fisika dan Energi Obninsk (PEI).

Kesulitan teknis dalam menciptakan reaktor cepat dikaitkan dengan sejumlah ciri yang melekat. Hal ini termasuk: bahan bakar dengan kepadatan energi yang tinggi; kebutuhan untuk memastikan pendinginan yang intensif; suhu operasi yang tinggi dari cairan pendingin, elemen struktur reaktor dan peralatan; kerusakan radiasi pada material struktur yang disebabkan oleh iradiasi intens dengan neutron cepat. Untuk memecahkan masalah ilmiah dan teknis baru ini dan mengembangkan teknologi reaktor cepat, perlu untuk mengembangkan penelitian skala besar dan basis eksperimental dengan stand yang unik, serta penciptaan sejumlah eksperimen dan demonstrasi pada tahun 1960-1980an. reaktor daya jenis ini di Rusia, Amerika Serikat, Perancis, Inggris dan Jerman. Patut dicatat bahwa di semua negara natrium dipilih sebagai media pendingin - pendingin - untuk reaktor cepat, meskipun faktanya ia bereaksi aktif dengan air dan uap. Keuntungan yang menentukan dari natrium sebagai pendingin adalah sifat termofisiknya yang sangat baik (konduktivitas termal yang tinggi, kapasitas panas yang tinggi, titik didih yang tinggi), konsumsi energi yang rendah untuk sirkulasi, berkurangnya efek korosif pada bahan struktural reaktor, dan relatif mudahnya pendinginan. pembersihannya selama pengoperasian.

Reaktor daya neutron cepat demonstrasi domestik pertama BN-350 dengan daya termal 1000 MW dioperasikan pada tahun 1973 di pantai timur Laut Kaspia (lihat "Ilmu Pengetahuan dan Kehidupan" No. 11, 1976 - Catatan ed.). Itu memiliki skema perpindahan panas loop tradisional untuk energi nuklir dan kompleks turbin uap untuk mengubah energi panas. Sebagian tenaga panas reaktor digunakan untuk menghasilkan listrik, sisanya digunakan untuk desalinasi air laut. Satu dari fitur khas diagram instalasi reaktor ini dan selanjutnya dengan pendingin natrium - adanya sirkuit perpindahan panas perantara antara reaktor dan sirkuit air-uap, ditentukan oleh pertimbangan keselamatan.

Pembangkit reaktor BN-350, meskipun skema teknologinya rumit, berhasil beroperasi dari tahun 1973 hingga 1988 (lima tahun lebih lama dari waktu desain) sebagai bagian dari Pembangkit Energi Mangyshlak dan pabrik desalinasi air laut di Shevchenko (sekarang Aktau, Kazakhstan) .

Percabangan besar sirkuit natrium pada reaktor BN-350 menimbulkan kekhawatiran, karena jika terjadi penurunan tekanan darurat, kebakaran dapat terjadi. Oleh karena itu, tanpa menunggu peluncuran reaktor BN-350, Uni Soviet mulai merancang reaktor cepat BN-600 yang lebih bertenaga dengan desain integral, di mana tidak terdapat pipa natrium berdiameter besar dan hampir semua natrium radioaktif di dalamnya. sirkuit primer terkonsentrasi di bejana reaktor. Hal ini memungkinkan hampir sepenuhnya menghilangkan risiko depresurisasi sirkuit natrium pertama, mengurangi bahaya kebakaran pada instalasi, dan meningkatkan tingkat keselamatan radiasi dan keandalan reaktor.

Pembangkit reaktor BN-600 telah beroperasi dengan andal sejak tahun 1980 sebagai bagian dari unit daya ketiga PLTN Beloyarsk. Saat ini reaktor ini merupakan reaktor neutron cepat paling kuat yang beroperasi di dunia, yang berfungsi sebagai sumber pengalaman operasional unik dan dasar untuk pengujian skala penuh bahan struktural dan bahan bakar canggih.

Semua proyek berikutnya dari reaktor jenis ini di Rusia, serta sebagian besar proyek reaktor cepat komersial yang dikembangkan di luar negeri, menggunakan desain integral.

Menjamin keamanan reaktor cepat

Sudah selama perancangan reaktor tenaga neutron cepat pertama perhatian besar memperhatikan masalah keselamatan baik selama pengoperasian normal maupun selama Situasi darurat. Arah pencarian solusi desain yang tepat ditentukan oleh persyaratan untuk mengecualikan dampak yang tidak dapat diterima terhadap lingkungan dan populasi melalui perlindungan internal reaktor dan penggunaan sistem yang efektif untuk melokalisasi potensi kecelakaan yang membatasi konsekuensinya.

Pertahanan diri suatu reaktor terutama didasarkan pada tindakan negatif masukan, menstabilkan proses fisi bahan bakar nuklir dengan meningkatnya suhu dan daya reaktor, serta sifat bahan yang digunakan dalam reaktor. Untuk mengilustrasikan keamanan yang melekat pada reaktor cepat, kami akan menunjukkan beberapa fitur yang terkait dengan penggunaan cairan pendingin natrium di dalamnya. Panas Titik didih natrium (883oC dalam kondisi fisik normal) memungkinkan untuk mempertahankan tekanan mendekati atmosfer di dalam bejana reaktor. Hal ini menyederhanakan desain reaktor dan meningkatkan keandalannya. Bejana reaktor tidak mengalami beban mekanis yang besar selama pengoperasiannya, sehingga kemungkinan pecahnya lebih kecil dibandingkan reaktor air bertekanan yang ada, yang termasuk dalam kelas hipotetis. Tetapi bahkan kecelakaan seperti itu di reaktor cepat tidak menimbulkan bahaya dari sudut pandang pendinginan bahan bakar nuklir yang dapat diandalkan, karena bejana tersebut dikelilingi oleh selubung pengaman yang tertutup rapat, dan jumlah kemungkinan kebocoran natrium ke dalamnya tidak signifikan. Depressurisasi pipa dengan pendingin natrium dalam reaktor cepat dengan desain integral juga tidak menyebabkan situasi berbahaya. Karena kapasitas panas natrium cukup tinggi, bahkan dengan penghentian total pembuangan panas ke dalam sirkuit uap-air, suhu cairan pendingin dalam reaktor akan meningkat dengan kecepatan sekitar 30 derajat per jam. Pada operasi normal, temperatur cairan pendingin pada outlet reaktor adalah 540oC. Batas suhu yang signifikan sebelum natrium mendidih memberikan cadangan waktu yang cukup untuk mengambil tindakan guna membatasi konsekuensi dari kecelakaan yang tidak terduga tersebut.

Dalam desain reaktor BN-800, yang menggunakan solusi teknik dasar BN-600, langkah-langkah tambahan telah diambil untuk memastikan integritas reaktor tetap terjaga dan tidak ada dampak yang tidak dapat diterima terhadap lingkungan, bahkan jika terjadi kebakaran. dari kecelakaan hipotetis yang sangat tidak mungkin terjadi yang melibatkan melelehnya inti reaktor.

Panel kendali reaktor BN-600.

Pengoperasian reaktor cepat dalam jangka panjang telah memastikan kecukupan dan efektivitas langkah-langkah keselamatan yang diberikan. Selama 25 tahun pengoperasian reaktor BN-600, tidak ada kecelakaan dengan pelepasan radioaktivitas berlebih, tidak ada paparan terhadap personel, dan terutama penduduk setempat. Reaktor cepat telah menunjukkan stabilitas operasional yang tinggi dan mudah dikendalikan. Teknologi pendingin natrium telah dikuasai, yang secara efektif menetralisir bahaya kebakarannya. Personil dengan percaya diri mendeteksi kebocoran dan pembakaran natrium, dan dengan andal menghilangkan konsekuensinya. DI DALAM tahun terakhir Semakin aplikasi yang luas dalam proyek reaktor cepat, ditemukan sistem dan perangkat yang dapat mentransfer reaktor ke keadaan aman tanpa campur tangan personel atau pasokan energi eksternal.

Indikator teknis dan ekonomi reaktor cepat

Fitur teknologi natrium, peningkatan langkah-langkah keselamatan, dan pilihan solusi desain yang konservatif untuk reaktor pertama - BN-350 dan BN-600 - menjadi alasan biayanya lebih tinggi dibandingkan reaktor berpendingin air. Namun, mereka diciptakan terutama untuk menguji kinerja, keamanan dan keandalan reaktor cepat. Masalah ini diselesaikan dengan keberhasilan operasi mereka. Saat membuat instalasi reaktor berikutnya - BN-800, ditujukan untuk penggunaan massal dalam energi nuklir, lebih banyak perhatian diberikan pada karakteristik teknis dan ekonomi, dan sebagai hasilnya, dalam hal biaya modal spesifik, dimungkinkan untuk mendekati VVER-1000 secara signifikan, jenis utama reaktor tenaga neutron lambat dalam negeri.

Saat ini dapat dipastikan bahwa reaktor cepat dengan pendingin natrium mempunyai potensi besar untuk perbaikan teknis dan ekonomi lebih lanjut. Arahan utama untuk meningkatkan karakteristik ekonomi sekaligus meningkatkan tingkat keselamatan meliputi: peningkatan daya unit reaktor dan komponen utama unit daya, perbaikan desain peralatan utama, peralihan ke parameter uap superkritis untuk meningkatkan efisiensi termodinamika dari siklus konversi energi panas, mengoptimalkan sistem penanganan bahan bakar segar dan bekas, meningkatkan pembakaran bahan bakar nuklir, menciptakan inti dengan energi tinggi koefisien internal tingkat reproduksi (CR) - hingga 1, meningkatkan masa pakai hingga 60 tahun atau lebih.

Peningkatan spesies individu peralatan, seperti yang ditunjukkan oleh studi desain yang dilakukan di OKBM, dapat memberikan dampak yang sangat signifikan terhadap peningkatan indikator teknis dan ekonomi baik pembangkit reaktor maupun unit daya secara keseluruhan. Misalnya, penelitian untuk meningkatkan sistem pengisian bahan bakar pada reaktor BN-1800 yang menjanjikan telah menunjukkan kemungkinan mengurangi konsumsi logam secara signifikan pada sistem ini. Mengganti generator uap modular dengan generator uap berkotak dengan desain asli dapat secara signifikan mengurangi biayanya, serta luas, volume, dan konsumsi material kompartemen generator uap pada unit daya.

Pengaruh daya reaktor dan peningkatan teknologi peralatan terhadap konsumsi logam dan tingkat biaya modal dapat dilihat dari tabel.

Meningkatkan reaktor cepat tentu saja membutuhkan upaya dari pihak perusahaan industri, organisasi ilmiah dan desain. Oleh karena itu, untuk meningkatkan pembakaran bahan bakar nuklir, perlu dikembangkan dan menguasai produksi bahan struktur inti reaktor yang lebih tahan terhadap iradiasi neutron. Pekerjaan ke arah ini sedang berlangsung.

Reaktor cepat dapat digunakan lebih dari sekedar energi. Fluks neutron berenergi tinggi mampu secara efektif “membakar” radionuklida berumur panjang paling berbahaya yang terbentuk dalam bahan bakar nuklir bekas. Hal ini sangat penting untuk memecahkan masalah pengelolaan limbah radioaktif dari tenaga nuklir. Faktanya adalah bahwa waktu paruh beberapa radionuklida (aktinida) jauh melebihi periode stabilitas formasi geologi yang berdasarkan ilmiah, yang dianggap sebagai tempat pembuangan akhir limbah radioaktif. Oleh karena itu, dengan menggunakan siklus bahan bakar tertutup dengan pembakaran aktinida dan transmutasi produk fisi berumur panjang menjadi produk fisi berumur pendek, masalah netralisasi limbah energi nuklir dapat diselesaikan secara radikal dan sangat mengurangi volume limbah radioaktif yang akan dikubur.

Pengalihan energi nuklir, bersama dengan reaktor “termal”, ke reaktor pemulia cepat, serta siklus bahan bakar tertutup, akan memungkinkan terciptanya teknologi energi aman yang sepenuhnya memenuhi persyaratan pembangunan berkelanjutan masyarakat manusia.

Banyak ahli saat ini percaya bahwa reaktor neutron cepat adalah masa depan energi nuklir. Salah satu pionir dalam pengembangan teknologi ini adalah Rusia, dimana reaktor neutron cepat BN-600 di PLTN Beloyarsk telah beroperasi selama 30 tahun tanpa insiden serius, sedang dibangun reaktor BN-800 di sana, dan pembuatan reaktor nuklir. reaktor komersial BN-1200 direncanakan. Perancis dan Jepang memiliki pengalaman dalam mengoperasikan pembangkit listrik tenaga nuklir neutron cepat, dan rencana untuk membangun pembangkit listrik tenaga nuklir neutron cepat di India dan Tiongkok sedang dipertimbangkan. Timbul pertanyaan: mengapa tidak ada program praktis untuk pengembangan energi neutron cepat di negara dengan industri energi nuklir yang sangat maju - Amerika Serikat?

Faktanya, proyek semacam itu ada di Amerika. Kita berbicara tentang proyek Clinch River Breeder Reactor (dalam bahasa Inggris - The Clinch River Breeder Reactor, disingkat CRBRP). Tujuan dari proyek ini adalah untuk merancang dan membangun reaktor cepat natrium, yang akan menjadi prototipe demonstrasi untuk reaktor Amerika serupa kelas berikutnya yang disebut LMFBR (kependekan dari Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Pada saat yang sama, reaktor Clinch River dianggap sebagai langkah signifikan menuju pengembangan teknologi reaktor cepat logam cair untuk tujuan penggunaan komersial dalam industri tenaga listrik. Lokasi reaktor Clinch River rencananya seluas 6 km 2, secara administratif merupakan bagian dari kota Oak Ridge di Tennessee.

Reaktor tersebut seharusnya memiliki daya termal 1000 MW dan daya listrik pada kisaran 350-380 MW. Bahan bakarnya adalah 198 rakitan heksagonal yang dirangkai dalam bentuk silinder dengan dua zona pengayaan bahan bakar. Bagian dalam reaktor terdiri dari 108 rakitan yang mengandung plutonium yang diperkaya hingga 18%. Mereka akan dikelilingi oleh zona luar yang terdiri dari 90 kumpulan plutonium yang diperkaya hingga 24%. Konfigurasi ini harus menyediakan kondisi terbaik untuk pembuangan panas.

Proyek ini pertama kali dipresentasikan pada tahun 1970. Pada tahun 1971, Presiden AS Richard Nixon menetapkan teknologi ini sebagai salah satu prioritas penelitian dan pengembangan utama negaranya.

Apa yang menghalangi implementasinya?

Salah satu alasan keputusan ini adalah meningkatnya biaya proyek. Pada tahun 1971, Komisi Energi Atom AS menetapkan bahwa proyek tersebut akan menelan biaya sekitar $400 juta. Sektor swasta telah berjanji untuk membiayai sebagian besar proyek tersebut, dengan komitmen sebesar $257 juta. Namun pada tahun-tahun berikutnya, biaya proyek melonjak menjadi 700 juta.Pada tahun 1981, dana anggaran telah dihabiskan sebesar satu miliar dolar, meskipun pada saat itu biaya proyek diperkirakan sebesar 3 - 3,2 miliar. dolar, belum termasuk miliaran lainnya, yang diperlukan untuk pembangunan pabrik produksi bahan bakar yang dihasilkan. Pada tahun 1981, komite kongres mengungkap berbagai kasus pelanggaran, yang selanjutnya meningkatkan biaya proyek.

Sebelum keputusan ditutup, biaya proyek diperkirakan mencapai $8 miliar.

Alasan lainnya adalah tingginya biaya pembangunan dan pengoperasian reaktor pemulia itu sendiri untuk menghasilkan listrik. Pada tahun 1981, diperkirakan biaya pembangunan reaktor cepat akan dua kali lipat biaya reaktor air ringan standar dengan daya yang sama. Diperkirakan juga bahwa agar peternak dapat bersaing secara ekonomi dengan reaktor air ringan konvensional, harga uranium harus $165 per pon, padahal kenyataannya harganya $25 per pon. Perusahaan pembangkit listrik swasta tidak mau berinvestasi pada teknologi berisiko seperti itu.

Alasan serius lainnya untuk membatasi program peternak adalah adanya ancaman kemungkinan pelanggaran rezim non-proliferasi, karena teknologi ini menghasilkan plutonium, yang juga dapat digunakan untuk produksi senjata nuklir. Karena kekhawatiran internasional mengenai masalah proliferasi nuklir, pada bulan April 1977, Presiden AS Jimmy Carter menyerukan penundaan tanpa batas waktu dalam pembangunan reaktor cepat komersial.

Presiden Carter pada umumnya selalu menentang proyek Clinch River. Pada bulan November 1977, setelah memveto rancangan undang-undang untuk melanjutkan pendanaan, Carter mengatakan rancangan undang-undang tersebut akan "sangat mahal" dan "menjadi usang secara teknis dan tidak layak secara ekonomi setelah selesai." Selain itu, ia menyatakan teknologi reaktor cepat pada umumnya sia-sia. Daripada menghabiskan sumber daya untuk proyek demonstrasi neutron cepat, Carter malah mengusulkan "menghabiskan uang untuk meningkatkan keselamatan teknologi nuklir yang ada."

Proyek Sungai Clinch dilanjutkan kembali setelah Ronald Reagan menjabat pada tahun 1981. Meskipun mendapat tentangan dari Kongres, ia membatalkan larangan pendahulunya dan pembangunan kembali dilanjutkan. Namun, pada tanggal 26 Oktober 1983, meskipun kemajuan pekerjaan konstruksi berhasil, Senat AS dengan mayoritas (56 berbanding 40) menyerukan agar tidak ada pendanaan lebih lanjut untuk konstruksi dan situs tersebut ditinggalkan.

Sekali lagi, hal ini teringat baru-baru ini, ketika proyek reaktor mPower berdaya rendah mulai dikembangkan di AS. Lokasi rencana pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Clinch River sedang dipertimbangkan sebagai lokasi pembangunannya.

Reaktor neutron cepat.

Dalam struktur energi nuklir skala besar peran penting dialokasikan ke reaktor neutron cepat dengan siklus bahan bakar tertutup. Mereka memungkinkan peningkatan efisiensi penggunaan uranium alam hampir 100 kali lipat dan, dengan demikian, menghilangkan pembatasan pengembangan energi nuklir dari luar. sumber daya alam bahan bakar nuklir.
Saat ini terdapat sekitar 440 reaktor nuklir yang beroperasi di 30 negara di seluruh dunia, yang menyediakan sekitar 17% dari seluruh listrik yang dihasilkan di dunia. Di negara-negara industri, pangsa listrik “nuklir” biasanya minimal 30% dan terus meningkat. Namun, menurut para ilmuwan, industri energi nuklir yang berkembang pesat, berdasarkan reaktor nuklir “termal” modern yang digunakan di pembangkit listrik tenaga nuklir yang sedang beroperasi dan sedang dibangun (kebanyakan menggunakan reaktor tipe VVER dan LWR), pasti akan terjadi di abad ini. menghadapi kekurangan bahan baku uranium karena unsur bahan bakar fisil untuk stasiun ini adalah isotop langka uranium-235.
Dalam reaktor neutron cepat (BN), reaksi fisi nuklir menghasilkan neutron sekunder dalam jumlah berlebih, yang penyerapannya dalam sebagian besar uranium, yang terdiri dari uranium-238, mengarah pada pembentukan intensif bahan fisil nuklir baru plutonium-239 . Hasilnya, dari setiap kilogram uranium-235, bersama dengan pembangkitan energi, dimungkinkan untuk memperoleh lebih dari satu kg plutonium-239, yang dapat digunakan sebagai bahan bakar di reaktor pembangkit listrik tenaga nuklir mana pun selain uranium-235 yang langka. Ini proses fisik, yang disebut reproduksi bahan bakar, akan memungkinkan semua uranium alam, termasuk bagian utamanya - isotop uranium-238 (99,3% dari total massa fosil uranium), untuk terlibat dalam industri energi nuklir. Isotop ini di pembangkit listrik tenaga nuklir neutron termal modern praktis tidak terlibat dalam produksi energi. Hasilnya, produksi energi dengan sumber daya uranium yang ada dan dampak minimal terhadap alam dapat ditingkatkan hampir 100 kali lipat. Dalam hal ini, energi atom akan cukup bagi umat manusia selama beberapa milenium.
Menurut para ilmuwan, pengoperasian gabungan reaktor “termal” dan “cepat” dengan perbandingan sekitar 80:20% akan menghasilkan energi nuklir yang paling banyak. penggunaan yang efisien sumber daya uranium. Pada rasio ini, reaktor cepat akan menghasilkan cukup plutonium-239 untuk mengoperasikan pembangkit listrik tenaga nuklir dengan reaktor termal.
Keuntungan tambahan dari teknologi reaktor cepat dengan jumlah neutron sekunder berlebih adalah kemampuan untuk “membakar” produk fisi radioaktif yang berumur panjang (dengan periode peluruhan hingga ribuan dan ratusan ribu tahun), mengubahnya menjadi yang berumur pendek dengan waktu paruh tidak lebih dari 200-300 tahun. Limbah radioaktif yang dikonversi tersebut dapat dikuburkan dengan aman di fasilitas penyimpanan khusus tanpa mengganggu keseimbangan radiasi alami bumi.

Pekerjaan di bidang reaktor nuklir neutron cepat dimulai pada tahun 1960 dengan desain reaktor tenaga industri percontohan pertama BN-350. Reaktor ini diluncurkan pada tahun 1973 dan berhasil dioperasikan hingga tahun 1998.
Pada tahun 1980, di PLTN Beloyarsk sebagai bagian dari unit daya No. 3, reaktor daya berikutnya yang lebih bertenaga BN-600 (600 MW(e)) dioperasikan, yang terus beroperasi dengan andal hingga hari ini, menjadi yang terbesar mengoperasikan reaktor jenis ini di dunia. Pada bulan April 2010, reaktor menyelesaikan umur layanan desainnya selama 30 tahun dengan indikator keandalan dan keselamatan yang tinggi. Selama jangka waktu pengoperasian yang lama, kapasitas kapasitas unit daya dipertahankan pada tingkat yang stabil level tinggi- sekitar 80%. Kerugian yang tidak direncanakan kurang dari 1,5%.
Selama 10 tahun terakhir pengoperasian unit daya, belum ada satu pun kasus penghentian darurat reaktor.
Tidak ada pelepasan radionuklida gas aerosol berumur panjang ke lingkungan. Hasil gas radioaktif inert saat ini dapat diabaikan dan jumlahnya mencapai<1% от допустимого по санитарным нормам.
Pengoperasian reaktor secara meyakinkan menunjukkan keandalan langkah-langkah desain untuk pencegahan dan pengendalian kebocoran natrium.
Dari segi keandalan dan keamanan, reaktor BN-600 ternyata mampu bersaing dengan reaktor neutron termal serial (VVER).

Gambar 1. Aula Reaktor (tengah) BN-600

Pada tahun 1983, berdasarkan BN-600, perusahaan mengembangkan proyek peningkatan reaktor BN-800 untuk unit daya dengan kapasitas 880 MW(e). Pada tahun 1984, pekerjaan dimulai pada pembangunan dua reaktor BN-800 di pembangkit listrik tenaga nuklir Beloyarsk dan Ural Selatan yang baru. Penundaan berikutnya dalam pembangunan reaktor ini digunakan untuk menyempurnakan desain guna lebih meningkatkan keselamatannya dan meningkatkan indikator teknis dan ekonomi. Pekerjaan pembangunan BN-800 dilanjutkan pada tahun 2006 di PLTN Beloyarsk (unit daya ke-4) dan harus selesai pada tahun 2013.

Gambar 2. Reaktor neutron cepat BN-800 (bagian vertikal)

Gambar 3. Model reaktor BN-800

Reaktor BN-800 yang sedang dibangun mempunyai tugas penting sebagai berikut:

• Memastikan pengoperasian pada bahan bakar MOX.
• Demonstrasi eksperimental komponen kunci dari siklus bahan bakar tertutup.
• Pengujian dalam kondisi pengoperasian nyata dari jenis peralatan baru dan solusi teknis yang ditingkatkan diperkenalkan untuk meningkatkan efisiensi, keandalan, dan keselamatan.
• Pengembangan teknologi inovatif untuk reaktor neutron cepat masa depan dengan pendingin logam cair:
• pengujian dan sertifikasi bahan bakar dan material struktural tingkat lanjut;
• demonstrasi teknologi pembakaran aktinida kecil dan transmutasi produk fisi berumur panjang, yang merupakan bagian paling berbahaya dari limbah radioaktif dari energi nuklir.

JSC "Afrikantov OKBM" sedang mengembangkan proyek reaktor komersial BN-1200 yang ditingkatkan dengan kapasitas 1.220 MW.

Gambar 3. Reaktor BN-1200 (bagian vertikal)

Program berikut untuk pelaksanaan proyek ini direncanakan:

• 2010...2016 - pengembangan desain teknis pembangkit reaktor dan implementasi program penelitian dan pengembangan.
• 2020 - commissioning unit daya utama menggunakan bahan bakar MOX dan organisasi produksi terpusatnya.
• 2023…2030 - commissioning serangkaian unit pembangkit dengan total kapasitas sekitar 11 GW.

Seiring dengan solusi yang dikonfirmasi oleh pengalaman positif pengoperasian BN-600 dan termasuk dalam proyek BN-800, proyek BN-1200 menggunakan solusi baru yang bertujuan untuk lebih meningkatkan indikator teknis dan ekonomi serta meningkatkan keselamatan.
Menurut indikator teknis dan ekonomi:

• meningkatkan faktor pemanfaatan kapasitas terpasang dari nilai rencana 0,85 untuk BN-800 menjadi 0,9;
• peningkatan bertahap dalam pembakaran bahan bakar MOX dari tingkat yang dicapai dalam rangkaian bahan bakar eksperimental sebesar 11,8% t.a. hingga level 20% t.a. (rata-rata pembakaran ~140 MW hari/kg);
• meningkatkan faktor pembiakan menjadi ~1,2 pada bahan bakar uranium-plutonium oksida dan ~1,45 pada bahan bakar campuran nitrida;
• pengurangan indikator konsumsi logam tertentu sebesar ~1,7 kali dibandingkan dengan BN-800
• meningkatkan umur layanan reaktor dari 45 tahun (BN-800) menjadi 60 tahun.

Untuk keamanan:

• kemungkinan kerusakan parah pada inti harus lebih kecil dari persyaratan dokumen peraturan;
• zona perlindungan sanitasi harus ditempatkan dalam batas-batas lokasi PLTN jika terjadi kecelakaan dasar desain;
• batas zona tindakan perlindungan harus bertepatan dengan batas lokasi PLTN untuk kecelakaan parah yang melampaui desain, yang kemungkinannya tidak melebihi 10-7 per reaktor/tahun.

Kombinasi optimal antara referensi dan solusi baru serta kemungkinan perluasan reproduksi bahan bakar memungkinkan untuk mengklasifikasikan proyek ini sebagai teknologi nuklir generasi keempat.

JSC "Afrikantov OKBM" berpartisipasi aktif dalam kerjasama internasional di bidang reaktor cepat. Itu adalah pengembang proyek CEFR reaktor neutron cepat eksperimental Tiongkok dan kontraktor utama untuk pembuatan peralatan utama reaktor, berpartisipasi dalam permulaan fisik dan daya reaktor pada tahun 2011 dan membantu pengembangan kekuatannya. Saat ini, perjanjian antar pemerintah sedang dipersiapkan untuk pembangunan reaktor cepat demonstrasi berpendingin natrium (CDFR) di China berdasarkan proyek BN-800 dengan partisipasi OKBM dan perusahaan lain dari Rosatom State Corporation.

Setelah peluncuran dan keberhasilan pengoperasian pembangkit listrik tenaga nuklir pertama di dunia pada tahun 1955, atas inisiatif I. Kurchatov, keputusan dibuat untuk membangun pembangkit listrik tenaga nuklir industri dengan reaktor air bertekanan tipe saluran di Ural. Fitur reaktor jenis ini termasuk pemanasan berlebih uap hingga parameter tinggi langsung di inti, yang membuka kemungkinan penggunaan peralatan turbin serial.

Pada tahun 1958, di pusat Rusia, di salah satu sudut paling indah di alam Ural, pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Beloyarsk dimulai. Bagi pemasang, stasiun ini dimulai pada tahun 1957, dan karena topik pembangkit listrik tenaga nuklir ditutup pada saat itu, dalam korespondensi dan kehidupan disebut Pembangkit Listrik Distrik Negara Bagian Beloyarsk. Stasiun ini dimulai oleh karyawan perwalian Uralenergomontazh. Melalui upaya mereka, pada tahun 1959, sebuah pangkalan dengan bengkel produksi pipa air dan uap (1 sirkuit reaktor) dibuat, tiga bangunan tempat tinggal dibangun di desa Zarechny, dan pembangunan bangunan utama dimulai.

Pada tahun 1959, pekerja dari perwalian Tsentroenergomontazh muncul di lokasi konstruksi dan ditugaskan untuk memasang reaktor. Pada akhir tahun 1959, lokasi pembangunan pembangkit listrik tenaga nuklir dipindahkan dari Dorogobuzh, wilayah Smolensk, dan pekerjaan instalasi dipimpin oleh V. Nevsky, calon direktur PLTN Beloyarsk. Semua pekerjaan pada pemasangan peralatan mekanik termal sepenuhnya dialihkan ke perwalian Tsentroenergomontazh.

Masa intensif pembangunan PLTN Beloyarsk dimulai pada tahun 1960. Pada saat ini, para pemasang, bersama dengan pekerjaan konstruksi, harus menguasai teknologi baru untuk pemasangan pipa tahan karat, pelapis ruangan khusus dan fasilitas penyimpanan limbah radioaktif, pemasangan struktur reaktor, pasangan bata grafit, pengelasan otomatis, dll. Kami belajar langsung dari para spesialis yang telah mengambil bagian dalam pembangunan fasilitas nuklir. Beralih dari teknologi pemasangan pembangkit listrik tenaga panas ke pemasangan peralatan pembangkit listrik tenaga nuklir, para pekerja Tsentroenergomontazh berhasil menyelesaikan tugasnya, dan pada tanggal 26 April 1964, unit daya pertama PLTN Beloyarsk dengan AMB-100 reaktor memasok arus pertama ke sistem energi Sverdlovsk. Peristiwa ini, bersamaan dengan peresmian unit tenaga pertama PLTN Novovoronezh, menandai lahirnya industri tenaga nuklir besar di negara tersebut.

Reaktor AMB-100 merupakan perbaikan lebih lanjut dalam desain reaktor Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Pertama di Dunia di Obninsk. Itu adalah reaktor tipe saluran dengan karakteristik termal inti yang lebih tinggi. Memperoleh uap dengan parameter tinggi akibat panas berlebih nuklir langsung di dalam reaktor merupakan langkah maju yang besar dalam pengembangan energi nuklir. reaktor dioperasikan dalam satu unit dengan turbogenerator 100 MW.

Secara struktural, reaktor unit daya pertama PLTN Beloyarsk ternyata menarik karena dibuat hampir tanpa rangka, yaitu reaktor tidak memiliki bodi yang berat, multi-ton, dan tahan lama, seperti, katakanlah, a reaktor VVER berpendingin air berpendingin air dengan daya serupa dengan panjang badan 11-12 m, diameter 3-3,5 m, ketebalan dinding dan bawah 100-150 mm atau lebih. Kemungkinan membangun pembangkit listrik tenaga nuklir dengan reaktor saluran terbuka ternyata sangat menggiurkan, karena membebaskan pabrik-pabrik teknik berat dari kebutuhan untuk memproduksi produk baja seberat 200-500 ton.Namun penerapan overheating nuklir langsung di dalam reaktor ternyata dikaitkan dengan kesulitan yang diketahui dalam mengatur proses, terutama dalam hal memantau kemajuannya, dengan persyaratan pengoperasian banyak instrumen yang presisi, adanya sejumlah besar pipa dengan berbagai ukuran di bawah tekanan tinggi, dll.

Unit pertama PLTN Beloyarsk mencapai kapasitas desain penuh, namun karena kapasitas terpasang unit yang relatif kecil (100 MW), kompleksitas saluran teknologinya dan, oleh karena itu, biaya tinggi, biaya listrik 1 kWh ternyata jauh lebih tinggi dibandingkan stasiun termal di Ural.

Unit kedua PLTN Beloyarsk dengan reaktor AMB-200 dibangun lebih cepat, tanpa banyak tekanan dalam pengerjaannya, karena tim konstruksi dan instalasi sudah siap. Instalasi reaktor telah ditingkatkan secara signifikan. Itu memiliki sirkuit pendingin sirkuit tunggal, yang menyederhanakan desain teknologi seluruh pembangkit listrik tenaga nuklir. Sama seperti pada unit daya pertama, fitur utama reaktor AMB-200 adalah penyaluran uap parameter tinggi langsung ke turbin. Pada tanggal 31 Desember 1967, unit daya No. 2 dihubungkan ke jaringan - ini menyelesaikan pembangunan stasiun tahap pertama.

Sebagian besar sejarah beroperasinya BNPP tahap 1 dipenuhi dengan romansa dan drama, ciri khas segala sesuatu yang baru. Hal ini terutama terjadi pada periode pengembangan blok. Diyakini bahwa seharusnya tidak ada masalah dengan hal ini - ada prototipe dari reaktor AM "Pertama di Dunia" hingga reaktor industri untuk produksi plutonium, yang berisi konsep dasar, teknologi, solusi desain, berbagai jenis peralatan dan sistem, dan bahkan sebagian besar rezim teknologi pun diuji. Namun ternyata perbedaan antara pembangkit listrik tenaga nuklir industri dengan pendahulunya begitu besar dan unik sehingga muncul permasalahan baru yang sebelumnya tidak diketahui.

Yang terbesar dan paling jelas adalah keandalan saluran evaporasi dan superheating yang tidak memuaskan. Setelah periode operasi yang singkat, depresurisasi gas pada elemen bahan bakar atau kebocoran cairan pendingin muncul dengan konsekuensi yang tidak dapat diterima terhadap pasangan bata grafit reaktor, mode operasi dan perbaikan teknologi, paparan radiasi pada personel dan lingkungan. Menurut kanon ilmiah dan standar perhitungan pada masa itu, hal ini seharusnya tidak terjadi. Studi mendalam tentang fenomena baru ini memaksa kita untuk mempertimbangkan kembali gagasan yang sudah ada tentang hukum dasar air mendidih dalam pipa, karena bahkan dengan kerapatan fluks panas yang rendah, jenis krisis perpindahan panas yang sebelumnya tidak diketahui muncul, yang ditemukan pada tahun 1979 oleh VE. Doroshchuk (VTI) dan kemudian disebut sebagai “krisis perpindahan panas jenis kedua”.

Pada tahun 1968, keputusan dibuat untuk membangun unit tenaga ketiga dengan reaktor neutron cepat di PLTN Beloyarsk - BN-600. Pengawasan ilmiah terhadap pembuatan BN-600 dilakukan oleh Institut Fisika dan Teknik Tenaga, perancangan pembangkit reaktor dilakukan oleh Biro Desain Teknik Mesin Eksperimental, dan perancangan umum unit dilakukan oleh Atomelectroproekt cabang Leningrad. Blok ini dibangun oleh kontraktor umum - perwalian Uralenergostroy.

Saat merancangnya, pengalaman pengoperasian reaktor BN-350 di Shevchenko dan reaktor BOR-60 diperhitungkan. Untuk BN-600, tata letak integral sirkuit primer yang lebih ekonomis dan sukses secara struktural diadopsi, yang menurutnya inti reaktor, pompa, dan penukar panas perantara ditempatkan dalam satu wadah. Bejana reaktor, yang berdiameter 12,8 m dan tinggi 12,5 m, dipasang pada penyangga roller yang dipasang pada pelat dasar poros reaktor. Massa reaktor rakitan adalah 3900 ton, dan jumlah total natrium dalam instalasi melebihi 1900 ton. Perlindungan biologis terbuat dari layar silinder baja, blanko baja dan pipa dengan pengisi grafit.

Persyaratan kualitas untuk pekerjaan pemasangan dan pengelasan BN-600 ternyata jauh lebih tinggi daripada yang dicapai sebelumnya, dan tim instalasi harus segera melatih kembali personel dan menguasai teknologi baru. Jadi pada tahun 1972, ketika merakit bejana reaktor dari baja austenitik, betatron digunakan untuk pertama kalinya untuk mengontrol transmisi pengelasan besar.

Selain itu, selama pemasangan perangkat internal reaktor BN-600, persyaratan kebersihan khusus diberlakukan, dan semua bagian yang dibawa masuk dan dikeluarkan dari ruang intra-reaktor dicatat. Hal ini disebabkan oleh ketidakmungkinan pembilasan lebih lanjut reaktor dan jaringan pipa dengan pendingin natrium.

Nikolai Muravyov, yang berhasil mengundangnya bekerja dari Nizhny Novgorod, tempat ia sebelumnya bekerja di biro desain, memainkan peran utama dalam pengembangan teknologi instalasi reaktor. Ia adalah salah satu pengembang proyek reaktor BN-600, dan saat itu ia sudah pensiun.

Tim instalasi berhasil menyelesaikan tugas yang diberikan untuk memasang unit neutron cepat. Mengisi reaktor dengan natrium menunjukkan bahwa kebersihan sirkuit dipertahankan lebih tinggi dari yang dibutuhkan, karena titik tuang natrium, yang bergantung pada logam cair dari adanya kontaminan asing dan oksida, ternyata lebih rendah daripada yang dicapai selama pemasangan reaktor BN-350, BOR-60 di Uni Soviet dan pembangkit listrik tenaga nuklir " Phoenix" di Perancis.

Keberhasilan tim instalasi dalam pembangunan PLTN Beloyarsk sangat bergantung pada pengelolanya. Pertama adalah Pavel Ryabukha, kemudian Vladimir Nevsky muda yang energik datang, kemudian ia digantikan oleh Vazgen Kazarov. V. Nevsky melakukan banyak hal untuk pembentukan tim pemasang. Pada tahun 1963, ia diangkat sebagai direktur Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Beloyarsk, dan kemudian ia mengepalai Glavatomenergo, di mana ia bekerja keras untuk mengembangkan industri tenaga nuklir di negara tersebut.

Akhirnya, pada tanggal 8 April 1980, penyalaan listrik unit tenaga No. 3 PLTN Beloyarsk dengan reaktor neutron cepat BN-600 dilakukan. Beberapa karakteristik desain BN-600:

• tenaga listrik – 600 MW;
• tenaga panas – 1470 MW;
• suhu uap – 505 o C;
• tekanan uap – 13,7 MPa;
• efisiensi termodinamika bruto – 40,59%.

Perhatian khusus harus diberikan pada pengalaman menangani natrium sebagai pendingin. Ia memiliki sifat termofisika nuklir yang baik dan memuaskan, serta kompatibel dengan baja tahan karat, uranium, dan plutonium dioksida. Terakhir, harganya tidak langka dan relatif murah. Namun, ia sangat aktif secara kimia, oleh karena itu penggunaannya memerlukan solusi dari setidaknya dua masalah serius: meminimalkan kemungkinan kebocoran natrium dari sirkuit sirkulasi dan kebocoran antar sirkuit pada pembangkit uap dan memastikan lokalisasi yang efektif dan penghentian pembakaran natrium di jika terjadi kebocoran.

Tugas pertama secara umum diselesaikan dengan cukup berhasil pada tahap pengembangan peralatan dan proyek saluran pipa. Tata letak integral reaktor ternyata sangat berhasil, di mana semua peralatan utama dan jaringan pipa sirkuit pertama dengan natrium radioaktif “tersembunyi” di dalam bejana reaktor, dan oleh karena itu kebocorannya, pada prinsipnya, hanya mungkin terjadi dari a beberapa sistem tambahan.

Meskipun BN-600 saat ini merupakan unit pembangkit listrik dengan reaktor neutron cepat terbesar di dunia, PLTN Beloyarsk bukanlah salah satu pembangkit listrik tenaga nuklir dengan kapasitas terpasang yang besar. Perbedaan dan keunggulannya ditentukan oleh kebaruan dan keunikan produksi, tujuan, teknologi, dan peralatannya. Semua instalasi reaktor BelNPP dimaksudkan untuk konfirmasi industri percontohan atau penolakan ide dan solusi teknis yang ditetapkan oleh perancang dan konstruktor, penelitian rezim teknologi, bahan struktural, elemen bahan bakar, sistem kontrol dan pelindung.

Ketiga unit tenaga tersebut tidak memiliki analog langsung baik di dalam negeri maupun di luar negeri. Mereka mewujudkan banyak gagasan untuk pengembangan energi nuklir di masa depan:

• unit daya dengan reaktor grafit air saluran skala industri dibangun dan ditugaskan;
• unit turbo serial dengan parameter tinggi dengan efisiensi siklus daya termal dari 36 hingga 42% digunakan, yang tidak dimiliki pembangkit listrik tenaga nuklir di dunia;
• rakitan bahan bakar digunakan, desain yang mengecualikan kemungkinan aktivitas fragmentasi memasuki cairan pendingin bahkan ketika batang bahan bakar dihancurkan;
• baja karbon digunakan pada sirkuit utama reaktor unit ke-2;
• teknologi penggunaan dan penanganan cairan pendingin logam sebagian besar telah dikuasai;

PLTN Beloyarsk adalah pembangkit listrik tenaga nuklir pertama di Rusia yang dalam praktiknya menghadapi kebutuhan untuk memecahkan masalah penonaktifan pembangkit listrik tenaga nuklir bekas. Pengembangan bidang kegiatan ini, yang sangat relevan bagi seluruh industri energi nuklir, memiliki masa inkubasi yang lama karena kurangnya dasar dokumen organisasi dan peraturan serta belum terselesaikannya masalah dukungan keuangan.

Masa pengoperasian PLTN Beloyarsk selama lebih dari 50 tahun memiliki tiga tahapan yang cukup berbeda, yang masing-masing memiliki bidang kegiatannya sendiri, kesulitan spesifik dalam implementasinya, keberhasilan dan kekecewaannya.

Tahap pertama (dari tahun 1964 hingga pertengahan 70-an) seluruhnya terkait dengan peluncuran, pengembangan dan pencapaian tingkat desain kekuatan unit daya tahap 1, banyak pekerjaan rekonstruksi dan penyelesaian masalah yang terkait dengan desain unit yang tidak sempurna, rezim teknologi dan memastikan pengoperasian saluran bahan bakar yang berkelanjutan. Semua ini membutuhkan upaya fisik dan intelektual yang sangat besar dari staf stasiun, yang sayangnya, tidak yakin akan kebenaran dan prospek pemilihan reaktor uranium-grafit dengan uap panas super nuklir untuk pengembangan lebih lanjut energi nuklir. Namun, sebagian besar dari akumulasi pengalaman operasi tahap pertama diperhitungkan oleh perancang dan konstruktor ketika membuat reaktor uranium-grafit generasi berikutnya.

Awal tahun 70-an dikaitkan dengan pilihan arah baru untuk pengembangan lebih lanjut energi nuklir negara - pembangkit listrik tenaga nuklir cepat dengan prospek selanjutnya untuk membangun beberapa unit tenaga dengan reaktor pemulia yang menggunakan bahan bakar campuran uranium-plutonium. Saat menentukan lokasi pembangunan unit industri percontohan pertama yang menggunakan neutron cepat, pilihan jatuh pada PLTN Beloyarsk. Pilihan ini sangat dipengaruhi oleh pengakuan atas kemampuan tim konstruksi, pemasang, dan personel pabrik untuk membangun unit daya unik ini dengan baik dan kemudian memastikan pengoperasiannya yang andal.

Keputusan ini menandai tahap kedua dalam pengembangan PLTN Beloyarsk, yang sebagian besar telah selesai dengan keputusan Komisi Negara untuk menerima penyelesaian pembangunan unit tenaga dengan reaktor BN-600 dengan peringkat “sangat baik”. jarang digunakan dalam praktek.

Penjaminan kualitas pekerjaan pada tahap ini dipercayakan kepada spesialis terbaik baik dari kontraktor konstruksi dan instalasi serta personel pengoperasian stasiun. Personil pembangkit listrik memperoleh pengalaman luas dalam menyiapkan dan menguasai peralatan pembangkit listrik tenaga nuklir, yang digunakan secara aktif dan bermanfaat selama pekerjaan commissioning di pembangkit listrik tenaga nuklir Chernobyl dan Kursk. Perhatian khusus harus diberikan pada PLTN Bilibino, di mana, selain pekerjaan commissioning, analisis mendalam terhadap proyek tersebut juga dilakukan, yang menjadi dasar sejumlah perbaikan signifikan yang dilakukan.

Dengan diresmikannya blok ketiga, tahap ketiga keberadaan stasiun dimulai, yang telah berlangsung selama lebih dari 35 tahun. Tujuan dari tahap ini adalah untuk mencapai parameter desain unit, mengkonfirmasi kelayakan solusi desain dalam praktik dan mendapatkan pengalaman pengoperasian untuk pertimbangan selanjutnya dalam desain unit serial dengan reaktor pemulia. Semua tujuan tersebut kini telah berhasil dicapai.

Konsep keselamatan yang ditetapkan dalam desain unit secara umum telah dikonfirmasi. Karena titik didih natrium hampir 300 o C lebih tinggi dari suhu operasinya, reaktor BN-600 beroperasi hampir tanpa tekanan di dalam bejana reaktor, yang dapat terbuat dari baja yang sangat plastis. Hal ini hampir menghilangkan kemungkinan berkembangnya retakan dengan cepat. Dan skema perpindahan panas tiga sirkuit dari inti reaktor dengan peningkatan tekanan di setiap sirkuit berikutnya sepenuhnya menghilangkan kemungkinan natrium radioaktif dari sirkuit pertama masuk ke sirkuit kedua (non-radioaktif), dan terlebih lagi ke dalam sirkuit. sirkuit ketiga air-uap.

Konfirmasi pencapaian tingkat keselamatan dan keandalan BN-600 yang tinggi adalah analisis keselamatan yang dilakukan setelah kecelakaan di pembangkit listrik tenaga nuklir Chernobyl, yang tidak mengungkapkan perlunya perbaikan teknis yang mendesak. Statistik aktivasi perlindungan darurat, penghentian darurat, pengurangan daya operasi yang tidak direncanakan, dan kegagalan lainnya menunjukkan bahwa reaktor BN-6OO setidaknya termasuk di antara 25% unit nuklir terbaik di dunia.

Berdasarkan hasil kompetisi tahunan PLTN Beloyarsk pada tahun 1994, 1995, 1997 dan 2001. dianugerahi gelar "PLTN Terbaik di Rusia".

Unit daya No. 4 dengan reaktor neutron cepat BN-800 sedang dalam tahap pra-startup. Unit daya baru ke-4 dengan reaktor BN-800 berkapasitas 880 MW dinaikkan ke tingkat daya minimum yang dikendalikan pada 27 Juni 2014. Unit daya dirancang untuk secara signifikan memperluas basis bahan bakar energi nuklir dan meminimalkan limbah radioaktif melalui pengaturan siklus bahan bakar nuklir tertutup.

Kemungkinan perluasan lebih lanjut PLTN Beloyarsk dengan unit daya No. 5 dengan reaktor cepat berkapasitas 1.200 MW - unit daya komersial utama untuk konstruksi serial sedang dipertimbangkan.