Dalam artikel sebelum ini, kami mendapati bahawa tenaga suria tidak akan dapat memenuhi keperluan manusia (disebabkan oleh kerosakan pantas bateri dan kosnya), mahupun tenaga termonuklear (kerana walaupun selepas mencapai output tenaga positif pada reaktor eksperimen, a jumlah yang hebat masih menjadi masalah dalam perjalanan ke penggunaan komersial). Apa yang tinggal?

Selama lebih dari seratus tahun, di sebalik semua kemajuan umat manusia, sebahagian besar tenaga elektrik diperoleh daripada pembakaran arang batu (yang masih menjadi sumber tenaga untuk 40.7% daripada kapasiti penjanaan dunia), gas (21.2%), produk petroleum (5.5%) dan kuasa hidro (16.2% lagi, secara keseluruhan semua ini adalah 83.5% daripada).

Apa yang tinggal ialah kuasa nuklear, dengan reaktor neutron haba konvensional (memerlukan U-235 yang jarang dan mahal) dan reaktor dengan neutron cepat(yang boleh memproses semula jadi U-238 dan torium dalam "kitaran bahan api tertutup").

Apakah "kitaran bahan api tertutup" mitos ini, apakah perbezaan antara reaktor neutron cepat dan terma, apakah reka bentuk yang wujud, bilakah kita boleh mengharapkan kebahagiaan daripada semua ini dan sudah tentu - isu keselamatan - di bawah pemotongan.

Mengenai neutron dan uranium

Kami semua diberitahu di sekolah bahawa U-235, apabila neutron terkenanya, membahagi dan membebaskan tenaga, dan 2-3 neutron lagi dilepaskan. Pada hakikatnya, sudah tentu, semuanya agak rumit, dan proses ini sangat bergantung pada tenaga neutron awal ini. Mari kita lihat graf keratan rentas (=kebarangkalian) tindak balas tangkapan neutron (U-238 + n -> U-239 dan U-235 + n -> U-236), dan tindak balas pembelahan untuk U-235 dan U-238 bergantung kepada tenaga (=kelajuan) neutron:

Seperti yang dapat kita lihat, kebarangkalian menangkap neutron dengan pembelahan untuk U-235 meningkat dengan tenaga neutron yang berkurangan, kerana dalam reaktor nuklear konvensional neutron "diperlahankan" dalam grafit/air sehingga ke tahap yang kelajuannya menjadi seperti susunan yang sama. kelajuan getaran haba atom dalam kekisi kristal (oleh itu namanya - neutron haba). Dan kebarangkalian pembelahan U-238 oleh neutron terma adalah 10 juta kali kurang daripada U-235, itulah sebabnya mengapa perlu memproses tan uranium semulajadi untuk memilih U-235.

Seseorang yang melihat graf bawah mungkin berkata: Oh, idea yang bagus! Dan mari kita goreng U-238 murah dengan 10 neutron MeV - ia sepatutnya menghasilkan tindak balas berantai, kerana di sana graf keratan rentas untuk pembelahan naik! Tetapi terdapat masalah - neutron yang dibebaskan akibat tindak balas mempunyai tenaga hanya 2 MeV atau kurang (secara purata ~1.25), dan ini tidak mencukupi untuk melancarkan tindak balas mampan diri pada neutron pantas dalam U-238 (sama ada lebih banyak tenaga diperlukan, atau lebih banyak neutron terbang keluar dari setiap bahagian). Eh, malangnya manusia di alam semesta ini...

Walau bagaimanapun, jika tindak balas mampan sendiri pada neutron pantas dalam U-238 adalah begitu mudah, akan ada reaktor nuklear semula jadi, seperti yang berlaku dengan U-235 di Oklo, dan sewajarnya U-238 tidak akan ditemui di alam semula jadi di bentuk deposit besar.

Akhir sekali, jika kita meninggalkan sifat tindak balas "bertahan diri", masih mungkin untuk membahagikan U-238 secara langsung untuk menghasilkan tenaga. Ini digunakan, sebagai contoh, dalam bom termonuklear - neutron 14.1MeV daripada tindak balas D+T membahagikan U-238 dalam peluru bom - dan dengan itu kuasa letupan boleh ditingkatkan hampir secara percuma. Di bawah keadaan terkawal, masih terdapat kemungkinan teori untuk digabungkan reaktor gabungan dan selimut (cangkang) U-238 - untuk meningkatkan tenaga pelakuran termonuklear sebanyak ~10-50 kali ganda disebabkan oleh tindak balas pembelahan.

Tetapi bagaimana anda memisahkan U-238 dan torium dalam tindak balas yang berterusan?

Kitaran bahan api tertutup

Ideanya adalah seperti berikut: mari kita lihat bukan pada keratan rentas pembelahan, tetapi pada keratan rentas tangkapan: Dengan tenaga neutron yang sesuai (tidak terlalu rendah, dan tidak terlalu tinggi), U-238 boleh menangkap neutron, dan selepas 2 pereputan ia boleh menjadi plutonium-239:

Daripada bahan api terpakai, plutonium boleh diasingkan secara kimia untuk membuat bahan api MOX (campuran plutonium dan uranium oksida) yang boleh dibakar dalam kedua-dua reaktor pantas dan dalam terma konvensional. Proses pemprosesan semula kimia bahan api terpakai boleh menjadi sangat sukar kerana keradioaktifannya yang tinggi, dan masih belum diselesaikan sepenuhnya dan boleh dikatakan tidak berjaya (tetapi kerja sedang dijalankan).

Untuk torium semula jadi - proses yang serupa, torium menangkap neutron, dan selepas pembelahan spontan, menjadi uranium-233, yang dibahagikan dengan cara yang lebih kurang sama seperti uranium-235 dan dibebaskan daripada bahan api terpakai secara kimia:

Tindak balas ini, sudah tentu, juga berlaku dalam reaktor haba konvensional - tetapi disebabkan oleh penyederhana (yang sangat mengurangkan peluang penangkapan neutron) dan rod kawalan (yang menyerap sebahagian daripada neutron), jumlah plutonium yang dihasilkan adalah kurang daripada uranium-235 dibakar. Untuk menghasilkan lebih banyak bahan fisil daripada yang dibakar, anda perlu kehilangan sesedikit mungkin neutron pada rod kawalan (contohnya, menggunakan rod kawalan yang diperbuat daripada uranium biasa), struktur, penyejuk (lebih lanjut mengenai perkara ini di bawah) dan sepenuhnya. singkirkan penyederhana neutron (grafit atau air ).

Disebabkan fakta bahawa keratan rentas pembelahan untuk neutron cepat adalah lebih kecil daripada yang terma, adalah perlu untuk meningkatkan kepekatan bahan pembelahan (U-235, U-233, Pu-239) dalam teras reaktor daripada 2-4 kepada 20% dan lebih tinggi. Dan pengeluaran bahan api baru dijalankan dalam kaset dengan torium/uranium semulajadi yang terletak di sekeliling teras ini.

Nasib baik, jika pembelahan disebabkan oleh neutron yang cepat dan bukannya terma, tindak balas menghasilkan ~1.5 kali lebih banyak neutron daripada dalam kes pembelahan oleh neutron terma - yang menjadikan tindak balas lebih realistik:

Peningkatan bilangan neutron yang dihasilkan inilah yang memungkinkan untuk menghasilkan jumlah bahan api yang lebih besar daripada yang sedia ada. Sudah tentu, bahan api baru tidak diambil dari udara nipis, tetapi dihasilkan dari U-238 dan torium yang "tidak berguna".

Mengenai penyejuk

Seperti yang kita ketahui di atas, air tidak boleh digunakan dalam reaktor pantas - ia memperlahankan neutron dengan sangat berkesan. Apa yang boleh menggantikannya?

Gas: Anda boleh menyejukkan reaktor dengan helium. Tetapi disebabkan kapasiti habanya yang kecil, sukar untuk menyejukkan reaktor berkuasa dengan cara ini.

Logam cecair: Natrium, kalium- digunakan secara meluas dalam reaktor pantas di seluruh dunia. Kelebihannya ialah takat lebur yang rendah dan berfungsi pada tekanan hampir atmosfera, tetapi logam ini terbakar dengan baik dan bertindak balas dengan air. Satu-satunya reaktor tenaga yang beroperasi di dunia, BN-600, menggunakan bahan penyejuk natrium.

Plumbum, bismut- digunakan dalam reaktor BREST dan SVBR yang sedang dibangunkan di Rusia. Daripada kelemahan yang jelas - jika reaktor telah menyejuk di bawah takat beku plumbum/bismut - memanaskannya adalah sangat sukar dan mengambil masa yang lama (anda boleh membaca tentang yang tidak jelas di pautan dalam wiki). Secara umum, banyak isu teknologi masih dalam perjalanan ke pelaksanaan.

Merkuri- terdapat reaktor BR-2 dengan penyejuk merkuri, tetapi ternyata, merkuri agak cepat melarutkan bahan struktur reaktor - jadi tiada lagi reaktor merkuri dibina.

eksotik: Kategori berasingan - reaktor garam cair - LFTR - beroperasi pada pilihan yang berbeza fluorida bahan-bahan fisil (uranium, torium, plutonium). 2 reaktor "makmal" telah dibina di Amerika Syarikat di Makmal Kebangsaan Oak Ridge pada tahun 60-an, dan sejak itu tiada reaktor lain telah dilaksanakan, walaupun terdapat banyak projek.

Operasi reaktor dan projek menarik

Rusia BOR-60- reaktor neutron pantas eksperimen, beroperasi sejak 1969. Khususnya, ia digunakan untuk menguji elemen struktur reaktor neutron pantas baharu.

BN-600 Rusia, BN-800: Seperti yang dinyatakan di atas, BN-600 adalah satu-satunya reaktor kuasa neutron pantas di dunia. Ia telah beroperasi sejak 1980, masih menggunakan uranium-235.

Pada 2014, ia dirancang untuk melancarkan BN-800 yang lebih berkuasa. Ia telah pun dirancang untuk mula menggunakan bahan api MOX (dengan plutonium), dan mula membangunkan kitaran bahan api tertutup (dengan pemprosesan dan pembakaran plutonium yang dihasilkan). Kemudian mungkin ada BN-1200 bersiri, tetapi keputusan mengenai pembinaannya masih belum dibuat. Dari segi pengalaman dalam pembinaan dan operasi perindustrian reaktor neutron pantas, Rusia telah maju lebih jauh daripada orang lain dan terus berkembang secara aktif.

Terdapat juga reaktor pantas penyelidikan operasi kecil di Jepun (Jōyō), India (FBTR) dan China (Reaktor Pantas Eksperimen China).

Reaktor Monju Jepun- reaktor paling malang di dunia. Ia dibina pada tahun 1995, dan pada tahun yang sama terdapat kebocoran beberapa ratus kilogram natrium, syarikat itu cuba menyembunyikan skala kejadian (hello Fukushima), reaktor itu ditutup selama 15 tahun. Pada Mei 2010, reaktor itu akhirnya dihidupkan pada kuasa yang berkurangan, tetapi pada bulan Ogos, semasa pemindahan bahan api, kren 3.3 tan telah dijatuhkan ke dalam reaktor, yang serta-merta tenggelam dalam natrium cecair. Ia hanya mungkin untuk mendapatkan kren pada Jun 2011. Pada 29 Mei 2013, keputusan akan dibuat untuk menutup reaktor selama-lamanya.

Reaktor gelombang bergerak: Antara projek yang tidak direalisasikan yang terkenal ialah "reaktor gelombang pengembaraan" - reaktor gelombang pengembaraan, daripada syarikat TerraPower. Projek ini dipromosikan oleh Bill Gates - jadi mereka menulis mengenainya dua kali di Habré: , . Ideanya ialah "teras" reaktor terdiri daripada uranium yang diperkaya, dan di sekelilingnya adalah kaset U-238/torium di mana bahan api masa depan akan dihasilkan. Kemudian, robot akan mengalihkan kaset ini lebih dekat ke tengah - dan tindak balas akan berterusan. Tetapi pada hakikatnya, sangat sukar untuk membuat semua ini berfungsi tanpa pemprosesan kimia, dan projek itu tidak pernah dijalankan.

Mengenai keselamatan tenaga nuklear

Bagaimanakah saya boleh mengatakan bahawa manusia boleh bergantung kepada tenaga nuklear - dan ini selepas Fukushima?

Hakikatnya ialah sebarang tenaga adalah berbahaya. Mari kita imbas kembali kemalangan di empangan Banqiao di China, yang dibina, antara lain, untuk tujuan penjanaan elektrik - kemudian 26 ribu orang mati. sehingga 171 ribu Manusia. Kemalangan pada Sayano-Shushenskaya HPP- 75 orang meninggal dunia. Di China sahaja, 6,000 pelombong mati setiap tahun semasa perlombongan arang batu, dan ini tidak termasuk akibat kesihatan daripada menyedut ekzos daripada loji kuasa haba.

Bilangan kemalangan di loji kuasa nuklear tidak bergantung kepada bilangan unit kuasa, kerana Setiap kemalangan hanya boleh berlaku sekali dalam satu siri. Selepas setiap kejadian, punca dianalisis dan dihapuskan di semua unit. Jadi, selepas kemalangan Chernobyl, semua unit telah diubah suai, dan selepas Fukushima, tenaga nuklear telah diambil dari Jepun sama sekali (namun, terdapat juga teori konspirasi - Amerika Syarikat dan sekutunya dijangka mengalami kekurangan uranium- 235 dalam tempoh 5-10 tahun akan datang).

Masalah dengan bahan api terpakai diselesaikan secara langsung oleh reaktor neutron pantas, kerana Di samping meningkatkan teknologi pemprosesan sisa, lebih sedikit sisa yang dihasilkan: berat (aktinida), produk tindak balas tahan lama juga "dibakar" oleh neutron pantas.

Kesimpulan

Reaktor pantas mempunyai kelebihan utama yang semua orang jangkakan daripada reaktor termonuklear - bahan api untuk mereka akan bertahan selama beribu-ribu dan berpuluh-puluh ribu tahun. Anda tidak perlu melombongnya pun - ia sudah dilombong dan berbohong

Ahli akademik F. Mitenkov, pengarah saintifik Perusahaan Kesatuan Negeri Persekutuan "Biro Reka Bentuk Eksperimen Kejuruteraan Mekanikal" dinamakan sempena. I. I. Afrikantova (Nizhny Novgorod).

Ahli akademik Fyodor Mikhailovich Mitenkov telah dianugerahkan Hadiah Tenaga Global pada tahun 2004 untuk pembangunan asas fizikal dan teknikal dan penciptaan reaktor kuasa neutron pantas (lihat Sains dan Kehidupan No. 8, 2004). Penyelidikan yang dijalankan oleh pemenang dan pelaksanaan praktikalnya di loji reaktor operasi BN-350, BN-600, BN-800 dalam pembinaan dan BN-1800 sedang direka, membuka perkara baru untuk manusia, arah yang menjanjikan pembangunan tenaga nuklear.

RFN Beloyarsk dengan reaktor BN-600.

Ahli akademik F. M. Mitenkov di majlis anugerah Hadiah Tenaga Global pada Jun 2004.

Sains dan kehidupan // Ilustrasi

Sains dan kehidupan // Ilustrasi

Gambarajah skematik reaktor neutron pantas BN-350.

Gambarajah skematik reaktor tenaga pantas BN-600.

Dewan tengah reaktor BN-600.

Reaktor neutron pantas BN-800 mempunyai kuasa elektrik 880 MW dan kuasa haba 1.47 GW. Pada masa yang sama, reka bentuknya memastikan keselamatan lengkap semasa operasi biasa dan dalam sebarang kemalangan yang boleh difikirkan.

Sains dan kehidupan // Ilustrasi

Penggunaan kuasa - penunjuk yang paling penting, yang sebahagian besarnya menentukan tahap pembangunan ekonomi, keselamatan negara dan kesejahteraan penduduk mana-mana negara. Pertumbuhan penggunaan tenaga sentiasa mengiringi perkembangan masyarakat manusia, tetapi ia sangat pesat semasa abad kedua puluh: penggunaan tenaga meningkat hampir 15 kali ganda, mencapai nilai mutlak kira-kira 9.5 bilion tan bersamaan minyak (jari kaki) pada penghujungnya. Pembakaran arang batu, minyak dan gas asli menyediakan kira-kira 80% daripada penggunaan tenaga global. Pada abad ke-21, pertumbuhannya sudah pasti akan berterusan, terutamanya di negara membangun, yang mana perkembangan ekonomi dan meningkatkan kualiti hidup penduduk tidak dapat dielakkan dikaitkan dengan peningkatan ketara dalam jumlah tenaga yang digunakan, terutamanya jenis yang paling universal - elektrik. Menjelang pertengahan abad ke-21, penggunaan tenaga global dijangka meningkat dua kali ganda dan penggunaan elektrik meningkat tiga kali ganda.

Trend umum pertumbuhan penggunaan tenaga meningkatkan pergantungan kebanyakan negara terhadap import minyak dan gas asli, meningkatkan persaingan untuk akses kepada sumber tenaga, dan mewujudkan ancaman kepada keselamatan global. Pada masa yang sama, kebimbangan tentang akibat alam sekitar pengeluaran tenaga semakin meningkat, terutamanya disebabkan oleh bahaya pencemaran udara yang tidak boleh diterima daripada pelepasan produk pembakaran bahan api hidrokarbon.

Oleh itu, dalam masa yang tidak lama lagi, manusia akan terpaksa beralih kepada penggunaan teknologi pengeluaran tenaga "bebas karbon" alternatif yang pasti akan memenuhi keperluan tenaga yang semakin meningkat untuk masa yang lama tanpa akibat alam sekitar yang tidak boleh diterima. Walau bagaimanapun, kita harus mengakui bahawa sumber tenaga boleh diperbaharui yang diketahui pada masa ini - angin, suria, geoterma, pasang surut, dsb. - disebabkan keupayaan potensinya tidak boleh digunakan untuk pengeluaran tenaga berskala besar (lihat "Sains dan Kehidupan" No. 10, 2002 - Catatan ed.). Dan teknologi yang sangat menjanjikan bagi pelakuran termonuklear terkawal masih di peringkat penyelidikan dan penciptaan reaktor nuklear demonstrasi (lihat "Sains dan Kehidupan" No. 8, 2001, No. 9, 2001 - Catatan ed.).

Menurut ramai pakar, termasuk pengarang artikel ini, pilihan tenaga sebenar manusia pada abad ke-21 akan menjadi penggunaan meluas tenaga nuklear berdasarkan reaktor pembelahan. Tenaga nuklear kini boleh menerima sebahagian besar daripada peningkatan permintaan global untuk bahan api dan tenaga. Hari ini ia menyediakan kira-kira 6% daripada penggunaan tenaga global, terutamanya elektrik, di mana bahagiannya adalah kira-kira 18% (di Rusia - kira-kira 16%).

Beberapa syarat diperlukan untuk penggunaan tenaga nuklear yang lebih meluas untuk menjadi sumber tenaga utama pada abad ini. Pertama sekali, tenaga nuklear perlu memenuhi keperluan keselamatan yang terjamin untuk penduduk dan alam sekitar, dan sumber semula jadi untuk pengeluaran bahan api nuklear mesti memastikan fungsi tenaga nuklear "besar" selama sekurang-kurangnya beberapa abad. Dan, sebagai tambahan, dari segi penunjuk teknikal dan ekonomi, tenaga nuklear tidak boleh kalah dengan sumber tenaga terbaik yang menggunakan bahan api hidrokarbon.

Mari kita lihat bagaimana tenaga nuklear moden memenuhi keperluan ini.

Mengenai keselamatan tenaga nuklear yang terjamin

Sejak penubuhannya, isu keselamatan tenaga nuklear telah dipertimbangkan dan cukup berkesan diselesaikan secara sistematik dan secara saintifik. Walau bagaimanapun, semasa tempoh pembentukannya, kecemasan telah timbul dengan pelepasan radioaktiviti yang tidak boleh diterima, termasuk dua kemalangan berskala besar: di loji kuasa nuklear Pulau Three Mile (AS) pada tahun 1979 dan di Loji kuasa nuklear Chernobyl(USSR) pada tahun 1986. Dalam hal ini, komuniti saintis dan pakar nuklear global, di bawah naungan Agensi Tenaga Atom Antarabangsa (IAEA), telah membangunkan cadangan, pematuhan yang hampir menghapuskan kesan yang tidak boleh diterima terhadap alam sekitar dan penduduk sekiranya berlaku sebarang kemungkinan fizikal. kemalangan di loji tenaga nuklear. Mereka, khususnya, memperuntukkan: jika reka bentuk tidak membuktikan dengan pasti bahawa keruntuhan teras reaktor dikecualikan, kemungkinan kemalangan sedemikian mesti diambil kira dan mesti dibuktikan bahawa halangan fizikal yang diperuntukkan dalam reka bentuk reaktor dijamin untuk mengecualikan akibat yang tidak boleh diterima untuk alam sekitar. Cadangan IAEA disertakan sebahagian ke dalam piawaian keselamatan nuklear kebangsaan di banyak negara di seluruh dunia. Beberapa penyelesaian kejuruteraan yang memastikan operasi selamat reaktor moden diterangkan di bawah menggunakan contoh reaktor BN-600 dan BN-800.

Pangkalan sumber untuk pengeluaran bahan api nuklear

Pakar nuklear tahu bahawa teknologi tenaga nuklear sedia ada, berdasarkan apa yang dipanggil reaktor nuklear "terma" dengan penyederhana neutron air atau grafit, tidak dapat memastikan pembangunan tenaga nuklear berskala besar. Ini disebabkan oleh kecekapan rendah menggunakan uranium semulajadi dalam reaktor sedemikian: hanya isotop U-235 digunakan, kandungannya dalam uranium semulajadi hanya 0.72%. Oleh itu, strategi jangka panjang untuk pembangunan tenaga nuklear "besar" melibatkan peralihan kepada teknologi kitaran bahan api tertutup yang maju berdasarkan penggunaan yang dipanggil cepat. reaktor nuklear dan pemprosesan semula bahan api yang dipunggah daripada reaktor loji kuasa nuklear untuk pengembalian seterusnya isotop fisil yang tidak terbakar dan yang baru terbentuk kepada kitaran tenaga.

Dalam reaktor "cepat", kebanyakan peristiwa pembelahan bahan api nuklear disebabkan oleh neutron pantas dengan tenaga lebih daripada 0.1 MeV (oleh itu dinamakan reaktor "cepat"). Pada masa yang sama, pembelahan berlaku dalam reaktor bukan sahaja isotop U-235 yang sangat jarang berlaku, tetapi juga U-238, komponen utama uranium semulajadi (~99.3%), kebarangkalian pembelahan yang dalam spektrum neutron. "reaktor terma" adalah sangat rendah. Pada asasnya penting bahawa dalam reaktor "pantas", dengan setiap peristiwa pembelahan nuklear, bilangan neutron yang lebih besar dihasilkan, yang boleh digunakan untuk penukaran intensif U-238 ke dalam isotop fisil plutonium Pu-239. Transformasi ini berlaku akibatnya tindak balas nuklear:

Ciri-ciri neutron-fizikal reaktor pantas adalah sedemikian rupa sehingga proses pembentukan plutonium di dalamnya boleh mempunyai sifat pembiakan lanjutan, apabila lebih banyak plutonium sekunder terbentuk dalam reaktor daripada jumlah yang dimuatkan pada mulanya terbakar. Proses pembentukan lebihan isotop fisil dalam reaktor nuklear dipanggil "pembiakbakaan" (dari baka Inggeris - untuk membiak). Istilah ini dikaitkan dengan nama yang diterima di peringkat antarabangsa untuk reaktor pantas dengan bahan api plutonium - reaktor pembiak, atau pengganda.

Pelaksanaan praktikal proses pembiakan adalah kepentingan asas untuk masa depan tenaga nuklear. Hakikatnya ialah proses sedemikian membolehkan hampir sepenuhnya menggunakan uranium semulajadi dan dengan itu meningkatkan "hasil" tenaga daripada setiap tan uranium semulajadi yang dilombong hampir seratus kali ganda. Ini membuka jalan kepada sumber bahan api tenaga nuklear yang hampir tidak habis untuk perspektif sejarah yang panjang. Oleh itu, adalah diterima umum bahawa penggunaan penternak adalah syarat yang perlu penciptaan dan pengendalian tenaga nuklear berskala besar.

Selepas kemungkinan asas untuk mencipta reaktor pembiak pantas direalisasikan pada akhir 1940-an, penyelidikan intensif terhadap ciri-ciri neutroniknya dan pencarian penyelesaian kejuruteraan yang sesuai bermula di seluruh dunia. Di negara kita, pemula penyelidikan dan pembangunan reaktor pantas adalah Ahli Akademik Akademi Sains Ukraine Alexander Ilyich Leypunsky, yang sehingga kematiannya pada tahun 1972 penyelia saintifik Institut Fizik dan Tenaga Obninsk (PEI).

Kesukaran kejuruteraan untuk mencipta reaktor pantas dikaitkan dengan beberapa ciri yang wujud. Ini termasuk: ketumpatan tenaga tinggi bahan api; keperluan untuk memastikan penyejukan intensifnya; suhu operasi tinggi penyejuk, elemen struktur reaktor dan peralatan; kerosakan sinaran kepada bahan struktur yang disebabkan oleh penyinaran sengit dengan neutron pantas. Untuk menyelesaikan masalah saintifik dan teknikal baharu ini dan membangunkan teknologi reaktor pantas, adalah perlu untuk membangunkan pangkalan penyelidikan dan eksperimen berskala besar dengan pendirian unik, serta penciptaan beberapa eksperimen dan demonstrasi pada tahun 1960-1980-an. reaktor kuasa jenis ini di Rusia, Amerika Syarikat, Perancis, UK dan Jerman. Perlu diperhatikan bahawa di semua negara natrium dipilih sebagai medium penyejuk - penyejuk - untuk reaktor cepat, walaupun pada hakikatnya ia bertindak balas secara aktif dengan air dan wap. Kelebihan utama natrium sebagai penyejuk adalah sifat termofizik yang sangat baik (konduksi terma yang tinggi, kapasiti haba yang tinggi, takat didih yang tinggi), penggunaan tenaga yang rendah untuk peredaran, mengurangkan kesan menghakis pada bahan struktur reaktor, dan kemudahan relatif pembersihannya semasa operasi.

Reaktor kuasa neutron pantas demonstrasi domestik pertama BN-350 dengan kuasa haba 1000 MW telah mula beroperasi pada tahun 1973 di pantai timur Laut Caspian (lihat "Sains dan Kehidupan" No. 11, 1976 - Catatan ed.). Ia mempunyai skim pemindahan haba gelung tradisional untuk tenaga nuklear dan kompleks turbin wap untuk menukar tenaga haba. Sebahagian daripada kuasa terma reaktor digunakan untuk menjana elektrik, selebihnya digunakan untuk penyahgaraman air laut. Satu daripada ciri tersendiri gambar rajah pemasangan reaktor ini dan seterusnya dengan penyejuk natrium - kehadiran litar pemindahan haba perantaraan antara reaktor dan litar wap-air, ditentukan oleh pertimbangan keselamatan.

Loji reaktor BN-350, walaupun skema teknologinya rumit, berjaya beroperasi dari 1973 hingga 1988 (lima tahun lebih lama daripada masa reka bentuk) sebagai sebahagian daripada Loji Tenaga Mangyshlak dan loji penyahgaraman air laut di Shevchenko (kini Aktau, Kazakhstan) .

Cawangan besar litar natrium dalam reaktor BN-350 menimbulkan kebimbangan, kerana sekiranya berlaku depressurization kecemasan, kebakaran boleh berlaku. Oleh itu, tanpa menunggu pelancaran reaktor BN-350, USSR mula mereka bentuk reaktor pantas BN-600 yang lebih berkuasa dengan reka bentuk integral, di mana tiada saluran paip natrium berdiameter besar dan hampir semua natrium radioaktif dalam litar primer tertumpu di dalam bekas reaktor. Ini memungkinkan untuk hampir menghapuskan risiko penyahtekanan litar natrium pertama, mengurangkan bahaya kebakaran pemasangan, dan meningkatkan tahap keselamatan sinaran dan kebolehpercayaan reaktor.

Loji reaktor BN-600 telah beroperasi dengan andal sejak 1980 sebagai sebahagian daripada unit kuasa ketiga RFN Beloyarsk. Hari ini ia adalah reaktor neutron pantas paling berkuasa yang beroperasi di dunia, yang berfungsi sebagai sumber pengalaman operasi yang unik dan asas untuk ujian berskala penuh bagi bahan struktur termaju dan bahan api.

Semua projek seterusnya jenis reaktor ini di Rusia, serta kebanyakan projek reaktor pantas komersial yang dibangunkan di luar negara, menggunakan reka bentuk integral.

Memastikan keselamatan reaktor pantas

Sudah semasa reka bentuk reaktor kuasa neutron pantas pertama perhatian yang besar memberi perhatian kepada isu keselamatan semasa operasi biasa dan semasa situasi kecemasan. Arahan carian untuk penyelesaian reka bentuk yang sesuai ditentukan oleh keperluan untuk mengecualikan kesan yang tidak boleh diterima terhadap alam sekitar dan penduduk melalui perlindungan diri dalaman reaktor dan penggunaan sistem yang berkesan untuk menyetempatkan kemungkinan kemalangan yang mengehadkan akibatnya.

Pertahanan diri reaktor adalah berdasarkan terutamanya pada tindakan negatif maklum balas, menstabilkan proses pembelahan bahan api nuklear dengan peningkatan suhu dan kuasa reaktor, serta pada sifat bahan yang digunakan dalam reaktor. Untuk menggambarkan keselamatan sedia ada reaktor pantas, kami akan menunjukkan beberapa ciri mereka yang berkaitan dengan penggunaan penyejuk natrium di dalamnya. Haba Takat didih natrium (883oC dalam keadaan fizikal biasa) memungkinkan untuk mengekalkan tekanan yang hampir dengan atmosfera dalam bekas reaktor. Ini memudahkan reka bentuk reaktor dan meningkatkan kebolehpercayaannya. Kapal reaktor tidak tertakluk kepada beban mekanikal yang besar semasa operasi, jadi pecahnya lebih kecil daripada reaktor air bertekanan sedia ada, di mana ia tergolong dalam kelas hipotesis. Tetapi walaupun kemalangan sedemikian dalam reaktor pantas tidak menimbulkan bahaya dari sudut penyejukan bahan api nuklear yang boleh dipercayai, kerana kapal itu dikelilingi oleh selongsong keselamatan yang dimeterai, dan jumlah kemungkinan kebocoran natrium ke dalamnya adalah tidak penting. Penyahtekanan saluran paip dengan penyejuk natrium dalam reaktor pantas reka bentuk kamiran juga tidak membawa kepada keadaan bahaya. Oleh kerana kapasiti haba natrium agak tinggi, walaupun dengan pemberhentian sepenuhnya penyingkiran haba ke dalam litar wap-air, suhu penyejuk dalam reaktor akan meningkat pada kadar kira-kira 30 darjah sejam. Semasa operasi biasa, suhu penyejuk di alur keluar reaktor ialah 540oC. Margin suhu yang ketara sebelum natrium mendidih menyediakan rizab masa yang mencukupi untuk mengambil langkah-langkah untuk mengehadkan akibat kemalangan yang tidak mungkin itu.

Dalam reka bentuk reaktor BN-800, yang menggunakan penyelesaian kejuruteraan asas BN-600, langkah tambahan telah diambil untuk memastikan integriti reaktor dikekalkan dan tiada kesan yang tidak boleh diterima terhadap alam sekitar, walaupun sekiranya berlaku. daripada kemalangan hipotesis, sangat tidak mungkin melibatkan keruntuhan teras reaktor.

Panel kawalan reaktor BN-600.

Operasi jangka panjang reaktor pantas telah mengesahkan kecukupan dan keberkesanan langkah keselamatan yang disediakan. Sepanjang 25 tahun operasi reaktor BN-600, tiada kemalangan dengan pelepasan radioaktif yang berlebihan, tiada pendedahan kakitangan, dan terutamanya penduduk tempatan. Reaktor pantas telah menunjukkan kestabilan operasi yang tinggi dan mudah dikawal. Teknologi penyejuk natrium telah dikuasai, yang secara berkesan meneutralkan bahaya kebakarannya. Kakitangan yakin mengesan kebocoran dan pembakaran natrium, dan dengan pasti menghapuskan akibatnya. DALAM tahun lepas Lagi dan lagi aplikasi yang luas dalam projek reaktor pantas, sistem dan peranti didapati boleh memindahkan reaktor ke keadaan selamat tanpa campur tangan kakitangan atau bekalan tenaga luaran.

Penunjuk teknikal dan ekonomi reaktor pantas

Ciri-ciri teknologi natrium, peningkatan langkah keselamatan, dan pilihan penyelesaian reka bentuk konservatif untuk reaktor pertama - BN-350 dan BN-600 - menjadi sebab kosnya lebih tinggi berbanding dengan reaktor yang disejukkan air. Walau bagaimanapun, ia dicipta terutamanya untuk menguji prestasi, keselamatan dan kebolehpercayaan reaktor pantas. Masalah ini telah diselesaikan dengan kejayaan operasi mereka. Apabila mencipta pemasangan reaktor seterusnya - BN-800, bertujuan untuk penggunaan beramai-ramai dalam tenaga nuklear, lebih banyak perhatian diberikan kepada ciri teknikal dan ekonomi, dan akibatnya, dari segi kos modal khusus, adalah mungkin untuk mendekati VVER-1000 dengan ketara - jenis utama reaktor kuasa neutron perlahan domestik.

Pada masa ini boleh dianggap bahawa reaktor cepat dengan penyejuk natrium mempunyai potensi besar untuk peningkatan teknikal dan ekonomi selanjutnya. Arahan utama untuk meningkatkan ciri ekonomi mereka sambil meningkatkan tahap keselamatan pada masa yang sama termasuk: meningkatkan kuasa unit reaktor dan komponen utama unit kuasa, menambah baik reka bentuk peralatan utama, menukar kepada parameter stim superkritikal untuk meningkatkan kecekapan termodinamik kitaran penukaran tenaga haba, mengoptimumkan sistem untuk mengendalikan bahan api segar dan terpakai, meningkatkan pembakaran bahan api nuklear, mewujudkan teras dengan tinggi pekali dalaman kadar pembiakan (CR) - sehingga 1, meningkatkan hayat perkhidmatan kepada 60 tahun atau lebih.

Penambahbaikan spesies individu peralatan, seperti yang ditunjukkan oleh kajian reka bentuk yang dijalankan di OKBM, boleh memberi kesan yang sangat ketara ke atas penambahbaikan penunjuk teknikal dan ekonomi kedua-dua loji reaktor dan unit kuasa secara keseluruhan. Sebagai contoh, kajian untuk menambah baik sistem pengisian bahan api reaktor BN-1800 yang menjanjikan telah menunjukkan kemungkinan mengurangkan penggunaan logam sistem ini dengan ketara. Menggantikan penjana stim modular dengan yang bersarung daripada reka bentuk asal boleh mengurangkan kosnya dengan ketara, serta keluasan, isipadu dan penggunaan bahan petak penjana stim unit kuasa.

Kesan kuasa reaktor dan peningkatan teknologi peralatan terhadap penggunaan logam dan tahap kos modal boleh dilihat dari jadual.

Menambah baik reaktor pantas secara semula jadi memerlukan sedikit usaha dari pihak perusahaan industri, organisasi saintifik dan reka bentuk. Oleh itu, untuk meningkatkan pembakaran bahan api nuklear, adalah perlu untuk membangunkan dan menguasai pengeluaran bahan struktur untuk teras reaktor yang lebih tahan terhadap penyinaran neutron. Kerja ke arah ini sedang dijalankan.

Reaktor pantas boleh digunakan untuk lebih daripada tenaga. Fluks neutron bertenaga tinggi mampu "membakar" radionuklid tahan lama yang paling berbahaya yang terbentuk dalam bahan api nuklear terpakai. Ini adalah kepentingan asas untuk menyelesaikan masalah pengurusan sisa radioaktif daripada kuasa nuklear. Hakikatnya ialah separuh hayat beberapa radionuklid (aktinida) jauh melebihi tempoh kestabilan berasaskan saintifik bagi pembentukan geologi, yang dianggap sebagai tapak pelupusan akhir bagi sisa radioaktif. Oleh itu, dengan menggunakan kitaran bahan api tertutup dengan pembakaran aktinida dan transmutasi produk pembelahan tahan lama kepada produk jangka pendek, adalah mungkin untuk menyelesaikan secara radikal masalah meneutralkan sisa tenaga nuklear dan mengurangkan jumlah sisa radioaktif yang akan dikebumikan.

Pemindahan tenaga nuklear, bersama-sama dengan reaktor "terma", kepada reaktor pembiak cepat, serta kepada kitaran bahan api tertutup, akan memungkinkan untuk mencipta teknologi tenaga selamat yang memenuhi sepenuhnya keperluan pembangunan mampan masyarakat manusia.

Ramai pakar hari ini percaya bahawa reaktor neutron pantas adalah masa depan tenaga nuklear. Salah satu perintis dalam pembangunan teknologi ini ialah Rusia, di mana reaktor neutron pantas BN-600 di RFN Beloyarsk telah beroperasi selama 30 tahun tanpa insiden serius, reaktor BN-800 sedang dibina di sana, dan penciptaan reaktor BN-1200 komersial dirancang. Perancis dan Jepun mempunyai pengalaman dalam mengendalikan loji kuasa nuklear neutron pantas, dan rancangan untuk membina loji kuasa nuklear neutron pantas di India dan China sedang dipertimbangkan. Timbul persoalan: mengapa tiada program praktikal untuk pembangunan tenaga neutron pantas di negara yang mempunyai industri tenaga nuklear yang sangat maju - Amerika Syarikat?

Malah, terdapat projek sedemikian di Amerika Syarikat. Kita bercakap tentang projek Clinch River Breeder Reactor (dalam bahasa Inggeris - The Clinch River Breeder Reactor, disingkat sebagai CRBRP). Matlamat projek ini adalah untuk mereka bentuk dan membina reaktor pantas natrium, yang akan menjadi prototaip demonstrasi untuk kelas seterusnya reaktor Amerika yang serupa yang dipanggil LMFBR (singkatan dari Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Pada masa yang sama, reaktor Sungai Clinch difikirkan sebagai langkah penting ke arah pembangunan teknologi reaktor pantas logam cecair untuk tujuan penggunaan komersil mereka dalam industri kuasa elektrik. Lokasi reaktor Sungai Clinch adalah kawasan seluas 6 km 2, secara pentadbiran sebahagian daripada bandar Oak Ridge di Tennessee.

Reaktor itu sepatutnya mempunyai kuasa haba 1000 MW dan kuasa elektrik dalam julat 350-380 MW. Bahan api untuknya ialah 198 pemasangan heksagon yang dipasang dalam bentuk silinder dengan dua zon pengayaan bahan api. Bahagian dalam reaktor hendaklah terdiri daripada 108 pemasangan yang mengandungi plutonium yang diperkaya hingga 18%. Mereka akan dikelilingi oleh zon luar yang terdiri daripada 90 perhimpunan dengan plutonium yang diperkaya hingga 24%. Konfigurasi ini harus menyediakan keadaan terbaik untuk pelesapan haba.

Projek ini mula dibentangkan pada tahun 1970. Pada tahun 1971, Presiden AS Richard Nixon menubuhkan teknologi ini sebagai salah satu keutamaan penyelidikan dan pembangunan utama negara.

Apa yang menghalang pelaksanaannya?

Salah satu sebab untuk keputusan ini adalah peningkatan berterusan kos projek. Pada tahun 1971, Suruhanjaya Tenaga Atom AS menentukan bahawa projek itu akan menelan belanja kira-kira $400 juta. Sektor swasta telah berjanji untuk membiayai sebahagian besar projek itu, dengan komitmen $257 juta. Walau bagaimanapun, pada tahun-tahun berikutnya, kos projek itu melonjak kepada 700 juta. Sehingga tahun 1981, satu bilion dolar dana bajet telah pun dibelanjakan, walaupun pada hakikatnya kos projek itu dianggarkan pada masa itu pada 3 - 3.2 bilion. dolar, tidak mengira satu bilion lagi, yang diperlukan untuk pembinaan kilang untuk pengeluaran bahan api yang dijana. Pada tahun 1981, sebuah jawatankuasa kongres mendedahkan kes pelbagai penyalahgunaan, yang meningkatkan lagi kos projek.

Sebelum keputusan untuk ditutup, kos projek itu sudah dianggarkan $8 bilion.

Sebab lain ialah kos yang tinggi untuk membina dan mengendalikan reaktor penternak itu sendiri untuk menghasilkan tenaga elektrik. Pada tahun 1981, dianggarkan bahawa kos membina reaktor pantas adalah dua kali ganda daripada reaktor air ringan standard dengan kuasa yang sama. Ia juga dianggarkan bahawa untuk pembiak baka itu berdaya saing dari segi ekonomi dengan reaktor air ringan konvensional, harga uranium mestilah $165 per paun, sedangkan pada hakikatnya harganya adalah $25 per paun. Syarikat penjana swasta tidak mahu melabur dalam teknologi berisiko sedemikian.

Satu lagi sebab serius untuk menyekat program pembiak baka ialah ancaman kemungkinan pelanggaran rejim bukan percambahan, kerana teknologi ini menghasilkan plutonium, yang juga boleh digunakan untuk pengeluaran senjata nuklear. Disebabkan kebimbangan antarabangsa terhadap isu percambahan nuklear, pada April 1977, Presiden AS Jimmy Carter meminta penangguhan yang tidak pasti dalam pembinaan reaktor pantas komersial.

Presiden Carter secara amnya merupakan penentang yang konsisten terhadap projek Sungai Clinch. Pada November 1977, selepas memveto rang undang-undang untuk meneruskan pembiayaan, Carter berkata ia akan "sangat mahal" dan "menjadi usang dari segi teknikal dan tidak boleh dilaksanakan dari segi ekonomi sebaik sahaja siap." Di samping itu, beliau menyatakan bahawa teknologi reaktor pantas secara amnya adalah sia-sia. Daripada mencurahkan sumber ke dalam projek demonstrasi neutron pantas, Carter sebaliknya mencadangkan "membelanjakan wang untuk meningkatkan keselamatan teknologi nuklear sedia ada."

Projek Sungai Clinch disambung semula selepas Ronald Reagan memegang jawatan pada tahun 1981. Walaupun mendapat tentangan daripada Kongres, beliau membatalkan larangan pendahulunya dan pembinaan disambung semula. Walau bagaimanapun, pada 26 Oktober 1983, walaupun kemajuan kerja pembinaan berjaya, Senat AS dengan majoriti (56 hingga 40) meminta tiada lagi pembiayaan untuk pembinaan dan tapak itu ditinggalkan.

Sekali lagi, ia diingati baru-baru ini, apabila projek reaktor mPower berkuasa rendah mula dibangunkan di Amerika Syarikat. Tapak rancangan pembinaan Loji Kuasa Nuklear Sungai Clinch sedang dipertimbangkan sebagai tapak pembinaannya.

Reaktor neutron pantas.

Dalam struktur tenaga nuklear berskala besar peranan penting diperuntukkan kepada reaktor neutron pantas dengan kitaran bahan api tertutup. Mereka memungkinkan untuk meningkatkan kecekapan penggunaan uranium semula jadi hampir 100 kali ganda dan, dengan itu, menghapuskan sekatan ke atas pembangunan tenaga nuklear dari luar. sumber semula jadi bahan api nuklear.
Pada masa ini terdapat kira-kira 440 reaktor nuklear yang beroperasi di 30 negara di seluruh dunia, yang menyediakan kira-kira 17% daripada semua tenaga elektrik yang dijana di dunia. Di negara perindustrian, bahagian elektrik "nuklear" adalah, sebagai peraturan, sekurang-kurangnya 30% dan semakin meningkat. Walau bagaimanapun, menurut saintis, industri tenaga nuklear yang berkembang pesat, berdasarkan reaktor nuklear "terma" moden yang digunakan di loji janakuasa nuklear yang sedang beroperasi dan dalam pembinaan (kebanyakannya dengan reaktor jenis VVER dan LWR), sudah pasti akan berada dalam abad semasa. menghadapi kekurangan bahan mentah uranium kerana unsur fisil bahan api untuk stesen ini ialah isotop uranium-235 yang jarang ditemui.
Dalam reaktor neutron cepat (BN), tindak balas pembelahan nuklear menghasilkan lebihan jumlah neutron sekunder, penyerapan yang dalam sebahagian besar uranium, yang terdiri daripada uranium-238, membawa kepada pembentukan intensif bahan fisil nuklear baru plutonium-239 . Akibatnya, daripada setiap kilogram uranium-235, bersama dengan penjanaan tenaga, adalah mungkin untuk memperoleh lebih daripada satu kg plutonium-239, yang boleh digunakan sebagai bahan api dalam mana-mana reaktor loji tenaga nuklear dan bukannya uranium-235 yang jarang ditemui. ini proses fizikal, dipanggil pembiakan bahan api, akan membenarkan semua uranium semula jadi, termasuk bahagian utamanya - isotop uranium-238 (99.3% daripada jumlah jisim uranium fosil), untuk terlibat dalam industri tenaga nuklear. Isotop ini dalam loji kuasa nuklear neutron haba moden secara praktikalnya tidak terlibat dalam pengeluaran tenaga. Hasilnya, pengeluaran tenaga dengan sumber uranium sedia ada dan kesan minimum terhadap alam semula jadi boleh ditingkatkan hampir 100 kali ganda. Dalam kes ini, tenaga atom akan mencukupi untuk manusia selama beberapa beribu tahun.
Menurut saintis, operasi bersama reaktor "terma" dan "cepat" dalam nisbah kira-kira 80:20% akan memberikan tenaga nuklear dengan paling banyak. penggunaan yang cekap sumber uranium. Pada nisbah ini, reaktor pantas akan menghasilkan plutonium-239 yang mencukupi untuk mengendalikan loji kuasa nuklear dengan reaktor haba.
Kelebihan tambahan teknologi reaktor pantas dengan jumlah neutron sekunder yang berlebihan ialah keupayaan untuk "membakar" tahan lama (dengan tempoh pereputan sehingga beribu-ribu dan ratusan ribu tahun) produk pembelahan radioaktif, mengubahnya menjadi yang berumur pendek dengan separuh hayat tidak lebih daripada 200-300 tahun. Sisa radioaktif yang ditukar sedemikian boleh dikebumikan dengan pasti dalam kemudahan penyimpanan khas tanpa mengganggu keseimbangan sinaran semula jadi Bumi.

Kerja dalam bidang reaktor nuklear neutron pantas bermula pada tahun 1960 dengan reka bentuk reaktor kuasa industri perintis pertama BN-350. Reaktor ini telah dilancarkan pada tahun 1973 dan telah berjaya dikendalikan sehingga tahun 1998.
Pada tahun 1980, di RFN Beloyarsk sebagai sebahagian daripada unit kuasa No. 3, reaktor kuasa BN-600 (600 MW(e)) seterusnya yang lebih berkuasa telah mula beroperasi, yang terus beroperasi dengan pasti sehingga hari ini, sebagai yang terbesar. operasi reaktor jenis ini di dunia. Pada April 2010, reaktor itu melengkapkan hayat perkhidmatan reka bentuknya selama 30 tahun dengan petunjuk kebolehpercayaan dan keselamatan yang tinggi. Dalam tempoh operasi yang panjang, kapasiti kapasiti unit kuasa dikekalkan pada tahap yang stabil tahap tinggi- kira-kira 80%. Kerugian tidak dirancang kurang daripada 1.5%.
Sepanjang 10 tahun operasi unit kuasa yang lalu, tidak ada satu pun kes penutupan kecemasan reaktor.
Tiada pelepasan radionuklid aerosol gas tahan lama ke dalam persekitaran. Hasil gas radioaktif lengai pada masa ini boleh diabaikan dan berjumlah<1% от допустимого по санитарным нормам.
Operasi reaktor dengan meyakinkan menunjukkan kebolehpercayaan langkah reka bentuk untuk pencegahan dan pembendungan kebocoran natrium.
Dari segi kebolehpercayaan dan keselamatan, reaktor BN-600 ternyata bersaing dengan reaktor neutron terma bersiri (VVER).

Rajah 1. Dewan reaktor (tengah) BN-600

Pada tahun 1983, berdasarkan BN-600, perusahaan itu membangunkan projek untuk reaktor BN-800 yang dipertingkatkan untuk unit kuasa dengan kapasiti 880 MW(e). Pada tahun 1984, kerja-kerja pembinaan dua reaktor BN-800 di Beloyarsk dan loji janakuasa nuklear Ural Selatan telah bermula. Kelewatan seterusnya dalam pembinaan reaktor ini digunakan untuk memperhalusi reka bentuk untuk meningkatkan lagi keselamatannya dan menambah baik penunjuk teknikal dan ekonomi. Kerja-kerja pembinaan BN-800 telah disambung semula pada tahun 2006 di RFN Beloyarsk (unit kuasa ke-4) dan harus disiapkan pada tahun 2013.

Rajah 2. Reaktor neutron pantas BN-800 (bahagian menegak)

Rajah 3. Model reaktor BN-800

Reaktor BN-800 dalam pembinaan mempunyai tugas penting berikut:

• Memastikan operasi pada bahan api MOX.
• Demonstrasi eksperimen komponen utama kitaran bahan api tertutup.
• Menguji di bawah keadaan operasi sebenar jenis peralatan baharu dan penyelesaian teknikal yang dipertingkat yang diperkenalkan untuk meningkatkan kecekapan, kebolehpercayaan dan keselamatan.
• Pembangunan teknologi inovatif untuk reaktor neutron pantas masa hadapan dengan penyejuk logam cecair:
• ujian dan pensijilan bahan api termaju dan bahan struktur;
• demonstrasi teknologi untuk membakar aktinida kecil dan menukar produk pembelahan tahan lama, yang merupakan bahagian paling berbahaya sisa radioaktif daripada tenaga nuklear.

JSC "Afrikantov OKBM" sedang membangunkan projek untuk reaktor komersial BN-1200 yang dipertingkatkan dengan kuasa 1220 MW.

Rajah 3. Reaktor BN-1200 (bahagian menegak)

Program berikut untuk pelaksanaan projek ini dirancang:

• 2010...2016 - pembangunan reka bentuk teknikal loji reaktor dan pelaksanaan program R&D.
• 2020 - pentauliahan unit kuasa utama menggunakan bahan api MOX dan organisasi pengeluaran terpusatnya.
• 2023…2030 - pentauliahan siri unit kuasa dengan jumlah kapasiti kira-kira 11 GW.

Bersama-sama dengan penyelesaian yang disahkan oleh pengalaman operasi positif BN-600 dan dimasukkan ke dalam projek BN-800, projek BN-1200 menggunakan penyelesaian baharu yang bertujuan untuk meningkatkan lagi petunjuk teknikal dan ekonomi serta meningkatkan keselamatan.
Mengikut petunjuk teknikal dan ekonomi:

• meningkatkan faktor penggunaan kapasiti terpasang daripada nilai yang dirancang 0.85 untuk BN-800 kepada 0.9;
• peningkatan beransur-ansur dalam pembakaran bahan api MOX daripada tahap yang dicapai dalam pemasangan bahan api eksperimen sebanyak 11.8% t.a. sehingga tahap 20% t.a. (purata terbakar ~140 MW hari/kg);
• meningkatkan faktor pembiakan kepada ~1.2 pada bahan api uranium-plutonium oksida dan kepada ~1.45 pada bahan api nitrida campuran;
• pengurangan dalam penunjuk penggunaan logam tertentu sebanyak ~1.7 kali ganda berbanding BN-800
• meningkatkan hayat perkhidmatan reaktor daripada 45 tahun (BN-800) kepada 60 tahun.

Untuk keselamatan:

• kebarangkalian kerosakan teruk pada teras haruslah susunan magnitud kurang daripada keperluan dokumen pengawalseliaan;
• zon perlindungan kebersihan mesti terletak di dalam sempadan tapak RFN untuk sebarang kemalangan asas reka bentuk;
• sempadan zon langkah-langkah perlindungan mesti bertepatan dengan sempadan tapak RFN untuk kemalangan yang teruk di luar reka bentuk, kebarangkalian tidak melebihi 10-7 setiap reaktor/tahun.

Gabungan optimum rujukan dan penyelesaian baharu serta kemungkinan pengeluaran semula bahan api yang diperluaskan membolehkan projek ini diklasifikasikan sebagai teknologi nuklear generasi keempat.

JSC "Afrikantov OKBM" secara aktif mengambil bahagian dalam kerjasama antarabangsa mengenai reaktor pantas. Ia merupakan pemaju projek CEFR reaktor neutron pantas eksperimen China dan kontraktor utama untuk pembuatan peralatan utama reaktor, mengambil bahagian dalam permulaan fizikal dan kuasa reaktor pada tahun 2011 dan sedang membantu dalam pembangunan kuasanya. Pada masa ini, perjanjian antara kerajaan sedang disediakan untuk pembinaan reaktor cepat tunjuk cara (CDFR) yang disejukkan natrium di China berdasarkan projek BN-800 dengan penyertaan OKBM dan perusahaan lain Rosatom State Corporation.

Selepas pelancaran dan kejayaan operasi loji tenaga nuklear pertama di dunia pada tahun 1955, atas inisiatif I. Kurchatov, keputusan telah dibuat untuk membina loji kuasa nuklear perindustrian dengan reaktor air bertekanan jenis saluran di Ural. Ciri-ciri reaktor jenis ini termasuk pemanasan lampau stim ke parameter tinggi secara langsung dalam teras, yang membuka kemungkinan menggunakan peralatan turbin bersiri.

Pada tahun 1958, di tengah-tengah Rusia, di salah satu sudut paling indah di alam Ural, pembinaan Loji Kuasa Nuklear Beloyarsk bermula. Bagi pemasang, stesen ini bermula pada tahun 1957, dan sejak topik loji tenaga nuklear ditutup pada masa itu, dalam surat-menyurat dan kehidupan ia dipanggil Loji Kuasa Daerah Beloyarsk. Stesen ini dimulakan oleh pekerja amanah Uralenergomontazh. Melalui usaha mereka, pada tahun 1959, pangkalan dengan bengkel untuk pengeluaran saluran paip air dan wap (1 litar reaktor) telah dicipta, tiga bangunan kediaman dibina di kampung Zarechny, dan pembinaan bangunan utama bermula.

Pada tahun 1959, pekerja dari amanah Tsentroenergomontazh muncul di tapak pembinaan dan ditugaskan untuk memasang reaktor. Pada akhir tahun 1959, tapak untuk pembinaan loji tenaga nuklear telah dipindahkan dari Dorogobuzh, wilayah Smolensk, dan kerja pemasangan diketuai oleh V. Nevsky, pengarah masa depan RFN Beloyarsk. Semua kerja pada pemasangan peralatan mekanikal haba telah dipindahkan sepenuhnya kepada amanah Tsentroenergomontazh.

Tempoh intensif pembinaan RFN Beloyarsk bermula pada tahun 1960. Pada masa ini, pemasang, bersama-sama dengan kerja pembinaan, perlu menguasai teknologi baru untuk pemasangan saluran paip tahan karat, lapisan bilik khas dan kemudahan penyimpanan sisa radioaktif, pemasangan struktur reaktor, batu grafit, kimpalan automatik, dll. Kami belajar dengan cepat daripada pakar yang telah mengambil bahagian dalam pembinaan kemudahan nuklear. Setelah berpindah dari teknologi pemasangan loji kuasa haba kepada pemasangan peralatan untuk loji kuasa nuklear, pekerja Tsentroenergomontazh berjaya menyelesaikan tugas mereka, dan pada 26 April 1964, unit kuasa pertama Beloyarsk NPP dengan AMB-100 reaktor membekalkan arus pertama kepada sistem tenaga Sverdlovsk. Acara ini, bersama-sama dengan pentauliahan unit kuasa pertama RFN Novovoronezh, bermakna kelahiran industri tenaga nuklear besar negara.

Reaktor AMB-100 adalah penambahbaikan lagi dalam reka bentuk reaktor Loji Kuasa Nuklear Pertama Dunia di Obninsk. Ia adalah reaktor jenis saluran dengan ciri haba teras yang lebih tinggi. Mendapatkan wap parameter yang tinggi disebabkan oleh terlalu panas nuklear secara langsung dalam reaktor merupakan satu langkah besar ke hadapan dalam pembangunan tenaga nuklear. reaktor itu beroperasi dalam satu unit dengan penjana turbo 100 MW.

Secara struktur, reaktor unit kuasa pertama RFN Beloyarsk ternyata menarik kerana ia dicipta hampir tanpa bingkai, iaitu, reaktor tidak mempunyai badan yang berat, berbilang tan, tahan lama, seperti, katakan, a reaktor VVER yang disejukkan dengan air dengan kuasa yang sama dengan panjang badan 11-12 m, dengan diameter 3-3.5 m, ketebalan dinding dan bawah 100-150 mm atau lebih. Kemungkinan membina loji tenaga nuklear dengan reaktor saluran terbuka ternyata sangat menggoda, kerana ia membebaskan loji kejuruteraan berat daripada keperluan untuk mengeluarkan produk keluli seberat 200-500 tan.Tetapi pelaksanaan pemanasan melampau nuklear secara langsung dalam reaktor ternyata dikaitkan dengan kesukaran yang terkenal dalam mengawal selia proses, terutamanya dari segi memantau kemajuannya, dengan keperluan untuk operasi ketepatan banyak instrumen, kehadiran sejumlah besar paip pelbagai saiz di bawah tekanan tinggi, dsb.

Unit pertama RFN Beloyarsk mencapai kapasiti reka bentuk penuhnya, bagaimanapun, disebabkan oleh kapasiti pemasangan unit yang agak kecil (100 MW), kerumitan saluran teknologinya dan, oleh itu, kos tinggi, kos 1 kWj elektrik ternyata jauh lebih tinggi daripada stesen terma di Ural.

Unit kedua RFN Beloyarsk dengan reaktor AMB-200 dibina lebih cepat, tanpa tekanan yang besar dalam kerja, kerana pasukan pembinaan dan pemasangan sudah disediakan. Pemasangan reaktor telah dipertingkatkan dengan ketara. Ia mempunyai litar penyejukan litar tunggal, yang memudahkan reka bentuk teknologi keseluruhan loji tenaga nuklear. Sama seperti dalam unit kuasa pertama, ciri utama reaktor AMB-200 ialah penghantaran stim berparameter tinggi terus ke turbin. Pada 31 Disember 1967, unit kuasa No. 2 disambungkan ke rangkaian - ini menyelesaikan pembinaan peringkat pertama stesen.

Sebahagian penting dalam sejarah operasi peringkat pertama BNPP dipenuhi dengan percintaan dan drama, ciri-ciri semua yang baru. Ini benar terutamanya semasa tempoh pembangunan blok. Adalah dipercayai bahawa tidak ada masalah dengan ini - terdapat prototaip dari reaktor AM "Pertama di Dunia" kepada reaktor perindustrian untuk pengeluaran plutonium, di mana konsep asas, teknologi, penyelesaian reka bentuk, pelbagai jenis peralatan dan sistem, dan malah sebahagian besar rejim teknologi telah diuji. Walau bagaimanapun, ternyata perbezaan antara loji janakuasa nuklear perindustrian dan pendahulunya sangat hebat dan unik sehingga timbul masalah baru yang tidak diketahui sebelum ini.

Yang terbesar dan paling jelas ialah kebolehpercayaan saluran penyejatan dan pemanasan lampau yang tidak memuaskan. Selepas tempoh yang singkat operasi mereka, penyahtekanan gas unsur bahan api atau kebocoran penyejuk muncul dengan akibat yang tidak boleh diterima untuk batu grafit reaktor, mod operasi dan pembaikan teknologi, pendedahan radiasi pada kakitangan dan alam sekitar. Mengikut kanun saintifik dan piawaian pengiraan pada masa itu, ini tidak sepatutnya berlaku. Kajian mendalam tentang fenomena baru ini memaksa kami untuk mempertimbangkan semula idea yang telah ditetapkan tentang undang-undang asas air mendidih dalam paip, kerana walaupun dengan ketumpatan fluks haba yang rendah, jenis krisis pemindahan haba yang tidak diketahui sebelum ini timbul, yang ditemui pada tahun 1979 oleh V.E. Doroshchuk (VTI) dan kemudiannya dipanggil "krisis pemindahan haba jenis kedua."

Pada tahun 1968, keputusan dibuat untuk membina unit kuasa ketiga dengan reaktor neutron pantas di RFN Beloyarsk - BN-600. Penyeliaan saintifik penciptaan BN-600 telah dijalankan oleh Institut Fizik dan Kejuruteraan Kuasa, reka bentuk loji reaktor telah dijalankan oleh Biro Reka Bentuk Kejuruteraan Mekanikal Eksperimen, dan reka bentuk am unit telah dijalankan oleh cawangan Leningrad Atomelectroproekt. Blok itu dibina oleh kontraktor am - amanah Uralenergostroy.

Semasa mereka bentuknya, pengalaman operasi reaktor BN-350 di Shevchenko dan reaktor BOR-60 telah diambil kira. Untuk BN-600, susun atur integral yang lebih ekonomik dan berjaya dari segi struktur bagi litar utama telah diterima pakai, mengikut mana teras reaktor, pam dan penukar haba perantaraan terletak dalam satu perumahan. Kapal reaktor, yang mempunyai diameter 12.8 m dan ketinggian 12.5 m, dipasang pada penyokong penggelek yang dipasang pada plat asas aci reaktor. Jisim reaktor yang dipasang ialah 3900 tan, dan jumlah keseluruhan natrium dalam pemasangan melebihi 1900 tan. Perlindungan biologi diperbuat daripada skrin silinder keluli, kosong keluli dan paip dengan pengisi grafit.

Keperluan kualiti untuk kerja pemasangan dan kimpalan untuk BN-600 ternyata lebih tinggi daripada yang dicapai sebelum ini, dan pasukan pemasangan perlu segera melatih semula kakitangan dan menguasai teknologi baharu. Jadi pada tahun 1972, apabila memasang kapal reaktor daripada keluli austenit, betatron digunakan buat kali pertama untuk mengawal penghantaran kimpalan besar.

Di samping itu, semasa pemasangan peranti dalaman reaktor BN-600, keperluan khas untuk kebersihan telah dikenakan, dan semua bahagian yang dibawa masuk dan dikeluarkan dari ruang intra-reaktor telah direkodkan. Ini disebabkan oleh kemustahilan untuk terus menyiram reaktor dan saluran paip dengan penyejuk natrium.

Nikolai Muravyov, yang dapat menjemputnya bekerja dari Nizhny Novgorod, di mana dia sebelum ini bekerja di biro reka bentuk, memainkan peranan utama dalam pembangunan teknologi pemasangan reaktor. Dia adalah salah seorang pemaju projek reaktor BN-600, dan pada masa itu dia sudah bersara.

Pasukan pemasangan berjaya menyelesaikan tugasan yang diberikan untuk memasang unit neutron pantas. Mengisi reaktor dengan natrium menunjukkan bahawa ketulenan litar dikekalkan lebih tinggi daripada yang diperlukan, kerana takat tuang natrium, yang bergantung pada logam cecair pada kehadiran bahan cemar asing dan oksida, ternyata lebih rendah daripada yang dicapai semasa pemasangan reaktor BN-350, BOR-60 di USSR dan loji kuasa nuklear "Phoenix" di Perancis.

Kejayaan pasukan pemasangan pada pembinaan RFN Beloyarsk sebahagian besarnya bergantung kepada pengurus. Mula-mula ia adalah Pavel Ryabukha, kemudian Vladimir Nevsky yang bertenaga muda datang, kemudian dia digantikan oleh Vazgen Kazarov. V. Nevsky melakukan banyak perkara untuk pembentukan pasukan pemasang. Pada tahun 1963, beliau dilantik sebagai pengarah Loji Kuasa Nuklear Beloyarsk, dan kemudiannya mengetuai Glavatomenergo, di mana beliau bekerja keras untuk membangunkan industri tenaga nuklear negara.

Akhirnya, pada 8 April 1980, permulaan kuasa unit kuasa No. 3 RFN Beloyarsk dengan reaktor neutron pantas BN-600 berlaku. Beberapa ciri reka bentuk BN-600:

• kuasa elektrik - 600 MW;
• kuasa haba – 1470 MW;
• suhu stim – 505 o C;
• tekanan wap - 13.7 MPa;
• kecekapan termodinamik kasar - 40.59%.

Perhatian khusus harus diberikan kepada pengalaman mengendalikan natrium sebagai penyejuk. Ia mempunyai sifat fizikal nuklear termofizik dan memuaskan, serta serasi dengan keluli tahan karat, uranium dan plutonium dioksida. Akhirnya, ia tidak terhad dan agak murah. Walau bagaimanapun, ia sangat aktif secara kimia, itulah sebabnya penggunaannya memerlukan menyelesaikan sekurang-kurangnya dua masalah serius: meminimumkan kemungkinan kebocoran natrium daripada litar peredaran dan kebocoran antara litar dalam penjana stim dan memastikan penyetempatan dan penamatan pembakaran natrium yang berkesan sekiranya berlaku. daripada kebocoran.

Tugas pertama secara amnya agak berjaya diselesaikan pada peringkat pembangunan peralatan dan projek saluran paip. Susun atur integral reaktor ternyata sangat berjaya, di mana semua peralatan utama dan saluran paip litar pertama dengan natrium radioaktif "tersembunyi" di dalam kapal reaktor, dan oleh itu kebocorannya, pada dasarnya, hanya mungkin dari a beberapa sistem tambahan.

Dan walaupun BN-600 kini merupakan unit kuasa terbesar dengan reaktor neutron pantas di dunia, Beloyarsk NPP bukanlah salah satu loji kuasa nuklear dengan kapasiti terpasang yang besar. Perbezaan dan kelebihannya ditentukan oleh kebaharuan dan keunikan pengeluaran, matlamat, teknologi dan peralatannya. Semua pemasangan reaktor BelNPP bertujuan untuk pengesahan industri perintis atau penafian idea dan penyelesaian teknikal yang ditetapkan oleh pereka bentuk dan pembina, penyelidikan rejim teknologi, bahan struktur, elemen bahan api, kawalan dan sistem perlindungan.

Ketiga-tiga unit kuasa tidak mempunyai analog langsung sama ada di negara kita atau di luar negara. Mereka merangkumi banyak idea untuk pembangunan masa depan tenaga nuklear:

• unit kuasa dengan reaktor air-grafit saluran skala industri telah dibina dan ditauliahkan;
• unit turbo bersiri dengan parameter tinggi dengan kecekapan kitaran kuasa haba dari 36 hingga 42% telah digunakan, yang mana tiada loji kuasa nuklear di dunia mempunyai;
• pemasangan bahan api telah digunakan, reka bentuk yang tidak termasuk kemungkinan aktiviti pemecahan memasuki penyejuk walaupun rod bahan api dimusnahkan;
• keluli karbon digunakan dalam litar utama reaktor unit ke-2;
• teknologi untuk menggunakan dan mengendalikan cecair penyejuk logam telah dikuasai sebahagian besarnya;

RFN Beloyarsk ialah loji tenaga nuklear pertama di Rusia yang menghadapi keperluan untuk menyelesaikan masalah penyahtauliahan loji reaktor terpakai. Pembangunan bidang aktiviti ini, yang sangat relevan untuk keseluruhan industri tenaga nuklear, mempunyai tempoh inkubasi yang panjang kerana kekurangan asas dokumen organisasi dan kawal selia dan isu sokongan kewangan yang tidak dapat diselesaikan.

Tempoh lebih 50 tahun operasi RFN Beloyarsk mempunyai tiga peringkat yang agak berbeza, setiap satunya mempunyai bidang aktiviti sendiri, kesukaran khusus dalam pelaksanaannya, kejayaan dan kekecewaan.

Peringkat pertama (dari 1964 hingga pertengahan 70-an) sepenuhnya dikaitkan dengan pelancaran, pembangunan dan pencapaian tahap reka bentuk kuasa unit kuasa peringkat pertama, banyak kerja pembinaan semula dan menyelesaikan masalah yang berkaitan dengan reka bentuk unit yang tidak sempurna, rejim teknologi dan memastikan operasi mampan saluran bahan api. Semua ini memerlukan usaha fizikal dan intelek yang besar daripada kakitangan stesen, yang, malangnya, tidak dinobatkan dengan keyakinan terhadap ketepatan dan prospek memilih reaktor uranium-grafit dengan wap panas lampau nuklear untuk pembangunan tenaga nuklear selanjutnya. Walau bagaimanapun, bahagian paling penting dalam pengalaman operasi terkumpul peringkat 1 telah diambil kira oleh pereka bentuk dan pembina apabila mencipta reaktor uranium-grafit generasi akan datang.

Permulaan tahun 70-an dikaitkan dengan pilihan arah baru untuk pembangunan selanjutnya tenaga nuklear negara - loji reaktor neutron pantas dengan prospek seterusnya membina beberapa unit kuasa dengan reaktor pembiak menggunakan bahan api campuran uranium-plutonium. Apabila menentukan lokasi untuk pembinaan unit perindustrian perintis pertama menggunakan neutron pantas, pilihan jatuh pada RFN Beloyarsk. Pilihan ini dipengaruhi dengan ketara oleh pengiktirafan keupayaan pasukan pembinaan, pemasang dan kakitangan loji untuk membina unit kuasa unik ini dengan betul dan seterusnya memastikan operasinya yang boleh dipercayai.

Keputusan ini menandakan peringkat kedua dalam pembangunan RFN Beloyarsk, yang sebahagian besarnya telah disiapkan dengan keputusan Suruhanjaya Negeri untuk menerima pembinaan siap unit kuasa dengan reaktor BN-600 dengan penarafan "cemerlang", jarang digunakan dalam amalan.

Memastikan kualiti kerja pada peringkat ini telah diamanahkan kepada pakar terbaik daripada kedua-dua kontraktor pembinaan dan pemasangan serta kakitangan operasi stesen. Kakitangan loji memperoleh pengalaman yang luas dalam menyediakan dan menguasai peralatan loji tenaga nuklear, yang digunakan secara aktif dan berkesan semasa kerja pentauliahan di loji kuasa nuklear Chernobyl dan Kursk. Sebutan khusus harus dibuat tentang RFN Bilibino, di mana, sebagai tambahan kepada kerja pentauliahan, analisis mendalam projek telah dijalankan, berdasarkan beberapa penambahbaikan yang ketara telah dibuat.

Dengan pentauliahan blok ketiga, peringkat ketiga kewujudan stesen bermula, yang telah berlangsung selama lebih daripada 35 tahun. Matlamat peringkat ini adalah untuk mencapai parameter reka bentuk unit, mengesahkan dalam amalan daya maju penyelesaian reka bentuk dan memperoleh pengalaman operasi untuk pertimbangan seterusnya dalam reka bentuk unit bersiri dengan reaktor pembiak baka. Semua matlamat ini kini telah berjaya dicapai.

Konsep keselamatan yang ditetapkan dalam reka bentuk unit secara amnya disahkan. Oleh kerana takat didih natrium hampir 300 o C lebih tinggi daripada suhu operasinya, reaktor BN-600 beroperasi hampir tanpa tekanan dalam bekas reaktor, yang boleh diperbuat daripada keluli yang sangat plastik. Ini hampir menghapuskan kemungkinan keretakan yang berkembang pesat. Dan skema tiga litar pemindahan haba dari teras reaktor dengan peningkatan tekanan dalam setiap litar berikutnya sepenuhnya menghapuskan kemungkinan natrium radioaktif dari litar pertama masuk ke litar kedua (bukan radioaktif), dan lebih-lebih lagi ke dalam litar. litar ketiga air wap.

Pengesahan tahap keselamatan dan kebolehpercayaan yang tinggi yang dicapai BN-600 adalah analisis keselamatan yang dilakukan selepas kemalangan di loji kuasa nuklear Chernobyl, yang tidak mendedahkan keperluan untuk sebarang penambahbaikan teknikal segera. Statistik mengenai pengaktifan perlindungan kecemasan, penutupan kecemasan, pengurangan kuasa operasi yang tidak dirancang dan kegagalan lain menunjukkan bahawa reaktor BN-6OO sekurang-kurangnya antara 25% daripada unit nuklear terbaik di dunia.

Menurut keputusan pertandingan tahunan, Beloyarsk NPP pada tahun 1994, 1995, 1997 dan 2001. telah dianugerahkan gelaran "RFN Terbaik di Rusia".

Unit kuasa No. 4 dengan reaktor neutron pantas BN-800 berada di peringkat pra-permulaan. Unit kuasa ke-4 baharu dengan reaktor BN-800 dengan kapasiti 880 MW telah dibawa ke tahap kuasa terkawal minimum pada 27 Jun 2014. Unit kuasa direka untuk mengembangkan asas bahan api tenaga nuklear dengan ketara dan meminimumkan sisa radioaktif melalui organisasi kitaran bahan api nuklear tertutup.

Kemungkinan pengembangan selanjutnya RFN Beloyarsk dengan unit kuasa No. 5 dengan reaktor pantas dengan kapasiti 1200 MW sedang dipertimbangkan - unit kuasa komersial utama untuk pembinaan bersiri.