W poprzednich artykułach dowiedzieliśmy się, że ani energia słoneczna nie będzie w stanie zaspokoić potrzeb ludzkości (ze względu na szybką awarię akumulatorów i ich koszt), ani termojądrową (bo nawet po osiągnięciu dodatniej produkcji energii w reaktorach eksperymentalnych, fantastyczna ilość pozostaje problemami na drodze do komercyjnego wykorzystania). Co pozostaje?

Od ponad stu lat, pomimo całego postępu ludzkości, większość energii elektrycznej pozyskiwana jest z banalnego spalania węgla (który nadal stanowi źródło energii dla 40,7% światowych mocy wytwórczych), gazu (21,2%), produkty naftowe (5,5%) i energetyka wodna (kolejne 16,2%, w sumie to wszystko stanowi 83,5%).

Pozostaje energia jądrowa z konwencjonalnymi reaktorami na neutrony termiczne (wymagającymi rzadkiego i drogiego U-235) oraz reaktorami z szybkie neutrony(który może przetwarzać naturalny U-238 i tor w „zamkniętym cyklu paliwowym”).

Na czym polega ten mityczny „zamknięty cykl paliwowy”, czym różnią się reaktory na neutrony szybkie od termicznych, jakie istnieją konstrukcje, kiedy można się z tego wszystkiego spodziewać szczęścia i oczywiście – kwestia bezpieczeństwa – pod cięciem.

O neutronach i uranie

W szkole powiedziano nam wszystkim, że U-235, gdy uderza w niego neutron, dzieli się i uwalnia energię, po czym uwalniane są kolejne 2-3 neutrony. W rzeczywistości wszystko jest oczywiście nieco bardziej skomplikowane, a proces ten silnie zależy od energii tego początkowego neutronu. Przyjrzyjmy się wykresom przekroju (=prawdopodobieństwa) reakcji wychwytu neutronów (U-238 + n -> U-239 i U-235 + n -> U-236) oraz reakcji rozszczepienia dla U-235 i U-238 w zależności od energii (=prędkości) neutronów:

Jak widać prawdopodobieństwo wychwycenia neutronu podczas rozszczepienia dla U-235 rośnie wraz ze spadkiem energii neutronów, ponieważ w konwencjonalnych reaktorach jądrowych neutrony są „spowalniane” w graficie/wodzie do tego stopnia, że ​​ich prędkość staje się rzędu prędkość drgań termicznych atomów w sieci krystalicznej (stąd nazwa - neutrony termiczne). Natomiast prawdopodobieństwo rozszczepienia U-238 przez neutrony termiczne jest 10 milionów razy mniejsze niż U-235, dlatego aby wychwycić U-235, konieczne jest przetworzenie ton naturalnego uranu.

Ktoś patrzący na dolny wykres mógłby powiedzieć: Och, świetny pomysł! No i usmażmy tani U-238 z neutronami 10 MeV - powinno dojść do reakcji łańcuchowej, bo tam wykres przekroju poprzecznego dla rozszczepienia idzie w górę! Jest jednak problem – uwolnione w wyniku reakcji neutrony mają energię zaledwie 2 MeV lub mniejszą (średnio ~1,25), a to nie wystarczy, aby wywołać samopodtrzymującą reakcję na szybkich neutronach w U-238 (albo potrzeba więcej energii, albo z każdego podziału wyleciało więcej neutronów). Ech, ludzkość ma pecha w tym wszechświecie...

Gdyby jednak samopodtrzymująca reakcja na szybkie neutrony w U-238 była tak prosta, istniałyby naturalne reaktory jądrowe, jak to miało miejsce w przypadku U-235 w Oklu, a zatem U-238 nie występowałby w przyrodzie w w postaci dużych złóż.

Wreszcie, jeśli porzucimy „samopodtrzymujący się” charakter reakcji, nadal możliwy jest bezpośredni podział U-238 w celu wytworzenia energii. Wykorzystuje się to np. w bombach termojądrowych – neutrony o energii 14,1 MeV powstałe w reakcji D+T dzielą U-238 w powłoce bomby – dzięki czemu moc eksplozji można zwiększyć niemal bezpłatnie. W kontrolowanych warunkach istnieje teoretyczna możliwość łączenia reaktor fuzyjny oraz płaszcz (skorupa) U-238 - w celu zwiększenia energii syntezy termojądrowej ~10-50 razy w wyniku reakcji rozszczepienia.

Ale jak oddzielić U-238 i tor w reakcji samopodtrzymującej?

Zamknięty cykl paliwowy

Pomysł jest następujący: spójrzmy nie na przekrój rozszczepienia, ale na przekrój wychwytu: Przy odpowiedniej energii neutronów (nie za małej i nie za dużej) U-238 może wychwycić neutron i po 2 rozpadach może stać się plutonem-239:

Z wypalonego paliwa jądrowego pluton można wyodrębnić chemicznie, uzyskując paliwo MOX (mieszaninę tlenków plutonu i uranu), które można spalać zarówno w reaktorach prędkich, jak i konwencjonalnych. Proces chemicznego przerobu wypalonego paliwa jądrowego może być bardzo trudny ze względu na jego dużą radioaktywność, a nie został jeszcze całkowicie rozwiązany i praktycznie nie opracowany (ale prace trwają).

Dla toru naturalnego - podobny proces, tor wychwytuje neutron i po spontanicznym rozszczepieniu staje się uranem-233, który dzieli się w przybliżeniu w taki sam sposób jak uran-235 i jest uwalniany chemicznie ze wypalonego paliwa:

Reakcje te oczywiście zachodzą również w konwencjonalnych reaktorach termicznych - ale dzięki moderatorowi (który znacznie zmniejsza ryzyko wychwytu neutronów) i prętom kontrolnym (które pochłaniają część neutronów) ilość generowanego plutonu jest mniejsza niż w przypadku uran-235, który się pali. Aby wygenerować więcej substancji rozszczepialnych niż uległo spaleniu, należy stracić jak najmniej neutronów na prętach sterujących (na przykład stosując pręty sterujące wykonane ze zwykłego uranu), konstrukcji, chłodziwie (więcej na ten temat poniżej) i całkowicie pozbądź się moderatora neutronów (grafit lub woda).

Ze względu na to, że przekrój poprzeczny rozszczepienia neutronów szybkich jest mniejszy niż termicznych, konieczne jest zwiększenie stężenia materiału rozszczepialnego (U-235, U-233, Pu-239) w rdzeniu reaktora z 2-4 do 20% i więcej. Produkcja nowego paliwa odbywa się w kasetach z torem/uranem naturalnym umieszczonych wokół tego rdzenia.

Szczęśliwie, jeśli rozszczepienie jest spowodowane przez neutron szybki, a nie termiczny, w wyniku reakcji powstaje ~1,5 razy więcej neutronów niż w przypadku rozszczepienia przez neutrony termiczne - co czyni reakcję bardziej realistyczną:

To właśnie wzrost liczby generowanych neutronów umożliwia wyprodukowanie większej ilości paliwa, niż było to pierwotnie dostępne. Oczywiście nowego paliwa nie bierze się z powietrza, ale produkuje się z „bezużytecznego” U-238 i toru.

O płynie chłodzącym

Jak dowiedzieliśmy się powyżej, w reaktorze prędkim nie można zastosować wody - niezwykle skutecznie spowalnia ona neutrony. Co może go zastąpić?

Gazy: Reaktor można chłodzić helem. Jednak ze względu na ich małą pojemność cieplną trudno jest w ten sposób chłodzić potężne reaktory.

Metale ciekłe: Sód, potas- szeroko stosowany w reaktorach prędkich na całym świecie. Zaletą jest niska temperatura topnienia i działanie pod ciśnieniem zbliżonym do atmosferycznego, ale metale te palą się bardzo dobrze i reagują z wodą. Jedyny działający reaktor energetyczny na świecie, BN-600, zasilany jest chłodziwem sodowym.

Ołów, bizmut- stosowany w budowanych obecnie w Rosji reaktorach BREST i SVBR. Z oczywistych wad - jeśli reaktor ostygnie poniżej temperatury zamarzania ołowiu/bizmutu - jego nagrzanie jest bardzo trudne i zajmuje dużo czasu (o tych nieoczywistych można przeczytać w linku na wiki). Ogólnie rzecz biorąc, wiele kwestii technologicznych pozostaje na drodze do wdrożenia.

Rtęć- był reaktor BR-2 z chłodziwem rtęciowym, ale jak się okazało, rtęć stosunkowo szybko rozpuszcza materiały konstrukcyjne reaktora - więc nie budowano już reaktorów rtęciowych.

Egzotyczny: Odrębna kategoria - reaktory na stopioną sól - LFTR - działają różne opcje fluorki materiałów rozszczepialnych (uran, tor, pluton). W latach 60-tych w USA w Oak Ridge National Laboratory zbudowano 2 reaktory „laboratoryjne” i od tego czasu nie wdrożono żadnych innych reaktorów, choć projektów jest wiele.

Działające reaktory i ciekawe projekty

Rosyjski BOR-60- eksperymentalny reaktor na neutrony szybkie, działający od 1969 roku. W szczególności służy do badania elementów konstrukcyjnych nowych reaktorów na neutrony szybkie.

Rosyjski BN-600, BN-800: Jak wspomniano powyżej, BN-600 jest jedynym na świecie reaktorem energetycznym na neutrony prędkie. Działa od 1980 r., nadal wykorzystując uran-235.

W 2014 roku planowane jest wypuszczenie mocniejszego BN-800. Planowane jest już rozpoczęcie stosowania paliwa MOX (z plutonem) oraz rozpoczęcie prac nad zamkniętym obiegiem paliwowym (z przetwarzaniem i spalaniem wyprodukowanego plutonu). Wtedy być może pojawi się seryjny BN-1200, ale decyzja o jego budowie jeszcze nie została podjęta. Pod względem doświadczeń w budowie i przemysłowej eksploatacji reaktorów na prędkie neutrony Rosja posunęła się znacznie dalej niż ktokolwiek inny i nadal aktywnie się rozwija.

Istnieją również małe działające badawcze reaktory szybkie w Japonii (Jōyō), Indiach (FBTR) i Chinach (China Experimental Fast Reactor).

Japoński reaktor Monju- najbardziej pechowy reaktor na świecie. Został zbudowany w 1995 roku, w tym samym roku doszło do wycieku kilkuset kilogramów sodu, firma próbowała ukryć skalę zdarzenia (witaj Fukushima), reaktor został wyłączony na 15 lat. W maju 2010 roku reaktor został ostatecznie uruchomiony ze zmniejszoną mocą, jednak już w sierpniu podczas przesyłu paliwa do reaktora zrzucono 3,3-tonowy dźwig, który natychmiast zatonął w ciekłym sodzie. Dźwig udało się zdobyć dopiero w czerwcu 2011 roku. 29 maja 2013 roku zapadnie decyzja o definitywnym zamknięciu reaktora.

Reaktor z falą podróżną: Do znanych niezrealizowanych projektów należy „reaktor z falą podróżną” - reaktor z falą podróżną firmy TerraPower. Projekt ten był promowany przez Billa Gatesa – dlatego na Habré pisali o nim dwukrotnie: , . Pomysł był taki, aby „rdzeń” reaktora składał się ze wzbogaconego uranu, a wokół niego znajdowały się kasety U-238/tor, w których produkowane będzie przyszłe paliwo. Następnie robot przesunąłby te kasety bliżej środka – i reakcja byłaby kontynuowana. Ale w rzeczywistości bardzo trudno jest wykonać to wszystko bez obróbki chemicznej, a projekt nigdy nie wypalił.

O bezpieczeństwie energetyki jądrowej

Jak mogę powiedzieć, że ludzkość może polegać na energii jądrowej – i to po Fukushimie?

Faktem jest, że każda energia jest niebezpieczna. Przypomnijmy wypadek na tamie Banqiao w Chinach, która została zbudowana m.in. w celu wytwarzania prądu – zginęło wtedy 26 tys. osób. do 171 tys Człowiek. Wypadek na Sayano-Shushenskaya HPP- Zginęło 75 osób. W samych Chinach co roku podczas wydobycia węgla ginie 6000 górników, nie licząc zdrowotnych konsekwencji wdychania spalin z elektrowni cieplnych.

Liczba awarii w elektrowniach jądrowych nie zależy od liczby bloków energetycznych, ponieważ Każdy wypadek może mieć miejsce tylko raz w serii. Po każdym zdarzeniu przyczyny są analizowane i eliminowane we wszystkich jednostkach. Tak więc po awarii w Czarnobylu zmodyfikowano wszystkie jednostki, a po Fukushimie Japończykom całkowicie odebrano energię jądrową (choć i tu pojawiają się teorie spiskowe – w Stanach Zjednoczonych i ich sojusznikach oczekuje się niedoboru uranu -235 w ciągu najbliższych 5-10 lat).

Problem wypalonego paliwa jądrowego jest bezpośrednio rozwiązywany przez reaktory na prędkie neutrony, ponieważ Oprócz udoskonalania technologii przetwarzania odpadów, powstaje mniej odpadów: ciężkie (aktynowce), długożyciowe produkty reakcji są również „wypalane” przez szybkie neutrony.

Wniosek

Reaktory szybkie mają główną zaletę, której wszyscy oczekują od reaktorów termojądrowych – paliwo do nich wystarczy ludzkości na tysiące i dziesiątki tysięcy lat. Nie musisz nawet go wydobywać – został już wydobyty i leży

Akademik F. Mitenkov, dyrektor naukowy Federalnego Państwowego Przedsiębiorstwa Unitarnego „Biuro Projektów Eksperymentalnych Inżynierii Mechanicznej” im. I. I. Afrikantova (Niżny Nowogród).

Akademik Fiodor Michajłowicz Mitenkow otrzymał w 2004 r. Globalną Nagrodę Energetyczną za opracowanie podstaw fizycznych i technicznych oraz stworzenie reaktorów energetycznych na neutrony szybkie (patrz Science and Life nr 8, 2004). Badania przeprowadzone przez laureata i ich praktyczne wdrożenie w działających reaktorach BN-350, BN-600, BN-800 w budowie i projektowanym BN-1800 otwierają przed ludzkością nowe możliwości, obiecujący kierunek rozwój energetyki jądrowej.

Elektrownia jądrowa w Biełojarsku z reaktorem BN-600.

Akademik F. M. Mitenkov podczas ceremonii wręczenia nagrody Global Energy Prize w czerwcu 2004 r.

Nauka i życie // Ilustracje

Nauka i życie // Ilustracje

Schemat reaktor na neutrony szybkie BN-350.

Schemat ideowy reaktora szybkiej energii BN-600.

Hala centralna reaktora BN-600.

Reaktor na neutrony szybkie BN-800 ma moc elektryczną 880 MW i moc cieplną 1,47 GW. Jednocześnie jego konstrukcja zapewnia pełne bezpieczeństwo zarówno podczas normalnej pracy, jak i podczas każdego możliwego wypadku.

Nauka i życie // Ilustracje

Pobór energii - najważniejszy wskaźnik, od którego w dużej mierze zależy poziom rozwoju gospodarczego, bezpieczeństwa narodowego i dobrobytu ludności każdego kraju. Wzrost zużycia energii zawsze towarzyszył rozwojowi społeczeństwa ludzkiego, ale był szczególnie szybki w XX wieku: zużycie energii wzrosło prawie 15-krotnie, osiągając pod koniec bezwzględną wartość około 9,5 miliarda ton ekwiwalentu ropy naftowej (toe). Spalanie węgla, ropy i gazu ziemnego zapewnia około 80% światowego zużycia energii. W XXI wieku jego wzrost niewątpliwie będzie kontynuowany, zwłaszcza w krajach rozwijających się, dla których Rozwój gospodarczy i poprawa jakości życia ludności nieuchronnie wiążą się ze znacznym wzrostem ilości zużywanej energii, przede wszystkim jej najbardziej uniwersalnego rodzaju – energii elektrycznej. Przewiduje się, że do połowy XXI wieku światowe zużycie energii podwoi się, a zużycie energii elektrycznej potroi.

Ogólna tendencja wzrostu zużycia energii zwiększa uzależnienie większości krajów od importu ropy naftowej i gazu ziemnego, nasila konkurencję o dostęp do surowców energetycznych i stwarza zagrożenie dla bezpieczeństwa globalnego. Jednocześnie rosną obawy o środowiskowe skutki produkcji energii, przede wszystkim ze względu na niebezpieczeństwo niedopuszczalnego zanieczyszczenia powietrza emisjami produktów spalania paliw węglowodorowych.

Dlatego w nieodległej przyszłości ludzkość będzie zmuszona przejść na stosowanie alternatywnych, „bezemisyjnych” technologii wytwarzania energii, które będą w sposób niezawodny zaspokajać rosnące potrzeby energetyczne przez długi czas, bez niedopuszczalnych konsekwencji dla środowiska. Trzeba jednak przyznać, że znane obecnie źródła energii odnawialnej – wiatrowej, słonecznej, geotermalnej, pływowej itp. – ze względu na ich potencjalne możliwości nie mogą być wykorzystywane do produkcji energii na dużą skalę (por. „Nauka i Życie” nr 10, 2002 - Notatka wyd.). A bardzo obiecująca technologia kontrolowanej syntezy termojądrowej jest wciąż na etapie badań i tworzenia demonstracyjnego reaktora jądrowego (patrz „Science and Life” nr 8, 2001, nr 9, 2001 - Notatka wyd.).

Zdaniem wielu ekspertów, w tym autora niniejszego artykułu, prawdziwym wyborem energetycznym ludzkości w XXI wieku będzie powszechne wykorzystanie energii jądrowej opartej na reaktorach rozszczepialnych. Energia jądrowa może już teraz pokryć znaczną część wzrostu światowego zapotrzebowania na paliwa i energię. Dziś dostarcza około 6% światowego zużycia energii, głównie elektrycznej, gdzie jej udział wynosi około 18% (w Rosji - około 16%).

Aby szersze wykorzystanie energii jądrowej stało się głównym źródłem energii w obecnym stuleciu, konieczne jest spełnienie kilku warunków. Przede wszystkim energetyka jądrowa musi spełniać wymogi gwarantowanego bezpieczeństwa dla ludności i środowiska, a zasoby naturalne do produkcji paliwa jądrowego muszą zapewniać funkcjonowanie „dużej” energetyki jądrowej przez co najmniej kilka stuleci. Ponadto pod względem wskaźników technicznych i ekonomicznych energia jądrowa nie powinna ustępować najlepszym źródłom energii wykorzystującym paliwa węglowodorowe.

Zobaczmy, jak współczesna energetyka jądrowa spełnia te wymagania.

O gwarantowanym bezpieczeństwie energetyki jądrowej

Od samego początku kwestie bezpieczeństwa energii jądrowej były rozważane i dość skutecznie rozwiązywane w sposób systematyczny i naukowy. Jednakże w okresie jej powstawania zdarzały się sytuacje awaryjne związane z niedopuszczalnym uwolnieniem radioaktywności, w tym dwie awarie na dużą skalę: w elektrowni jądrowej Three Mile Island (USA) w 1979 r. oraz w Elektrownia jądrowa w Czarnobylu(ZSRR) w 1986 r. W tym zakresie globalna społeczność naukowców i specjalistów nuklearnych pod auspicjami Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (MAEA) opracowała zalecenia, których przestrzeganie praktycznie eliminuje niedopuszczalne oddziaływania na środowisko i ludność w przypadku fizycznie możliwych wypadków w elektrowniach jądrowych. Stanowią one w szczególności: jeżeli projekt nie wykaże w sposób wiarygodny, że wykluczone jest stopienie rdzenia reaktora, należy uwzględnić możliwość wystąpienia takiej awarii i wykazać, że bariery fizyczne przewidziane w projekcie reaktora gwarantują wykluczenie niedopuszczalnych konsekwencji dla środowiska. Uwzględniono zalecenia MAEA część integralna do krajowych norm bezpieczeństwa jądrowego w wielu krajach na całym świecie. Poniżej opisano niektóre rozwiązania inżynieryjne zapewniające bezpieczną pracę nowoczesnych reaktorów na przykładzie reaktorów BN-600 i BN-800.

Baza surowcowa do produkcji paliwa jądrowego

Specjaliści nuklearni wiedzą, że istniejąca technologia energetyki jądrowej, oparta na tzw. „termicznych” reaktorach jądrowych z wodnym lub grafitowym moderatorem neutronów, nie jest w stanie zapewnić rozwoju energetyki jądrowej na dużą skalę. Wynika to z niskiej efektywności wykorzystania uranu naturalnego w takich reaktorach: wykorzystuje się jedynie izotop U-235, którego zawartość w uranie naturalnym wynosi zaledwie 0,72%. Dlatego długoterminowa strategia rozwoju „dużej” energetyki jądrowej zakłada przejście na zaawansowaną technologię zamkniętego cyklu paliwowego, opartą na wykorzystaniu tzw. szybkiego reaktor nuklearny oraz powtórne przetwarzanie paliwa wyładowanego z reaktorów elektrowni jądrowych w celu późniejszego zawrócenia niespalonych i nowo powstałych izotopów rozszczepialnych do obiegu energetycznego.

W „szybkim” reaktorze większość rozszczepień paliwa jądrowego jest spowodowana szybkimi neutronami o energii większej niż 0,1 MeV (stąd nazwa „szybkiego” reaktora). Jednocześnie w reaktorze następuje rozszczepienie nie tylko bardzo rzadkiego izotopu U-235, ale także U-238, głównego składnika naturalnego uranu (~99,3%), którego prawdopodobieństwo rozszczepienia w widmie neutronów „reaktora termicznego” jest bardzo niska. Zasadnicze znaczenie ma to, aby w „szybkim” reaktorze przy każdym rozszczepieniu jądrowym wytworzona została większa liczba neutronów, które można wykorzystać do intensywnej przemiany U-238 w rozszczepialny izotop plutonu Pu-239. W rezultacie następuje ta transformacja reakcja nuklearna:

Fizyczne cechy neutronowe reaktora prędkiego są takie, że proces powstawania w nim plutonu może mieć charakter przedłużonej hodowli, gdy w reaktorze tworzy się więcej plutonu wtórnego, niż spala się ilość początkowo załadowana. Proces powstawania nadmiaru izotopów rozszczepialnych w reaktorze jądrowym nazywa się „hodowlą” (od rasy angielskiej - rozmnażać się). Termin ten kojarzony jest z przyjętą w skali międzynarodowej nazwą reaktorów szybkich na paliwo plutonowe – reaktorów powielających, czyli multiplikatorów.

Praktyczna realizacja procesu hodowli ma fundamentalne znaczenie dla przyszłości energetyki jądrowej. Faktem jest, że taki proces pozwala prawie całkowicie wykorzystać naturalny uran, a tym samym zwiększyć „uzysk” energii z każdej tony wydobytego uranu naturalnego prawie stukrotnie. Otwiera to drogę do praktycznie niewyczerpanych zasobów paliwowych energii jądrowej w długiej perspektywie historycznej. Dlatego ogólnie przyjmuje się, że korzystanie z hodowców jest warunek konieczny tworzenie i eksploatacja energii jądrowej na dużą skalę.

Po uświadomieniu sobie pod koniec lat 40. zasadniczej możliwości budowy reaktorów szybkiego powielania, na całym świecie rozpoczęły się intensywne badania nad ich charakterystyką neutronową i poszukiwanie odpowiednich rozwiązań inżynieryjnych. W naszym kraju inicjatorem badań i rozwoju nad reaktorami prędkimi był akademik Ukraińskiej Akademii Nauk Aleksander Iljicz Leypunski, który aż do swojej śmierci w 1972 r. opiekun naukowy Obniński Instytut Fizyki i Energii (PEI).

Trudności inżynieryjne związane z tworzeniem szybkich reaktorów wiążą się z wieloma nieodłącznymi cechami. Należą do nich: wysoka gęstość energetyczna paliwa; potrzeba zapewnienia jego intensywnego chłodzenia; wysokie temperatury robocze chłodziwa, elementów konstrukcyjnych i wyposażenia reaktora; uszkodzenia radiacyjne materiałów konstrukcyjnych spowodowane intensywnym naświetlaniem szybkimi neutronami. Aby rozwiązać te nowe problemy naukowo-techniczne i opracować technologię reaktorów prędkich, konieczne było rozwinięcie zakrojonej na szeroką skalę bazy badawczo-doświadczalnej z unikalnymi stanowiskami, a także utworzenie w latach 60.-80. XX w. szeregu obiektów doświadczalnych i demonstracyjnych reaktory energetyczne tego typu w Rosji, USA, Francji, Wielkiej Brytanii i Niemczech. Warto zauważyć, że we wszystkich krajach jako czynnik chłodzący – chłodziwo – reaktorów prędkich wybierano sód, mimo że aktywnie reaguje z wodą i parą. Zdecydowanymi zaletami sodu jako chłodziwa są jego wyjątkowo dobre właściwości termofizyczne (wysoka przewodność cieplna, duża pojemność cieplna, wysoka temperatura wrzenia), niskie zużycie energii na cyrkulację, zmniejszone działanie korozyjne na materiały konstrukcyjne reaktora oraz względna łatwość jego czyszczenie podczas pracy.

Pierwszy krajowy demonstracyjny reaktor energetyczny na neutrony szybkie BN-350 o mocy cieplnej 1000 MW został uruchomiony w 1973 roku na wschodnim wybrzeżu Morza Kaspijskiego (patrz „Nauka i życie” nr 11, 1976 - Notatka wyd.). Posiadał tradycyjny dla energii jądrowej schemat wymiany ciepła w pętli oraz kompleks turbin parowych do przetwarzania energii cieplnej. Część mocy cieplnej reaktora wykorzystano do produkcji energii elektrycznej, resztę wykorzystano do odsalania woda morska. Jeden z cechy charakterystyczne schematy tej i kolejnych instalacji reaktora z chłodziwem sodowym - obecność pośredniego obwodu wymiany ciepła pomiędzy reaktorem a obiegiem parowo-wodnym, podyktowana względami bezpieczeństwa.

Reaktor BN-350, pomimo złożoności schematu technologicznego, z powodzeniem działał w latach 1973–1988 (o pięć lat dłużej niż czas projektowania) w ramach Elektrowni Mangyshlak i zakładu odsalania wody morskiej w Szewczence (obecnie Aktau, Kazachstan) .

Duże rozgałęzienia obwodów sodowych w reaktorze BN-350 wzbudziły niepokój, ponieważ w przypadku awaryjnego rozprężenia może dojść do pożaru. Dlatego też, nie czekając na uruchomienie reaktora BN-350, ZSRR przystąpił do projektowania mocniejszego reaktora szybkiego BN-600 o konstrukcji integralnej, w którym nie było rurociągów sodowych o dużej średnicy, a prawie cały radioaktywny sód znajdował się w obwód pierwotny zatężono w naczyniu reaktora. Pozwoliło to niemal całkowicie wyeliminować ryzyko rozhermetyzowania pierwszego obwodu sodowego, zmniejszyć zagrożenie pożarowe instalacji oraz zwiększyć poziom bezpieczeństwa radiacyjnego i niezawodności reaktora.

Reaktor BN-600 działa niezawodnie od 1980 roku jako część trzeciego bloku energetycznego elektrowni jądrowej w Biełojarsku. Dziś jest to najpotężniejszy działający na świecie reaktor na neutrony prędkie, będący źródłem unikalnych doświadczeń eksploatacyjnych i podstawą do pełnoskalowych testów zaawansowanych materiałów konstrukcyjnych i paliwa.

Wszystkie kolejne projekty tego typu reaktorów w Rosji, a także większość komercyjnych projektów reaktorów prędkich rozwijanych za granicą, wykorzystują konstrukcję integralną.

Zapewnienie bezpieczeństwa reaktorów prędkich

Już podczas projektowania pierwszych reaktorów mocy na neutrony szybkie duże skupienie zwracali uwagę na kwestie bezpieczeństwa zarówno podczas normalnej eksploatacji, jak i w jej trakcie sytuacje awaryjne. Kierunki poszukiwań odpowiednich rozwiązań projektowych wyznaczyła konieczność wykluczenia niedopuszczalnych oddziaływań na środowisko i ludność poprzez wewnętrzną samoobronę reaktora oraz zastosowanie skutecznych systemów lokalizacji potencjalnych awarii, ograniczających ich skutki.

Samoobrona reaktora opiera się przede wszystkim na działaniu negatywu informacja zwrotna, stabilizujące proces rozszczepienia paliwa jądrowego wraz ze wzrostem temperatury i mocy reaktora, a także od właściwości materiałów zastosowanych w reaktorze. Aby zilustrować nieodłączne bezpieczeństwo reaktorów prędkich, wskażemy niektóre ich cechy związane z zastosowaniem w nich chłodziwa sodowego. Ciepło Temperatura wrzenia sodu (883oC w normalnych warunkach fizycznych) pozwala na utrzymanie w naczyniu reaktora ciśnienia zbliżonego do atmosferycznego. Upraszcza to konstrukcję reaktora i zwiększa jego niezawodność. Zbiornik reaktora nie jest poddawany podczas pracy dużym obciążeniom mechanicznym, zatem jego pęknięcie jest jeszcze mniej prawdopodobne niż w istniejących reaktorach wodnych ciśnieniowych, gdzie należy do klasy hipotetycznej. Ale nawet taki wypadek w reaktorze prędkim nie stwarza zagrożenia z punktu widzenia niezawodnego chłodzenia paliwa jądrowego, ponieważ naczynie jest otoczone szczelną obudową zabezpieczającą, a wielkość możliwego wycieku do niego sodu jest niewielka. Rozhermetyzowanie rurociągów za pomocą chłodziwa sodowego w szybkim reaktorze o integralnej konstrukcji również nie prowadzi do niebezpieczna sytuacja. Ponieważ pojemność cieplna sodu jest dość wysoka, nawet przy całkowitym zaprzestaniu odprowadzania ciepła do obiegu para-woda, temperatura chłodziwa w reaktorze będzie rosła z szybkością około 30 stopni na godzinę. Podczas normalnej pracy temperatura chłodziwa na wylocie reaktora wynosi 540oC. Znaczący margines temperatury przed wrzeniem sodu zapewnia rezerwę czasu wystarczającą do podjęcia działań ograniczających skutki tak mało prawdopodobnego wypadku.

W projekcie reaktora BN-800, w którym zastosowano podstawowe rozwiązania inżynieryjne BN-600, podjęto dodatkowe środki w celu zapewnienia utrzymania integralności reaktora i braku niedopuszczalnych skutków dla środowiska, nawet w przypadku hipotetycznego, niezwykle mało prawdopodobnego wypadku polegającego na stopieniu rdzenia reaktora.

Panel sterowania reaktora BN-600.

Wieloletnia eksploatacja reaktorów prędkich potwierdziła wystarczalność i skuteczność zastosowanych zabezpieczeń. W ciągu 25 lat eksploatacji reaktora BN-600 nie było żadnych wypadków z nadmiernymi emisjami promieniotwórczości, bez narażenia personelu, a zwłaszcza miejscowej ludności. Reaktory szybkie wykazały wysoką stabilność działania i są łatwe w sterowaniu. Opracowano technologię chłodziwa sodowego, która skutecznie neutralizuje jego zagrożenie pożarowe. Personel pewnie wykrywa wycieki i spalanie sodu oraz niezawodnie eliminuje ich skutki. W ostatnie lata Więcej i więcej szerokie zastosowanie w projektach reaktorów prędkich spotyka się systemy i urządzenia, które mogą doprowadzić reaktor do stanu bezpiecznego bez interwencji personelu lub zewnętrznego źródła energii.

Wskaźniki techniczne i ekonomiczne reaktorów prędkich

Cechy technologii sodowej, zwiększone środki bezpieczeństwa i konserwatywny wybór rozwiązań konstrukcyjnych pierwszych reaktorów - BN-350 i BN-600 - stały się przyczyną ich wyższego kosztu w porównaniu z reaktorami chłodzonymi wodą. Powstały jednak głównie w celu testowania wydajności, bezpieczeństwa i niezawodności reaktorów prędkich. Problem ten został rozwiązany dzięki ich udanej eksploatacji. Podczas tworzenia kolejnej instalacji reaktora - BN-800, przeznaczonej do masowe użycie w energetyce jądrowej większą uwagę poświęcono cechom technicznym i ekonomicznym, w wyniku czego pod względem konkretnych kosztów kapitałowych można było znacząco zbliżyć się do WWER-1000 - głównego typu krajowych reaktorów energetycznych na powolne neutrony.

Obecnie można uznać za ustalone, że reaktory szybkie z chłodziwem sodowym mają ogromny potencjał dalszego udoskonalenia technicznego i ekonomicznego. Do głównych kierunków poprawy ich charakterystyk ekonomicznych przy jednoczesnym zwiększeniu poziomu bezpieczeństwa należą: zwiększenie mocy jednostkowej reaktora i głównych podzespołów bloku energetycznego, udoskonalenie konstrukcji głównych urządzeń, przejście na parametry pary nadkrytycznej w celu zwiększenia efektywność termodynamiczną cyklu konwersji energii cieplnej, optymalizację systemu postępowania z paliwem świeżym i wypalonym, zwiększenie spalania paliwa jądrowego, utworzenie rdzenia o wysokiej współczynnik wewnętrzny współczynnik reprodukcji (CR) - do 1, zwiększający żywotność do 60 lat lub więcej.

Poprawa poszczególne gatunki jak wykazały badania projektowe przeprowadzone w OKBM, mogą mieć bardzo istotny wpływ na poprawę wskaźników techniczno-ekonomicznych zarówno reaktora, jak i bloku energetycznego jako całości. Przykładowo badania mające na celu ulepszenie układu tankowania obiecującego reaktora BN-1800 wykazały możliwość znacznego zmniejszenia zużycia metalu przez ten system. Wymiana modułowych wytwornic pary na obudowy o oryginalnej konstrukcji może znacznie obniżyć ich koszt, a także powierzchnię, objętość i zużycie materiału przedziału wytwornicy pary jednostki napędowej.

Wpływ mocy reaktora i udoskonalenia technologicznego urządzeń na zużycie metalu i poziom kosztów kapitałowych można zobaczyć w tabeli.

Udoskonalenie szybkich reaktorów będzie oczywiście wymagało pewnego wysiłku ze strony przedsiębiorstw przemysłowych, organizacje naukowe i projektowe. Zatem, aby zwiększyć spalanie paliwa jądrowego, konieczne jest opracowanie i opanowanie produkcji materiałów konstrukcyjnych rdzenia reaktora, które są bardziej odporne na promieniowanie neutronowe. Obecnie trwają prace w tym kierunku.

Szybkie reaktory można wykorzystać nie tylko do wytwarzania energii. Wysokoenergetyczne strumienie neutronów są w stanie skutecznie „spalić” najniebezpieczniejsze długożyciowe radionuklidy powstałe w wypalonym paliwie jądrowym. Ma to fundamentalne znaczenie dla rozwiązania problemu zagospodarowania odpadów promieniotwórczych pochodzących z energetyki jądrowej. Faktem jest, że okres półtrwania niektórych radionuklidów (aktynowców) znacznie przekracza potwierdzone naukowo okresy stabilności formacji geologicznych, które są uważane za miejsca ostatecznego składowania odpadów radioaktywnych. Dlatego stosując zamknięty obieg paliwowy ze spalaniem aktynowców i transmutacją długożyciowych produktów rozszczepienia w krótkotrwałe, można radykalnie rozwiązać problem unieszkodliwiania odpadów energii jądrowej i znacznie zmniejszyć ilość składowanych odpadów radioaktywnych.

Transfer energii jądrowej wraz z reaktorami „cieplnymi” do reaktorów szybkiego powielania, a także do zamkniętego obiegu paliwowego umożliwi stworzenie bezpiecznej technologii energetycznej, w pełni spełniającej wymogi zrównoważonego rozwoju społeczeństwa ludzkiego.

Wielu ekspertów uważa dziś, że reaktory na prędkie neutrony są przyszłością energii jądrowej. Jednym z pionierów rozwoju tej technologii jest Rosja, gdzie od 30 lat bezawaryjnie pracuje reaktor na prędkie neutrony BN-600 w elektrowni jądrowej w Biełojarsku, budowany jest tam reaktor BN-800 i powstaje planowany jest komercyjny reaktor BN-1200. Francja i Japonia mają doświadczenie w eksploatacji elektrowni jądrowych na prędkie neutrony i rozważane są plany budowy elektrowni jądrowych na prędkie neutrony w Indiach i Chinach. Powstaje pytanie: dlaczego nie ma praktycznych programów rozwoju energetyki prędkich neutronów w kraju o bardzo wysoko rozwiniętym przemyśle energetyki jądrowej – USA?

W rzeczywistości był taki projekt w USA. Mówimy o projekcie Clinch River Breeder Reactor (w języku angielskim - The Clinch River Breeder Reactor, w skrócie CRBRP). Celem tego projektu było zaprojektowanie i zbudowanie szybkiego reaktora sodowego, który miał być prototypem demonstracyjnym dla kolejnej klasy podobnych amerykańskich reaktorów o nazwie LMFBR (skrót od Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Jednocześnie reaktor Clinch River był pomyślany jako znaczący krok w kierunku rozwoju technologii szybkich reaktorów na ciekły metal do ich komercyjnego wykorzystania w elektroenergetyce. Lokalizacja reaktora Clinch River miał obejmować obszar o powierzchni 6 km 2, administracyjnie część miasta Oak Ridge w stanie Tennessee.

Reaktor miał mieć moc cieplną 1000 MW i moc elektryczną w przedziale 350-380 MW. Paliwem do niego miało być 198 sześciokątnych zespołów ułożonych w kształt cylindra z dwiema strefami wzbogacania paliwa. Wnętrze reaktora miało składać się ze 108 zespołów zawierających pluton wzbogacony do 18%. Miały być otoczone strefą zewnętrzną składającą się z 90 zespołów z plutonem wzbogaconym do 24%. Ta konfiguracja powinna zapewnić najlepsze warunki do uwalniania ciepła.

Projekt został po raz pierwszy zaprezentowany w 1970 roku. W 1971 roku prezydent USA Richard Nixon uznał tę technologię za jeden z najważniejszych priorytetów badań i rozwoju w kraju.

Co stało na przeszkodzie jego realizacji?

Jednym z powodów tej decyzji był ciągły wzrost kosztów projektu. W 1971 roku Komisja Energii Atomowej Stanów Zjednoczonych ustaliła, że ​​projekt będzie kosztował około 400 milionów dolarów. Sektor prywatny zobowiązał się sfinansować większość projektu, przeznaczając 257 milionów dolarów. Jednak w kolejnych latach koszt projektu skoczył do 700 mln. W 1981 r. wydano już miliard dolarów ze środków budżetowych, mimo że koszt projektu szacowano wówczas na 3–3,2 mld. dolarów, nie licząc kolejnego miliarda, który był niezbędny na budowę zakładu produkującego wytwarzane paliwo. W 1981 roku komisja Kongresu odkryła przypadki różnych nadużyć, co jeszcze bardziej zwiększyło koszty projektu.

Jeszcze przed decyzją o zamknięciu koszt projektu szacowano na 8 miliardów dolarów.

Innym powodem był wysoki koszt budowy i eksploatacji samego reaktora powielającego do produkcji energii elektrycznej. W 1981 roku oszacowano, że koszt budowy reaktora prędkiego będzie dwukrotnie większy niż koszt budowy standardowego reaktora lekkowodnego o tej samej mocy. Oszacowano również, że aby hodowca był ekonomicznie konkurencyjny w stosunku do konwencjonalnych reaktorów lekkowodnych, cena uranu musiałaby wynosić 165 dolarów za funt, podczas gdy w rzeczywistości cena wynosiła wówczas 25 dolarów za funt. Prywatne wytwórnie nie chciały inwestować w tak ryzykowną technologię.

Kolejnym poważnym powodem ograniczenia programu hodowlanego było zagrożenie możliwe naruszenie reżimu nieproliferacji, ponieważ w ramach tej technologii powstaje pluton, który można również wykorzystać do produkcji broni jądrowej. W związku z międzynarodowymi obawami związanymi z kwestiami rozprzestrzeniania broni jądrowej w kwietniu 1977 r. prezydent USA Jimmy Carter wezwał do bezterminowego opóźnienia budowy komercyjnych reaktorów prędkich.

Prezydent Carter był generalnie konsekwentnym przeciwnikiem projektu Clinch River. W listopadzie 1977 r., po zawetowaniu ustawy o dalszym finansowaniu, Carter powiedział, że będzie ona „zbyt droga” i „po ukończeniu stanie się przestarzała technicznie i ekonomicznie niewykonalna”. Ponadto stwierdził, że ogólnie rzecz biorąc, technologia reaktorów prędkich jest daremna. Zamiast przeznaczać środki na projekt demonstracyjny szybkich neutronów, Carter zaproponował zamiast tego „wydawanie pieniędzy na poprawę bezpieczeństwa istniejących technologii nuklearnych”.

Projekt Clinch River został wznowiony po objęciu urzędu przez Ronalda Reagana w 1981 r. Pomimo rosnącego sprzeciwu Kongresu uchylił zakaz wydany przez swojego poprzednika i budowę wznowiono. Jednak 26 października 1983 roku, pomimo pomyślnego postępu prac budowlanych, Senat USA większością (56 do 40) wezwał do zaprzestania dalszego finansowania budowy i teren porzucono.

Po raz kolejny przypomniano sobie o tym całkiem niedawno, kiedy w USA zaczęto rozwijać projekt reaktora małej mocy mPower. Jako miejsce jej budowy rozważa się teren planowanej budowy elektrowni jądrowej Clinch River.

Reaktor na neutrony szybkie.

W strukturze wielkoskalowej energetyki jądrowej ważna rola przeznaczone na reaktory na neutronach szybkich z zamkniętym cyklem paliwowym. Umożliwiają one niemal 100-krotne zwiększenie efektywności wykorzystania uranu naturalnego i tym samym usunięcie ograniczeń w rozwoju energetyki jądrowej z zewnątrz zasoby naturalne paliwo jądrowe.
Obecnie w 30 krajach świata działa około 440 reaktorów jądrowych, które dostarczają około 17% całej energii elektrycznej wytwarzanej na świecie. W krajach uprzemysłowionych udział energii elektrycznej „jądrowej” wynosi z reguły co najmniej 30% i stale rośnie. Jednak zdaniem naukowców szybko rozwijająca się energetyka jądrowa, oparta na nowoczesnych „cieplnych” reaktorach jądrowych wykorzystywanych w czynnych i budowanych elektrowniach jądrowych (w większości z reaktorami typu WWER i LWR), nieuchronnie już w obecnym stuleciu borykają się z niedoborem surowców uranowych, ponieważ rozszczepialnym elementem paliwa dla tych stacji jest rzadki izotop uran-235.
W reaktorze na prędkie neutrony (BN) w wyniku reakcji rozszczepienia jądrowego powstaje nadmierna ilość neutronów wtórnych, których absorpcja w większości uranu składającego się z uranu-238 prowadzi do intensywnego tworzenia się nowego jądrowego materiału rozszczepialnego plutonu-239 . Dzięki temu z każdego kilograma uranu-235 wraz z wytworzeniem energii można uzyskać ponad jeden kilogram plutonu-239, który zamiast rzadkiego uranu-235 można wykorzystać jako paliwo w dowolnych reaktorach elektrowni jądrowej. Ten proces fizyczny, zwane reprodukcją paliwa, umożliwi wykorzystanie całego uranu naturalnego, w tym jego głównej części - izotopu uranu-238 (99,3% całkowitej masy uranu kopalnego) w przemyśle energii jądrowej. Izotop ten we współczesnych elektrowniach jądrowych wykorzystujących neutrony cieplne praktycznie nie bierze udziału w produkcji energii. W rezultacie produkcja energii przy istniejących zasobach uranu i minimalnym wpływie na przyrodę mogłaby zostać zwiększona prawie 100-krotnie. W takim przypadku energia atomowa wystarczy ludzkości na kilka tysiącleci.
Zdaniem naukowców, wspólna praca reaktorów „cieplnych” i „szybkich” w proporcji około 80:20% zapewni energetyce jądrowej najwięcej efektywne wykorzystanie zasoby uranu. Przy tym stosunku szybkie reaktory będą wytwarzać wystarczającą ilość plutonu-239 do obsługi elektrowni jądrowych wyposażonych w reaktory termiczne.
Dodatkową zaletą technologii reaktorów prędkich z nadmiarem neutronów wtórnych jest możliwość „wypalenia” długowiecznych (o okresie rozpadu sięgającym tysięcy i setek tysięcy lat) produktów rozszczepienia promieniotwórczego, przekształcając je w krótkotrwałe, których okres półtrwania nie przekracza 200-300 lat. Takie przetworzone odpady promieniotwórcze można bezpiecznie zakopywać w specjalnych magazynach, nie zakłócając naturalnego bilansu radiacyjnego Ziemi.

Prace w dziedzinie reaktorów jądrowych na neutrony szybkie rozpoczęły się w 1960 roku wraz z projektem pierwszego pilotażowego przemysłowego reaktora energetycznego BN-350. Reaktor ten został uruchomiony w 1973 roku i działał z powodzeniem do 1998 roku.
W 1980 roku w EJ Biełojarsk w ramach bloku energetycznego nr 3 uruchomiono kolejny, mocniejszy reaktor energetyczny BN-600 (600 MW(e)), który niezawodnie pracuje do dziś, będąc największym działający reaktor tego typu na świecie. W kwietniu 2010 r. reaktor zakończył swój projektowany okres eksploatacji wynoszący 30 lat, charakteryzując się wysokimi wskaźnikami niezawodności i bezpieczeństwa. W długim okresie eksploatacji moc jednostki napędowej utrzymuje się na stabilnym poziomie wysoki poziom- około 80%. Nieplanowane straty poniżej 1,5%.
W ciągu 10 lat eksploatacji bloku energetycznego nie zdarzył się ani jeden przypadek awaryjnego wyłączenia reaktora.
Nie dochodzi do emisji do środowiska długożyciowych radionuklidów w postaci aerozoli gazowych. Uzysk gazów obojętnych radioaktywnych jest obecnie znikomy i wynosi ok<1% от допустимого по санитарным нормам.
Działanie reaktora w przekonujący sposób wykazało niezawodność środków projektowych mających na celu zapobieganie i ograniczanie wycieków sodu.
Pod względem niezawodności i bezpieczeństwa reaktor BN-600 okazał się konkurencyjny w stosunku do seryjnych reaktorów na neutronach termicznych (WWER).

Rysunek 1. Hala reaktora (centralna) BN-600

W 1983 roku na bazie BN-600 przedsiębiorstwo opracowało projekt ulepszonego reaktora BN-800 dla bloku energetycznego o mocy 880 MW(e). W 1984 r. Rozpoczęto prace nad budową dwóch reaktorów BN-800 w elektrowni jądrowej w Biełojarsku i nowych elektrowniach jądrowych na Uralu Południowym. Późniejsze opóźnienie w budowie tych reaktorów wykorzystano do udoskonalenia projektu w celu dalszej poprawy jego bezpieczeństwa oraz poprawy wskaźników techniczno-ekonomicznych. Prace nad budową BN-800 wznowiono w 2006 roku w EJ Biełojarsk (4. blok energetyczny) i powinny zakończyć się w 2013 roku.

Rysunek 2. Reaktor na neutrony szybkie BN-800 (przekrój pionowy)

Rysunek 3. Model reaktora BN-800

Budowany reaktor BN-800 ma następujące ważne zadania:

• Zapewnienie pracy na paliwie MOX.
• Eksperymentalna demonstracja kluczowych elementów zamkniętego cyklu paliwowego.
• Testowanie w rzeczywistych warunkach pracy nowych typów urządzeń i ulepszonych rozwiązań technicznych wprowadzonych w celu poprawy wydajności, niezawodności i bezpieczeństwa.
• Opracowanie innowacyjnych technologii przyszłych reaktorów na neutrony prędkie z chłodziwem ciekłym metalem:
• testowanie i certyfikacja zaawansowanych paliw i materiałów konstrukcyjnych;
• demonstracja technologii spalania drobnych aktynowców i transmutacji długożyciowych produktów rozszczepienia, które stanowią najniebezpieczniejszą część odpadów promieniotwórczych pochodzących z energii jądrowej.

JSC „Afrikantov OKBM” opracowuje projekt ulepszonego reaktora komercyjnego BN-1200 o mocy 1220 MW.

Rysunek 3. Reaktor BN-1200 (przekrój pionowy)

Planowany jest następujący program realizacji tego projektu:

• 2010...2016 - opracowanie projektu technicznego reaktora i wdrożenie programu badawczo-rozwojowego.
• 2020 - uruchomienie głównego bloku energetycznego na paliwo MOX i organizacja jego scentralizowanej produkcji.
• 2023…2030 - uruchomienie serii bloków energetycznych o łącznej mocy około 11 GW.

Oprócz rozwiązań potwierdzonych pozytywnymi doświadczeniami eksploatacyjnymi BN-600 i uwzględnionych w projekcie BN-800, w projekcie BN-1200 zastosowano nowe rozwiązania mające na celu dalszą poprawę wskaźników techniczno-ekonomicznych oraz zwiększenie bezpieczeństwa.
Według wskaźników technicznych i ekonomicznych:

• zwiększenie współczynnika wykorzystania mocy zainstalowanej z planowanej wartości 0,85 dla BN-800 do 0,9;
• stopniowy wzrost wypalenia paliwa MOX od poziomu osiągniętego w eksperymentalnych zestawach paliwowych wynoszącego 11,8% t.a. do poziomu 20% t.a. (średnie spalanie ~140 MW dzień/kg);
• zwiększenie współczynnika rozmnażania do ~1,2 na paliwie z tlenku uranu i plutonu i do ~1,45 na paliwie z mieszanym azotkiem;
• redukcja specyficznych wskaźników zużycia metali o ~1,7 razy w porównaniu do BN-800
• zwiększenie żywotności reaktora z 45 lat (BN-800) do 60 lat.

Dla bezpieczeństwa:

• prawdopodobieństwo poważnego uszkodzenia rdzenia powinno być o rząd wielkości mniejsze niż wymagania dokumentów regulacyjnych;
• strefa ochrony sanitarnej musi być zlokalizowana w granicach terenu elektrowni jądrowej w przypadku wszelkich awarii projektowych;
• granica strefy środków ochronnych musi pokrywać się z granicą terenu elektrowni jądrowej w przypadku poważnych awarii wykraczających poza projekt, których prawdopodobieństwo nie przekracza 10-7 na reaktor/rok.

Optymalne połączenie referencji i nowych rozwiązań oraz możliwość rozszerzonej reprodukcji paliwa pozwalają zakwalifikować ten projekt do technologii nuklearnej czwartej generacji.

JSC „Afrikantov OKBM” aktywnie uczestniczy we współpracy międzynarodowej w zakresie reaktorów prędkich. Była twórcą chińskiego projektu eksperymentalnego reaktora na neutrony szybkie CEFR i głównym wykonawcą produkcji głównego wyposażenia reaktora, brała udział w rozruchu fizycznym i energetycznym reaktora w 2011 roku oraz pomaga w rozwoju jego mocy. Obecnie przygotowywane jest porozumienie międzyrządowe na budowę w Chinach demonstracyjnego szybkiego reaktora chłodzonego sodem (CDFR) w oparciu o projekt BN-800 z udziałem OKBM i innych przedsiębiorstw Korporacji Państwowej Rosatom.

Po uruchomieniu i pomyślnej eksploatacji pierwszej na świecie elektrowni jądrowej w 1955 roku, z inicjatywy I. Kurczatowa, podjęto decyzję o budowie na Uralu przemysłowej elektrowni jądrowej z kanałowym reaktorem wodnym ciśnieniowym. Cechą tego typu reaktorów jest przegrzewanie pary do wysokich parametrów bezpośrednio w rdzeniu, co otworzyło możliwość stosowania seryjnych urządzeń turbinowych.

W 1958 roku w centrum Rosji, w jednym z najbardziej malowniczych zakątków przyrody Uralu, rozpoczęła się budowa elektrowni jądrowej w Biełojarsku. Dla instalatorów stacja ta rozpoczęła się w 1957 r., A ponieważ w tamtych czasach temat elektrowni jądrowych był zamknięty, w korespondencji i życiu nazywano ją Państwową Elektrownią Okręgową w Biełojarsku. Stację tę założyli pracownicy trustu Uralenergomontazh. Dzięki ich staraniom w 1959 roku utworzono bazę z warsztatem do produkcji rurociągów wodnych i parowych (1 obwód reaktora), we wsi Zarechny wybudowano trzy budynki mieszkalne i rozpoczęto budowę budynku głównego.

W 1959 r. na placu budowy pojawili się pracownicy trustu Tsentroenergomontazh, którzy otrzymali zadanie montażu reaktora. Pod koniec 1959 roku teren budowy elektrowni jądrowej przeniesiono z Dorohobuża w obwodzie smoleńskim, a pracami instalacyjnymi kierował W. Newski, przyszły dyrektor elektrowni jądrowej w Biełojarsku. Wszystkie prace związane z instalacją urządzeń termomechanicznych zostały całkowicie przekazane trustowi Tsentroenergomontazh.

Intensywny okres budowy elektrowni jądrowej w Biełojarsku rozpoczął się w 1960 roku. W tym czasie instalatorzy wraz z pracami budowlanymi musieli opanować nowe technologie w zakresie montażu rurociągów nierdzewnych, wykładzin specjalnych pomieszczeń i magazynów odpadów radioaktywnych, montażu konstrukcji reaktorów, murowania grafitowego, automatycznego spawania itp. Dowiadywaliśmy się na bieżąco od specjalistów, którzy brali już udział w budowie obiektów jądrowych. Po przejściu od technologii instalacji elektrowni cieplnych do instalacji urządzeń dla elektrowni jądrowych pracownicy Tsentroenergomontazh pomyślnie wykonali swoje zadania i 26 kwietnia 1964 r. uruchomiono pierwszy blok energetyczny elektrowni jądrowej w Belojarsku z AMB-100 reaktor dostarczył pierwszy prąd do systemu energetycznego w Swierdłowsku. To wydarzenie, wraz z uruchomieniem pierwszego bloku energetycznego elektrowni jądrowej Nowoworoneż, oznaczało narodziny dużego krajowego przemysłu energetyki jądrowej.

Reaktor AMB-100 stanowił dalsze udoskonalenie konstrukcji reaktora Pierwszej na świecie Elektrowni Jądrowej w Obnińsku. Był to reaktor kanałowy o wyższych charakterystykach cieplnych rdzenia. Uzyskanie pary o wysokich parametrach na skutek przegrzania jądrowego bezpośrednio w reaktorze było dużym krokiem naprzód w rozwoju energetyki jądrowej. reaktor pracował w jednym bloku z turbogeneratorem o mocy 100 MW.

Strukturalnie reaktor pierwszego bloku energetycznego elektrowni jądrowej w Biełojarsku okazał się interesujący, ponieważ został stworzony praktycznie bez ramy, tj. Reaktor nie miał ciężkiego, wielotonowego, trwałego korpusu, jak, powiedzmy, chłodzony wodą reaktor WWER chłodzony wodą o podobnej mocy, o korpusie o długości 11-12 m, średnicy 3-3,5 m, grubości ścian i dna 100-150 mm lub większej. Możliwość budowy elektrowni jądrowych z reaktorami kanałowymi okazała się bardzo kusząca, gdyż uwolniła ciężkie zakłady inżynieryjne od konieczności wytwarzania wyrobów stalowych o masie 200-500 ton, ale okazało się, że zastosowano przegrzanie jądrowe bezpośrednio w reaktorze wiązać się ze znanymi trudnościami w regulacji procesu, szczególnie w zakresie monitorowania jego przebiegu, z wymogiem precyzyjnej pracy wielu instrumentów, obecnością dużej liczby rur o różnych średnicach pod wysokim ciśnieniem itp.

Pierwszy blok elektrowni jądrowej w Biełojarsku osiągnął jednak pełną moc projektową ze względu na stosunkowo małą moc zainstalowaną bloku (100 MW), złożoność jego kanałów technologicznych, a co za tym idzie, wysoki koszt, koszt 1 kWh energii elektrycznej okazał się znacznie wyższy niż w przypadku stacji termalnych na Uralu.

Drugi blok elektrowni jądrowej w Biełojarsku z reaktorem AMB-200 został zbudowany szybciej, bez większego stresu w pracy, ponieważ ekipa budowlano-montażowa była już przygotowana. Instalacja reaktora została znacznie ulepszona. Posiadała jednoobwodowy obieg chłodzenia, co uprościło projekt technologiczny całej elektrowni jądrowej. Podobnie jak w pierwszym bloku energetycznym, główną cechą reaktora AMB-200 jest dostarczanie pary wysokoparametrowej bezpośrednio do turbiny. 31 grudnia 1967 roku przyłączono do sieci blok energetyczny nr 2, co zakończyło budowę I ​​etapu stacji.

Znaczna część historii funkcjonowania I etapu BEJ była wypełniona romantyzmem i dramatyzmem, charakterystycznym dla wszystkiego, co nowe. Było to szczególnie prawdziwe w okresie zabudowy blokowej. Uważano, że nie powinno być z tym problemów – powstały prototypy reaktora AM „Pierwszy na Świecie” po reaktory przemysłowe do produkcji plutonu, na których bazowały podstawowe koncepcje, technologie, rozwiązania konstrukcyjne, wiele rodzajów urządzeń i systemów oraz przetestowano nawet znaczną część reżimów technologicznych. Okazało się jednak, że różnica pomiędzy przemysłową elektrownią jądrową a jej poprzedniczkami jest na tyle duża i wyjątkowa, że ​​pojawiły się nowe, nieznane wcześniej problemy.

Największym i najbardziej oczywistym z nich była niezadowalająca niezawodność kanałów odparowania i przegrzania. Po krótkim okresie ich eksploatacji nastąpiło rozprężenie gazów w elementach paliwowych lub wycieki chłodziwa z niedopuszczalnymi konsekwencjami dla grafitowego muru reaktorów, technologicznych sposobów eksploatacji i napraw, narażenia na promieniowanie personelu i środowiska. Według ówczesnych kanonów naukowych i standardów obliczeniowych coś takiego nie powinno było mieć miejsca. Dogłębne badania tego nowego zjawiska zmusiły nas do ponownego rozważenia ustalonych poglądów na temat podstawowych praw wrzenia wody w rurach, ponieważ nawet przy niskiej gęstości strumienia ciepła powstał nieznany wcześniej rodzaj kryzysu wymiany ciepła, który odkrył w 1979 r. VE Doroszczuka (VTI), a następnie nazwano go „kryzysem wymiany ciepła drugiego rodzaju”.

W 1968 roku podjęto decyzję o budowie trzeciego bloku energetycznego z reaktorem na prędkich neutronach w elektrowni jądrowej w Biełojarsku - BN-600. Nadzór naukowy nad powstaniem BN-600 sprawował Instytut Fizyki i Energetyki, projekt instalacji reaktora wykonało Biuro Projektowe Inżynierii Doświadczalnej Inżynierii Mechanicznej, a projekt ogólny bloku wykonało Biuro Projektowe Inżynierii Doświadczalnej leningradzki oddział Atomelectroproekt. Blok został zbudowany przez generalnego wykonawcę - trust Uralenergostroy.

Przy jego projektowaniu wzięto pod uwagę doświadczenia eksploatacyjne reaktorów BN-350 w Szewczence i reaktora BOR-60. W przypadku BN-600 przyjęto bardziej ekonomiczny i udany konstrukcyjnie integralny układ obwodu pierwotnego, zgodnie z którym rdzeń reaktora, pompy i pośrednie wymienniki ciepła znajdują się w jednej obudowie. Zbiornik reaktora o średnicy 12,8 m i wysokości 12,5 m osadzono na wspornikach rolkowych przymocowanych do podstawy szybu reaktora. Masa zmontowanego reaktora wyniosła 3900 ton, a łączna ilość sodu w instalacji przekroczyła 1900 ton. Zabezpieczenie biologiczne wykonano ze stalowych sit cylindrycznych, półfabrykatów stalowych i rur z wypełniaczem grafitowym.

Wymagania jakościowe dotyczące prac instalacyjnych i spawalniczych dla BN-600 okazały się o rząd wielkości wyższe niż te osiągnięte wcześniej, a zespół instalacyjny musiał pilnie przeszkolić personel i opanować nowe technologie. I tak w 1972 r., podczas montażu zbiornika reaktora ze stali austenitycznych, po raz pierwszy zastosowano betatron do kontroli przenoszenia dużych spoin.

Ponadto podczas montażu urządzeń wewnętrznych reaktora BN-600 nałożono specjalne wymagania dotyczące czystości oraz rejestrowano wszystkie części wnoszone i wyjmowane z przestrzeni wewnątrz reaktora. Było to spowodowane niemożnością dalszego płukania reaktora i rurociągów chłodziwem sodowym.

Istotną rolę w rozwoju technologii instalacji reaktorów odegrał Nikołaj Muravyov, któremu udało się zaprosić go do pracy w Niżnym Nowogrodzie, gdzie wcześniej pracował w biurze projektowym. Był jednym z twórców projektu reaktora BN-600 i był już na emeryturze.

Zespół instalacyjny pomyślnie wykonał przydzielone zadania polegające na instalacji modułu neutronów szybkich. Napełnienie reaktora sodem wykazało, że czystość obwodu została utrzymana nawet na wyższym poziomie niż wymagana, gdyż temperatura krzepnięcia sodu, która w ciekłym metalu zależy od obecności obcych zanieczyszczeń i tlenków, okazała się niższa od uzyskiwanej podczas instalacja reaktorów BN-350, BOR-60 w ZSRR i elektrowni jądrowych „Phoenix” we Francji.

Sukces zespołów instalacyjnych przy budowie elektrowni jądrowej w Biełojarsku w dużej mierze zależał od menedżerów. Najpierw był Paweł Riabukha, potem przyszedł młody, energiczny Władimir Newski, a następnie zastąpił go Wazgen Kazarow. W. Newski wiele zrobił dla utworzenia zespołu instalatorów. W 1963 roku został mianowany dyrektorem elektrowni jądrowej w Biełojarsku, a później stanął na czele Glavatomenergo, gdzie ciężko pracował nad rozwojem energetyki jądrowej w kraju.

Ostatecznie 8 kwietnia 1980 roku nastąpił rozruch mocy bloku energetycznego nr 3 EJ w Biełojarsku z reaktorem na neutronach szybkich BN-600. Niektóre cechy konstrukcyjne BN-600:

• moc elektryczna – 600 MW;
• moc cieplna – 1470 MW;
• temperatura pary – 505 o C;
• ciśnienie pary – 13,7 MPa;
• sprawność termodynamiczna brutto – 40,59%.

Szczególną uwagę należy zwrócić na doświadczenie w stosowaniu sodu jako chłodziwa. Ma dobre właściwości termofizyczne i zadowalające właściwości fizyczne jądrowe i jest dobrze kompatybilny ze stalami nierdzewnymi, uranem i dwutlenkiem plutonu. Wreszcie nie jest rzadki i stosunkowo niedrogi. Jest jednak bardzo aktywny chemicznie, dlatego jego zastosowanie wymagało rozwiązania co najmniej dwóch poważnych problemów: zminimalizowania prawdopodobieństwa wycieku sodu z obwodów cyrkulacyjnych i nieszczelności międzyobwodowych w wytwornicach pary oraz zapewnienia skutecznej lokalizacji i zakończenia spalania sodu w przypadku wycieku.

Pierwsze zadanie zostało na ogół dość pomyślnie rozwiązane na etapie opracowywania projektów sprzętu i rurociągów. Integralny układ reaktora okazał się bardzo udany, w którym wszystkie główne urządzenia i rurociągi I obwodu z radioaktywnym sodem zostały „ukryte” w zbiorniku reaktora, dlatego jego wyciek w zasadzie był możliwy tylko z kilka systemów pomocniczych.

I choć BN-600 jest dziś największym blokiem energetycznym z reaktorem na prędkich neutronach na świecie, to elektrownia jądrowa w Biełojarsku nie należy do elektrowni jądrowych o dużej mocy zainstalowanej. O jego różnicach i zaletach decyduje nowość i niepowtarzalność produkcji, jej cele, technologia i wyposażenie. Wszystkie instalacje reaktorowe BelNPP przeznaczone były do ​​pilotażowego przemysłowego potwierdzenia lub odrzucenia pomysłów i rozwiązań technicznych zaproponowanych przez projektantów i konstruktorów, badań reżimów technologicznych, materiałów konstrukcyjnych, elementów paliwowych, systemów sterowania i zabezpieczeń.

Wszystkie trzy jednostki napędowe nie mają bezpośrednich odpowiedników ani w naszym kraju, ani za granicą. Uosabiali wiele pomysłów na przyszły rozwój energetyki jądrowej:

• zbudowano i uruchomiono bloki energetyczne z kanałowymi reaktorami wodno-grafitowymi na skalę przemysłową;
• zastosowano seryjne turbozespoły o wysokich parametrach i sprawności cieplnej cyklu mocy od 36 do 42%, jakich nie ma żadna elektrownia jądrowa na świecie;
• zastosowano zespoły paliwowe, których konstrukcja wyklucza możliwość przedostania się fragmentacji do płynu chłodzącego nawet w przypadku zniszczenia prętów paliwowych;
• w obwodzie pierwotnym reaktora drugiej jednostki zastosowano stal węglową;
• technologia stosowania i obchodzenia się z płynnym chłodziwem metalicznym została w dużym stopniu opanowana;

Elektrownia jądrowa w Biełojarsku była pierwszą elektrownią jądrową w Rosji, która w praktyce stanęła przed koniecznością rozwiązania problemu likwidacji wyeksploatowanych reaktorów. Rozwój tego obszaru działalności, bardzo istotnego dla całej energetyki jądrowej, miał długi okres inkubacji ze względu na brak zaplecza dokumentacyjnego organizacyjno-regulacyjnego oraz nierozwiązaną kwestię wsparcia finansowego.

Ponad 50-letni okres funkcjonowania elektrowni jądrowej w Biełojarsku składa się z trzech dość odrębnych etapów, z których każdy miał swoje obszary działalności, specyficzne trudności w jej realizacji, sukcesy i rozczarowania.

Pierwszy etap (od 1964 r. do połowy lat 70.) w całości wiązał się z uruchomieniem, opracowaniem i osiągnięciem projektowego poziomu mocy bloków energetycznych I stopnia, dużą ilością prac rekonstrukcyjnych i rozwiązaniem problemów związanych z niedoskonałymi projektami bloków, reżimów technologicznych i zapewnienia zrównoważonej pracy kanałów paliwowych. Wszystko to wymagało od załogi stacji ogromnych wysiłków fizycznych i intelektualnych, które niestety nie zostały uwieńczone wiarą w słuszność i perspektywy wyboru reaktorów uranowo-grafitowych z nuklearną parą przegrzaną dla dalszego rozwoju energetyki jądrowej. Jednak najistotniejsza część zgromadzonego doświadczenia eksploatacyjnego I etapu została uwzględniona przez projektantów i konstruktorów przy tworzeniu reaktorów uranowo-grafitowych nowej generacji.

Początek lat 70-tych wiązał się z wyborem nowego kierunku dalszego rozwoju energetyki jądrowej w kraju – elektrowni reaktorów na prędkie neutrony z późniejszą perspektywą budowy kilku bloków energetycznych z reaktorami powielającymi na mieszane paliwo uranowo-plutonowe. Przy ustalaniu lokalizacji budowy pierwszego pilotażowego bloku przemysłowego wykorzystującego szybkie neutrony wybór padł na elektrownię jądrową w Biełojarsku. Na wybór ten istotny wpływ miało uznanie zdolności ekip budowlanych, instalatorów i personelu zakładu do prawidłowego zbudowania tego wyjątkowego bloku energetycznego, a następnie zapewnienia jego niezawodnej pracy.

Decyzja ta stanowiła drugi etap rozwoju elektrowni jądrowej w Biełojarsku, który w większości zakończył się decyzją Komisji Państwowej o przyjęciu zakończonej budowy bloku energetycznego z reaktorem BN-600 z oceną „doskonałą”, rzadko stosowane w praktyce.

Dbanie o jakość prac na tym etapie powierzono najlepszym specjalistom zarówno z branży budowlano-montażowej, jak i personelu obsługującego stację. Personel elektrowni zdobył bogate doświadczenie w ustawianiu i opanowaniu urządzeń elektrowni jądrowej, które zostało aktywnie i owocnie wykorzystane podczas prac rozruchowych w elektrowniach jądrowych w Czarnobylu i Kursku. Na szczególną uwagę zasługuje EJ Bilibino, gdzie oprócz prac rozruchowych przeprowadzono wnikliwą analizę projektu, na podstawie której wprowadzono szereg istotnych usprawnień.

Wraz z oddaniem do użytku trzeciego bloku rozpoczął się trzeci etap istnienia stacji, który trwa już ponad 35 lat. Celem tego etapu było osiągnięcie parametrów projektowych bloku, potwierdzenie w praktyce zasadności rozwiązań projektowych oraz zdobycie doświadczenia eksploatacyjnego do późniejszego uwzględnienia przy projektowaniu bloku seryjnego z reaktorem powielającym. Wszystkie te cele zostały obecnie pomyślnie osiągnięte.

Koncepcje bezpieczeństwa określone w projekcie jednostki zostały ogólnie potwierdzone. Ponieważ temperatura wrzenia sodu jest o prawie 300 o C wyższa od temperatury roboczej, reaktor BN-600 pracuje niemal bez ciśnienia w zbiorniku reaktora, który może być wykonany ze stali wysokoplastycznej. Eliminuje to praktycznie możliwość szybko rozwijających się pęknięć. A trójobwodowy schemat przenoszenia ciepła z rdzenia reaktora wraz ze wzrostem ciśnienia w każdym kolejnym obwodzie całkowicie eliminuje możliwość przedostania się radioaktywnego sodu z pierwszego obwodu do drugiego (nieradioaktywnego) obwodu, a tym bardziej do Trzeci obieg para-woda.

Potwierdzeniem osiągniętego wysokiego poziomu bezpieczeństwa i niezawodności BN-600 jest analiza bezpieczeństwa przeprowadzona po awarii w elektrowni jądrowej w Czarnobylu, która nie wykazała konieczności dokonywania pilnych usprawnień technicznych. Statystyki dotyczące zadziałania zabezpieczeń awaryjnych, wyłączeń awaryjnych, nieplanowanych obniżek mocy operacyjnej i innych awarii pokazują, że reaktor BN-6OO znajduje się co najmniej w gronie 25% najlepszych bloków jądrowych na świecie.

Według wyników corocznego konkursu elektrowni jądrowej Belojarsk w latach 1994, 1995, 1997 i 2001. otrzymała tytuł „Najlepszej elektrowni jądrowej w Rosji”.

Blok energetyczny nr 4 z reaktorem na neutrony szybkie BN-800 jest w fazie przedrozruchowej. Nowy IV blok energetyczny z reaktorem BN-800 o mocy 880 MW został doprowadzony do minimalnej mocy kontrolowanej w dniu 27 czerwca 2014 roku. Blok energetyczny ma za zadanie znacząco rozbudować bazę paliwową energetyki jądrowej oraz zminimalizować ilość odpadów promieniotwórczych poprzez organizację zamkniętego jądrowego obiegu paliwowego.

Rozważana jest możliwość dalszej rozbudowy EJ Biełojarsk o blok energetyczny nr 5 z reaktorem prędkim o mocy 1200 MW – główny komercyjny blok energetyczny do budowy seryjnej.