Sa mga nakaraang artikulo, nalaman namin na alinman sa solar energy ay hindi makakatugon sa mga pangangailangan ng sangkatauhan (dahil sa mabilis na pagkasira ng mga baterya at ang kanilang gastos), o ang thermonuclear energy (dahil kahit na matapos makamit ang isang positibong output ng enerhiya sa mga eksperimentong reaktor, isang hindi kapani-paniwalang halaga ay nananatiling mga problema sa paraan sa komersyal na paggamit). Ano ang natitira?

Sa loob ng higit sa isang daang taon, sa kabila ng lahat ng pag-unlad ng sangkatauhan, ang karamihan ng kuryente ay nakuha mula sa banal na pagkasunog ng karbon (na siyang pinagmumulan pa rin ng enerhiya para sa 40.7% ng kapasidad ng pagbuo ng mundo), gas (21.2%), mga produktong petrolyo (5.5%) at hydropower (isa pang 16.2%, sa kabuuan ang lahat ng ito ay 83.5% ng).

Ang natitira ay nuclear power, na may mga conventional thermal neutron reactors (nangangailangan ng bihira at mahal na U-235) at mga reactor na may mabilis na mga neutron(na maaaring magproseso ng natural na U-238 at thorium sa isang "closed fuel cycle").

Ano ang gawa-gawa na "closed fuel cycle", ano ang mga pagkakaiba sa pagitan ng mabilis at thermal neutron reactor, anong mga disenyo ang umiiral, kailan natin aasahan ang kaligayahan mula sa lahat ng ito at siyempre - ang isyu ng kaligtasan - sa ilalim ng hiwa.

Tungkol sa mga neutron at uranium

Sinabihan kaming lahat sa paaralan na ang U-235, kapag natamaan ito ng isang neutron, naghahati at naglalabas ng enerhiya, at isa pang 2-3 neutron ang ilalabas. Sa katotohanan, siyempre, ang lahat ay medyo mas kumplikado, at ang prosesong ito ay lubos na nakasalalay sa enerhiya ng paunang neutron na ito. Tingnan natin ang mga graph ng cross section (=probability) ng neutron capture reaction (U-238 + n -> U-239 at U-235 + n -> U-236), at ang fission reaction para sa U-235 at U-238 depende sa enerhiya (=bilis) ng mga neutron:

Tulad ng nakikita natin, ang posibilidad ng pagkuha ng isang neutron na may fission para sa U-235 ay tumataas sa pagbaba ng enerhiya ng neutron, dahil sa maginoo na mga nuclear reactor ang mga neutron ay "pinabagal" sa grapayt / tubig hanggang sa isang lawak na ang kanilang bilis ay naging katulad ng pagkakasunud-sunod ng ang bilis ng thermal vibration ng mga atom sa kristal na sala-sala (samakatuwid ang pangalan - thermal neutrons). At ang posibilidad ng fission ng U-238 ng mga thermal neutron ay 10 milyong beses na mas mababa kaysa sa U-235, kaya naman kailangang iproseso ang toneladang natural na uranium upang mapili ang U-235.

Maaaring sabihin ng isang taong tumitingin sa ibabang graph: Oh, magandang ideya! At iprito natin ang murang U-238 na may 10 MeV neutrons - dapat itong magresulta sa isang chain reaction, dahil doon tumaas ang graph ng cross section para sa fission! Ngunit may problema - ang mga neutron na inilabas bilang resulta ng reaksyon ay may enerhiya na 2 MeV lamang o mas kaunti (sa average ~1.25), at hindi ito sapat upang maglunsad ng isang self-sustaining na reaksyon sa mga mabilis na neutron sa U-238 (alinman sa mas maraming enerhiya ang kailangan, o higit pang mga neutron ang lumipad palabas sa bawat dibisyon). Eh, malas ang sangkatauhan sa uniberso na ito...

Gayunpaman, kung ang isang self-sustaining reaksyon sa mabilis na mga neutron sa U-238 ay napakasimple, magkakaroon ng mga natural na nuclear reactor, tulad ng nangyari sa U-235 sa Oklo, at naaayon sa U-238 ay hindi makikita sa kalikasan sa anyo ng malalaking deposito.

Sa wakas, kung abandunahin natin ang "self-sustaining" na katangian ng reaksyon, posible pa ring direktang hatiin ang U-238 upang makagawa ng enerhiya. Ginagamit ito, halimbawa, sa mga thermonuclear bomb - ang 14.1MeV neutrons mula sa reaksyon ng D+T ay naghahati sa U-238 sa shell ng bomba - at sa gayon ang lakas ng pagsabog ay maaaring tumaas nang halos walang bayad. Sa ilalim ng kinokontrol na mga kondisyon, may nananatiling teoretikal na posibilidad ng pagsasama-sama fusion reactor at isang kumot (shell) ng U-238 - upang taasan ang enerhiya ng thermonuclear fusion ng ~10-50 beses dahil sa fission reaction.

Ngunit paano mo ihihiwalay ang U-238 at thorium sa isang self-sustaining reaction?

Isinara ang ikot ng gasolina

Ang ideya ay ang mga sumusunod: tingnan natin hindi ang fission cross section, ngunit sa capture cross section: Sa isang angkop na neutron energy (hindi masyadong mababa, at hindi masyadong mataas), ang U-238 ay maaaring makuha ang isang neutron, at pagkatapos ng 2 decays maaari itong maging plutonium-239:

Mula sa ginastos na gasolina, ang plutonium ay maaaring ihiwalay sa kemikal upang makagawa ng MOX na gasolina (isang pinaghalong plutonium at uranium oxides) na maaaring masunog pareho sa mga mabilis na reactor at sa mga tradisyonal na thermal. Ang proseso ng kemikal na muling pagproseso ng ginastos na gasolina ay maaaring maging napakahirap dahil sa mataas na radioactivity nito, at hindi pa ganap na nalutas at halos hindi nagtagumpay (ngunit ang trabaho ay isinasagawa).

Para sa natural na thorium - isang katulad na proseso, kinukuha ng thorium ang isang neutron, at pagkatapos ng kusang fission, nagiging uranium-233, na nahahati sa humigit-kumulang sa parehong paraan tulad ng uranium-235 at inilabas mula sa ginastos na gasolina sa kemikal:

Ang mga reaksyong ito, siyempre, ay nangyayari din sa mga maginoo na thermal reactor - ngunit dahil sa moderator (na lubos na nagbabawas sa pagkakataon ng pagkuha ng neutron) at mga control rod (na sumisipsip ng ilan sa mga neutron), ang halaga ng plutonium na nabuo ay mas mababa kaysa sa uranium-235 na nasusunog. Upang makabuo ng mas maraming fissile substance kaysa sa nasusunog, kailangan mong mawalan ng kaunting neutron hangga't maaari sa control rods (halimbawa, gamit ang control rods na gawa sa ordinaryong uranium), ang istraktura, ang coolant (higit pa dito sa ibaba) at ganap na tanggalin ang neutron moderator (grapayt o tubig ).

Dahil sa ang katunayan na ang fission cross section para sa mabilis na mga neutron ay mas maliit kaysa sa mga thermal, kinakailangan upang madagdagan ang konsentrasyon ng fissile material (U-235, U-233, Pu-239) sa reactor core mula 2-4 hanggang 20% ​​at mas mataas. At ang paggawa ng bagong gasolina ay isinasagawa sa mga cassette na may thorium/natural uranium na matatagpuan sa paligid ng core na ito.

Tulad ng swerte, kung ang fission ay sanhi ng isang mabilis na neutron sa halip na isang thermal, ang reaksyon ay gumagawa ng ~1.5 beses na mas maraming neutron kaysa sa kaso ng fission ng mga thermal neutron - na ginagawang mas makatotohanan ang reaksyon:

Ito ang pagtaas sa bilang ng mga nabuong neutron na ginagawang posible na makagawa ng mas malaking halaga ng gasolina kaysa sa orihinal na magagamit. Siyempre, ang bagong gasolina ay hindi kinuha mula sa manipis na hangin, ngunit ginawa mula sa "walang silbi" na U-238 at thorium.

Tungkol sa coolant

Tulad ng nalaman namin sa itaas, ang tubig ay hindi maaaring gamitin sa isang mabilis na reaktor - ito ay lubos na nagpapabagal sa mga neutron. Ano ang maaaring palitan nito?

Mga gas: Maaari mong palamigin ang reaktor gamit ang helium. Ngunit dahil sa kanilang maliit na kapasidad ng init, mahirap palamigin ang makapangyarihang mga reaktor sa ganitong paraan.

Mga likidong metal: Sodium, potassium- malawakang ginagamit sa mga fast reactor sa buong mundo. Ang mga bentahe ay isang mababang punto ng pagkatunaw at gumagana sa malapit sa atmospheric pressure, ngunit ang mga metal na ito ay nasusunog nang napakahusay at tumutugon sa tubig. Ang tanging operating energy reactor sa mundo, ang BN-600, ay tumatakbo sa sodium coolant.

Lead, bismuth- ginagamit sa BREST at SVBR reactor na kasalukuyang binuo sa Russia. Sa mga halatang disadvantages - kung ang reactor ay lumamig sa ibaba ng nagyeyelong punto ng lead/bismuth - ang pag-init nito ay napakahirap at tumatagal ng mahabang panahon (maaari mong basahin ang tungkol sa mga hindi halata sa link sa wiki). Sa pangkalahatan, maraming mga teknolohikal na isyu ang nananatili sa paraan sa pagpapatupad.

Mercury- mayroong isang BR-2 reactor na may mercury coolant, ngunit sa nangyari, ang mercury ay medyo mabilis na natutunaw ang mga istrukturang materyales ng reaktor - kaya't wala nang mga mercury reactor ang itinayo.

Exotic: Ang isang hiwalay na kategorya - tinunaw na asin reactor - LFTR - gumana sa iba't ibang mga pagpipilian fluoride ng fissile na materyales (uranium, thorium, plutonium). 2 "laboratory" na reactor ang itinayo sa USA sa Oak Ridge National Laboratory noong 60s, at mula noon ay wala nang ibang reactor na ipinatupad, bagama't maraming proyekto.

Mga operating reactor at mga kagiliw-giliw na proyekto

Russian BOR-60- eksperimentong mabilis na neutron reactor, na tumatakbo mula noong 1969. Sa partikular, ginagamit ito upang subukan ang mga elemento ng istruktura ng mga bagong fast neutron reactor.

Russian BN-600, BN-800: Gaya ng nabanggit sa itaas, ang BN-600 ay ang tanging mabilis na neutron power reactor sa mundo. Ito ay tumatakbo mula noong 1980, gamit pa rin ang uranium-235.

Sa 2014, ito ay binalak na maglunsad ng isang mas malakas na BN-800. Nakaplano na na simulan ang paggamit ng MOX fuel (na may plutonium), at simulan ang pagbuo ng closed fuel cycle (na may pagproseso at pagsunog ng ginawang plutonium). Pagkatapos ay maaaring mayroong isang serial BN-1200, ngunit ang desisyon sa pagtatayo nito ay hindi pa nagagawa. Sa mga tuntunin ng karanasan sa pagtatayo at pang-industriya na operasyon ng mga mabilis na neutron reactor, ang Russia ay sumulong nang higit pa kaysa sinuman at patuloy na aktibong umuunlad.

Mayroon ding maliliit na operating research fast reactor sa Japan (Jōyō), India (FBTR) at China (China Experimental Fast Reactor).

Japanese Monju reactor- ang pinakamalas na reactor sa mundo. Ito ay itinayo noong 1995, at sa parehong taon ay nagkaroon ng pagtagas ng ilang daang kilo ng sodium, sinubukan ng kumpanya na itago ang sukat ng insidente (hello Fukushima), ang reaktor ay isinara sa loob ng 15 taon. Noong Mayo 2010, sa wakas ay sinimulan ang reaktor sa pinababang kapangyarihan, ngunit noong Agosto, sa panahon ng paglipat ng gasolina, isang 3.3-toneladang crane ang ibinagsak sa reaktor, na agad na lumubog sa likidong sodium. Posible lamang na makuha ang crane noong Hunyo 2011. Sa Mayo 29, 2013, isang desisyon ang gagawin upang isara ang reaktor magpakailanman.

Naglalakbay na wave reactor: Kabilang sa mga kilalang unrealized na proyekto ay ang "travelling wave reactor" - traveling wave reactor, mula sa kumpanyang TerraPower. Ang proyektong ito ay na-promote ni Bill Gates - kaya dalawang beses nilang isinulat ang tungkol dito sa Habré: , . Ang ideya ay ang "core" ng reactor ay binubuo ng enriched uranium, at sa paligid nito ay mga U-238/thorium cassette kung saan ang hinaharap na gasolina ay gagawin. Pagkatapos, ililipat ng robot ang mga cassette na ito palapit sa gitna - at magpapatuloy ang reaksyon. Ngunit sa katotohanan, napakahirap gawin ang lahat ng ito nang walang pagproseso ng kemikal, at ang proyekto ay hindi kailanman nagsimula.

Sa kaligtasan ng nuclear energy

Paano ko masasabi na ang sangkatauhan ay maaaring umasa sa nuclear energy - at ito pagkatapos ng Fukushima?

Ang katotohanan ay ang anumang enerhiya ay mapanganib. Alalahanin natin ang aksidente sa Banqiao dam sa China, na itinayo, bukod sa iba pang mga bagay, para sa layunin ng pagbuo ng kuryente - pagkatapos ay 26 na libong tao ang namatay. hanggang 171 thousand Tao. Aksidente sa Sayano-Shushenskaya HPP- 75 katao ang namatay. Sa China lamang, 6,000 minero ang namamatay bawat taon sa panahon ng pagmimina ng karbon, at hindi kasama dito ang mga kahihinatnan sa kalusugan ng paglanghap ng tambutso mula sa mga thermal power plant.

Ang bilang ng mga aksidente sa mga nuclear power plant ay hindi nakadepende sa bilang ng mga power unit, dahil Ang bawat aksidente ay maaari lamang mangyari nang isang beses sa isang serye. Pagkatapos ng bawat insidente, ang mga sanhi ay sinusuri at inaalis sa lahat ng mga yunit. Kaya, pagkatapos ng aksidente sa Chernobyl, ang lahat ng mga yunit ay binago, at pagkatapos ng Fukushima, ang enerhiyang nuklear ay ganap na inalis mula sa mga Hapones (gayunpaman, mayroon ding mga teorya ng pagsasabwatan dito - ang Estados Unidos at mga kaalyado nito ay inaasahang magkakaroon ng kakulangan ng uranium -235 sa susunod na 5-10 taon).

Ang problema sa ginastos na gasolina ay direktang nalutas ng mga mabilis na neutron reactor, dahil Bilang karagdagan sa pagpapabuti ng teknolohiya sa pagpoproseso ng basura, mas kaunting basura ang nabuo: mabibigat (actinides), ang mga produktong pangmatagalang reaksyon ay "nasusunog" din ng mabilis na mga neutron.

Konklusyon

Ang mga mabilis na reactor ay may pangunahing bentahe na inaasahan ng lahat mula sa mga thermonuclear reactor - ang gasolina para sa mga ito ay tatagal ng sangkatauhan sa libu-libo at sampu-sampung libong taon. Hindi mo na kailangan pang minahan - ito ay mina na at nagsisinungaling

Academician F. Mitenkov, siyentipikong direktor ng Federal State Unitary Enterprise na "Experimental Design Bureau of Mechanical Engineering" na pinangalanan. I. I. Afrikantova (Nizhny Novgorod).

Ang akademikong si Fyodor Mikhailovich Mitenkov ay iginawad sa Global Energy Prize noong 2004 para sa pagbuo ng pisikal at teknikal na mga batayan at ang paglikha ng mabilis na neutron power reactors (tingnan ang Science and Life No. 8, 2004). Ang pananaliksik na isinagawa ng nagwagi at ang kanilang praktikal na pagpapatupad sa mga operating reactor plant BN-350, BN-600, ang BN-800 na itinatayo at ang BN-1800 na idinisenyo, ay nagbukas ng mga bagong bagay para sa sangkatauhan, promising direksyon pag-unlad ng enerhiyang nuklear.

Beloyarsk NPP na may BN-600 reactor.

Academician F. M. Mitenkov sa seremonya ng paggawad ng Global Energy Prize noong Hunyo 2004.

Agham at buhay // Mga Ilustrasyon

Agham at buhay // Mga Ilustrasyon

Diagram ng eskematiko mabilis na neutron reactor BN-350.

Schematic diagram ng fast energy reactor BN-600.

Ang gitnang bulwagan ng BN-600 reactor.

Ang BN-800 fast neutron reactor ay may elektrikal na kapangyarihan na 880 MW at isang thermal power na 1.47 GW. Kasabay nito, tinitiyak ng disenyo nito ang kumpletong kaligtasan kapwa sa panahon ng normal na operasyon at sa anumang naiisip na aksidente.

Agham at buhay // Mga Ilustrasyon

Konsumo sa enerhiya - ang pinakamahalagang tagapagpahiwatig, na higit na tumutukoy sa antas ng pag-unlad ng ekonomiya, pambansang seguridad at kagalingan ng populasyon ng anumang bansa. Ang paglago ng pagkonsumo ng enerhiya ay palaging sinamahan ng pag-unlad ng lipunan ng tao, ngunit ito ay lalong mabilis noong ikadalawampu siglo: ang pagkonsumo ng enerhiya ay tumaas ng halos 15 beses, na umabot sa isang ganap na halaga na humigit-kumulang 9.5 bilyong tonelada ng katumbas ng langis (daliri ng paa) sa pagtatapos nito. Ang pagkasunog ng karbon, langis, at natural na gas ay nagbibigay ng humigit-kumulang 80% ng pandaigdigang pagkonsumo ng enerhiya. Sa ika-21 siglo, ang paglago nito ay walang alinlangan na magpapatuloy, lalo na sa mga umuunlad na bansa, kung saan pag-unlad ng ekonomiya at ang pagpapabuti ng kalidad ng buhay ng populasyon ay hindi maiiwasang nauugnay sa isang makabuluhang pagtaas sa dami ng enerhiya na natupok, lalo na ang pinaka-unibersal na uri nito - kuryente. Sa kalagitnaan ng ika-21 siglo, inaasahang doble ang pagkonsumo ng enerhiya sa buong mundo at triple ang pagkonsumo ng kuryente.

Ang pangkalahatang kalakaran ng paglago sa pagkonsumo ng enerhiya ay nagpapataas ng pagtitiwala ng karamihan sa mga bansa sa pag-import ng langis at natural na gas, nagpapatindi ng kumpetisyon para sa pag-access sa mga mapagkukunan ng enerhiya, at lumilikha ng banta sa pandaigdigang seguridad. Kasabay nito, ang pag-aalala tungkol sa mga kahihinatnan sa kapaligiran ng produksyon ng enerhiya ay lumalaki, pangunahin dahil sa panganib ng hindi katanggap-tanggap na polusyon sa hangin mula sa mga emisyon ng mga produktong pagkasunog ng hydrocarbon fuel.

Samakatuwid, sa malapit na hinaharap, ang sangkatauhan ay mapipilitang lumipat sa paggamit ng mga alternatibong "carbon-free" na mga teknolohiya sa paggawa ng enerhiya na mapagkakatiwalaang makakatugon sa lumalaking pangangailangan ng enerhiya sa mahabang panahon nang walang hindi katanggap-tanggap na mga kahihinatnan sa kapaligiran. Gayunpaman, kailangan nating aminin na ang kasalukuyang kilalang pinagmumulan ng nababagong enerhiya - hangin, solar, geothermal, tidal, atbp. - dahil sa kanilang mga potensyal na kakayahan ay hindi magagamit para sa malakihang produksyon ng enerhiya (tingnan ang "Science and Life" No. 10, 2002 - Tandaan ed.). At ang napaka-promising na teknolohiya ng kinokontrol na thermonuclear fusion ay nasa yugto pa rin ng pananaliksik at paglikha ng isang demonstration nuclear reactor (tingnan ang "Science and Life" No. 8, 2001, No. 9, 2001 - Tandaan ed.).

Ayon sa maraming eksperto, kabilang ang may-akda ng artikulong ito, ang tunay na pagpili ng enerhiya ng sangkatauhan sa ika-21 siglo ay ang malawakang paggamit ng enerhiyang nuklear batay sa mga reaktor ng fission. Ang enerhiyang nuklear ay maaari na ngayong tumanggap ng malaking bahagi ng pagtaas ng pandaigdigang pangangailangan para sa gasolina at enerhiya. Ngayon ay nagbibigay ito ng tungkol sa 6% ng pandaigdigang pagkonsumo ng enerhiya, pangunahin ang mga elektrikal, kung saan ang bahagi nito ay halos 18% (sa Russia - mga 16%).

Maraming mga kondisyon ang kinakailangan para sa mas malawak na paggamit ng enerhiyang nuklear upang maging pangunahing pinagkukunan ng enerhiya sa kasalukuyang siglo. Una sa lahat, ang enerhiyang nuklear ay kailangang matugunan ang mga kinakailangan ng garantisadong kaligtasan para sa populasyon at kapaligiran, at ang mga likas na yaman para sa produksyon ng nuclear fuel ay dapat tiyakin ang paggana ng "malaking" nuclear energy sa loob ng hindi bababa sa ilang siglo. At, bilang karagdagan, sa mga tuntunin ng teknikal at pang-ekonomiyang mga tagapagpahiwatig, ang enerhiyang nuklear ay hindi dapat mas mababa sa pinakamahusay na mapagkukunan ng enerhiya gamit ang mga hydrocarbon fuels.

Tingnan natin kung paano natutugunan ng modernong nuclear energy ang mga kinakailangang ito.

Sa garantisadong kaligtasan ng nuclear energy

Mula nang magsimula ito, ang mga isyu sa kaligtasan ng enerhiyang nuklear ay isinasaalang-alang at medyo epektibong nalutas nang sistematiko at sa isang siyentipikong batayan. Gayunpaman, sa panahon ng pagbuo nito, lumitaw ang mga emerhensiya na may hindi katanggap-tanggap na paglabas ng radyaktibidad, kabilang ang dalawang malalaking aksidente: sa Three Mile Island nuclear power plant (USA) noong 1979 at sa Chernobyl nuclear power plant(USSR) noong 1986. Sa pagsasaalang-alang na ito, ang pandaigdigang komunidad ng mga siyentipiko at nuclear specialist, sa ilalim ng tangkilik ng International Atomic Energy Agency (IAEA), ay bumuo ng mga rekomendasyon, pagsunod na halos nag-aalis ng mga hindi katanggap-tanggap na epekto sa kapaligiran at populasyon sa kaganapan ng anumang pisikal na posible. aksidente sa mga nuclear power plant. Ang mga ito, sa partikular, ay nagbibigay: kung ang disenyo ay hindi mapagkakatiwalaan na nagpapatunay na ang isang meltdown ng reactor core ay hindi kasama, ang posibilidad ng naturang aksidente ay dapat isaalang-alang at dapat itong mapatunayan na ang mga pisikal na hadlang na ibinigay para sa disenyo ng reaktor ay ginagarantiyahan na ibukod ang mga hindi katanggap-tanggap na kahihinatnan para sa kapaligiran. Kasama ang mga rekomendasyon ng IAEA mahalaga bahagi sa mga pambansang pamantayan sa kaligtasan ng nuklear sa maraming bansa sa buong mundo. Ang ilang mga solusyon sa engineering na tumitiyak sa ligtas na operasyon ng mga modernong reactor ay inilalarawan sa ibaba gamit ang halimbawa ng BN-600 at BN-800 na mga reaktor.

Resource base para sa nuclear fuel production

Alam ng mga espesyalista sa nuklear na ang umiiral na teknolohiya ng enerhiyang nuklear, batay sa tinatawag na "thermal" na mga nuclear reactor na may moderator ng tubig o graphite neutron, ay hindi masisiguro ang pagbuo ng malakihang enerhiyang nuklear. Ito ay dahil sa mababang kahusayan ng paggamit ng natural na uranium sa naturang mga reactor: tanging ang U-235 isotope ang ginagamit, ang nilalaman nito sa natural na uranium ay 0.72% lamang. Samakatuwid, ang pangmatagalang diskarte para sa pagbuo ng "malaking" nuclear energy ay nagsasangkot ng paglipat sa advanced na closed fuel cycle na teknolohiya batay sa paggamit ng tinatawag na mabilis. mga nuclear reactor at muling pagpoproseso ng gasolina na ibinaba mula sa mga reactor ng nuclear power plant para sa kasunod na pagbabalik ng hindi pa nasusunog at bagong nabuong fissile isotopes sa energy cycle.

Sa isang "mabilis" na reaktor, karamihan sa mga kaganapan sa fission ng nuclear fuel ay sanhi ng mga mabilis na neutron na may enerhiya na higit sa 0.1 MeV (kaya't tinawag na "mabilis" na reaktor). Kasabay nito, ang fission ay nangyayari sa reaktor hindi lamang ng napakabihirang isotope na U-235, kundi pati na rin ng U-238, ang pangunahing bahagi ng natural na uranium (~ 99.3%), ang posibilidad ng fission kung saan sa neutron spectrum ng isang "thermal reactor" ay napakababa. Sa panimula ay mahalaga na sa isang "mabilis" na reaktor, sa bawat kaganapan ng nuclear fission, ang isang mas malaking bilang ng mga neutron ay ginawa, na maaaring magamit para sa masinsinang conversion ng U-238 sa fissile isotope ng plutonium Pu-239. Ang pagbabagong ito ay nangyayari bilang isang resulta reaksyong nuklear:

Ang mga neutron-pisikal na katangian ng isang mabilis na reaktor ay tulad na ang proseso ng pagbuo ng plutonium sa loob nito ay maaaring magkaroon ng katangian ng pinalawig na pag-aanak, kapag mas maraming pangalawang plutonium ang nabuo sa reaktor kaysa sa halagang unang na-load na nasusunog. Ang proseso ng pagbuo ng labis na halaga ng fissile isotopes sa isang nuclear reactor ay tinatawag na "breeding" (mula sa English breed - to multiply). Ang terminong ito ay nauugnay sa internasyonal na tinatanggap na pangalan para sa mga mabilis na reactor na may plutonium fuel - mga breeder reactor, o multiplier.

Ang praktikal na pagpapatupad ng proseso ng pag-aanak ay may pangunahing kahalagahan para sa kinabukasan ng nuclear energy. Ang katotohanan ay ang ganitong proseso ay ginagawang posible na halos ganap na gumamit ng natural na uranium at sa gayon ay mapataas ang "ani" ng enerhiya mula sa bawat tonelada ng minahan na natural na uranium ng halos isang daang beses. Binubuksan nito ang daan patungo sa halos hindi mauubos na mapagkukunan ng gasolina ng enerhiyang nuklear para sa isang mahabang makasaysayang pananaw. Samakatuwid, ito ay karaniwang tinatanggap na ang paggamit ng mga breeders ay kinakailangang kondisyon paglikha at pagpapatakbo ng malakihang enerhiyang nuklear.

Matapos maisakatuparan ang pangunahing posibilidad ng paglikha ng mga mabilis na breeder reactor noong huling bahagi ng 1940s, ang masinsinang pagsasaliksik sa kanilang mga katangiang neutronic at ang paghahanap para sa mga naaangkop na solusyon sa engineering ay nagsimula sa buong mundo. Sa ating bansa, ang nagpasimula ng pananaliksik at pag-unlad sa mga mabilis na reaktor ay ang Academician ng Ukrainian Academy of Sciences Alexander Ilyich Leypunsky, na hanggang sa kanyang kamatayan noong 1972 ay siyentipikong superbisor Obninsk Physics and Energy Institute (PEI).

Ang mga kahirapan sa engineering ng paglikha ng mga mabilis na reactor ay nauugnay sa isang bilang ng mga likas na tampok. Kabilang dito ang: mataas na density ng enerhiya ng gasolina; ang pangangailangan upang matiyak ang masinsinang paglamig nito; mataas na operating temperatura ng coolant, reactor structural elemento at kagamitan; pinsala sa radiation sa mga istrukturang materyales na dulot ng matinding pag-iilaw na may mabilis na mga neutron. Upang malutas ang mga bagong pang-agham at teknikal na mga problema at bumuo ng teknolohiya ng mabilis na mga reaktor, ito ay kinakailangan upang bumuo ng isang malakihang pananaliksik at pang-eksperimentong base na may mga natatanging stand, pati na rin ang paglikha noong 1960-1980s ng isang bilang ng mga eksperimentong at demonstrasyon. mga power reactor ng ganitong uri sa Russia, USA, France, UK at Germany. Kapansin-pansin na sa lahat ng mga bansa ang sodium ay pinili bilang cooling medium - coolant - para sa mabilis na mga reactor, sa kabila ng katotohanan na ito ay aktibong tumutugon sa tubig at singaw. Ang mapagpasyang mga bentahe ng sodium bilang isang coolant ay ang napakagandang thermophysical na katangian nito (mataas na thermal conductivity, mataas na kapasidad ng init, mataas na punto ng kumukulo), mababang pagkonsumo ng enerhiya para sa sirkulasyon, nabawasan ang corrosive na epekto sa mga istrukturang materyales ng reaktor, at ang relatibong kadalian ng paglilinis nito sa panahon ng operasyon.

Ang unang domestic demonstration fast neutron power reactor BN-350 na may thermal power na 1000 MW ay inilagay noong 1973 sa silangang baybayin ng Caspian Sea (tingnan ang "Science and Life" No. 11, 1976 - Tandaan ed.). Mayroon itong loop heat transfer scheme na tradisyonal para sa nuclear energy at isang steam turbine complex para sa pag-convert ng thermal energy. Ang bahagi ng thermal power ng reactor ay ginamit upang makabuo ng kuryente, ang iba ay ginamit para sa desalination tubig dagat. Isa sa mga natatanging katangian mga diagram nito at mga kasunod na pag-install ng reactor na may sodium coolant - ang pagkakaroon ng intermediate heat transfer circuit sa pagitan ng reactor at ng steam-water circuit, na idinidikta ng mga pagsasaalang-alang sa kaligtasan.

Ang planta ng BN-350 reactor, sa kabila ng pagiging kumplikado ng teknolohikal na pamamaraan nito, ay matagumpay na pinatakbo mula 1973 hanggang 1988 (limang taon na mas mahaba kaysa sa oras ng disenyo) bilang bahagi ng Mangyshlak Energy Plant at ang seawater desalination plant sa Shevchenko (ngayon ay Aktau, Kazakhstan) .

Ang malaking pagsasanga ng mga circuit ng sodium sa BN-350 reactor ay nagdulot ng pag-aalala, dahil sa kaganapan ng isang emergency depressurization, maaaring magkaroon ng sunog. Samakatuwid, nang hindi naghihintay para sa paglulunsad ng BN-350 reactor, sinimulan ng USSR ang pagdidisenyo ng isang mas malakas na mabilis na reaktor BN-600 ng isang integral na disenyo, kung saan walang malalaking diameter na sodium pipeline at halos lahat ng radioactive sodium sa pangunahing circuit ay puro sa reactor vessel. Ginawa nitong posible na halos ganap na maalis ang panganib ng depressurization ng unang sodium circuit, bawasan ang panganib sa sunog ng pag-install, at dagdagan ang antas ng kaligtasan ng radiation at pagiging maaasahan ng reaktor.

Ang planta ng BN-600 reactor ay gumagana nang maaasahan mula noong 1980 bilang bahagi ng ikatlong power unit ng Beloyarsk NPP. Ngayon ito ang pinakamalakas na mabilis na neutron reactor na tumatakbo sa mundo, na nagsisilbing pinagmumulan ng natatanging karanasan sa pagpapatakbo at isang batayan para sa buong sukat na pagsubok ng mga advanced na materyales sa istruktura at gasolina.

Ang lahat ng mga kasunod na proyekto ng ganitong uri ng reaktor sa Russia, pati na rin ang karamihan sa mga komersyal na proyekto ng mabilis na reaktor na binuo sa ibang bansa, ay gumagamit ng isang integral na disenyo.

Tinitiyak ang kaligtasan ng mabilis na mga reaktor

Nasa panahon na ng disenyo ng unang mabilis na neutron power reactors malaking atensyon binigyang pansin ang mga isyu sa kaligtasan kapwa sa panahon ng kanilang normal na operasyon at sa panahon mga sitwasyong pang-emergency. Ang mga direksyon sa paghahanap para sa naaangkop na mga solusyon sa disenyo ay tinutukoy ng pangangailangan na ibukod ang mga hindi katanggap-tanggap na epekto sa kapaligiran at populasyon sa pamamagitan ng panloob na proteksyon sa sarili ng reaktor at ang paggamit ng mga epektibong sistema para sa pag-localize ng mga potensyal na aksidente na naglilimita sa kanilang mga kahihinatnan.

Ang pagtatanggol sa sarili ng isang reaktor ay pangunahing nakabatay sa pagkilos ng negatibo puna, nagpapatatag sa proseso ng fission ng nuclear fuel na may pagtaas ng temperatura at kapangyarihan ng reaktor, pati na rin sa mga katangian ng mga materyales na ginamit sa reaktor. Upang ilarawan ang likas na kaligtasan ng mga mabilis na reactor, ituturo namin ang ilan sa kanilang mga tampok na nauugnay sa paggamit ng sodium coolant sa kanila. Init Ang boiling point ng sodium (883oC sa ilalim ng normal na pisikal na kondisyon) ay ginagawang posible na mapanatili ang isang presyon na malapit sa atmospera sa reactor vessel. Pinapasimple nito ang disenyo ng reaktor at pinatataas ang pagiging maaasahan nito. Ang sisidlan ng reaktor ay hindi napapailalim sa malalaking mekanikal na pagkarga sa panahon ng operasyon, kaya ang pagkalagot nito ay mas malamang kaysa sa mga umiiral na may presyon ng tubig reactor, kung saan ito ay kabilang sa hypothetical class. Ngunit kahit na ang isang aksidente sa isang mabilis na reaktor ay hindi nagdudulot ng panganib mula sa punto ng view ng maaasahang paglamig ng nuclear fuel, dahil ang daluyan ay napapalibutan ng isang selyadong pambalot sa kaligtasan, at ang dami ng posibleng pagtagas ng sodium dito ay hindi gaanong mahalaga. Ang depressurization ng mga pipeline na may sodium coolant sa isang mabilis na reactor ng isang integral na disenyo ay hindi rin humahantong sa mapanganib na sitwasyon. Dahil ang kapasidad ng init ng sodium ay medyo mataas, kahit na may kumpletong paghinto ng pag-alis ng init sa circuit ng singaw-tubig, ang temperatura ng coolant sa reaktor ay tataas sa bilis na humigit-kumulang 30 degrees bawat oras. Sa normal na operasyon, ang temperatura ng coolant sa labasan ng reactor ay 540oC. Ang isang makabuluhang margin ng temperatura bago kumulo ang sodium ay nagbibigay ng reserbang oras na sapat upang gumawa ng mga hakbang upang limitahan ang mga kahihinatnan ng gayong hindi malamang na aksidente.

Sa disenyo ng BN-800 reactor, na gumagamit ng mga pangunahing solusyon sa engineering ng BN-600, ang mga karagdagang hakbang ay isinagawa upang matiyak na ang integridad ng reaktor ay napanatili at walang mga hindi katanggap-tanggap na epekto sa kapaligiran, kahit na sa kaganapan. ng isang hypothetical, lubhang hindi malamang na aksidente na kinasasangkutan ng isang meltdown ng reactor core.

Control panel ng BN-600 reactor.

Ang pangmatagalang operasyon ng mga mabilis na reactor ay nakumpirma ang kasapatan at pagiging epektibo ng ibinigay na mga hakbang sa kaligtasan. Sa loob ng 25 taon ng pagpapatakbo ng BN-600 reactor, walang mga aksidente na may labis na paglabas ng radyaktibidad, walang pagkakalantad ng mga tauhan, at lalo na ang lokal na populasyon. Ang mga mabilis na reactor ay nagpakita ng mataas na katatagan ng pagpapatakbo at madaling kontrolin. Ang teknolohiya ng sodium coolant ay pinagkadalubhasaan, na epektibong neutralisahin ang panganib ng sunog nito. Ang mga tauhan ay may kumpiyansa na nakakakita ng mga pagtagas ng sodium at pagkasunog, at mapagkakatiwalaang inaalis ang kanilang mga kahihinatnan. SA mga nakaraang taon Parami nang parami malawak na aplikasyon sa mabilis na mga proyekto ng reactor, matatagpuan ang mga system at device na maaaring ilipat ang reaktor sa isang ligtas na estado nang walang interbensyon ng mga tauhan o panlabas na supply ng enerhiya.

Mga teknikal at pang-ekonomiyang tagapagpahiwatig ng mabilis na mga reaktor

Ang mga tampok ng teknolohiya ng sodium, pinataas na mga hakbang sa kaligtasan, at isang konserbatibong pagpili ng mga solusyon sa disenyo para sa mga unang reactor - BN-350 at BN-600 - ang naging dahilan ng kanilang mas mataas na gastos kumpara sa mga water-cooled na reactor. Gayunpaman, ang mga ito ay nilikha pangunahin upang subukan ang pagganap, kaligtasan at pagiging maaasahan ng mga mabilis na reaktor. Ang problemang ito ay nalutas sa pamamagitan ng kanilang matagumpay na operasyon. Kapag lumilikha ng susunod na pag-install ng reaktor - BN-800, inilaan para sa paggamit ng masa sa enerhiyang nuklear, higit na pansin ang binayaran sa mga teknikal at pang-ekonomiyang katangian, at bilang isang resulta, sa mga tuntunin ng mga tiyak na gastos sa kapital, posible na makabuluhang lapitan ang VVER-1000 - ang pangunahing uri ng domestic slow-neutron power reactors.

Sa ngayon, maituturing na na ang mga mabilis na reactor na may sodium coolant ay may malaking potensyal para sa karagdagang teknikal at pang-ekonomiyang pagpapabuti. Ang mga pangunahing direksyon para sa pagpapabuti ng kanilang mga pang-ekonomiyang katangian habang sabay-sabay na pagtaas ng antas ng kaligtasan ay kinabibilangan ng: pagtaas ng yunit ng kapangyarihan ng reaktor at ang mga pangunahing bahagi ng power unit, pagpapabuti ng disenyo ng pangunahing kagamitan, paglipat sa supercritical na mga parameter ng singaw upang madagdagan ang thermodynamic na kahusayan ng thermal energy conversion cycle, pag-optimize ng system para sa paghawak ng sariwa at ginastos na gasolina, pagtaas ng burnup ng nuclear fuel, paglikha ng isang core na may mataas na panloob na koepisyent reproduction rate (CR) - hanggang 1, pagtaas ng buhay ng serbisyo hanggang 60 taon o higit pa.

Pagpapabuti indibidwal na species Ang mga kagamitan, tulad ng ipinakita ng mga pag-aaral sa disenyo na isinagawa sa OKBM, ay maaaring magkaroon ng napakalaking epekto sa pagpapabuti ng mga teknikal at pang-ekonomiyang tagapagpahiwatig ng parehong planta ng reaktor at ang yunit ng kuryente sa kabuuan. Halimbawa, ang mga pag-aaral upang mapabuti ang refueling system ng promising BN-1800 reactor ay nagpakita ng posibilidad na makabuluhang bawasan ang pagkonsumo ng metal ng sistemang ito. Ang pagpapalit ng mga modular steam generator ng mga cased na orihinal na disenyo ay maaaring makabuluhang bawasan ang kanilang gastos, pati na rin ang lugar, dami at materyal na pagkonsumo ng steam generator compartment ng power unit.

Ang epekto ng kapangyarihan ng reaktor at teknolohikal na pagpapabuti ng kagamitan sa pagkonsumo ng metal at ang antas ng mga gastos sa kapital ay makikita mula sa talahanayan.

Ang pagpapabuti ng mabilis na mga reaktor ay natural na mangangailangan ng ilang pagsisikap sa bahagi ng mga negosyong pang-industriya, mga organisasyong pang-agham at disenyo. Kaya, upang madagdagan ang pagkasunog ng nuclear fuel, kinakailangan na bumuo at makabisado ang produksyon ng mga istrukturang materyales para sa reactor core na mas lumalaban sa neutron irradiation. Ang gawain sa direksyong ito ay kasalukuyang isinasagawa.

Ang mga mabilis na reactor ay maaaring gamitin para sa higit pa sa enerhiya. Ang mga high-energy neutron flux ay may kakayahang epektibong "sunugin" ang pinaka-mapanganib na pangmatagalang radionuclides na nabuo sa ginastos na nuclear fuel. Ito ay may pangunahing kahalagahan para sa paglutas ng problema sa pamamahala ng radioactive na basura mula sa nuclear power. Ang katotohanan ay ang kalahating buhay ng ilang radionuclides (actinides) ay higit na lumampas sa mga yugto ng katatagan na nakabatay sa siyensya ng mga geological formation, na itinuturing na mga huling pagtatapon ng mga radioactive na basura. Samakatuwid, sa pamamagitan ng paggamit ng isang closed fuel cycle na may actinide burning at transmutation ng mga long-lived fission products sa maikli ang buhay, posible na radikal na malutas ang problema ng pag-neutralize sa nuclear energy waste at lubos na bawasan ang dami ng radioactive waste na ililibing.

Ang paglipat ng enerhiyang nuklear, kasama ang mga "thermal" na reactor, sa mga fast breeder reactor, gayundin sa isang closed fuel cycle, ay magiging posible upang lumikha ng isang ligtas na teknolohiya ng enerhiya na ganap na nakakatugon sa mga kinakailangan ng napapanatiling pag-unlad ng lipunan ng tao.

Maraming eksperto ngayon ang naniniwala na ang mga fast neutron reactors ang kinabukasan ng nuclear energy. Ang isa sa mga pioneer sa pag-unlad ng teknolohiyang ito ay ang Russia, kung saan ang BN-600 fast neutron reactor sa Beloyarsk NPP ay 30 taon nang nagpapatakbo nang walang malubhang insidente, ang BN-800 reactor ay itinatayo doon, at ang paglikha ng isang ang komersyal na BN-1200 reactor ay binalak. Ang France at Japan ay may karanasan sa pagpapatakbo ng mabilis na neutron nuclear power plant, at ang mga planong magtayo ng mabilis na neutron nuclear power plant sa India at China ay isinasaalang-alang. Ang tanong ay lumitaw: bakit walang praktikal na mga programa para sa pagpapaunlad ng mabilis na enerhiya ng neutron sa isang bansa na may napakataas na binuo na industriya ng enerhiyang nukleyar - ang USA?

Sa katunayan, may ganoong proyekto sa USA. Pinag-uusapan natin ang proyekto ng Clinch River Breeder Reactor (sa English - The Clinch River Breeder Reactor, dinaglat bilang CRBRP). Ang layunin ng proyektong ito ay magdisenyo at bumuo ng sodium fast reactor, na magiging isang demonstration prototype para sa susunod na klase ng mga katulad na American reactor na tinatawag na LMFBR (maikli para sa Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Kasabay nito, ang Clinch River reactor ay naisip bilang isang makabuluhang hakbang patungo sa pagbuo ng liquid metal fast reactor na teknolohiya para sa layunin ng kanilang komersyal na paggamit sa industriya ng kuryente. Ang lokasyon ng Clinch River reactor ay dapat na isang lugar na 6 km 2, administratibong bahagi ng lungsod ng Oak Ridge sa Tennessee.

Ang reactor ay dapat magkaroon ng thermal power na 1000 MW at isang electrical power sa hanay na 350-380 MW. Ang gasolina para dito ay 198 hexagonal assemblies na binuo sa hugis ng isang silindro na may dalawang fuel enrichment zone. Ang loob ng reaktor ay dapat na binubuo ng 108 mga asembliya na naglalaman ng plutonium na pinayaman sa 18%. Palibutan sila ng isang panlabas na sona na binubuo ng 90 asembliya na may plutonium na pinayaman hanggang 24%. Ang pagsasaayos na ito ay dapat magbigay pinakamahusay na mga kondisyon para sa pagpapalabas ng init.

Ang proyekto ay unang ipinakita noong 1970. Noong 1971, itinatag ng Pangulo ng US na si Richard Nixon ang teknolohiyang ito bilang isa sa mga pangunahing priyoridad sa pananaliksik at pagpapaunlad ng bansa.

Ano ang pumigil sa pagpapatupad nito?

Isa sa mga dahilan ng desisyong ito ay ang patuloy na pagtaas ng mga gastos sa proyekto. Noong 1971, ang US Atomic Energy Commission ay nagpasiya na ang proyekto ay nagkakahalaga ng humigit-kumulang $400 milyon. Nangako ang pribadong sektor na tutustusan ang karamihan sa proyekto, na magbibigay ng $257 milyon. Sa mga sumunod na taon, gayunpaman, ang halaga ng proyekto ay tumalon sa 700 milyon Noong 1981, isang bilyong dolyar ng mga pondo sa badyet ang nagastos na, sa kabila ng katotohanan na ang halaga ng proyekto ay tinatayang sa oras na iyon sa 3 - 3.2 bilyon. dolyar, hindi binibilang ang isa pang bilyon , na kinakailangan para sa pagtatayo ng isang planta para sa produksyon ng nabuong gasolina. Noong 1981, natuklasan ng isang komite ng kongreso ang mga kaso ng iba't ibang pang-aabuso, na lalong nagpapataas sa gastos ng proyekto.

Bago ang desisyon na isara, ang halaga ng proyekto ay tinatayang nasa $8 bilyon.

Ang isa pang dahilan ay ang mataas na halaga ng pagtatayo at pagpapatakbo ng breeder reactor mismo upang makagawa ng kuryente. Noong 1981, tinatantya na ang halaga ng pagtatayo ng isang mabilis na reaktor ay magiging dalawang beses kaysa sa isang karaniwang light water reactor na may parehong kapangyarihan. Tinatantya din na para ang breeder ay maging mapagkumpitensya sa ekonomiya sa mga conventional light water reactors, ang presyo ng uranium ay kailangang $165 kada pound, kung saan ang presyo noon ay $25 kada pound. Ang mga pribadong kumpanya na gumagawa ay hindi nais na mamuhunan sa isang peligrosong teknolohiya.

Ang isa pang seryosong dahilan ng pagbawas sa programa ng breeder ay ang banta posibleng paglabag non-proliferation regime, dahil ang teknolohiyang ito ay gumagawa ng plutonium, na maaari ding gamitin para sa paggawa ng mga sandatang nuklear. Dahil sa mga internasyonal na alalahanin sa mga isyu sa paglaganap ng nukleyar, noong Abril 1977, nanawagan si US President Jimmy Carter para sa isang hindi tiyak na pagkaantala sa pagtatayo ng mga komersyal na fast reactor.

Si Pangulong Carter ay karaniwang isang pare-parehong kalaban ng proyekto ng Clinch River. Noong Nobyembre 1977, pagkatapos i-veto ang isang panukalang batas upang ipagpatuloy ang pagpopondo, sinabi ni Carter na ito ay "magiging mahal" at "magiging lipas na sa teknikal at hindi magagawa sa ekonomiya kapag nakumpleto na." Bilang karagdagan, sinabi niya na ang mabilis na teknolohiya ng reaktor sa pangkalahatan ay walang saysay. Sa halip na mamuhunan ng mga mapagkukunan sa isang mabilis na proyekto ng pagpapakita ng neutron, iminungkahi ni Carter sa halip na "paggastos ng pera sa pagpapabuti ng kaligtasan ng mga umiiral na teknolohiyang nuklear."

Ipinagpatuloy ang Clinch River Project matapos manungkulan si Ronald Reagan noong 1981. Sa kabila ng lumalagong pagsalungat mula sa Kongreso, binawi niya ang pagbabawal ng kanyang hinalinhan at ipinagpatuloy ang pagtatayo. Gayunpaman, noong Oktubre 26, 1983, sa kabila ng matagumpay na pag-unlad ng gawaing pagtatayo, ang Senado ng US ng mayorya (56 hanggang 40) ay nanawagan na wala nang karagdagang pondo para sa pagtatayo at ang site ay inabandona.

Muli, naalala ito kamakailan, nang ang proyekto ng isang mababang-kapangyarihan na mPower reactor ay nagsimulang mabuo sa USA. Ang lugar ng planong pagtatayo ng Clinch River Nuclear Power Plant ay isinasaalang-alang bilang lugar para sa pagtatayo nito.

Mabilis na neutron reactor.

Sa istruktura ng malakihang enerhiyang nuklear mahalagang papel inilalaan sa mga fast neutron reactor na may closed fuel cycle. Ginagawa nilang posible upang madagdagan ang kahusayan ng paggamit ng natural na uranium ng halos 100 beses at, sa gayon, alisin ang mga paghihigpit sa pagbuo ng nuclear energy mula sa labas mga likas na yaman nuclear fuel.
Sa kasalukuyan ay may humigit-kumulang 440 nuclear reactor na tumatakbo sa 30 bansa sa buong mundo, na nagbibigay ng humigit-kumulang 17% ng lahat ng kuryenteng nabuo sa mundo. Sa mga industriyalisadong bansa, ang bahagi ng "nuclear" na kuryente ay, bilang panuntunan, hindi bababa sa 30% at patuloy na tumataas. Gayunpaman, ayon sa mga siyentipiko, ang mabilis na lumalagong industriya ng enerhiyang nukleyar, batay sa mga modernong "thermal" nuclear reactor na ginagamit sa mga planta ng nuclear power na tumatakbo at nasa ilalim ng konstruksiyon (karamihan sa mga ito ay may VVER at LWR type reactors), ay hindi maiiwasang nasa kasalukuyang siglo na. nahaharap sa isang kakulangan ng uranium raw materyales dahil sa na ang fissile elemento ng gasolina para sa mga istasyon ay ang bihirang isotope uranium-235.
Sa isang mabilis na neutron reactor (BN), ang isang nuclear fission reaction ay gumagawa ng labis na halaga ng pangalawang neutron, ang pagsipsip kung saan sa karamihan ng uranium, na binubuo ng uranium-238, ay humahantong sa masinsinang pagbuo ng bagong nuclear fissile na materyal na plutonium-239 . Bilang isang resulta, mula sa bawat kilo ng uranium-235, kasama ang pagbuo ng enerhiya, posible na makakuha ng higit sa isang kg ng plutonium-239, na maaaring magamit bilang gasolina sa anumang mga nuclear power plant reactors sa halip na bihirang uranium-235. Ito pisikal na proseso, na tinatawag na fuel reproduction, ay magpapahintulot sa lahat ng natural na uranium, kabilang ang pangunahing bahagi nito - ang uranium-238 isotope (99.3% ng kabuuang masa ng fossil uranium), na masangkot sa industriya ng enerhiyang nukleyar. Ang isotope na ito sa modernong thermal neutron nuclear power plant ay halos hindi kasangkot sa paggawa ng enerhiya. Bilang resulta, ang produksyon ng enerhiya na may mga kasalukuyang mapagkukunan ng uranium at kaunting epekto sa kalikasan ay maaaring tumaas ng halos 100 beses. Sa kasong ito, ang atomic na enerhiya ay magiging sapat para sa sangkatauhan sa loob ng ilang millennia.
Ayon sa mga siyentipiko, ang magkasanib na operasyon ng "thermal" at "mabilis" na mga reactor sa isang ratio na humigit-kumulang 80:20% ay magbibigay ng nuclear energy na may pinakamaraming mahusay na paggamit yamang uranium. Sa ratio na ito, ang mga mabilis na reactor ay gagawa ng sapat na plutonium-239 upang magpatakbo ng mga nuclear power plant na may mga thermal reactor.
Ang isang karagdagang bentahe ng teknolohiya ng mga mabilis na reactor na may labis na dami ng pangalawang neutron ay ang kakayahang "magsunog" ng mahabang buhay (na may panahon ng pagkabulok na hanggang sa libu-libo at daan-daang libong taon) na mga radioactive fission na produkto, na nagiging mga ito. maikli ang buhay na may kalahating buhay na hindi hihigit sa 200-300 taon. Ang nasabing na-convert na radioactive waste ay maaaring ligtas na mailibing sa mga espesyal na pasilidad ng imbakan nang hindi nakakagambala sa natural na balanse ng radiation ng Earth.

Ang trabaho sa larangan ng mabilis na neutron nuclear reactor ay nagsimula noong 1960 sa disenyo ng unang pilot industrial power reactor BN-350. Ang reaktor na ito ay inilunsad noong 1973 at matagumpay na pinaandar hanggang 1998.
Noong 1980, sa Beloyarsk NPP, bilang bahagi ng power unit No. 3, ang susunod, mas malakas na power reactor BN-600 (600 MW(e)) ay ipinatupad, na patuloy na gumagana nang maaasahan hanggang sa araw na ito, bilang ang pinakamalaking operating reactor ng ganitong uri sa mundo. Noong Abril 2010, natapos ng reaktor ang buhay ng serbisyo ng disenyo nito na 30 taon na may mataas na pagiging maaasahan at mga tagapagpahiwatig ng kaligtasan. Sa loob ng mahabang panahon ng operasyon, ang kapasidad ng kapasidad ng power unit ay pinananatili sa isang matatag na antas mataas na lebel- mga 80%. Ang hindi planadong pagkalugi ay mas mababa sa 1.5%.
Sa nakalipas na 10 taon ng operasyon ng power unit, walang kahit isang kaso ng emergency shutdown ng reaktor.
Walang paglabas ng pangmatagalang gas aerosol radionuclides sa kapaligiran. Ang yield ng inert radioactive gases ay kasalukuyang bale-wala at umaabot sa<1% от допустимого по санитарным нормам.
Ang pagpapatakbo ng reaktor ay nakakumbinsi na nagpakita ng pagiging maaasahan ng mga hakbang sa disenyo para sa pag-iwas at pagpigil sa mga pagtagas ng sodium.
Sa mga tuntunin ng pagiging maaasahan at kaligtasan, ang BN-600 reactor ay naging mapagkumpitensya sa mga serial thermal neutron reactors (VVER).

Figure 1. Reactor (central) hall ng BN-600

Noong 1983, sa batayan ng BN-600, ang enterprise ay bumuo ng isang proyekto para sa isang pinahusay na BN-800 reactor para sa isang power unit na may kapasidad na 880 MW(e). Noong 1984, nagsimula ang trabaho sa pagtatayo ng dalawang BN-800 reactor sa Beloyarsk at bagong mga planta ng nuclear power sa South Ural. Ang kasunod na pagkaantala sa pagtatayo ng mga reactor na ito ay ginamit upang pinuhin ang disenyo upang higit pang mapabuti ang kaligtasan at teknikal at pang-ekonomiyang pagganap nito. Ang trabaho sa pagtatayo ng BN-800 ay ipinagpatuloy noong 2006 sa Beloyarsk NPP (4th power unit) at dapat makumpleto noong 2013.

Figure 2. Mabilis na neutron reactor BN-800 (vertical section)

Figure 3. Modelo ng BN-800 reactor

Ang BN-800 na itinatayo ay may mga sumusunod na mahahalagang gawain:

• Tinitiyak ang operasyon sa MOX fuel.
• Eksperimental na pagpapakita ng mga pangunahing bahagi ng isang closed fuel cycle.
• Pagsubok sa totoong mga kondisyon ng pagpapatakbo ng mga bagong uri ng kagamitan at pinahusay na mga teknikal na solusyon na ipinakilala upang mapabuti ang kahusayan, pagiging maaasahan at kaligtasan.
• Pagbuo ng mga makabagong teknolohiya para sa hinaharap na mabilis na mga neutron reactor na may likidong metal coolant:
• pagsubok at sertipikasyon ng mga advanced na panggatong at istrukturang materyales;
• pagpapakita ng teknolohiya para sa pagsunog ng mga menor de edad na actinides at transmutation ng mga pangmatagalang produkto ng fission, na bumubuo sa pinaka-mapanganib na bahagi ng radioactive waste mula sa nuclear energy.

Ang JSC "Afrikantov OKBM" ay bumubuo ng isang proyekto para sa isang pinahusay na komersyal na reaktor BN-1200 na may lakas na 1220 MW.

Figure 3. BN-1200 reactor (vertical section)

Ang sumusunod na programa para sa pagpapatupad ng proyektong ito ay pinlano:

• 2010...2016 - pagbuo ng teknikal na disenyo ng planta ng reactor at pagpapatupad ng R&D program.
• 2020 - pag-commissioning ng pangunahing yunit ng kuryente gamit ang MOX fuel at organisasyon ng sentralisadong produksyon nito.
• 2023…2030 - pag-commissioning ng isang serye ng mga power unit na may kabuuang kapasidad na humigit-kumulang 11 GW.

Kasama ang mga solusyong kinumpirma ng positibong karanasan sa pagpapatakbo ng BN-600 at kasama sa proyektong BN-800, ang proyektong BN-1200 ay gumagamit ng mga bagong solusyon na naglalayong higit pang pahusayin ang mga teknikal at pang-ekonomiyang tagapagpahiwatig at pagtaas ng kaligtasan.
Ayon sa teknikal at pang-ekonomiyang mga tagapagpahiwatig:

• pagtaas ng naka-install na kadahilanan sa paggamit ng kapasidad mula sa nakaplanong halaga na 0.85 para sa BN-800 hanggang 0.9;
• unti-unting pagtaas ng burnup ng MOX fuel mula sa nakamit na antas sa experimental fuel assemblies na 11.8% t.a. hanggang sa antas ng 20% ​​t.a. (average na pagkasunog ~140 MW araw/kg);
• pagtaas ng breeding factor sa ~1.2 sa uranium-plutonium oxide fuel at sa ~1.45 sa mixed nitride fuel;
• pagbawas sa mga tiyak na tagapagpahiwatig ng pagkonsumo ng metal ng ~1.7 beses kumpara sa BN-800
• pagtaas ng buhay ng serbisyo ng reaktor mula 45 taon (BN-800) hanggang 60 taon.

Para sa kaligtasan:

• ang posibilidad ng matinding pinsala sa core ay dapat na isang order ng magnitude na mas mababa kaysa sa mga kinakailangan ng mga dokumento ng regulasyon;
• ang sanitary protection zone ay dapat na matatagpuan sa loob ng mga hangganan ng site ng NPP para sa anumang aksidenteng batayan ng disenyo;
• ang hangganan ng zone ng mga hakbang sa pagprotekta ay dapat na tumutugma sa hangganan ng site ng NPP para sa mga malubhang aksidente na lampas sa disenyo, ang posibilidad na hindi lalampas sa 10-7 bawat reaktor/taon.

Ang pinakamainam na kumbinasyon ng sanggunian at mga bagong solusyon at ang posibilidad ng pinalawak na pagpaparami ng gasolina ay ginagawang posible na uriin ang proyektong ito bilang isang ika-apat na henerasyong teknolohiyang nuklear.

Ang JSC "Afrikantov OKBM" ay aktibong nakikilahok sa internasyonal na kooperasyon sa mga mabilis na reaktor. Ito ang nag-develop ng Chinese experimental fast neutron reactor CEFR project at ang pangunahing contractor para sa paggawa ng pangunahing kagamitan ng reaktor, lumahok sa pisikal at power startup ng reaktor noong 2011 at tumutulong sa pagpapaunlad ng kapangyarihan nito. Sa kasalukuyan, inihahanda ang isang intergovernmental na kasunduan para sa pagtatayo sa China ng isang sodium-cooled demonstration fast reactor (CDFR) batay sa proyektong BN-800 na may partisipasyon ng OKBM at iba pang mga negosyo ng Rosatom State Corporation.

Matapos ang paglunsad at matagumpay na operasyon ng unang planta ng nuclear power sa mundo noong 1955, sa inisyatiba ni I. Kurchatov, isang desisyon ang ginawa upang bumuo ng isang pang-industriyang nuclear power plant na may isang channel-type pressurized water reactor sa Urals. Ang mga tampok ng ganitong uri ng reactor ay kinabibilangan ng superheating ng singaw sa mataas na mga parameter nang direkta sa core, na nagbukas ng posibilidad ng paggamit ng serial turbine equipment.

Noong 1958, sa gitna ng Russia, sa isa sa mga pinaka-kaakit-akit na sulok ng kalikasan ng Ural, nagsimula ang pagtatayo ng Beloyarsk Nuclear Power Plant. Para sa mga installer, nagsimula ang istasyong ito noong 1957, at dahil ang paksa ng mga nuclear power plant ay sarado noong mga araw na iyon, sa sulat at buhay ay tinawag itong Beloyarsk State District Power Plant. Ang istasyong ito ay sinimulan ng mga empleyado ng tiwala ng Uralenergomontazh. Sa pamamagitan ng kanilang mga pagsisikap, noong 1959, nilikha ang isang base na may workshop para sa paggawa ng mga pipeline ng tubig at singaw (1 circuit ng reaktor), tatlong mga gusali ng tirahan ang itinayo sa nayon ng Zarechny, at nagsimula ang pagtatayo ng pangunahing gusali.

Noong 1959, ang mga manggagawa mula sa Tsentroenergomontazh trust ay lumitaw sa construction site at inatasang mag-install ng reactor. Sa pagtatapos ng 1959, ang site para sa pagtatayo ng nuclear power plant ay inilipat mula sa Dorogobuzh, rehiyon ng Smolensk, at ang gawaing pag-install ay pinamumunuan ni V. Nevsky, ang hinaharap na direktor ng Beloyarsk NPP. Ang lahat ng trabaho sa pag-install ng thermal mechanical equipment ay ganap na inilipat sa Tsentroenergomontazh trust.

Ang masinsinang panahon ng pagtatayo ng Beloyarsk NPP ay nagsimula noong 1960. Sa oras na ito, ang mga installer, kasama ang gawaing konstruksyon, ay kailangang makabisado ang mga bagong teknolohiya para sa pag-install ng mga hindi kinakalawang na pipeline, mga lining ng mga espesyal na silid at mga pasilidad sa pag-iimbak ng radioactive na basura, pag-install ng mga istruktura ng reaktor, graphite masonry, awtomatikong hinang, atbp. Natutunan namin sa mabilisang mula sa mga espesyalista na nakibahagi na sa pagtatayo ng mga pasilidad na nuklear. Ang paglipat mula sa teknolohiya ng pag-install ng mga thermal power plant hanggang sa pag-install ng mga kagamitan para sa mga nuclear power plant, matagumpay na natapos ng mga manggagawa ng Tsentroenergomontazh ang kanilang mga gawain, at noong Abril 26, 1964, ang unang power unit ng Beloyarsk NPP kasama ang AMB-100 Ang reactor ay nagbigay ng unang kasalukuyang sa sistema ng enerhiya ng Sverdlovsk. Ang kaganapang ito, kasama ang pag-commissioning ng 1st power unit ng Novovoronezh NPP, ay nangangahulugan ng pagsilang ng malaking industriya ng nuclear power ng bansa.

Ang AMB-100 reactor ay isang karagdagang pagpapabuti sa disenyo ng reactor ng World's First Nuclear Power Plant sa Obninsk. Ito ay isang channel-type reactor na may mas mataas na thermal na katangian ng core. Ang pagkuha ng singaw ng mataas na mga parameter dahil sa nuclear overheating nang direkta sa reactor ay isang malaking hakbang pasulong sa pagbuo ng nuclear energy. ang reactor ay nagpapatakbo sa isang yunit na may 100 MW turbogenerator.

Sa istruktura, ang reaktor ng unang yunit ng kuryente ng Beloyarsk NPP ay naging kawili-wili dahil nilikha ito nang halos walang frame, ibig sabihin, ang reaktor ay walang mabigat, multi-tonelada, matibay na katawan, tulad ng, sabihin, isang water-cooled water-cooled VVER reactor na may katulad na kapangyarihan na may katawan na 11-12 m ang haba , na may diameter na 3-3.5 m, isang kapal ng mga pader at ibabang 100-150 mm o higit pa. Ang posibilidad ng pagtatayo ng mga nuclear power plant na may mga open-channel na reactor ay naging napaka-kaakit-akit, dahil pinalaya nito ang mabibigat na mga planta ng engineering mula sa pangangailangan na gumawa ng mga produktong bakal na tumitimbang ng 200-500 tonelada Ngunit ang pagpapatupad ng nuclear overheating nang direkta sa reaktor na maiugnay sa mga kilalang kahirapan sa pag-regulate ng proseso, lalo na sa mga tuntunin ng pagsubaybay sa pag-unlad nito , na may kinakailangan para sa katumpakan na operasyon ng maraming mga instrumento, ang pagkakaroon ng isang malaking bilang ng mga tubo ng iba't ibang laki sa ilalim ng mataas na presyon, atbp.

Ang unang yunit ng Beloyarsk NPP ay umabot sa buong kapasidad ng disenyo nito, gayunpaman, dahil sa medyo maliit na naka-install na kapasidad ng yunit (100 MW), ang pagiging kumplikado ng mga teknolohikal na channel nito at, samakatuwid, mataas na gastos, ang halaga ng 1 kWh ng kuryente naging makabuluhang mas mataas kaysa sa mga thermal station sa Urals.

Ang pangalawang yunit ng Beloyarsk NPP na may AMB-200 reactor ay itinayo nang mas mabilis, nang walang labis na stress sa trabaho, dahil handa na ang construction at installation team. Ang pag-install ng reaktor ay makabuluhang napabuti. Mayroon itong single-circuit cooling circuit, na nagpasimple sa teknolohikal na disenyo ng buong nuclear power plant. Tulad ng sa unang power unit, ang pangunahing tampok ng AMB-200 reactor ay ang paghahatid ng high-parameter na singaw nang direkta sa turbine. Noong Disyembre 31, 1967, ang power unit No. 2 ay konektado sa network - nakumpleto nito ang pagtatayo ng 1st stage ng istasyon.

Ang isang makabuluhang bahagi ng kasaysayan ng operasyon ng 1st stage ng BNPP ay napuno ng romansa at drama, katangian ng lahat ng bago. Ito ay totoo lalo na sa panahon ng pag-unlad ng bloke. Ito ay pinaniniwalaan na hindi dapat magkaroon ng mga problema dito - mayroong mga prototype mula sa AM "Una sa Mundo" reactor sa mga pang-industriyang reactor para sa paggawa ng plutonium, kung saan ang mga pangunahing konsepto, teknolohiya, solusyon sa disenyo, maraming uri ng kagamitan at sistema, at kahit isang makabuluhang bahagi ng mga teknolohikal na rehimen ay nasubok. Gayunpaman, ito ay naka-out na ang pagkakaiba sa pagitan ng pang-industriya nuclear power plant at mga predecessors nito ay napakahusay at kakaiba na ang mga bago, hindi kilalang mga problema ay lumitaw.

Ang pinakamalaki at pinaka-halata sa kanila ay ang hindi kasiya-siyang pagiging maaasahan ng mga channel ng pagsingaw at superheating. Matapos ang isang maikling panahon ng kanilang operasyon, ang gas depressurization ng mga elemento ng gasolina o mga paglabas ng coolant ay lumitaw na may hindi katanggap-tanggap na mga kahihinatnan para sa graphite masonry ng mga reactor, teknolohikal na operating at repair mode, radiation exposure sa mga tauhan at kapaligiran. Ayon sa mga siyentipikong canon at mga pamantayan sa pagkalkula noong panahong iyon, hindi ito dapat nangyari. Ang malalim na pag-aaral ng bagong kababalaghan na ito ay nagpilit sa amin na muling isaalang-alang ang itinatag na mga ideya tungkol sa mga pangunahing batas ng tubig na kumukulo sa mga tubo, dahil kahit na may mababang density ng flux ng init, isang hindi kilalang uri ng krisis sa paglipat ng init ang lumitaw noong 1979. V.E. Doroshchuk (VTI) at pagkatapos ay tinawag na "krisis sa paglipat ng init ng pangalawang uri."

Noong 1968, isang desisyon ang ginawa upang bumuo ng isang ikatlong yunit ng kuryente na may isang mabilis na neutron reactor sa Beloyarsk NPP - BN-600. Ang pang-agham na pangangasiwa ng paglikha ng BN-600 ay isinagawa ng Institute of Physics and Power Engineering, ang disenyo ng planta ng reactor ay isinagawa ng Experimental Mechanical Engineering Design Bureau, at ang pangkalahatang disenyo ng yunit ay isinagawa ng ang sangay ng Leningrad ng Atomelectroproekt. Ang bloke ay itinayo ng isang pangkalahatang kontratista - ang tiwala ng Uralenergostroy.

Kapag nagdidisenyo nito, ang karanasan sa pagpapatakbo ng mga reaktor ng BN-350 sa Shevchenko at ang reaktor ng BOR-60 ay isinasaalang-alang. Para sa BN-600, ang isang mas matipid at matagumpay na istrukturang integral na layout ng pangunahing circuit ay pinagtibay, ayon sa kung saan ang reactor core, mga bomba at mga intermediate heat exchanger ay matatagpuan sa isang pabahay. Ang reactor vessel, na may diameter na 12.8 m at taas na 12.5 m, ay na-install sa mga roller support na naayos sa base plate ng reactor shaft. Ang masa ng pinagsama-samang reaktor ay 3900 tonelada, at ang kabuuang halaga ng sodium sa pag-install ay lumampas sa 1900 tonelada. Ang biological na proteksyon ay ginawa ng mga cylindrical screen na bakal, mga blangko ng bakal at mga tubo na may tagapuno ng grapayt.

Ang mga kinakailangan sa kalidad para sa pag-install at welding work para sa BN-600 ay naging isang order ng magnitude na mas mataas kaysa sa mga nakamit dati, at ang pangkat ng pag-install ay kailangang agarang muling sanayin ang mga tauhan at makabisado ang mga bagong teknolohiya. Kaya noong 1972, kapag nag-assemble ng isang reactor vessel mula sa austenitic steels, isang betatron ang ginamit sa unang pagkakataon upang kontrolin ang paghahatid ng malalaking welds.

Bilang karagdagan, sa panahon ng pag-install ng mga panloob na aparato ng BN-600 reactor, ang mga espesyal na kinakailangan para sa kalinisan ay ipinataw, at ang lahat ng mga bahagi na dinala at inalis mula sa intra-reactor space ay naitala. Ito ay dahil sa imposibilidad ng karagdagang pag-flush ng reaktor at mga pipeline na may sodium coolant.

Si Nikolai Muravyov, na nakapag-imbita sa kanya na magtrabaho mula sa Nizhny Novgorod, kung saan siya dati ay nagtrabaho sa isang bureau ng disenyo, ay may malaking papel sa pagbuo ng teknolohiya ng pag-install ng reaktor. Isa siya sa mga nag-develop ng BN-600 reactor project, at sa oras na iyon ay nagretiro na siya.

Matagumpay na nakumpleto ng pangkat ng pag-install ang mga nakatalagang gawain ng pag-install ng fast neutron unit. Ang pagpuno sa reaktor ng sodium ay nagpakita na ang kalinisan ng circuit ay pinananatili kahit na mas mataas kaysa sa kinakailangan, dahil ang pour point ng sodium, na nakasalalay sa likidong metal sa pagkakaroon ng mga dayuhang contaminants at oxides, ay naging mas mababa kaysa sa mga nakamit sa panahon. ang pag-install ng BN-350, BOR-60 reactors sa USSR at mga nuclear power plant na "Phoenix" sa France.

Ang tagumpay ng mga pangkat ng pag-install sa pagtatayo ng Beloyarsk NPP ay higit na nakasalalay sa mga tagapamahala. Una ay si Pavel Ryabukha, pagkatapos ay dumating ang batang energetic na si Vladimir Nevsky, pagkatapos ay pinalitan siya ni Vazgen Kazarov. Malaki ang ginawa ni V. Nevsky para sa pagbuo ng isang pangkat ng mga installer. Noong 1963, siya ay hinirang na direktor ng Beloyarsk Nuclear Power Plant, at nang maglaon ay pinamunuan niya ang Glavatomenergo, kung saan nagsumikap siyang paunlarin ang industriya ng nuclear power ng bansa.

Sa wakas, noong Abril 8, 1980, naganap ang power start-up ng power unit No. 3 ng Beloyarsk NPP na may BN-600 fast neutron reactor. Ang ilang mga katangian ng disenyo ng BN-600:

• kuryente - 600 MW;
• thermal power - 1470 MW;
• temperatura ng singaw - 505 o C;
• presyon ng singaw - 13.7 MPa;
• kabuuang thermodynamic na kahusayan - 40.59%.

Ang espesyal na atensyon ay dapat bayaran sa karanasan ng paghawak ng sodium bilang isang coolant. Ito ay may mahusay na thermophysical at kasiya-siyang nuklear na pisikal na katangian, at mahusay na katugma sa hindi kinakalawang na asero, uranium at plutonium dioxide. Sa wakas, hindi ito mahirap makuha at medyo mura. Gayunpaman, ito ay napaka-chemically active, kaya naman ang paggamit nito ay nangangailangan ng solusyon ng hindi bababa sa dalawang seryosong problema: pagliit ng posibilidad ng sodium leakage mula sa circulation circuits at inter-circuit leaks sa steam generators at pagtiyak ng epektibong localization at pagwawakas ng sodium combustion sa ang kaganapan ng isang pagtagas.

Ang unang gawain sa pangkalahatan ay lubos na matagumpay na nalutas sa yugto ng pagbuo ng mga kagamitan at mga proyekto ng pipeline. Ang integral na layout ng reaktor ay naging matagumpay, kung saan ang lahat ng pangunahing kagamitan at pipeline ng 1st circuit na may radioactive sodium ay "nakatago" sa loob ng reactor vessel, at samakatuwid ang pagtagas nito, sa prinsipyo, ay posible lamang mula sa isang ilang mga auxiliary system.

At bagama't ang BN-600 ngayon ang pinakamalaking power unit na may mabilis na neutron reactor sa mundo, ang Beloyarsk NPP ay hindi isa sa mga nuclear power plant na may malaking naka-install na kapasidad. Ang mga pagkakaiba at pakinabang nito ay natutukoy sa pamamagitan ng pagiging bago at pagiging natatangi ng produksyon, mga layunin, teknolohiya at kagamitan nito. Ang lahat ng mga pag-install ng reactor ng BelNPP ay inilaan para sa pilot industrial confirmation o pagtanggi sa mga teknikal na ideya at solusyon na inilatag ng mga designer at constructor, pananaliksik ng mga teknolohikal na rehimen, mga materyales sa istruktura, mga elemento ng gasolina, kontrol at mga sistema ng proteksyon.

Ang lahat ng tatlong mga yunit ng kuryente ay walang direktang mga analogue sa ating bansa o sa ibang bansa. Nilalaman nila ang marami sa mga ideya para sa hinaharap na pag-unlad ng enerhiyang nuklear:

• ang mga power unit na may industriyal-scale channel water-graphite reactors ay itinayo at kinomisyon;
• Ang mga serial turbo unit na may mataas na mga parameter na may thermal power cycle na kahusayan mula 36 hanggang 42% ay ginamit, na walang nuclear power plant sa mundo;
• ginamit ang mga fuel assemblies, ang disenyo kung saan hindi kasama ang posibilidad ng aktibidad ng fragmentation na pumasok sa coolant kahit na ang mga fuel rod ay nawasak;
• ang carbon steel ay ginagamit sa pangunahing circuit ng reactor ng 2nd unit;
• ang teknolohiya para sa paggamit at paghawak ng likidong metal coolant ay higit na pinagkadalubhasaan;

Ang Beloyarsk NPP ay ang unang nuclear power plant sa Russia na nakaharap sa pagsasanay ang pangangailangan upang malutas ang problema ng pag-decommissioning ng mga ginugol na yunit ng reaktor. Ang pag-unlad ng lugar na ito ng aktibidad, na napaka-kaugnay para sa buong industriya ng enerhiya ng nukleyar, ay nagkaroon ng mahabang panahon ng pagpapapisa ng itlog dahil sa kakulangan ng base ng dokumento ng organisasyon at regulasyon at ang hindi nalutas na isyu ng suporta sa pananalapi.

Ang higit sa 50-taong panahon ng operasyon ng Beloyarsk NPP ay may tatlong medyo natatanging mga yugto, na ang bawat isa ay may sariling mga lugar ng aktibidad, mga tiyak na paghihirap sa pagpapatupad nito, mga tagumpay at pagkabigo.

Ang unang yugto (mula 1964 hanggang kalagitnaan ng 70s) ay ganap na nauugnay sa paglulunsad, pag-unlad at pagkamit ng antas ng disenyo ng kapangyarihan ng 1st stage na mga yunit ng kuryente, maraming gawaing muling pagtatayo at paglutas ng mga problema na nauugnay sa mga hindi perpektong disenyo ng mga yunit, mga teknolohikal na rehimen at pagtiyak ng napapanatiling operasyon ng mga channel ng gasolina. Ang lahat ng ito ay nangangailangan ng napakalaking pisikal at intelektwal na pagsisikap mula sa mga kawani ng istasyon, na, sa kasamaang-palad, ay hindi nakoronahan ng kumpiyansa sa kawastuhan at mga prospect ng pagpili ng uranium-graphite reactors na may nuclear superheated steam para sa karagdagang pag-unlad ng nuclear energy. Gayunpaman, ang pinakamahalagang bahagi ng naipon na karanasan sa pagpapatakbo ng 1st stage ay isinasaalang-alang ng mga taga-disenyo at konstruktor kapag lumilikha ng mga uranium-graphite reactor ng susunod na henerasyon.

Ang simula ng 70s ay nauugnay sa pagpili ng isang bagong direksyon para sa karagdagang pag-unlad ng nuclear energy ng bansa - mabilis na neutron reactor na mga halaman na may kasunod na pag-asa ng pagbuo ng ilang mga yunit ng kuryente na may mga breeder reactor gamit ang halo-halong uranium-plutonium fuel. Kapag tinutukoy ang lokasyon para sa pagtatayo ng unang pilot na pang-industriya na yunit gamit ang mabilis na mga neutron, ang pagpipilian ay nahulog sa Beloyarsk NPP. Ang pagpili na ito ay makabuluhang naiimpluwensyahan ng pagkilala sa kakayahan ng mga construction team, installer at plant personnel na maayos na maitayo ang natatanging power unit na ito at pagkatapos ay matiyak ang maaasahang operasyon nito.

Ang desisyon na ito ay minarkahan ang pangalawang yugto sa pagbuo ng Beloyarsk NPP, na sa karamihan ay nakumpleto sa desisyon ng Komisyon ng Estado na tanggapin ang nakumpletong pagtatayo ng power unit na may BN-600 reactor na may "mahusay" na rating, bihirang ginagamit sa pagsasanay.

Ang pagtiyak sa kalidad ng trabaho sa yugtong ito ay ipinagkatiwala sa pinakamahusay na mga espesyalista mula sa parehong mga kontratista sa konstruksiyon at pag-install at mga tauhan ng pagpapatakbo ng istasyon. Ang mga tauhan ng planta ay nakakuha ng malawak na karanasan sa pag-set up at pag-master ng mga kagamitan sa nuclear power plant, na aktibo at mabungang ginamit sa panahon ng pag-commissioning sa Chernobyl at Kursk nuclear power plants. Espesyal na pagbanggit ay dapat gawin ng Bilibino NPP, kung saan, bilang karagdagan sa paggawa ng komisyon, ang isang malalim na pagsusuri ng proyekto ay isinagawa, batay sa kung saan ang isang bilang ng mga makabuluhang pagpapabuti ay ginawa.

Sa pag-commissioning ng ikatlong bloke, nagsimula ang ikatlong yugto ng pagkakaroon ng istasyon, na nagpapatuloy nang higit sa 35 taon. Ang mga layunin ng yugtong ito ay upang makamit ang mga parameter ng disenyo ng yunit, kumpirmahin sa pagsasanay ang posibilidad na mabuhay ng mga solusyon sa disenyo at makakuha ng karanasan sa pagpapatakbo para sa kasunod na pagsasaalang-alang sa disenyo ng isang serial unit na may breeder reactor. Ang lahat ng mga layuning ito ay matagumpay na nakamit.

Ang mga konsepto ng kaligtasan na inilatag sa disenyo ng yunit ay karaniwang nakumpirma. Dahil ang boiling point ng sodium ay halos 300 o C na mas mataas kaysa sa operating temperature nito, ang BN-600 na reactor ay nagpapatakbo ng halos walang pressure sa reactor vessel, na maaaring gawa sa mataas na plastic na bakal. Ito ay halos inaalis ang posibilidad ng mabilis na pagbuo ng mga bitak. At ang three-circuit scheme ng heat transfer mula sa reactor core na may pagtaas ng pressure sa bawat kasunod na circuit ay ganap na nag-aalis ng posibilidad ng radioactive sodium mula sa 1st circuit na makapasok sa pangalawang (non-radioactive) circuit, at higit pa sa singaw-tubig ikatlong circuit.

Ang pagkumpirma ng nakamit na mataas na antas ng kaligtasan at pagiging maaasahan ng BN-600 ay ang pagsusuri sa kaligtasan na isinagawa pagkatapos ng aksidente sa Chernobyl nuclear power plant, na hindi nagpahayag ng pangangailangan para sa anumang kagyat na teknikal na pagpapabuti. Ang mga istatistika sa pag-activate ng mga proteksyong pang-emerhensiya, emergency shutdown, hindi planadong pagbawas sa operating power at iba pang mga pagkabigo ay nagpapakita na ang BN-6OO reactor ay hindi bababa sa 25% ng pinakamahusay na nuclear unit sa mundo.

Ayon sa mga resulta ng taunang kumpetisyon, Beloyarsk NPP noong 1994, 1995, 1997 at 2001. ay iginawad ang pamagat na "Pinakamahusay na NPP sa Russia".

Ang power unit No. 4 na may fast neutron reactor BN-800 ay nasa pre-startup stage. Ang bagong 4th power unit na may BN-800 reactor na may kapasidad na 880 MW ay dinala sa minimum controlled power level noong Hunyo 27, 2014. Ang power unit ay idinisenyo upang makabuluhang palawakin ang fuel base ng nuclear energy at mabawasan ang radioactive waste sa pamamagitan ng organisasyon ng isang closed nuclear fuel cycle.

Ang posibilidad ng karagdagang pagpapalawak ng Beloyarsk NPP na may power unit No. 5 na may mabilis na reaktor na may kapasidad na 1200 MW ay isinasaalang-alang - ang pangunahing komersyal na yunit ng kuryente para sa serial construction.