Daha önceki yazılarımızda ne güneş enerjisinin (pillerin hızlı bozulması ve maliyeti nedeniyle) ne de termonükleer enerjinin (deneysel reaktörlerde pozitif enerji çıktısı elde edildikten sonra bile) insanlığın ihtiyacını karşılayamayacağını öğrenmiştik. fantastik miktar ticari kullanıma geçişte sorun olmaya devam ediyor). Ne anlamda?

Yüz yıldan fazla bir süredir, insanlığın tüm ilerlemesine rağmen, elektriğin büyük bir kısmı, kömürün (hala dünya üretim kapasitesinin %40,7'si için enerji kaynağı olan), gazın (%21,2), gazın (%21,2) sıradan yanmasından elde ediliyor. petrol ürünleri (%5,5) ve hidroelektrik (%16,2 daha, toplamda %83,5).

Geriye kalan, geleneksel termal nötron reaktörleri (nadir ve pahalı U-235 gerektirir) ve reaktörlerle nükleer enerjidir. hızlı nötronlar("kapalı yakıt döngüsünde" doğal U-238 ve toryumu işleyebilir).

Bu efsanevi “kapalı yakıt döngüsü” nedir, hızlı ve termal nötron reaktörleri arasındaki farklar nelerdir, hangi tasarımlar mevcuttur, tüm bunlardan ne zaman mutluluk bekleyebiliriz ve elbette - güvenlik meselesi - kesim altında.

Nötronlar ve uranyum hakkında

Hepimize okulda U-235'in bir nötron çarptığında enerjiyi bölüp serbest bıraktığı ve 2-3 nötronun daha açığa çıktığı söylendi. Gerçekte elbette her şey biraz daha karmaşıktır ve bu süreç büyük ölçüde bu ilk nötronun enerjisine bağlıdır. Nötron yakalama reaksiyonunun (U-238 + n -> U-239 ve U-235 + n -> U-236) kesit (=olasılık) ve U-235 için fisyon reaksiyonunun grafiklerine bakalım. ve nötronların enerjisine (=hızına) bağlı olarak U-238:

Görebildiğimiz gibi, U-235 için fisyonla bir nötron yakalama olasılığı, nötron enerjisinin azalmasıyla artar, çünkü geleneksel nükleer reaktörlerde nötronlar, hızları ile aynı mertebede olacak şekilde grafit/su içinde "yavaşlatılır". kristal kafesteki atomların termal titreşim hızı (dolayısıyla adı - termal nötronlar). Ve U-238'in termal nötronlar tarafından bölünme olasılığı U-235'ten 10 milyon kat daha azdır, bu nedenle U-235'i almak için tonlarca doğal uranyumun işlenmesi gerekmektedir.

Alttaki grafiğe bakan biri şöyle diyebilir: Ah, harika fikir! Ucuz U-238'i 10 MeV nötronla kızartalım - bu bir zincirleme reaksiyonla sonuçlanmalıdır, çünkü fisyon için kesit grafiğinin yukarı çıktığı yer burasıdır! Ancak bir sorun var: Reaksiyon sonucunda salınan nötronların enerjisi yalnızca 2 MeV veya daha az (ortalama ~1,25) ve bu, U-238'deki hızlı nötronlar üzerinde kendi kendine devam eden bir reaksiyonu başlatmak için yeterli değil. (ya daha fazla enerjiye ihtiyaç vardır ya da her bölümden daha fazla nötron uçup gitmiştir). Eh, insanlık bu evrende şanssız...

Ancak U-238'deki hızlı nötronlara karşı kendi kendine devam eden bir reaksiyon bu kadar kolay olsaydı, Oklo'daki U-235'te olduğu gibi doğal nükleer reaktörler de olurdu ve dolayısıyla U-238, U-238'de doğada bulunmazdı. büyük mevduat şeklinde.

Son olarak, reaksiyonun "kendi kendine devam eden" doğasını terk edersek, U-238'i doğrudan enerji üretmek için bölmek hala mümkündür. Bu, örneğin termonükleer bombalarda kullanılır - D+T reaksiyonundan gelen 14.1 MeV nötronlar, bomba kabuğundaki U-238'i böler - ve böylece patlamanın gücü neredeyse ücretsiz olarak artırılabilir. Kontrollü koşullar altında, teorik olarak birleştirme olasılığı mevcuttur. Füzyon reaktörü ve fisyon reaksiyonundan dolayı termonükleer füzyonun enerjisini ~10-50 kat artırmak için U-238'den oluşan bir örtü (kabuk).

Peki kendi kendini idame ettiren bir reaksiyonda U-238 ile toryumu nasıl ayırırsınız?

Kapalı yakıt çevrimi

Fikir şu: Fisyon kesitine değil, yakalama kesitine bakalım: Uygun bir nötron enerjisiyle (ne çok düşük ne de çok yüksek), U-238 bir nötronu yakalayabilir ve 2 bozunumdan sonra plütonyum-239 olabilir:

Kullanılmış yakıttan plütonyum, hem hızlı reaktörlerde hem de geleneksel termal reaktörlerde yakılabilen MOX yakıtı (plütonyum ve uranyum oksitlerin bir karışımı) yapmak için kimyasal olarak izole edilebilir. Kullanılmış yakıtın kimyasal olarak yeniden işlenmesi süreci, yüksek radyoaktivitesi nedeniyle çok zor olabilir ve henüz tam olarak çözülmemiştir ve pratik olarak çözülmemiştir (ancak çalışmalar devam etmektedir).

Doğal toryum için - benzer bir süreç, toryum bir nötron yakalar ve kendiliğinden fisyondan sonra uranyum-233 haline gelir; bu, yaklaşık olarak uranyum-235 ile aynı şekilde bölünür ve kullanılmış yakıttan kimyasal olarak salınır:

Bu reaksiyonlar elbette geleneksel termal reaktörlerde de meydana gelir; ancak moderatör (nötron yakalama şansını büyük ölçüde azaltır) ve kontrol çubukları (nötronların bir kısmını emer) nedeniyle üretilen plütonyum miktarı, plütonyumunkinden daha azdır. uranyum-235 yandı. Yakılandan daha fazla bölünebilir madde üretmek için, kontrol çubuklarında (örneğin, sıradan uranyumdan yapılmış kontrol çubukları kullanarak), yapıda, soğutucuda (bununla ilgili daha fazla bilgi aşağıda) ve tamamen nötronları tamamen kaybetmeniz gerekir. nötron moderatöründen (grafit veya su) kurtulun.

Hızlı nötronlar için fisyon kesitinin termal olanlardan daha küçük olması nedeniyle, reaktör çekirdeğindeki bölünebilir malzeme (U-235, U-233, Pu-239) konsantrasyonunun 2-4'ten arttırılması gerekmektedir. %20 ve üzeri. Yeni yakıt üretimi ise bu çekirdeğin etrafına yerleştirilen toryum/doğal uranyum içeren kasetlerde gerçekleştiriliyor.

Şans eseri, eğer fisyon termal bir nötron yerine hızlı bir nötrondan kaynaklanıyorsa, reaksiyon termal nötronların neden olduğu fisyondan yaklaşık 1,5 kat daha fazla nötron üretir; bu da reaksiyonu daha gerçekçi kılar:

Başlangıçta mevcut olandan daha fazla miktarda yakıt üretilmesini mümkün kılan, üretilen nötronların sayısındaki bu artıştır. Elbette yeni yakıt havadan alınmıyor, “işe yaramaz” U-238 ve toryumdan üretiliyor.

Soğutma sıvısı hakkında

Yukarıda öğrendiğimiz gibi hızlı bir reaktörde su kullanılamaz; nötronları son derece etkili bir şekilde yavaşlatır. Onun yerini ne alabilir?

Gazlar: Reaktörü helyumla soğutabilirsiniz. Ancak ısı kapasitelerinin küçük olması nedeniyle güçlü reaktörlerin bu şekilde soğutulması zordur.

Sıvı metaller: Sodyum, potasyum- dünya çapında hızlı reaktörlerde yaygın olarak kullanılmaktadır. Avantajları düşük erime noktası ve neredeyse atmosfer basıncında çalışmasıdır, ancak bu metaller çok iyi yanar ve suyla reaksiyona girer. Dünyanın tek çalışan enerji reaktörü olan BN-600, sodyum soğutucuyla çalışıyor.

Kurşun, bizmut- Rusya'da şu anda geliştirilmekte olan BREST ve SVBR reaktörlerinde kullanılmaktadır. Bariz dezavantajlardan biri - eğer reaktör kurşun/bizmutun donma noktasının altına soğumuşsa - ısıtmak çok zordur ve uzun zaman alır (belirgin olmayanları wiki'deki bağlantıdan okuyabilirsiniz). Genel olarak pek çok teknolojik konu uygulamaya geçme aşamasındadır.

Merkür- cıva soğutuculu bir BR-2 reaktörü vardı, ancak ortaya çıktığı üzere cıva, reaktörün yapısal malzemelerini nispeten hızlı bir şekilde çözüyor - bu nedenle artık cıva reaktörleri inşa edilmedi.

Acayip: Ayrı bir kategori - erimiş tuz reaktörleri - LFTR - faaliyet göstermektedir farklı seçenekler bölünebilir malzemelerin florürleri (uranyum, toryum, plütonyum). ABD'de Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı'nda 60'lı yıllarda 2 adet "laboratuvar" reaktör inşa edilmiş ve o tarihten bu yana birçok proje olmasına rağmen başka reaktör hayata geçirilmemiştir.

İşletme reaktörleri ve ilginç projeler

Rus BOR-60- 1969'dan beri faaliyet gösteren deneysel hızlı nötron reaktörü. Özellikle yeni hızlı nötron reaktörlerinin yapısal elemanlarının test edilmesinde kullanılır.

Rus BN-600, BN-800: Yukarıda da belirtildiği gibi BN-600 dünyadaki tek hızlı nötron güç reaktörüdür. 1980'den beri faaliyet gösteriyor ve hala uranyum-235 kullanıyor.

2014 yılında daha güçlü bir BN-800'ün piyasaya sürülmesi planlanıyor. MOX yakıtının (plütonyumlu) kullanılmaya başlanması ve kapalı bir yakıt döngüsünün geliştirilmesine (üretilen plütonyumun işlenmesi ve yakılmasıyla) başlanması zaten planlanıyor. O zaman seri bir BN-1200 olabilir, ancak yapımına ilişkin karar henüz verilmedi. Hızlı nötron reaktörlerinin inşası ve endüstriyel işletimi konusundaki deneyim açısından Rusya, herkesten çok daha ileri gitmiş ve aktif olarak gelişmeye devam etmektedir.

Japonya'da (Jōyō), Hindistan'da (FBTR) ve Çin'de (Çin Deneysel Hızlı Reaktörü) küçük işletme araştırma hızlı reaktörleri de bulunmaktadır.

Japon Monju reaktörü- dünyanın en şanssız reaktörü. 1995 yılında inşa edildi ve aynı yıl birkaç yüz kilogram sodyum sızıntısı oldu, şirket olayın boyutunu gizlemeye çalıştı (merhaba Fukushima), reaktör 15 yıl süreyle kapatıldı. Mayıs 2010'da reaktör nihayet azaltılmış güçle çalıştırıldı, ancak Ağustos ayında yakıt transferi sırasında 3,3 tonluk bir vinç reaktöre düşürüldü ve bu vinç hemen sıvı sodyuma battı. Vinci ancak Haziran 2011'de almak mümkün oldu. 29 Mayıs 2013'te reaktörün sonsuza kadar kapatılmasına karar verilecek.

Yürüyen dalga reaktörü: Gerçekleştirilmemiş iyi bilinen projeler arasında TerraPower şirketinin “gezici dalga reaktörü” - gezici dalga reaktörü bulunmaktadır. Bu proje Bill Gates tarafından desteklendi ve Habré'de bunun hakkında iki kez yazdılar: , . Fikir, reaktörün "çekirdeğinin" zenginleştirilmiş uranyumdan oluşması ve çevresinde, gelecekte yakıtın üretileceği U-238/toryum kasetlerinin bulunmasıydı. Daha sonra robot bu kasetleri merkeze yaklaştıracak ve reaksiyon devam edecek. Ancak gerçekte tüm bu işleri kimyasal işlem olmadan yapmak çok zordur ve proje hiçbir zaman hayata geçmedi.

Nükleer enerjinin güvenliği konusunda

Fukushima'dan sonra insanlığın nükleer enerjiye güvenebileceğini nasıl söyleyebilirim?

Gerçek şu ki, herhangi bir enerji tehlikelidir. Diğer şeylerin yanı sıra elektrik üretmek amacıyla inşa edilen Çin'deki Banqiao barajındaki kazayı hatırlayalım - ardından 26 bin kişi öldü. 171 bine kadar İnsan. Kaza tarihi Sayano-Şuşenskaya HES- 75 kişi öldü. Yalnızca Çin'de, kömür madenciliği sırasında her yıl 6.000 madenci ölüyor ve buna termik santrallerden çıkan egzozu solumanın sağlık üzerindeki sonuçları dahil değil.

Nükleer santrallerdeki kazaların sayısı güç ünitesi sayısına bağlı değildir, çünkü Her kaza bir seride yalnızca bir kez meydana gelebilir. Her olaydan sonra tüm birimlerde sebepler analiz edilerek ortadan kaldırılmaktadır. Yani Çernobil kazasından sonra tüm birimler değiştirildi ve Fukushima'dan sonra nükleer enerji Japonların elinden tamamen alındı ​​(ancak komplo teorileri de var - ABD ve müttefiklerinin uranyum sıkıntısı çekmesi bekleniyor) Önümüzdeki 5-10 yıl içinde 235).

Kullanılmış yakıtla ilgili sorun hızlı nötron reaktörleri tarafından doğrudan çözülüyor çünkü Atık işleme teknolojisinin iyileştirilmesine ek olarak, daha az atık üretilir: ağır (aktinit), uzun ömürlü reaksiyon ürünleri de hızlı nötronlar tarafından "yakılır".

Çözüm

Hızlı reaktörler herkesin termonükleer reaktörlerden beklediği temel avantaja sahiptir; bunların yakıtı insanlığa binlerce ve on binlerce yıl yetecektir. Madencilik yapmanıza bile gerek yok - zaten çıkarıldı ve öylece duruyor

Federal Devlet Üniter Teşebbüsü "Makine Mühendisliği Deneysel Tasarım Bürosu" bilimsel direktörü Akademisyen F. Mitenkov, adını almıştır. I. I. Afrikantova (Nizhny Novgorod).

Akademisyen Fyodor Mihayloviç Mitenkov, fiziksel ve teknik temellerin geliştirilmesi ve hızlı nötron güç reaktörlerinin yaratılması nedeniyle 2004 yılında Küresel Enerji Ödülü'ne layık görüldü (bkz. Bilim ve Yaşam No. 8, 2004). Ödül sahibi tarafından gerçekleştirilen araştırmalar ve bunların işletmedeki BN-350, BN-600, inşaat halindeki BN-800 ve tasarlanmakta olan BN-1800 reaktör tesislerinde pratik uygulamaları, insanlık için yeni şeyler açıyor, umut verici yön nükleer enerjinin gelişimi.

BN-600 reaktörlü Beloyarsk NPP.

Akademisyen F. M. Mitenkov, Haziran 2004'teki Küresel Enerji Ödülü ödül töreninde.

Bilim ve yaşam // İllüstrasyonlar

Bilim ve yaşam // İllüstrasyonlar

Şematik diyagram hızlı nötron reaktörü BN-350.

Hızlı enerji reaktörü BN-600'ün şematik diyagramı.

BN-600 reaktörünün merkez salonu.

BN-800 hızlı nötron reaktörü 880 MW elektrik gücüne ve 1,47 GW termal güce sahiptir. Aynı zamanda tasarımı hem normal çalışma sırasında hem de akla gelebilecek herhangi bir kazada tam güvenlik sağlar.

Bilim ve yaşam // İllüstrasyonlar

Güç tüketimi - en önemli gösterge Bu, herhangi bir ülkenin nüfusunun ekonomik kalkınma, ulusal güvenlik ve refah düzeyini büyük ölçüde belirler. Enerji tüketimindeki artış her zaman insan toplumunun gelişmesine eşlik etmiştir, ancak bu özellikle yirminci yüzyılda daha hızlı olmuştur: enerji tüketimi neredeyse 15 kat artarak sonunda yaklaşık 9,5 milyar ton petrol eşdeğeri (tep) mutlak değere ulaşmıştır. Kömür, petrol ve doğal gazın yanması küresel enerji tüketiminin yaklaşık %80'ini sağlar. 21. yüzyılda özellikle gelişmekte olan ülkelerde büyümesi şüphesiz devam edecektir. ekonomik gelişme ve nüfusun yaşam kalitesinin iyileştirilmesi, kaçınılmaz olarak tüketilen enerji miktarında, özellikle de en evrensel türü olan elektrikte önemli bir artışla ilişkilidir. 21. yüzyılın ortalarına gelindiğinde küresel enerji tüketiminin iki katına, elektrik tüketiminin ise üç katına çıkması öngörülüyor.

Enerji tüketimindeki genel artış eğilimi, çoğu ülkenin petrol ve doğal gaz ithalatına bağımlılığını artırmakta, enerji kaynaklarına erişim rekabetini yoğunlaştırmakta ve küresel güvenliğe tehdit oluşturmaktadır. Aynı zamanda, öncelikle hidrokarbon yakıt yanma ürünlerinin emisyonlarından kaynaklanan kabul edilemez hava kirliliği tehlikesi nedeniyle, enerji üretiminin çevresel sonuçlarına ilişkin endişeler artıyor.

Bu nedenle, çok uzak olmayan bir gelecekte insanlık, artan enerji ihtiyaçlarını kabul edilemez çevresel sonuçlar olmadan uzun süre güvenilir bir şekilde karşılayacak alternatif "karbonsuz" enerji üretim teknolojilerinin kullanımına geçmek zorunda kalacak. Ancak şu anda bilinen yenilenebilir enerji kaynaklarının (rüzgar, güneş, jeotermal, gelgit vb.) potansiyel yetenekleri nedeniyle büyük ölçekli enerji üretimi için kullanılamayacağını kabul etmek zorundayız (bkz. "Bilim ve Yaşam" No. 10, 2002 - Not ed.). Ve çok umut verici olan kontrollü termonükleer füzyon teknolojisi hala araştırma ve gösteri amaçlı bir nükleer reaktör oluşturma aşamasındadır (bkz. "Bilim ve Yaşam" No. 8, 2001, No. 9, 2001 - Not ed.).

Bu makalenin yazarı da dahil olmak üzere pek çok uzmana göre, 21. yüzyılda insanlığın gerçek enerji tercihi, fisyon reaktörlerine dayalı nükleer enerjinin yaygınlaşması olacaktır. Nükleer enerji artık küresel yakıt ve enerji talebindeki artışın önemli bir bölümünü üstlenebilir. Bugün, payı yaklaşık %18 (Rusya'da - yaklaşık %16) olan başta elektrik olmak üzere küresel enerji tüketiminin yaklaşık %6'sını sağlamaktadır.

İçinde bulunduğumuz yüzyılda nükleer enerjinin daha yaygın kullanımının ana enerji kaynağı haline gelmesi için çeşitli koşullar gerekmektedir. Her şeyden önce, nükleer enerjinin nüfus ve çevre için garantili güvenlik gereksinimlerini karşılaması gerekiyor ve nükleer yakıt üretimi için doğal kaynaklar, en az birkaç yüzyıl boyunca "büyük" nükleer enerjinin işleyişini sağlamalıdır. Ayrıca teknik ve ekonomik göstergeler açısından nükleer enerji, hidrokarbon yakıtları kullanan en iyi enerji kaynaklarından daha aşağı olmamalıdır.

Modern nükleer enerjinin bu gereksinimleri nasıl karşıladığını görelim.

Nükleer enerjinin garantili güvenliği hakkında

Başlangıcından bu yana, nükleer enerjinin güvenlik sorunları sistematik ve bilimsel bir temelde ele alınmış ve oldukça etkili bir şekilde çözülmüştür. Bununla birlikte, oluşumu sırasında, iki büyük ölçekli kaza da dahil olmak üzere kabul edilemez radyoaktivite salınımları nedeniyle acil durumlar ortaya çıktı: 1979'da Three Mile Island nükleer santralinde (ABD) ve 1979'da Çernobil nükleer santrali(SSCB) 1986'da. Bu bağlamda, Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (IAEA) himayesi altındaki küresel bilim adamları ve nükleer uzmanlar topluluğu, fiziksel olarak mümkün olan herhangi bir durumda çevre ve nüfus üzerindeki kabul edilemez etkileri neredeyse tamamen ortadan kaldıran öneriler geliştirmiştir. nükleer santrallerdeki kazalar. Bunlar özellikle şunları sağlar: Tasarım, reaktör çekirdeğinin erimesinin hariç tutulduğunu güvenilir bir şekilde kanıtlamıyorsa, böyle bir kaza olasılığı dikkate alınmalı ve reaktör tasarımında sağlanan fiziksel bariyerlerin kanıtlanması gerekir. çevre için kabul edilemez sonuçların ortadan kaldırılacağı garanti edilir. UAEK tavsiyeleri dahil ayrılmaz parça Dünyadaki birçok ülkede ulusal nükleer güvenlik standartlarına dahil edilmiştir. Modern reaktörlerin güvenli çalışmasını sağlayan bazı mühendislik çözümleri aşağıda BN-600 ve BN-800 reaktörleri örneği kullanılarak anlatılmıştır.

Nükleer yakıt üretimi için kaynak tabanı

Nükleer uzmanlar, su veya grafit nötron moderatörlü "termal" nükleer reaktörlere dayanan mevcut nükleer enerji teknolojisinin, büyük ölçekli nükleer enerjinin gelişmesini sağlayamayacağını biliyor. Bunun nedeni, bu tür reaktörlerde doğal uranyum kullanımının düşük verimliliğidir: yalnızca doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72 olan U-235 izotopu kullanılır. Bu nedenle, “büyük” nükleer enerjinin geliştirilmesine yönelik uzun vadeli strateji, hızlı olarak adlandırılan yakıt çevriminin kullanımına dayalı gelişmiş kapalı yakıt döngüsü teknolojisine geçişi içermektedir. nükleer reaktörler ve nükleer enerji santrallerinin reaktörlerinden boşaltılan yakıtın, daha sonra yanmamış ve yeni oluşan bölünebilir izotopların enerji döngüsüne geri döndürülmesi için yeniden işlenmesi.

"Hızlı" bir reaktörde, nükleer yakıttaki fisyon olaylarının çoğu, enerjisi 0,1 MeV'den fazla olan hızlı nötronlardan kaynaklanır (bu nedenle "hızlı" reaktör adı verilir). Aynı zamanda, reaktörde sadece çok nadir izotop U-235'in değil, aynı zamanda doğal uranyumun ana bileşeni olan U-238'in de (~%99,3) fisyonu meydana gelir; fisyon olasılığı nötron spektrumundadır. Bir “termal reaktörün” oranı çok düşüktür. "Hızlı" bir reaktörde, her nükleer fisyon olayında, U-238'in plütonyum Pu-239'un bölünebilir izotopuna yoğun şekilde dönüştürülmesi için kullanılabilecek daha fazla sayıda nötronun üretilmesi temel olarak önemlidir. Bu dönüşüm şu şekilde gerçekleşir Nükleer reaksiyon:

Hızlı bir reaktörün nötron-fiziksel özellikleri, reaktörde başlangıçta yüklenen miktardan daha fazla ikincil plütonyum oluştuğunda, içindeki plütonyum oluşum sürecinin uzatılmış üreme karakterine sahip olabileceği şekildedir. Bir nükleer reaktörde aşırı miktarda bölünebilir izotop oluşturma sürecine "üreme" (İngiliz türünden - çoğalmak) denir. Bu terim, plütonyum yakıtlı hızlı reaktörler veya çoğaltıcılar için uluslararası kabul görmüş adla ilişkilidir.

Islah sürecinin pratikte uygulanması nükleer enerjinin geleceği açısından temel öneme sahiptir. Gerçek şu ki, böyle bir süreç doğal uranyumun neredeyse tamamen kullanılmasını mümkün kılıyor ve böylece çıkarılan her bir ton doğal uranyumdan elde edilen enerji "verimini" neredeyse yüz kat artırıyor. Bu, uzun bir tarihsel perspektif için nükleer enerjinin neredeyse tükenmez yakıt kaynaklarına giden yolu açmaktadır. Bu nedenle yetiştiricilerin kullanımının genel olarak kabul edildiği kabul edilmektedir. gerekli kondisyon Büyük ölçekli nükleer enerjinin yaratılması ve işletilmesi.

1940'ların sonlarında hızlı üretken reaktörler oluşturmanın temel olanağının farkına varılmasının ardından, dünya çapında bunların nötronik özelliklerine yönelik yoğun araştırmalar ve uygun mühendislik çözümleri arayışı başladı. Ülkemizde hızlı reaktörlerle ilgili araştırma ve geliştirme çalışmalarının başlatıcısı, 1972 yılındaki ölümüne kadar Ukrayna Bilimler Akademisi Akademisyeni Alexander Ilyich Leypunsky idi. bilimsel süpervizör Obninsk Fizik ve Enerji Enstitüsü (PEI).

Hızlı reaktörler oluşturmanın mühendislik zorlukları, bir takım doğal özelliklerle ilişkilidir. Bunlar şunları içerir: yakıtın yüksek enerji yoğunluğu; yoğun soğutmasını sağlama ihtiyacı; soğutucunun, reaktörün yapısal elemanlarının ve ekipmanının yüksek çalışma sıcaklıkları; Hızlı nötronlarla yoğun ışınlamanın neden olduğu yapısal malzemelerde radyasyon hasarı. Bu yeni bilimsel ve teknik sorunları çözmek ve hızlı reaktörlerin teknolojisini geliştirmek için, 1960-1980'lerde bir dizi deney ve gösterinin oluşturulmasının yanı sıra, benzersiz stantlarla büyük ölçekli bir araştırma ve deney üssünün geliştirilmesi gerekliydi. Rusya, ABD, Fransa, İngiltere ve Almanya'da bu tür güç reaktörleri. Su ve buharla aktif olarak reaksiyona girmesine rağmen, tüm ülkelerde hızlı reaktörler için soğutma ortamı - soğutucu - olarak sodyumun seçilmesi dikkat çekicidir. Sodyumun soğutucu olarak belirleyici avantajları, olağanüstü derecede iyi termofiziksel özellikleri (yüksek termal iletkenlik, yüksek ısı kapasitesi, yüksek kaynama noktası), dolaşım için düşük enerji tüketimi, reaktörün yapısal malzemeleri üzerindeki korozif etkisinin azaltılması ve göreceli olarak kolay işlenmesidir. çalışma sırasında temizliği.

1000 MW termal güce sahip ilk yerli gösteri hızlı nötron güç reaktörü BN-350, 1973 yılında Hazar Denizi'nin doğu kıyısında işletmeye alındı ​​(bkz. "Bilim ve Yaşam" No. 11, 1976 - Not ed.). Nükleer enerji için geleneksel bir döngü ısı transfer şemasına ve termal enerjiyi dönüştürmek için bir buhar türbini kompleksine sahipti. Reaktörün termal gücünün bir kısmı elektrik üretmek için kullanıldı, geri kalanı tuzdan arındırma için kullanıldı deniz suyu. Biri ayırt edici özellikleri Bunun diyagramları ve sodyum soğutuculu müteakip reaktör kurulumları - reaktör ile buhar-su devresi arasında güvenlik hususlarının gerektirdiği bir ara ısı transfer devresinin varlığı.

BN-350 reaktör tesisi, teknolojik şemasının karmaşıklığına rağmen, Mangyshlak Enerji Santrali ve Shevchenko'daki (şu anda Aktau, Kazakistan) deniz suyu tuzdan arındırma tesisinin bir parçası olarak 1973'ten 1988'e kadar (tasarım süresinden beş yıl daha uzun) başarıyla işletildi. .

BN-350 reaktöründeki sodyum devrelerinin büyük dallara ayrılması endişe yarattı, çünkü acil bir basınç kaybı durumunda yangın meydana gelebilir. Bu nedenle, BN-350 reaktörünün piyasaya sürülmesini beklemeden SSCB, büyük çaplı sodyum boru hatlarının bulunmadığı ve neredeyse tüm radyoaktif sodyumun bulunmadığı, entegre bir tasarıma sahip daha güçlü bir hızlı reaktör BN-600 tasarlamaya başladı. birincil devre reaktör kabında yoğunlaştırıldı. Bu, ilk sodyum devresinin basınçsız hale gelme riskini neredeyse tamamen ortadan kaldırmayı, tesisin yangın tehlikesini azaltmayı ve reaktörün radyasyon güvenliği seviyesini ve güvenilirliğini arttırmayı mümkün kıldı.

BN-600 reaktör tesisi, Beloyarsk NPP'nin üçüncü güç ünitesinin bir parçası olarak 1980'den beri güvenilir bir şekilde çalışıyor. Bugün dünyada faaliyet gösteren en güçlü hızlı nötron reaktörüdür ve benzersiz bir operasyonel deneyim kaynağı olarak hizmet vermekte ve gelişmiş yapısal malzemeler ve yakıtın tam ölçekli testleri için bir temel oluşturmaktadır.

Rusya'da bu tür reaktörlerin müteakip tüm projelerinin yanı sıra yurt dışında geliştirilen ticari hızlı reaktör projelerinin çoğu entegre bir tasarım kullanıyor.

Hızlı reaktörlerin güvenliğinin sağlanması

Zaten ilk hızlı nötron güç reaktörlerinin tasarımı sırasında büyük ilgi hem normal çalışmaları sırasında hem de kullanım sırasında güvenlik konularına dikkat ettiler. acil durumlar. Uygun tasarım çözümlerine yönelik arama yönleri, reaktörün kendi kendini koruması ve sonuçlarını sınırlayan potansiyel kazaların lokalizasyonu için etkili sistemlerin kullanılması yoluyla çevre ve nüfus üzerindeki kabul edilemez etkilerin hariç tutulması gerekliliğine göre belirlendi.

Bir reaktörün kendini savunması öncelikle negatif etkinin etkisine dayanır. geri bildirim nükleer yakıtın fisyon sürecinin, reaktörün sıcaklığı ve gücünün artmasıyla ve ayrıca reaktörde kullanılan malzemelerin özellikleriyle stabilize edilmesi. Hızlı reaktörlerin doğasında var olan güvenliği göstermek için, bunların içindeki sodyum soğutucu kullanımıyla ilgili bazı özelliklerine dikkat çekeceğiz. Sıcaklık Sodyumun kaynama noktası (normal fiziksel koşullar altında 883oC), reaktör kabında atmosferik basınca yakın bir basıncın korunmasını mümkün kılar. Bu, reaktörün tasarımını basitleştirir ve güvenilirliğini arttırır. Reaktör kabı, çalışma sırasında büyük mekanik yüklere maruz kalmaz, dolayısıyla yırtılma olasılığı, varsayımsal sınıfa ait olduğu mevcut basınçlı su reaktörlerinden bile daha azdır. Ancak hızlı bir reaktörde böyle bir kaza bile, nükleer yakıtın güvenilir bir şekilde soğutulması açısından tehlike oluşturmaz, çünkü gemi sızdırmaz bir güvenlik mahfazası ile çevrilidir ve içine olası sodyum sızıntısının hacmi önemsizdir. Entegre bir tasarıma sahip hızlı bir reaktörde boru hatlarının sodyum soğutucu ile basıncının düşürülmesi de yol açmaz tehlikeli durum. Sodyumun ısı kapasitesi oldukça yüksek olduğundan, buhar-su devresindeki ısının tamamen kesilmesi durumunda bile, reaktördeki soğutucunun sıcaklığı saatte yaklaşık 30 derece artacaktır. Normal çalışma sırasında reaktör çıkışındaki soğutucu sıcaklığı 540oC'dir. Sodyumun kaynamasından önce önemli bir sıcaklık marjı, böyle beklenmedik bir kazanın sonuçlarını sınırlamak için önlem almak için yeterli bir zaman rezervi sağlar.

BN-600'ün temel mühendislik çözümlerini kullanan BN-800 reaktörünün tasarımında, reaktörün bütünlüğünün korunması ve olası bir olayda bile çevreye kabul edilemez etkilerin oluşmaması için ek önlemler alınmıştır. Reaktör çekirdeğinin erimesini içeren varsayımsal, son derece olası olmayan bir kaza.

BN-600 reaktörünün kontrol paneli.

Hızlı reaktörlerin uzun süre çalıştırılması, sağlanan güvenlik önlemlerinin yeterliliğini ve etkinliğini doğrulamıştır. BN-600 reaktörünün 25 yıllık çalışması boyunca, aşırı radyoaktivite salınımı, personelin ve özellikle yerel halkın maruz kalmasıyla ilgili herhangi bir kaza yaşanmadı. Hızlı reaktörler yüksek operasyonel kararlılığa sahiptir ve kontrol edilmesi kolaydır. Yangın tehlikesini etkili bir şekilde etkisiz hale getiren sodyum soğutma sıvısı teknolojisinde uzmanlaşılmıştır. Personel, sızıntıları ve sodyum yanmasını güvenle tespit eder ve bunların sonuçlarını güvenilir bir şekilde ortadan kaldırır. İÇİNDE son yıllar Gittikçe daha fazla geniş uygulama Hızlı reaktör projelerinde, reaktörü personel müdahalesine veya dışarıdan enerji teminine gerek kalmadan güvenli duruma getirebilecek sistem ve cihazlar bulunmaktadır.

Hızlı reaktörlerin teknik ve ekonomik göstergeleri

İlk reaktörler (BN-350 ve BN-600) için sodyum teknolojisinin özellikleri, artan güvenlik önlemleri ve muhafazakar tasarım çözümleri seçimi, su soğutmalı reaktörlere kıyasla daha yüksek maliyetlerinin nedenleri oldu. Ancak bunlar esas olarak hızlı reaktörlerin performansını, güvenliğini ve güvenilirliğini test etmek için oluşturuldu. Başarılı operasyonla bu sorun çözüldü. Bir sonraki reaktör kurulumunu oluştururken - BN-800, toplu kullanım nükleer enerjide, teknik ve ekonomik özelliklere daha fazla dikkat edildi ve sonuç olarak, belirli sermaye maliyetleri açısından, yerli yavaş nötron güç reaktörlerinin ana türü olan VVER-1000'e önemli ölçüde yaklaşmak mümkün oldu.

Şu ana kadar, sodyum soğutuculu hızlı reaktörlerin daha fazla teknik ve ekonomik gelişme açısından büyük bir potansiyele sahip olduğu kabul edilebilir. Ekonomik özelliklerini iyileştirirken aynı zamanda güvenlik seviyesini de arttırmanın ana yönleri şunlardır: reaktörün ünite gücünün ve güç ünitesinin ana bileşenlerinin arttırılması, ana ekipmanın tasarımının iyileştirilmesi, süperkritik buhar parametrelerine geçiş Termal enerji dönüşüm döngüsünün termodinamik verimliliği, sistemi taze ve kullanılmış yakıtların işlenmesi için optimize etme, nükleer yakıtın yanmasını artırma, yüksek enerjili bir çekirdek oluşturma iç katsayıüreme oranı (CR) - 1'e kadar, hizmet ömrünü 60 yıla veya daha fazlaya çıkarır.

Gelişim bireysel türler OKBM'de yürütülen tasarım çalışmalarının da gösterdiği gibi ekipman, hem reaktör tesisinin hem de bir bütün olarak güç ünitesinin teknik ve ekonomik göstergelerinin iyileştirilmesinde çok önemli bir etkiye sahip olabilir. Örneğin, gelecek vaat eden BN-1800 reaktörünün yakıt ikmali sistemini iyileştirmeye yönelik çalışmalar, bu sistemin metal tüketimini önemli ölçüde azaltma olasılığını göstermiştir. Modüler buhar jeneratörlerini orijinal tasarımlı kasalı olanlarla değiştirmek, güç ünitesinin buhar jeneratörü bölmesinin alanını, hacmini ve malzeme tüketiminin yanı sıra maliyetlerini de önemli ölçüde azaltabilir.

Reaktör gücünün ve ekipmanların teknolojik gelişiminin metal tüketimi ve sermaye maliyetleri düzeyi üzerindeki etkisi tablodan görülebilir.

Hızlı reaktörlerin geliştirilmesi doğal olarak bir miktar çaba gerektirecektir. endüstriyel Girişimcilik, bilimsel ve tasarım organizasyonları. Bu nedenle, nükleer yakıtın yanmasını artırmak için, reaktör çekirdeği için nötron ışınımına daha dayanıklı yapısal malzemelerin geliştirilmesi ve üretiminde uzmanlaşmak gerekir. Bu yönde çalışmalar şu anda devam ediyor.

Hızlı reaktörler enerjiden daha fazlası için kullanılabilir. Yüksek enerjili nötron akıları, kullanılmış nükleer yakıtta oluşan en tehlikeli uzun ömürlü radyonüklitleri etkili bir şekilde "yakma" kapasitesine sahiptir. Bu, nükleer enerjiden kaynaklanan radyoaktif atıkların yönetilmesi sorununun çözümü açısından temel öneme sahiptir. Gerçek şu ki, bazı radyonüklidlerin (aktinitlerin) yarı ömrü, radyoaktif atıkların nihai bertaraf alanları olarak kabul edilen jeolojik formasyonların bilimsel olarak belirlenen stabilite sürelerini çok aşmaktadır. Bu nedenle, aktinit yakımı ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin kısa ömürlü ürünlere dönüştürülmesiyle kapalı bir yakıt döngüsü kullanarak, nükleer enerji atıklarının nötrleştirilmesi sorununu kökten çözmek ve gömülecek radyoaktif atık hacmini büyük ölçüde azaltmak mümkündür.

Nükleer enerjinin "termal" reaktörlerle birlikte hızlı üretimli reaktörlere ve kapalı yakıt döngüsüne aktarılması, insan toplumunun sürdürülebilir kalkınmasının gereksinimlerini tam olarak karşılayan güvenli bir enerji teknolojisinin yaratılmasını mümkün kılacaktır.

Bugün pek çok uzman, hızlı nötron reaktörlerinin nükleer enerjinin geleceği olduğuna inanıyor. Bu teknolojinin geliştirilmesinde öncülerden biri, Beloyarsk NGS'deki BN-600 hızlı nötron reaktörünün 30 yıldır ciddi bir kaza olmadan çalıştığı, BN-800 reaktörünün burada inşa edildiği ve yeni bir nükleer santralin oluşturulduğu Rusya'dır. ticari BN-1200 reaktörü planlanıyor. Fransa ve Japonya'nın hızlı nötron nükleer santralleri işletme deneyimi var ve Hindistan ve Çin'de hızlı nötron nükleer santralleri kurma planları da düşünülüyor. Şu soru ortaya çıkıyor: Nükleer enerji endüstrisi çok gelişmiş olan bir ülkede - ABD'de neden hızlı nötron enerjisinin geliştirilmesine yönelik pratik programlar yok?

Aslında ABD’de böyle bir proje vardı. Clinch River Damızlık Reaktörü projesinden bahsediyoruz (İngilizce - The Clinch River Breeder Reactor, CRBRP olarak kısaltılmıştır). Bu projenin amacı, LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactors'ın kısaltması) adı verilen benzer Amerikan reaktörlerinin bir sonraki sınıfı için bir gösteri prototipi olacak bir sodyum hızlı reaktör tasarlamak ve inşa etmekti. Aynı zamanda, Clinch River reaktörü, elektrik enerjisi endüstrisinde ticari kullanım amacıyla sıvı metal hızlı reaktör teknolojisinin geliştirilmesine yönelik önemli bir adım olarak tasarlandı. Clinch River reaktörünün yeri, idari olarak Tennessee'deki Oak Ridge şehrinin bir parçası olan 6 km2'lik bir alan olacaktı.

Reaktörün ısıl gücünün 1000 MW, elektrik gücünün ise 350-380 MW aralığında olması gerekiyordu. Bunun için yakıt, iki yakıt zenginleştirme bölgesine sahip bir silindir şeklinde monte edilmiş 198 altıgen düzenek olacaktı. Reaktörün içi %18 oranında zenginleştirilmiş plütonyum içeren 108 parçadan oluşacaktı. Bunların %24 oranında zenginleştirilmiş plütonyum içeren 90 bileşimden oluşan bir dış bölge ile çevrelenmesi gerekiyordu. Bu yapılandırma sağlamalıdır en iyi koşullarısı dağılımı için.

Proje ilk olarak 1970 yılında sunuldu. 1971 yılında ABD Başkanı Richard Nixon bu teknolojiyi ülkenin en önemli araştırma ve geliştirme önceliklerinden biri olarak belirledi.

Uygulanmasını ne engelledi?

Bu kararın nedenlerinden biri proje maliyetlerinin sürekli olarak artmasıydı. 1971 yılında ABD Atom Enerjisi Komisyonu projenin yaklaşık 400 milyon dolara mal olacağını belirledi. Özel sektör, 257 milyon dolarlık taahhütle projenin çoğunu finanse etme sözü verdi. Ancak sonraki yıllarda projenin maliyeti 700 milyona çıktı.O dönemde projenin maliyetinin 3 - 3,2 milyar dolar olduğu tahmin edilmesine rağmen, 1981 yılı itibariyle bir milyar dolarlık bütçe fonu harcanmıştı. üretilen yakıtın üretimi için bir tesisin inşası için gerekli olan bir milyarı saymıyorum bile. 1981 yılında bir kongre komitesi çeşitli suiistimal vakalarını ortaya çıkardı ve bu da projenin maliyetini daha da artırdı.

Kapatma kararından önce projenin maliyetinin 8 milyar dolar olduğu tahmin ediliyordu.

Diğer bir neden ise elektrik üretmek için üreme reaktörünün inşa edilmesi ve işletilmesinin yüksek maliyetiydi. 1981 yılında hızlı bir reaktör inşa etmenin maliyetinin, aynı güçte standart bir hafif su reaktörünün maliyetinin iki katı olacağı tahmin ediliyordu. Üreticinin geleneksel hafif su reaktörleriyle ekonomik açıdan rekabet edebilmesi için uranyum fiyatının pound başına 165 dolar olması gerektiği de tahmin ediliyordu, halbuki gerçekte fiyat pound başına 25 dolardı. Özel üretim şirketleri bu kadar riskli bir teknolojiye yatırım yapmak istemedi.

Yetiştirici programını kısıtlamanın bir diğer ciddi nedeni de tehditti. olası ihlal Silahların yayılmasını önleme rejimi, çünkü bu teknoloji nükleer silah üretiminde de kullanılabilen plütonyum üretiyor. Nükleer silahların yayılmasına ilişkin uluslararası kaygılar nedeniyle, Nisan 1977'de ABD Başkanı Jimmy Carter, ticari hızlı reaktörlerin inşasının süresiz olarak ertelenmesi çağrısında bulundu.

Başkan Carter genel olarak Clinch River projesinin tutarlı bir rakibiydi. Kasım 1977'de, finansmana devam etmek için bir yasa tasarısını veto ettikten sonra Carter, yasanın "yasaklanacak derecede pahalı" olacağını ve "tamamlandığında teknik açıdan geçerliliğini yitireceğini ve ekonomik açıdan olanaksız hale geleceğini" söyledi. Ayrıca genel olarak hızlı reaktör teknolojisinin faydasız olduğunu ifade etti. Carter, hızlı nötron gösteri projesine kaynak akıtmak yerine "mevcut nükleer teknolojilerin güvenliğini artırmak için para harcamayı" önerdi.

Clinch River Projesi, Ronald Reagan'ın 1981'de göreve gelmesinden sonra yeniden başlatıldı. Kongre'nin artan muhalefetine rağmen selefinin yasağını kaldırdı ve inşaat yeniden başladı. Ancak, 26 Ekim 1983'te, inşaat çalışmalarının başarılı ilerlemesine rağmen, ABD Senatosu çoğunluk (56'ya 40) ile inşaat için daha fazla fon talep edilmemesi çağrısında bulundu ve alan terk edildi.

ABD'de düşük güçlü bir mPower reaktörü projesinin geliştirilmeye başlandığı yakın zamanda bir kez daha hatırlandı. Clinch River Nükleer Santrali'nin planlanan inşaat alanı, inşaat alanı olarak değerlendiriliyor.

Hızlı nötron reaktörü.

Büyük ölçekli nükleer enerjinin yapısında önemli rol kapalı yakıt döngüsüne sahip hızlı nötron reaktörlerine tahsis edilmiştir. Doğal uranyum kullanma verimliliğini neredeyse 100 kat artırmayı mümkün kılıyorlar ve böylece nükleer enerjinin dışarıdan geliştirilmesine yönelik kısıtlamaları ortadan kaldırıyorlar. doğal Kaynaklar nükleer yakıt.
Şu anda dünya genelinde 30 ülkede faaliyet gösteren yaklaşık 440 nükleer reaktör bulunmaktadır ve bunlar, dünyada üretilen elektriğin yaklaşık %17'sini sağlamaktadır. Sanayileşmiş ülkelerde “nükleer” elektriğin payı kural olarak en az %30'dur ve giderek artmaktadır. Bununla birlikte, bilim adamlarına göre, işletmede ve yapım aşamasında olan nükleer santrallerde kullanılan modern “termal” nükleer reaktörlere (çoğu VVER ve LWR tipi reaktörlere sahip) dayanan, hızla büyüyen nükleer enerji endüstrisi, içinde bulunduğumuz yüzyılda kaçınılmaz olarak daha da büyüyecektir. Bu istasyonlar için yakıtın bölünebilir elementinin nadir izotop uranyum-235 olması nedeniyle uranyum hammaddesi kıtlığıyla karşı karşıyayız.
Hızlı bir nötron reaktöründe (BN), bir nükleer fisyon reaksiyonu aşırı miktarda ikincil nötron üretir; bunların uranyum-238'den oluşan uranyum yığınında emilmesi, yeni nükleer bölünebilir malzeme plütonyum-239'un yoğun oluşumuna yol açar. . Sonuç olarak, her kilogram uranyum-235'ten, enerji üretiminin yanı sıra, nadir bulunan uranyum-235 yerine herhangi bir nükleer santral reaktöründe yakıt olarak kullanılabilecek bir kg'dan fazla plütonyum-239 elde etmek mümkündür. Bu fiziksel süreç Yakıt üretimi olarak adlandırılan, ana kısmı olan uranyum-238 izotopu (toplam fosil uranyum kütlesinin% 99,3'ü) dahil olmak üzere tüm doğal uranyumun nükleer enerji endüstrisine dahil edilmesine izin verecektir. Modern termal nötron nükleer santrallerindeki bu izotop pratikte enerji üretiminde yer almamaktadır. Sonuç olarak, mevcut uranyum kaynaklarıyla ve doğaya minimum etkiyle enerji üretimi neredeyse 100 kat artırılabilecek. Bu durumda atom enerjisi insanlık için birkaç bin yıl boyunca yeterli olacaktır.
Bilim adamlarına göre “termal” ve “hızlı” reaktörlerin yaklaşık %80:20 oranında ortak çalışması nükleer enerjiye en fazla faydayı sağlayacak verimli kullanım uranyum kaynakları. Bu oranda hızlı reaktörler, termik reaktörlü nükleer santralleri çalıştırmaya yetecek kadar plütonyum-239 üretecek.
Aşırı miktarda ikincil nötron içeren hızlı reaktör teknolojisinin ek bir avantajı, uzun ömürlü (binlerce ve yüz binlerce yıla kadar bozunma süresiyle) radyoaktif fisyon ürünlerini "yakma" ve bunları dönüştürme yeteneğidir. yarı ömrü 200-300 yıldan fazla olmayan kısa ömürlü olanlar. Bu tür dönüştürülmüş radyoaktif atıklar, Dünya'nın doğal radyasyon dengesini bozmadan özel depolama tesislerine güvenli bir şekilde gömülebilir.

Hızlı nötron nükleer reaktörleri alanındaki çalışmalar, 1960 yılında ilk pilot endüstriyel güç reaktörü BN-350'nin tasarımıyla başladı. Bu reaktör 1973 yılında devreye alınmış ve 1998 yılına kadar başarıyla işletilmiştir.
1980 yılında Beloyarsk NGS'de 3 No'lu güç ünitesinin bir parçası olarak, bugüne kadar güvenilir bir şekilde çalışmaya devam eden bir sonraki daha güçlü güç reaktörü BN-600 (600 MW(e)) devreye alındı. dünyanın bu tipte çalışan en büyük reaktörü. Nisan 2010'da reaktör, yüksek güvenilirlik ve güvenlik göstergeleri ile 30 yıllık tasarım hizmet ömrünü tamamladı. Uzun bir çalışma süresi boyunca güç ünitesinin kapasite kapasitesi sabit bir seviyede tutulur yüksek seviye- yaklaşık %80. Planlanmamış kayıplar %1,5'tan az.
Güç ünitesinin son 10 yıllık çalışması boyunca, reaktörün acil olarak kapatılmasıyla ilgili tek bir vaka yaşanmadı.
Uzun ömürlü gaz aerosol radyonüklitlerin çevreye salınımı yoktur. İnert radyoaktif gazların verimi şu anda ihmal edilebilir düzeydedir ve<1% от допустимого по санитарным нормам.
Reaktörün çalışması, sodyum sızıntılarının önlenmesi ve kontrol altına alınmasına yönelik tasarım önlemlerinin güvenilirliğini ikna edici bir şekilde ortaya koydu.
Güvenilirlik ve emniyet açısından BN-600 reaktörünün seri termal nötron reaktörleriyle (VVER) rekabet edebileceği ortaya çıktı.

Şekil 1. BN-600'ün reaktör (merkezi) salonu

1983 yılında şirket, BN-600'ü temel alarak 880 MW(e) kapasiteli bir güç ünitesi için geliştirilmiş bir BN-800 reaktörü projesi geliştirdi. 1984 yılında Beloyarsk'ta iki BN-800 reaktörünün ve yeni Güney Ural nükleer santrallerinin inşası için çalışmalar başladı. Bu reaktörlerin inşasında yaşanan müteakip gecikme, güvenliğini daha da artırmak ve teknik ve ekonomik göstergeleri iyileştirmek amacıyla tasarımı iyileştirmek için kullanıldı. BN-800'ün inşasına ilişkin çalışmalar 2006 yılında Beloyarsk NPP'de (4. güç ünitesi) yeniden başlatıldı ve 2013 yılında tamamlanması bekleniyor.

Şekil 2. Hızlı nötron reaktörü BN-800 (dikey kesit)

Şekil 3. BN-800 reaktörünün modeli

Yapım aşamasında olan BN-800 reaktörünün aşağıdaki önemli görevleri bulunmaktadır:

• MOX yakıtıyla çalışmanın sağlanması.
• Kapalı bir yakıt çevriminin temel bileşenlerinin deneysel gösterimi.
• Verimliliği, güvenilirliği ve güvenliği artırmak için yeni ekipman türlerinin ve geliştirilmiş teknik çözümlerin gerçek çalışma koşullarında test edilmesi.
• Sıvı metal soğutuculu geleceğin hızlı nötron reaktörleri için yenilikçi teknolojilerin geliştirilmesi:
• gelişmiş yakıtların ve yapısal malzemelerin test edilmesi ve sertifikalandırılması;
• nükleer enerjiden kaynaklanan radyoaktif atıkların en tehlikeli kısmını oluşturan küçük aktinitleri yakma ve uzun ömürlü fisyon ürünlerini dönüştürme teknolojisinin gösterimi.

JSC "Afrikantov OKBM", 1220 MW gücünde geliştirilmiş bir BN-1200 ticari reaktörü için bir proje geliştiriyor.

Şekil 3. BN-1200 reaktörü (dikey kesit)

Bu projenin uygulanması için aşağıdaki program planlanmıştır:

• 2010...2016 - Reaktör tesisinin teknik tasarımının geliştirilmesi ve Ar-Ge programının uygulanması.
• 2020 - MOX yakıtı kullanan ana güç ünitesinin işletmeye alınması ve merkezi üretiminin organizasyonu.
• 2023…2030 - toplam kapasitesi yaklaşık 11 GW olan bir dizi güç ünitesinin devreye alınması.

BN-600'ün olumlu işletme deneyimiyle doğrulanan ve BN-800 projesine dahil edilen çözümlerle birlikte, BN-1200 projesi, teknik ve ekonomik göstergelerin daha da iyileştirilmesini ve güvenliğin artırılmasını amaçlayan yeni çözümler kullanıyor.
Teknik ve ekonomik göstergelere göre:

• kurulu güç kullanım faktörünün BN-800 için planlanan 0,85 değerinden 0,9'a çıkarılması;
• MOX yakıtının yakılmasında deneysel yakıt düzeneklerinde elde edilen %11,8 t.a düzeyinden itibaren kademeli artış. %20 t.a seviyesine kadar (ortalama yanma ~140 MW gün/kg);
• üreme faktörünün uranyum-plütonyum oksit yakıtta ~1,2'ye ve karışık nitrür yakıtta ~1,45'e yükseltilmesi;
• BN-800'e kıyasla spesifik metal tüketimi göstergelerinde ~1,7 kat azalma
• reaktörün hizmet ömrünün 45 yıldan (BN-800) 60 yıla çıkarılması.

Güvenlik için:

• çekirdeğe ciddi hasar verme olasılığı, düzenleyici belgelerin gerekliliklerinden daha az büyüklükte olmalıdır;
• herhangi bir tasarım esaslı kazaya karşı sıhhi koruma bölgesi nükleer santral alanının sınırları içerisinde yer almalıdır;
• Olasılığı reaktör/yıl başına 10-7'yi aşmayan ciddi tasarım esası dışı kazalar için, koruyucu önlemler bölgesinin sınırı NGS sahasının sınırıyla örtüşmelidir.

Referans ve yeni çözümlerin optimum kombinasyonu ve genişletilmiş yakıt üretimi olasılığı, bu projenin dördüncü nesil nükleer teknoloji olarak sınıflandırılmasını mümkün kılmaktadır.

JSC "Afrikantov OKBM" hızlı reaktörler konusunda uluslararası işbirliğine aktif olarak katılmaktadır. Çin deneysel hızlı nötron reaktörü CEFR projesinin geliştiricisi ve reaktörün ana ekipmanlarının imalatının ana yüklenicisiydi, 2011 yılında reaktörün fiziksel ve güç devreye alınmasına katıldı ve gücünün geliştirilmesine yardımcı oluyor. Şu anda, Çin'de OKBM ve Rosatom State Corporation'ın diğer kuruluşlarının katılımıyla BN-800 projesine dayalı sodyum soğutmalı gösteri hızlı reaktörünün (CDFR) inşası için hükümetler arası bir anlaşma hazırlanıyor.

Dünyanın ilk nükleer santralinin 1955 yılında faaliyete geçmesi ve başarılı bir şekilde işletilmesinin ardından, I. Kurchatov'un girişimiyle Urallar'da kanal tipi basınçlı su reaktörüne sahip endüstriyel bir nükleer enerji santrali inşa etme kararı alındı. Bu tip reaktörün özellikleri arasında buharın doğrudan çekirdekte yüksek parametrelere kadar aşırı ısıtılması yer alıyor ve bu da seri türbin ekipmanı kullanma olasılığını ortaya çıkarıyor.

1958 yılında Rusya'nın merkezinde, Ural doğasının en güzel köşelerinden birinde Beloyarsk Nükleer Santrali'nin inşaatına başlandı. Tesisatçılar için bu istasyon 1957'de başladı ve o günlerde nükleer santraller konusu kapatıldığı için yazışmalarda ve hayatta Beloyarsk Eyalet Bölge Elektrik Santrali olarak adlandırıldı. Bu istasyon Uralenergomontazh vakfının çalışanları tarafından başlatıldı. Onların çabaları sayesinde, 1959'da su ve buhar boru hatlarının üretimi için bir atölyenin (reaktörün 1 devresi) bulunduğu bir üs oluşturuldu, Zarechny köyünde üç konut inşa edildi ve ana binanın inşaatına başlandı.

1959'da Tsentroenergomontazh vakfından işçiler inşaat alanına geldi ve reaktörün kurulumuyla görevlendirildiler. 1959'un sonunda nükleer santralin inşaat alanı Smolensk bölgesindeki Dorogobuzh'dan taşındı ve kurulum çalışmalarına Beloyarsk NGS'nin gelecekteki yöneticisi V. Nevsky başkanlık etti. Termal mekanik ekipmanın kurulumuna ilişkin tüm çalışmalar tamamen Tsentroenergomontazh vakfına devredildi.

Beloyarsk nükleer santralinin yoğun inşaat dönemi 1960 yılında başladı. Şu anda, inşaat işlerinin yanı sıra montajcılar, paslanmaz boru hatlarının montajı, özel odaların ve radyoaktif atık depolama tesislerinin astarları, reaktör yapılarının montajı, grafit duvarcılık, otomatik kaynak vb. için yeni teknolojilere hakim olmak zorundaydı. Nükleer tesislerin inşasında daha önce yer almış uzmanlardan anında öğrendik. Termik santrallerin kurulum teknolojisinden nükleer santraller için ekipman kurulumuna geçen Tsentroenergomontazh çalışanları görevlerini başarıyla tamamladılar ve 26 Nisan 1964'te Beloyarsk NPP'nin AMB-100'lü ilk güç ünitesi kuruldu. reaktör Sverdlovsk enerji sistemine ilk akımı sağladı. Bu olay, Novovoronezh NGS'nin 1. güç ünitesinin işletmeye alınmasıyla birlikte, ülkenin büyük nükleer enerji endüstrisinin doğuşu anlamına geliyordu.

AMB-100 reaktörü, Obninsk'teki Dünyanın İlk Nükleer Enerji Santrali'nin reaktör tasarımındaki bir başka gelişmeydi. Çekirdeğin daha yüksek termal özelliklerine sahip kanal tipi bir reaktördü. Nükleer aşırı ısınma nedeniyle doğrudan reaktörde yüksek parametreli buhar elde etmek, nükleer enerjinin geliştirilmesinde ileriye doğru büyük bir adımdı. reaktör, 100 MW'lık bir turbojeneratörle tek bir ünitede çalıştırıldı.

Yapısal olarak, Beloyarsk NPP'nin ilk güç ünitesinin reaktörü, neredeyse çerçevesiz oluşturulmuş olması açısından ilginçti, yani reaktörün, örneğin bir nükleer santral gibi ağır, çok tonlu, dayanıklı bir gövdesi yoktu. 11-12 m uzunluğunda, 3-3,5 m çapında, duvar ve taban kalınlığı 100-150 mm veya daha fazla olan benzer güçte su soğutmalı su soğutmalı VVER reaktörü. Açık kanal reaktörlü nükleer enerji santralleri inşa etme olasılığı, ağır mühendislik tesislerini 200-500 ton ağırlığındaki çelik ürünleri üretme ihtiyacından kurtardığı için çok cazip geldi, ancak nükleer aşırı ısınmanın doğrudan reaktörde uygulanması ortaya çıktı. prosesin düzenlenmesinde, özellikle ilerlemesinin izlenmesi açısından, birçok aletin hassas şekilde çalıştırılması gerekliliği, yüksek basınç altında çeşitli boyutlarda çok sayıda borunun varlığı vb. ile ilgili iyi bilinen zorluklarla ilişkilendirilmek.

Beloyarsk NGS'nin ilk ünitesi tam tasarım kapasitesine ulaştı, ancak ünitenin nispeten küçük kurulu kapasitesi (100 MW), teknolojik kanallarının karmaşıklığı ve dolayısıyla yüksek maliyeti, 1 kWh elektriğin maliyeti nedeniyle Urallardaki termal istasyonlardan önemli ölçüde daha yüksek olduğu ortaya çıktı.

Beloyarsk NGS'nin AMB-200 reaktörlü ikinci ünitesi, inşaat ve kurulum ekibi zaten hazır olduğundan, iş stresi yaşamadan daha hızlı inşa edildi. Reaktör kurulumu önemli ölçüde iyileştirildi. Tüm nükleer santralin teknolojik tasarımını basitleştiren tek devreli bir soğutma devresine sahipti. Tıpkı ilk güç ünitesinde olduğu gibi AMB-200 reaktörünün temel özelliği, yüksek parametreli buharın doğrudan türbine iletilmesidir. 31 Aralık 1967'de 2 numaralı güç ünitesi ağa bağlandı - bu, istasyonun 1. aşamasının inşaatını tamamladı.

BNPP'nin 1. aşamasının operasyon tarihinin önemli bir kısmı, yeni olan her şeyin karakteristik özelliği olan romantizm ve drama ile doluydu. Bu özellikle blok geliştirme döneminde geçerliydi. Bununla ilgili herhangi bir sorun olmaması gerektiğine inanılıyordu - AM “Dünyada İlk” reaktörden plütonyum üretimi için endüstriyel reaktörlere kadar temel kavramların, teknolojilerin, tasarım çözümlerinin, birçok ekipman ve sistem türünün yer aldığı prototipler vardı ve Hatta teknolojik rejimlerin önemli bir kısmı test edildi. Ancak endüstriyel nükleer santral ile öncekiler arasındaki farkın o kadar büyük ve benzersiz olduğu, daha önce bilinmeyen yeni sorunların ortaya çıktığı ortaya çıktı.

Bunlardan en büyüğü ve en bariz olanı, buharlaşma ve aşırı ısıtma kanallarının yetersiz güvenilirliğiydi. Kısa bir süre çalıştıktan sonra, yakıt elemanlarının gaz basıncının düşürülmesi veya soğutucu sızıntıları, reaktörlerin grafit duvarları, teknolojik çalışma ve onarım modları, personel ve çevre üzerindeki radyasyona maruz kalma açısından kabul edilemez sonuçlar doğurdu. O zamanın bilimsel kurallarına ve hesaplama standartlarına göre bunun olmaması gerekiyordu. Bu yeni olgunun derinlemesine incelenmesi, bizi borularda suyun kaynatılmasının temel yasaları hakkındaki yerleşik fikirleri yeniden gözden geçirmeye zorladı, çünkü düşük ısı akısı yoğunluğunda bile, 1979'da keşfedilen, daha önce bilinmeyen bir tür ısı transferi krizi ortaya çıktı. V.E. Doroshchuk (VTI) ve daha sonra “ikinci türden ısı transferi krizi” olarak adlandırdı.

1968'de Beloyarsk NPP - BN-600'de hızlı nötron reaktörüne sahip üçüncü bir güç ünitesinin inşa edilmesine karar verildi. BN-600'ün yaratılmasının bilimsel denetimi Fizik ve Enerji Mühendisliği Enstitüsü tarafından, reaktör tesisinin tasarımı Deneysel Makine Mühendisliği Tasarım Bürosu tarafından ve ünitenin genel tasarımı tarafından gerçekleştirildi. Atomelectroproekt'in Leningrad şubesi. Blok, genel bir müteahhit olan Uralenergostroy vakfı tarafından inşa edildi.

Bunu tasarlarken Shevchenko'daki BN-350 reaktörlerinin ve BOR-60 reaktörünün işletme deneyimi dikkate alındı. BN-600 için, reaktör çekirdeğinin, pompaların ve ara ısı eşanjörlerinin tek bir mahfazaya yerleştirildiği birincil devrenin daha ekonomik ve yapısal olarak başarılı bir entegre düzeni benimsendi. 12,8 m çapında ve 12,5 m yüksekliğinde olan reaktör kabı, reaktör şaftının taban plakasına sabitlenmiş silindir destekler üzerine yerleştirildi. Toplanan reaktörün kütlesi 3900 tondu ve tesisteki toplam sodyum miktarı 1900 tonu aştı. Biyolojik koruma, çelik silindirik eleklerden, çelik boşluklardan ve grafit dolgulu borulardan yapılmıştır.

BN-600'ün kurulum ve kaynak çalışmalarına ilişkin kalite gereksinimlerinin daha önce elde edilenlerden çok daha yüksek olduğu ortaya çıktı ve kurulum ekibinin acilen personeli yeniden eğitmesi ve yeni teknolojilere hakim olması gerekiyordu. Böylece 1972'de östenitik çeliklerden bir reaktör kabı monte edilirken, büyük kaynakların iletimini kontrol etmek için ilk kez bir betatron kullanıldı.

Ayrıca BN-600 reaktörünün dahili cihazlarının kurulumu sırasında temizlik konusunda özel gereksinimler getirilmiş ve reaktör içi alana getirilen ve çıkarılan tüm parçalar kayıt altına alınmıştır. Bunun nedeni, reaktörün ve boru hatlarının sodyum soğutucuyla daha fazla yıkanmasının imkansızlığıydı.

Daha önce bir tasarım bürosunda çalıştığı Nizhny Novgorod'dan kendisini çalışmaya davet edebilen Nikolai Muravyov, reaktör kurulum teknolojisinin geliştirilmesinde büyük rol oynadı. BN-600 reaktör projesinin geliştiricilerinden biriydi ve o sırada emekli olmuştu.

Kurulum ekibi, hızlı nötron ünitesinin kurulumuna ilişkin kendisine verilen görevleri başarıyla tamamladı. Reaktörün sodyumla doldurulması, sıvı metalde yabancı kirletici maddelerin ve oksitlerin varlığına bağlı olan sodyumun akma noktasının, sırasında elde edilenden daha düşük olduğu ortaya çıktığından, devrenin saflığının gerekenden daha yüksek tutulduğunu gösterdi. SSCB'de BN-350, BOR-60 reaktörlerinin ve Fransa'da "Phoenix" nükleer santrallerinin kurulumu.

Beloyarsk NGS inşaatında kurulum ekiplerinin başarısı büyük ölçüde yöneticilere bağlıydı. Önce Pavel Ryabukha geldi, sonra genç enerjik Vladimir Nevsky geldi, sonra onun yerine Vazgen Kazarov geldi. V. Nevsky, bir montajcı ekibinin oluşturulması için çok şey yaptı. 1963 yılında Beloyarsk Nükleer Santrali'nin direktörlüğüne atandı ve daha sonra ülkenin nükleer enerji endüstrisini geliştirmek için çok çalıştığı Glavatomenergo'ya başkanlık etti.

Son olarak 8 Nisan 1980'de Beloyarsk NPP'nin 3 numaralı güç ünitesinin BN-600 hızlı nötron reaktörüne sahip güç ünitesinin çalıştırılması gerçekleşti. BN-600'ün bazı tasarım özellikleri:

• elektrik gücü – 600 MW;
• termal güç – 1470 MW;
• buhar sıcaklığı – 505 o C;
• buhar basıncı – 13,7 MPa;
• brüt termodinamik verimlilik – %40,59.

Sodyumun soğutucu olarak kullanılması deneyimine özel dikkat gösterilmelidir. İyi termofiziksel ve tatmin edici nükleer fiziksel özelliklere sahiptir ve paslanmaz çelikler, uranyum ve plütonyum dioksit ile iyi uyumludur. Son olarak, kıt değildir ve nispeten ucuzdur. Bununla birlikte, kimyasal olarak oldukça aktiftir, bu nedenle kullanımı en az iki ciddi sorunun çözülmesini gerektirmiştir: sirkülasyon devrelerinden sodyum sızıntısı olasılığının en aza indirilmesi ve buhar jeneratörlerinde devreler arası sızıntıların en aza indirilmesi ve olayda sodyum yanmasının etkili bir şekilde lokalizasyonunun ve sonlandırılmasının sağlanması. bir sızıntıdan.

İlk görev genellikle ekipman ve boru hattı projelerinin geliştirilmesi aşamasında oldukça başarılı bir şekilde çözüldü. Reaktörün entegre düzeninin çok başarılı olduğu ortaya çıktı; burada 1. devrenin radyoaktif sodyumlu tüm ana ekipmanı ve boru hatları reaktör kabının içinde "gizlendi" ve bu nedenle sızıntısı prensip olarak yalnızca bir birkaç yardımcı sistem.

Ve BN-600 bugün dünyanın hızlı nötron reaktörüne sahip en büyük güç ünitesi olmasına rağmen Beloyarsk NPP, büyük kurulu kapasiteye sahip nükleer santrallerden biri değil. Farklılıkları ve avantajları, üretimin yeniliği ve benzersizliği, hedefleri, teknolojisi ve ekipmanı ile belirlenir. BelNPP'nin tüm reaktör kurulumları, tasarımcılar ve inşaatçılar tarafından ortaya konulan teknik fikirlerin ve çözümlerin endüstriyel olarak onaylanması veya reddedilmesi, teknolojik rejimlerin, yapısal malzemelerin, yakıt elemanlarının, kontrol ve koruyucu sistemlerin araştırılması için tasarlandı.

Her üç güç ünitesinin de ülkemizde veya yurt dışında doğrudan analogları yoktur. Nükleer enerjinin gelecekteki gelişimi için birçok fikri somutlaştırdılar:

• endüstriyel ölçekli kanal su-grafit reaktörlü güç üniteleri inşa edildi ve devreye alındı;
• Dünyadaki hiçbir nükleer santralde bulunmayan, termal güç çevrim verimliliği %36'dan %42'ye kadar yüksek parametrelere sahip seri turbo üniteleri kullanılmış;
• tasarımı, yakıt çubukları tahrip edildiğinde bile soğutucuya parçalanma aktivitesinin girme olasılığını dışlayan yakıt düzenekleri kullanıldı;
• 2. ünitenin reaktörünün birincil devresinde karbon çeliği kullanılır;
• Sıvı metal soğutucunun kullanılması ve taşınması teknolojisinde büyük ölçüde uzmanlaşılmıştır;

Beloyarsk NPP, Rusya'da kullanılmış reaktör tesislerinin hizmet dışı bırakılması sorununu pratikte çözme ihtiyacını karşılayan ilk nükleer santral oldu. Tüm nükleer enerji endüstrisini yakından ilgilendiren bu faaliyet alanının gelişimi, organizasyonel ve düzenleyici belge temelinin olmayışı ve çözülmemiş mali destek sorunu nedeniyle uzun bir kuluçka dönemi geçirdi.

Beloyarsk NPP'nin 50 yılı aşkın faaliyet dönemi, her biri kendi faaliyet alanlarına, uygulamadaki belirli zorluklara, başarılara ve hayal kırıklıklarına sahip olan oldukça farklı üç aşamaya sahiptir.

İlk aşama (1964'ten 70'lerin ortalarına kadar) tamamen 1. aşama güç ünitelerinin tasarım güç seviyesinin başlatılması, geliştirilmesi ve elde edilmesi, birçok yeniden yapılanma çalışması ve ünitelerin kusurlu tasarımlarıyla ilgili sorunların çözülmesiyle ilişkiliydi, teknolojik rejimler ve yakıt kanallarının sürdürülebilir çalışmasının sağlanması. Bütün bunlar, istasyon personelinin muazzam fiziksel ve entelektüel çabalarını gerektirdi ve ne yazık ki, nükleer enerjinin daha da geliştirilmesi için nükleer kızgın buharlı uranyum-grafit reaktörlerini seçmenin doğruluğu ve beklentilerine olan güven ile taçlandırılmadı. Bununla birlikte, 1. aşamanın birikmiş işletme deneyiminin en önemli kısmı, gelecek nesil uranyum-grafit reaktörleri oluşturulurken tasarımcılar ve inşaatçılar tarafından dikkate alınmıştır.

70'lerin başlangıcı, ülkenin nükleer enerjisinin daha da geliştirilmesi için yeni bir yönün seçimiyle ilişkilendirildi - hızlı nötron reaktör tesisleri ve ardından karışık uranyum-plütonyum yakıtı kullanan yetiştirici reaktörlere sahip birkaç güç ünitesi inşa etme ihtimali. Hızlı nötronların kullanıldığı ilk pilot endüstriyel ünitenin inşasının yerini belirlerken seçim Beloyarsk NPP'ye düştü. Bu seçim, inşaat ekiplerinin, kurulumcuların ve tesis personelinin bu benzersiz güç ünitesini doğru bir şekilde inşa etme ve ardından güvenilir çalışmasını sağlama becerisinin tanınmasından önemli ölçüde etkilendi.

Bu karar, Devlet Komisyonu'nun BN-600 reaktörlü güç ünitesinin tamamlanmış inşaatını “mükemmel” olarak kabul etme kararıyla büyük ölçüde tamamlanan Beloyarsk NGS'nin geliştirilmesindeki ikinci aşamayı işaret ediyordu. pratikte nadiren kullanılır.

Bu aşamada işin kalitesinin sağlanması, hem inşaat ve montaj yüklenicilerinin hem de istasyonun işletme personelinin en iyi uzmanlarına emanet edildi. Tesis personeli, Çernobil ve Kursk nükleer santrallerinde işletmeye alma çalışmaları sırasında aktif ve verimli bir şekilde kullanılan nükleer santral ekipmanlarının kurulumu ve ustalaşması konusunda geniş deneyim kazandı. İşletmeye alma çalışmalarına ek olarak, bir dizi önemli iyileştirmenin yapıldığı projenin derinlemesine bir analizinin yapıldığı Bilibino NGS'den özel olarak bahsetmek gerekir.

Üçüncü bloğun hizmete girmesiyle birlikte istasyonun 35 yılı aşkın süredir devam eden varlığının üçüncü aşaması başladı. Bu aşamanın hedefleri, ünitenin tasarım parametrelerini elde etmek, tasarım çözümlerinin uygulanabilirliğini pratikte doğrulamak ve damızlık reaktörlü bir seri ünitenin tasarımında daha sonra değerlendirilmek üzere işletme deneyimi kazanmaktı. Artık tüm bu hedeflere başarıyla ulaşıldı.

Ünite tasarımında belirtilen güvenlik konseptleri genel olarak doğrulandı. Sodyumun kaynama noktası, çalışma sıcaklığından neredeyse 300 o C daha yüksek olduğundan, BN-600 reaktörü, oldukça plastik çelikten yapılabilen reaktör kabında neredeyse basınçsız çalışır. Bu, hızla gelişen çatlak olasılığını neredeyse ortadan kaldırır. Ve sonraki her devrede basınç artışıyla birlikte reaktör çekirdeğinden ısı transferinin üç devreli şeması, 1. devreden radyoaktif sodyumun ikinci (radyoaktif olmayan) devreye ve hatta daha da fazlasına girme olasılığını tamamen ortadan kaldırır. buhar-su üçüncü devresi.

BN-600'ün elde ettiği yüksek düzeyde güvenlik ve güvenilirliğin teyidi, Çernobil nükleer santralindeki kazadan sonra gerçekleştirilen ve herhangi bir acil teknik iyileştirme ihtiyacını ortaya çıkarmayan güvenlik analizidir. Acil durum korumalarının etkinleştirilmesi, acil kapatmalar, işletme gücündeki plansız azalmalar ve diğer arızalara ilişkin istatistikler, BN-6OO reaktörünün dünyadaki en iyi nükleer ünitelerin en az %25'i arasında yer aldığını gösteriyor.

Yıllık yarışmanın sonuçlarına göre, 1994, 1995, 1997 ve 2001 yıllarında Beloyarsk NGS. "Rusya'nın En İyi Nükleer Santrali" unvanını aldı.

BN-800 hızlı nötron reaktörüne sahip 4 numaralı güç ünitesi, başlatma öncesi aşamadadır. 880 MW kapasiteli BN-800 reaktörlü yeni 4'üncü güç ünitesi 27 Haziran 2014 tarihinde minimum kontrollü güç seviyesine getirildi. Güç ünitesi, nükleer enerjinin yakıt tabanını önemli ölçüde genişletmek ve kapalı bir nükleer yakıt döngüsünün organizasyonu yoluyla radyoaktif atığı en aza indirmek için tasarlanmıştır.

Beloyarsk NGS'nin, seri inşaat için ana ticari güç ünitesi olan 1200 MW kapasiteli hızlı reaktöre sahip 5 numaralı güç ünitesiyle daha da genişletilmesi olasılığı değerlendiriliyor.