Nötronlar mı?
Nötronlar, protonlarla birlikte çoğu atom çekirdeğinin parçası olan parçacıklardır. Nükleer fisyon reaksiyonu sırasında uranyum çekirdeği iki parçaya ayrılır ve ayrıca birkaç nötron yayar. Diğer atomlara girip bir veya daha fazla fisyon reaksiyonunu tetikleyebilirler. Uranyum çekirdeğinin bozunması sırasında açığa çıkan her nötron komşu atomlara çarparsa, giderek daha fazla enerjinin açığa çıkmasıyla çığ benzeri bir reaksiyonlar zinciri başlayacaktır. Eğer caydırıcı olmazsa nükleer patlama yaşanır.
Ama içinde nükleer reaktör Nötronların bir kısmı ya dışarı çıkar ya da özel emiciler tarafından emilir. Bu nedenle, fisyon reaksiyonlarının sayısı her zaman aynı kalır; tam olarak enerji elde etmek için gereken miktar kadar. Radyoaktif bozunma reaksiyonundan elde edilen enerji ısı üretir ve bu daha sonra bir enerji santralinin türbinini çalıştırmak için buhar üretmek için kullanılır.
Nükleer reaksiyonu sabit tutan nötronlar farklı enerjilere sahip olabilir. Enerjiye bağlı olarak termal veya hızlı (soğuk olanları da vardır, ancak nükleer santrallere uygun değildir) olarak adlandırılırlar. Dünyadaki reaktörlerin çoğu termal nötronların kullanımına dayanıyor ancak Beloyarsk NPP'nin hızlı bir reaktörü var. Neden?
Avantajları nelerdir?
Hızlı bir nötron reaktöründe, nötron enerjisinin bir kısmı, geleneksel reaktörlerde olduğu gibi, nükleer yakıtın ana bileşeni olan uranyum-235'in fisyon reaksiyonunu sürdürmek için kullanılır. Ve enerjinin bir kısmı uranyum-238 veya toryum-232'den yapılmış bir kabuk tarafından emiliyor. Bu elementler geleneksel reaktörler için işe yaramaz. Nötronlar çekirdeklerine çarptığında nükleer enerjide yakıt olarak kullanılmaya uygun izotoplara dönüşürler: plütonyum-239 veya uranyum-233.
Zenginleştirilmiş uranyum Kullanılmış nükleer yakıtın aksine, uranyum yalnızca robotlar tarafından işlenmesini gerektirecek kadar radyoaktif değildir. Hatta kalın eldiven giyerek ellerinizle kısa süre bile tutabilirsiniz. Fotoğraf: ABD Enerji Bakanlığı
Böylece hızlı nötron reaktörleri yalnızca şehirlere ve fabrikalara enerji sağlamak için değil, aynı zamanda nispeten ucuz hammaddelerden yeni nükleer yakıt üretmek için de kullanılabilecek. Aşağıdaki gerçekler ekonomik faydalar lehine konuşuyor: Cevherden eritilen bir kilogram uranyumun maliyeti yaklaşık elli dolar, yalnızca iki gram uranyum-235 içeriyor ve geri kalanı uranyum-238'dir.
Ancak dünyada hızlı nötron reaktörleri pratikte kullanılmamaktadır. BN-600 benzersiz sayılabilir. Ne Japon Monju, ne Fransız Phoenix, ne de ABD ve Büyük Britanya'daki bazı deneysel reaktörler şu anda çalışmıyor: termal nötron reaktörlerinin inşa edilmesi ve çalıştırılmasının daha kolay olduğu ortaya çıktı. Enerji üretimini nükleer yakıt üretimiyle birleştirebilecek reaktörlere giden yolda bir takım engeller var. Ve 35 yıldır başarılı bir şekilde çalıştırıldığına bakılırsa, BN-600'ün tasarımcıları engellerin en azından bir kısmını aşmayı başardılar.
Sorun nedir?
Sodyumda. Herhangi bir nükleer reaktörün çeşitli bileşen ve unsurları olması gerekir: nükleer yakıtlı yakıt düzenekleri, nükleer reaksiyonu kontrol eden unsurlar ve cihazda üretilen ısıyı emen bir soğutucu. Bu bileşenlerin tasarımı, yakıt ve soğutucunun bileşimi farklı olabilir, ancak bunlar olmadan reaktör tanım gereği imkansızdır.
Hızlı bir nötron reaktöründe soğutucu olarak nötronları tutmayan bir malzemenin kullanılması gerekir, aksi takdirde hızlıdan yavaşa, termal olanlara dönüşeceklerdir. Şafakta nükleer enerji Tasarımcılar cıva kullanmayı denediler ama cıva reaktörün içindeki boruları eritti ve dışarı sızmaya başladı. Radyasyonun etkisi altında radyoaktif hale gelen ısınan toksik metal o kadar çok soruna yol açtı ki, cıva reaktörü projesi hızla terk edildi.
Sodyum parçaları genellikle bir gazyağı tabakası altında depolanır. Bu sıvı yanıcı olmasına rağmen sodyum ile reaksiyona girmez ve havadan kendisine su buharı salmaz. Fotoğraf: Superplus / Vikipedi
BN-600 sıvı sodyum kullanır. İlk bakışta sodyum cıvadan biraz daha iyidir: kimyasal olarak son derece aktiftir, suyla şiddetli reaksiyona girer (başka bir deyişle suya atıldığında patlar) ve betonun içerdiği maddelerle bile reaksiyona girer. Bununla birlikte, nötronlara müdahale etmez ve uygun düzeyde inşaat işi ve müteakip bakım ile sızıntı riski o kadar da büyük değildir. Ayrıca sodyum, su buharının aksine normal basınçta pompalanabilir. Yüzlerce atmosferlik basınç altında, yırtılmış bir buhar hattından çıkan buhar metali keser, dolayısıyla sodyum bu anlamda daha güvenlidir. Kimyasal aktiviteye gelince, iyi amaçlarla da kullanılabilir. Bir kaza durumunda sodyum sadece betonla değil aynı zamanda betonla da reaksiyona girer. radyoaktif iyot. Sodyum iyodür artık nükleer enerji santralinin binasından çıkmıyor; gaz halindeki iyot ise Fukushima'daki nükleer santraldeki kaza sırasında emisyonların neredeyse yarısını oluşturuyordu.
Hızlı nötron reaktörleri geliştiren Sovyet mühendisleri, önce deneysel BR-2'yi (aynı başarısız olan cıva ile) ve ardından cıva yerine sodyum içeren deneysel BR-5 ve BOR-60'ı inşa etti. Onlardan elde edilen veriler, benzersiz bir nükleer kimya ve enerji santralinde (bir deniz suyu tuzdan arındırma tesisi ile birleştirilmiş bir nükleer enerji santrali) kullanılan ilk endüstriyel "hızlı" reaktör BN-350'nin tasarlanmasını mümkün kıldı. Beloyarsk NPP'de BN tipi ikinci reaktör - "hızlı, sodyum" - inşa edildi.
BN-600 piyasaya sürüldüğünde edinilen deneyime rağmen, ilk yıllar bir dizi sıvı sodyum sızıntısıyla gölgelendi. Bu olayların hiçbiri halk için bir radyasyon tehdidi oluşturmadı veya tesis personelinin ciddi radyasyona maruz kalmasına yol açmadı ve 1990'ların başından bu yana sodyum sızıntıları tamamen durdu. Bunu küresel bağlamda ele alırsak, Japonya'nın Monju'su 1995 yılında ciddi bir sıvı sodyum sızıntısı yaşadı ve bu da tesisin yangına ve 15 yıl süreyle kapatılmasına yol açtı. Yalnızca Sovyet tasarımcıları, hızlı bir nötron reaktörü fikrini deneysel bir cihaz yerine endüstriyel bir cihaza dönüştürmeyi başardı; bu deneyim, Rus nükleer bilim adamlarının yeni nesil reaktörü (BN-800) geliştirmesine ve inşa etmesine olanak sağladı.
BN-800 zaten inşa edildi. 27 Haziran 2014'te reaktör minimum güçte çalışmaya başladı ve 2015 yılında devreye alınması bekleniyor. Bir nükleer reaktörün başlatılması çok karmaşık bir süreç olduğundan, uzmanlar fiziksel başlatma (kendi kendini idame ettiren bir zincirleme reaksiyonun başlangıcı) ile güç ünitesinin ilk megawatt elektriği sağlamaya başladığı enerji başlatma işlemini birbirinden ayırıyor. ağ.
Beloyarsk NPP, kontrol paneli. Resmi web sitesinden fotoğraf: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
BN-800'de tasarımcılar, örneğin reaktör için acil durum hava soğutma sistemi de dahil olmak üzere bir dizi önemli iyileştirme uyguladılar. Geliştiriciler, avantajının enerji kaynaklarından bağımsızlık olduğunu söylüyor. Fukushima'da olduğu gibi bir nükleer santralde elektrik kesilirse, soğutma reaktörünün akışı yine de kaybolmaz - sirkülasyon korunur doğal olarak konveksiyon nedeniyle ısınan havanın yükselmesi. Ve eğer çekirdek aniden erirse, radyoaktif eriyik dışarıya değil, özel bir tuzağa düşecektir. Son olarak, aşırı ısınmaya karşı koruma, bir kaza durumunda tüm soğutma sistemleri tamamen arızalansa bile üretilen ısıyı emebilen büyük miktarda sodyum kaynağıdır.
BN-800'ün ardından daha büyük güce sahip bir BN-1200 reaktörünün inşa edilmesi planlanıyor. Geliştiriciler, beyin çocuklarının seri bir reaktör haline gelmesini ve yalnızca Beloyarsk NPP'de değil diğer istasyonlarda da kullanılmasını bekliyor. Ancak bunlar şimdilik sadece planlar; hızlı nötron reaktörlerine geniş çaplı geçiş için hâlâ çözülmesi gereken bir takım sorunlar var.
Beloyarsk NPP, yeni bir güç ünitesinin şantiyesi. Resmi web sitesinden fotoğraf: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
Sorun nedir?
Yakıt ekonomisi ve ekolojisi. Hızlı nötron reaktörleri, zenginleştirilmiş uranyum oksit ve plütonyum oksit karışımıyla çalışır - buna mox yakıtı denir. Teorik olarak, ucuz uranyum-238'den plütonyum veya uranyum-233 kullanması veya diğer reaktörlerde ışınlanmış toryum kullanması nedeniyle geleneksel yakıttan daha ucuz olabilir, ancak şu ana kadar mox yakıtı, fiyat açısından geleneksel yakıttan daha düşüktür. Bu, kırılması o kadar da kolay olmayan bir tür kısır döngüye dönüşüyor: Reaktör inşa etme teknolojisine ince ayar yapmak, reaktörde ışınlanan malzemeden plütonyum ve uranyumun çıkarılması ve reaktörler üzerinde kontrolün sağlanması gerekiyor. yüksek seviyeli materyallerin yayılmasının önlenmesi. Bazı ekolojistler, örneğin kar amacı gütmeyen Bellona merkezinin temsilcileri, ışınlanmış malzemenin işlenmesi sırasında üretilen büyük miktarda atığa işaret ediyor, çünkü hızlı bir nötron reaktöründe değerli izotoplarla birlikte önemli miktarda radyonüklid oluşuyor. bir yere gömülmesi gerekiyor.
Yani hızlı bir nötron reaktörünün başarılı bir şekilde çalışması bile tek başına nükleer enerjide bir devrimi garanti etmez. Sınırlı uranyum-235 rezervlerinden çok daha erişilebilir uranyum-238 ve toryum-232'ye geçiş için bu gerekli ancak yeterli olmayan bir koşuldur. Nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ve nükleer atıkların imhası süreçlerinde yer alan teknoloji uzmanlarının görevleriyle başa çıkıp çıkamayacakları ayrı bir hikaye konusu.
Nükleer enerji vaatleri nedeniyle her zaman artan bir ilgi görmüştür. Dünyada elektriğin yaklaşık yüzde yirmisi nükleer reaktörler kullanılarak elde ediliyor ve gelişmiş ülkelerde nükleer enerjiden elde edilen ürün için bu rakam daha da yüksek, yani tüm elektriğin üçte birinden fazlası. Ancak ana tip reaktörler LWR ve VVER gibi termal reaktörlerdir. Bilim adamları, yakın gelecekte bu reaktörlerin ana sorunlarından birinin, fisyon zincirleme reaksiyonunu gerçekleştirmek için gerekli olan doğal yakıt, uranyum ve onun izotopu 238'in eksikliği olacağına inanıyor. Bu doğal yakıt malzemesinin termal reaktörler için kaynaklarının olası tükenmesi nedeniyle, nükleer enerjinin geliştirilmesine kısıtlamalar getirilmektedir. Yakıt üretiminin mümkün olduğu hızlı nötronları kullanan nükleer reaktörlerin kullanılmasının daha umut verici olduğu düşünülmektedir.
Geliştirme geçmişi
Yüzyılın başında Rusya Federasyonu Atom Endüstrisi Bakanlığı'nın programına dayanarak, yeni tipte modernize edilmiş nükleer enerji santralleri olan nükleer enerji komplekslerinin güvenli bir şekilde işletilmesini sağlamak ve sağlamak için görevler belirlendi. Bu tesislerden biri, Sverdlovsk'un (Ekaterinburg) 50 kilometre yakınında bulunan Beloyarsk nükleer santraliydi. Kurulmasına 1957 yılında karar verildi ve 1964'te ilk ünite işletmeye alındı.
Bloklarından ikisi, geçen yüzyılın 80-90'larında kaynaklarını tüketen termal nükleer reaktörleri çalıştırıyordu. Üçüncü blokta ise dünyada ilk kez BN-600 hızlı nötron reaktörü test edildi. Çalışması sırasında geliştiricilerin planladığı sonuçlar elde edildi. İşlemin güvenliği de mükemmeldi. 2010 yılında sona eren proje döneminde ciddi bir ihlal veya sapma yaşanmamıştır. Son süresi 2025 yılında doluyor. BN-600 ve onun halefi BN-800'ün de dahil olduğu hızlı nötron nükleer reaktörlerinin büyük bir geleceğe sahip olduğu şimdiden söylenebilir.
Yeni BN-800'ün lansmanı
OKBM bilim adamları Gorki'den (bugünkü Nizhny Novgorod) Afrikantov, 1983 yılında Beloyarsk nükleer santralinin dördüncü güç ünitesi için bir proje hazırladı. 1987 yılında Çernobil'de meydana gelen kaza ve 1993 yılında yeni güvenlik standartlarının uygulamaya konması nedeniyle çalışmalar durduruldu ve fırlatma süresiz olarak ertelendi. Ancak 1997 yılında Gosatomnadzor'dan 880 MW kapasiteli BN-800 reaktörlü 4 numaralı ünitenin inşası için lisans alındıktan sonra süreç yeniden başladı.
25 Aralık 2013 tarihinde, soğutucunun daha fazla girişi için reaktörün ısıtılması başladı. On dördüncü Haziran ayında, plana göre planlandığı gibi, minimum zincirleme reaksiyonu gerçekleştirmeye yetecek bir kütle meydana geldi. Sonra işler durdu. Ünite 3'te kullanılana benzer, uranyum ve plütonyumun bölünebilir oksitlerinden oluşan MOX yakıtı hazır değildi. Geliştiricilerin yeni reaktörde kullanmak istediği şey buydu. Birleştirmek ve yeni seçenekler aramak zorunda kaldım. Sonuç olarak güç ünitesinin lansmanını ertelememek için montajın bir kısmında uranyum yakıtı kullanılmasına karar verildi. BN-800 nükleer reaktörünün ve 4 numaralı ünitenin lansmanı 10 Aralık 2015'te gerçekleşti.
Süreç açıklaması
Hızlı nötronlara sahip bir reaktörde çalışma sırasında, fisyon reaksiyonunun bir sonucu olarak, uranyum kütlesi tarafından emildiğinde, daha fazla fisyon sürecini devam ettirebilen yeni oluşturulan nükleer malzeme plütonyum-239'u oluşturan ikincil elementler oluşur. Bu reaksiyonun temel avantajı, nükleer santrallerdeki nükleer reaktörler için yakıt olarak kullanılan plütonyumdan nötron üretilmesidir. Varlığı, rezervleri sınırlı olan uranyum üretiminin azaltılmasını mümkün kılmaktadır. Bir kilogram uranyum-235'ten bir kilogram plütonyum-239'dan biraz daha fazlasını elde edebilir, böylece yakıt üretimi sağlayabilirsiniz.
Sonuç olarak, kıt uranyumun minimum düzeyde tüketildiği ve üretimde herhangi bir kısıtlamanın olmadığı nükleer güç ünitelerinde enerji üretimi yüzlerce kat artacaktır. Bu durumda uranyum rezervlerinin insanlığa onlarca yüzyıl yeteceği tahmin ediliyor. Nükleer enerjide minimum uranyum tüketimi açısından dengeyi korumak için en uygun seçenek, her dört termal reaktör için hızlı nötronlarla çalışan bir termal reaktörün kullanılacağı 4'e 1 oranı olacaktır.
BN-800 hedefleri
Beloyarsk NGS'nin 4 numaralı güç ünitesindeki operasyonel ömrü boyunca nükleer reaktöre belirli görevler verildi. BN-800 reaktörü MOX yakıtıyla çalışmalıdır. İşin başında meydana gelen ufak bir aksaklık, yaratıcıların planlarını değiştirmedi. Beloyarsk NGS müdürü Sayın Sidorov'a göre, MOX yakıtına tam geçiş 2019 yılında gerçekleştirilecek. Eğer bu gerçekleşirse, yerel hızlı nötron nükleer reaktörü, dünyada tamamen bu tür yakıtla çalışan ilk reaktör olacak. Gelecekteki benzer hızlı reaktörler için sıvı metal soğutuculu, daha verimli ve daha güvenli bir prototip haline gelmesi gerekiyor. Buna dayanarak BN-800, yenilikçi ekipmanı çalışma koşulları altında test ediyor, güç ünitesinin güvenilirliğini ve verimliliğini etkileyen yeni teknolojilerin doğru uygulamasını kontrol ediyor.
sınıf = "eliadunit">
İş kontrol ediliyor yeni sistem yakıt döngüsü.
Uzun ömürlü radyoaktif atıkların yakılmasına yönelik testler.
Büyük miktarlarda biriken silah kalitesinde plütonyumun imhası.
BN-800, tıpkı selefi BN-600 gibi, Rus geliştiricilerin hızlı reaktörlerin oluşturulması ve işletilmesinde paha biçilmez deneyim biriktirmesi için bir başlangıç noktası olmalıdır.
Hızlı bir nötron reaktörünün avantajları
BN-800 ve benzeri nükleer reaktörlerin nükleer enerjide kullanılması,
Alınan enerji miktarını önemli ölçüde artıran uranyum kaynak rezervlerinin ömrünü önemli ölçüde artırır.
Radyoaktif fisyon ürünlerinin ömrünü minimuma indirme yeteneği (birkaç bin yıldan üç yüze kadar).
Nükleer santrallerin güvenliğini artırın. Hızlı bir nötron reaktörünün kullanılması, çekirdek erimesinin minimum düzeye indirilmesine olanak tanır, tesisin kendini koruma düzeyini önemli ölçüde artırabilir ve işleme sırasında plütonyum salınımını ortadan kaldırabilir. Sodyum soğutuculu bu tip reaktörler artan seviye güvenlik.
17 Ağustos 2016'da Beloyarsk NGS'nin 4 numaralı güç ünitesi %100 güçle çalışmaya ulaştı. Geçen yılın Aralık ayından bu yana entegre Ural sistemi, hızlı bir reaktörde üretilen enerjiyi alıyor.
sınıf = "eliadunit">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 binası 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 NPP'nin gelecekteki yöneticisi V. Nevsky başkanlık etti. Termal mekanik ekipmanların 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, Novovoronej 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, ana özellik AMB-200 reaktörü doğrudan türbine yüksek parametreli buhar üretir. 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. Bilimsel rehberlik BN-600'ün oluşturulması Fizik ve Enerji Mühendisliği Enstitüsü tarafından, reaktör tesisinin tasarımı Deneysel Makine Mühendisliği Tasarım Bürosu tarafından ve ünitenin genel tasarımı Leningrad şubesi tarafından gerçekleştirildi. Atomelektroproekt. 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 sabitlenen silindir destekler üzerine yerleştirildi. Toplanan reaktörün kütlesi 3900 tondu ve tesisteki toplam sodyum miktarı 1900 tonu aştı. Biyolojik korumaçelik 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.
Çalışmaya davet edilen Nikolai Muravyov, reaktör kurulum teknolojisinin geliştirilmesinde önemli bir rol oynadı. Nijniy Novgorod Daha önce bir tasarım bürosunda çalıştığı yer. 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 elemanları 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, buharın nükleer olarak aşırı ısıtılması ile uranyum-grafit reaktörlerinin seçilmesinin doğruluğu ve beklentilerine olan güven ile taçlandırılmadı. Daha fazla gelişme nükleer enerji. 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 görevlendirildi. en iyi uzmanlar hem inşaat ve montaj müteahhitlerinden hem de istasyon işletme personelinden. 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 ortaya konan güvenlik konseptleri genel olarak doğrulandı. Sodyumun kaynama noktası neredeyse 300 o C daha yüksek olduğundan Çalışma sıcaklığı 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 durum kapatmaları, 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 NPP'nin, seri inşaat için ana ticari güç ünitesi olan 1200 MW kapasiteli hızlı reaktöre sahip 5 numaralı güç ünitesiyle daha da genişletilmesi olasılığı değerlendiriliyor.
Mesela bize “1200 MW kapasiteli güneş panelli enerji santrali yapıldı” söylendiğinde bu, bu güneş enerjisi santralinin VVER-1200 ile aynı miktarda elektriği sağlayacağı anlamına gelmiyor. nükleer reaktör sağlar. Güneş panelleri geceleri çalışamaz; bu nedenle, mevsimlere göre ortalama alınırsa, günün yarısı boyunca boşta kalırlar ve bu, kapasite faktörünü zaten yarı yarıya azaltır. Güneş panelleri, en yeni çeşitler bile bulutlu havalarda çok daha kötü çalışır ve buradaki ortalama değerler de cesaret verici değildir - yağmurlu ve karlı bulutlar, sisler kapasite faktörünü yarı yarıya azaltır. “1200 MW kapasiteli GES” kulağa çok hoş geliyor ama %25 rakamını da aklımızda tutmalıyız; bu kapasite teknolojik olarak yalnızca ¼ oranında kullanılabilir.
Güneş panelleri nükleer santrallerden farklı olarak 60-80 yıl değil 3-4 yıl çalışarak dönüşüm olasılığını kaybediyor Güneş ışığı elektrik akımına dönüşür. Elbette bir tür "daha ucuz nesil" den bahsedebilirsiniz, ancak bu düpedüz aldatmacadır. Güneş enerjisi santralleri geniş alanlara ihtiyaç duyuyor; şu ana kadar hiç kimse kullanılmış güneş panellerinin herhangi bir yere atılması sorununu gerçekten çözmedi. Geri dönüşüm, çevreyi memnun etme olasılığı düşük olan oldukça ciddi teknolojilerin geliştirilmesini gerektirecektir. Rüzgar kullanan enerji santrallerinden bahsedersek, kelimelerin neredeyse aynı şekilde kullanılması gerekecektir, çünkü bu durumda kapasite faktörü kurulu kapasitenin yaklaşık dörtte biri kadardır. Bazen rüzgar yerine sakinlik oluyor, bazen de rüzgar o kadar kuvvetli oluyor ki “değirmenleri” durmaya zorluyor, yapıların bütünlüğünü tehdit ediyor.
Yenilenebilir enerji kaynaklarının hava durumu değişkenleri
Yenilenebilir enerji kaynaklarının ikinci “Aşil topuğu”ndan kaçış yok. Bunları temel alan enerji santralleri, ürettikleri elektriğe tüketiciler ihtiyaç duyduğunda değil, dışarıda hava güneşli olduğunda veya rüzgar uygun kuvvette olduğunda çalışır. Evet, bu tür santraller elektrik üretebilir ama ya enerji nakil şebekeleri elektriği alamazsa? Geceleri rüzgar esiyor, rüzgar santrallerini (enerji santralleri) açabilirsiniz ama geceleri sen ve ben uyuyoruz ve işletmeler çalışmıyor. Evet, hidroelektrik santraller gibi yenilenebilir kaynaklara dayalı geleneksel enerji santralleri, boşta kalan suyun deşarjını artırarak (“türbinden geçen”) veya basitçe rezervuarlarında su biriktirerek bu sorunla başa çıkabilirler, ancak sel durumunda bu onlar için o kadar kolay değil. Güneş ve rüzgar santralleri için ise enerji depolama teknolojileri, üretilen elektriği şebeke tüketiminin arttığı an için “depolayacak” kadar gelişmiş değil.
Bir de madalyonun diğer yüzü var. Bir yatırımcı, örneğin güneş panellerinin büyük miktarlarda kurulduğu bir bölgede gaz santrali inşaatına yatırım yapacak mı? "Sizin" enerji santraliniz yarı yarıya çalışmazsa, yatırılan parayı nasıl telafi edebilirsiniz? Geri ödeme süresi, banka faizi... “Ah, buna neden ihtiyacım var? baş ağrısı!» - ihtiyatlı kapitalisti ilan eder ve hiçbir şey inşa etmez. Ve burada bir hava anormalliği var, bir hafta boyunca tamamen sakin bir şekilde yağmur yağdı. Ve ön bahçelerinde dizel jeneratörleri çalıştırmaya zorlanan öfkeli tüketicilerin çığlıkları bir gürültüye dönüşüyor. Yatırımcıyı termik santral kurmaya zorlayamazsınız, devlet desteği ve desteği olmadan risk almazlar. Ve bu, her halükarda devlet bütçeleri üzerinde ek bir yük haline geliyor, ayrıca devletin uygun yatırımcılar bulamaması durumunda termik santralleri kendi başına inşa etmesi durumunda da oluyor.
Almanya'da kaç tane güneş paneli kullanıldığına dair çok şey duyuyoruz değil mi? Ancak aynı zamanda, ülkede yerel kahverengi kömürle çalışan enerji santrallerinin sayısı da artıyor ve 2015 Paris Anlaşması şartlarını yerine getirmek için mücadele edilmesi gereken aynı "e-iki"yi acımasızca atmosfere yayıyor. "Kahverengi enerji santralleri", federal eyaletlerin yönetim organları olan Almanya'nın federal hükümetini inşa etmek zorunda kalıyor - başka seçenekleri yok, aksi takdirde aynı "yeşil enerji" hayranları, protesto etmek için sokaklara çıkacak. akşamları bir meşale başında oturmanız gereken prizlerinde akım yok.
Elbette abartıyoruz, ama yalnızca durumun saçmalığını daha açık hale getirmek için. Eğer elektrik üretimi kelimenin tam anlamıyla hava durumuna bağlıysa, o zaman temel elektrik ihtiyaçlarının güneş ve rüzgardan karşılanmasının teknik olarak imkansız olduğu ortaya çıkıyor. Evet, teorik olarak, güneşli Sahra'dan gelen akımın Kuzey Denizi'nin kasvetli kıyısında duran evlere gelmesi için tüm Avrupa'yı ek elektrik hatları (elektrik hatları) ile Afrika'ya bağlamak mümkündür, ancak bu kesinlikle inanılmaz paraya mal olur. geri ödeme süresi sonsuza yakındır. Her güneş enerjisi santralinin yanında kömürle mi, doğalgazla mı çalışan bir santral olmalı? Tekrarlayalım ama hidrokarbon enerji kaynaklarının enerji santrallerinde yakılması, Paris Anlaşması'nın CO 2 emisyonlarının azaltılmasına ilişkin hükümlerinin tam olarak uygulanmasını mümkün kılmıyor.
“Yeşil enerjinin” temeli nükleer santral
Çıkmaz sokak? Nükleer enerjiden kurtulmaya karar veren ülkeler için işte bu kadar. Tabii ki, bundan kurtulmanın bir yolunu arıyorlar. Kömür ve gaz yakma sistemlerini iyileştiriyor, akaryakıt santrallerinden vazgeçiyor, fırın, buhar jeneratörü ve kazanların verimliliğini artırmaya yönelik çalışmalar yapıyor, enerji tasarrufu sağlayan teknolojilerin kullanımına yönelik çalışmaları artırıyor. Bu iyidir, bu faydalıdır, bunun yapılması gerekir. Ancak Rusya ve onun RosatomÇok daha radikal bir seçenek öneriyorlar: Nükleer santral inşa etmek.
Nükleer enerji santrali inşaatı, Fotoğraf: rusatom-overseas.com
Bu yöntem size çelişkili mi görünüyor? Mantıksal açıdan bakalım. İlk olarak, nükleer reaktörlerden herhangi bir CO2 emisyonu söz konusu değildir. kimyasal reaksiyonlar, alev içlerinde çılgınca kükremiyor. Sonuç olarak, Paris Anlaşması'nın şartlarının yerine getirilmesi “gerçekleşiyor”. İkinci nokta nükleer santrallerde elektrik üretiminin ölçeğidir. Çoğu durumda, nükleer santral sahalarında en az iki, hatta dört reaktörün tamamı bulunur; bunların toplam kurulu kapasitesi çok büyüktür ve kapasite faktörü sürekli olarak %80'i aşmaktadır. Elektrikteki bu “atılım” sadece bir şehrin değil, bütün bir bölgenin ihtiyaçlarını karşılamaya yetiyor. Ancak nükleer reaktörler güçlerinin değişmesinden “hoşlanmıyor”. Kusura bakmayın, şimdi ne demek istediğimizi daha iyi anlamanız için birkaç teknik detay vereceğiz.
Nükleer reaktör kontrol ve koruma sistemleri
Bir güç reaktörünün çalışma prensibi şematik olarak o kadar karmaşık değildir. Atom çekirdeğinin enerjisi, soğutucunun termal enerjisine dönüştürülür, termal enerji, elektrik jeneratörü rotorunun mekanik enerjisine dönüştürülür ve bu da elektrik enerjisine dönüştürülür.
Atomik – termal – mekanik – elektriksel, bu bir nevi enerji döngüsüdür.
Sonuçta reaktörün elektrik gücü, nükleer yakıt fisyonunun kontrollü, kontrollü atomik zincir reaksiyonunun gücüne bağlıdır. Kontrollü ve yönetilebilir olduğunu vurguluyoruz. Ne yazık ki 1986'dan beri zincirleme bir reaksiyonun kontrolden ve yönetimden çıkması durumunda ne olacağını çok iyi biliyoruz.
Bir zincir reaksiyonunun seyri nasıl izlenir ve kontrol edilir, reaksiyonun "nükleer kazanda" bulunan tüm uranyum hacmine hemen yayılmamasını sağlamak için ne yapılması gerekir? Nükleer fiziğin bilimsel ayrıntılarına girmeden okuldaki gerçekleri hatırlayalım - bu yeterli olacaktır.
Birisi unuttuysa "parmaklarda" zincirleme reaksiyon nedir: bir nötron geldi, iki nötronu devirdi, iki nötron dördünü devirdi vb. Bu çok serbest nötronların sayısı çok fazla olursa, fisyon reaksiyonu tüm uranyum hacmine yayılacak ve bir "büyük patlama"ya dönüşme tehdidi oluşturacaktır. Evet elbette, nükleer patlama gerçekleşmeyecekse, yakıttaki uranyum-235 izotop içeriğinin %60'ı aşması, güç reaktörlerinde yakıt zenginleştirmesinin %5'i geçmemesi gerekir. Ama onsuz bile atom patlaması sorunlar başınızı aşacak. Soğutucu aşırı ısınacak, boru hatlarındaki basıncı süperkritik olarak artacak, kırıldıktan sonra yakıt düzeneklerinin bütünlüğü tehlikeye girebilir ve tüm radyoaktif maddeler reaktörün dışına çıkacak, çevredeki alanları delice kirletecek ve atmosfere patlayacak. Ancak Çernobil nükleer santral felaketinin detayları herkes tarafından biliniyor, tekrarlamayacağız.
Çernobil nükleer santralindeki kaza, Fotoğraf: meduza.io
Herhangi bir nükleer reaktörün ana bileşenlerinden biri kontrol ve koruma sistemidir. Serbest nötronlar kesin olarak hesaplanmış bir değerden fazla olmamalıdır, ancak bu değerden daha az da olmamalıdır - bu, zincirleme reaksiyonun zayıflamasına yol açacaktır, nükleer santral basitçe "duracaktır". Reaktörün içinde fazla nötronları emen, ancak zincir reaksiyonunun devam etmesine izin verecek miktarda bir madde bulunmalıdır. Nükleer fizikçiler uzun zamandır hangi maddenin bunu en iyi şekilde yaptığını buldular - bor-10 izotopu, dolayısıyla kontrol ve koruma sistemine kısaca "bor" da deniyor.
Borlu çubuklar, grafitli ve su moderatörlü reaktörlerin tasarımına dahil edilmiştir; onlar için yakıt çubukları ve yakıt elemanlarıyla aynı teknolojik kanallar vardır. Reaktördeki nötron sayaçları sürekli çalışarak, bor çubuklarını kontrol eden, çubukları hareket ettiren, reaktöre batıran veya reaktörden çıkaran sisteme otomatik olarak komutlar veriyor. Yakıt oturumunun başlangıcında reaktörde çok fazla uranyum var - bor çubukları daha derine daldırılıyor. Zaman geçer, uranyum yanar ve bor çubukları yavaş yavaş uzaklaştırılmaya başlar - serbest nötronların sayısı sabit kalmalıdır. Evet, reaktörün üzerinde “asılı” “acil durum” bor çubuklarının da bulunduğunu not ediyoruz. Zincirleme reaksiyonu potansiyel olarak kontrolden çıkarabilecek ihlaller durumunda, bunlar anında reaktöre daldırılır ve zincirleme reaksiyon daha başlangıçta öldürülür. Boru hattı patladı, soğutucu sızıntısı meydana geldi - bu aşırı ısınma riskidir, acil durum bor çubukları anında tetiklenir. Tepkiyi durduralım ve yavaş yavaş tam olarak ne olduğunu ve sorunun nasıl çözüleceğini çözelim, böylece risk sıfıra indirilmelidir.
Farklı nötronlar var ama aynı bora sahibiz
Basit mantık, gördüğünüz gibi, bir nükleer reaktörün enerji gücünü arttırmanın ve azaltmanın (enerji mühendislerinin deyimiyle “güç manevrası”), nükleer fiziğe ve kuantum mekaniğine dayanan çok zor bir iş olduğunu gösteriyor. Biraz daha “sürecin derinliklerine”, çok uzağa değil, korkmayın. Uranyum yakıtının herhangi bir fisyon reaksiyonunda, ikincil serbest nötronlar oluşur - okul formülündeki "iki nötronu yok eden" ile aynı olanlar. Bir güç reaktöründe iki ikincil nötron çok fazladır; reaksiyonun kontrol edilebilirliği ve kontrol edilebilirliği için 1,02 katsayısına ihtiyaç vardır. 100 nötron geldi, 200 nötron devre dışı bırakıldı ve bu 200 ikincil nötrondan 98'inin "yemesi", aynı bor-10'u absorbe etmesi gerekiyor. Bor aşırı aktiviteyi bastırır, bunu kesin olarak söyleyebiliriz.
Ancak bir çocuğa bir kova dondurma verirseniz ne olacağını unutmayın; ilk 5-6 porsiyonu mutlu bir şekilde yiyecek ve sonra "daha fazla sığamadığı için" çekip gidecektir. İnsanlar atomlardan yapılmıştır ve bu nedenle atomların karakteri bizimkinden farklı değildir. Bor-10 nötronları yiyebilir ama sonsuz sayıda değil, aynı “artık sığamaz” mutlaka gelecektir. Nükleer santraldeki beyaz önlüklü sakallı adamlar, birçok insanın nükleer bilim adamlarının özünde meraklı çocuklar olarak kaldığını fark ettiğinden şüpheleniyor, bu yüzden mümkün olduğunca "olgun" sözcükler kullanmaya çalışıyorlar. Onların kelime dağarcığında bor "nötronlar tarafından yenir" değil, "yanır" - bu kulağa çok daha saygın geliyor, kabul edeceksiniz. Öyle ya da böyle, elektrik şebekesinden "reaktörün kapatılmasına" yönelik her talep, bor koruma ve kontrol sisteminin daha yoğun yanmasına yol açmakta ve ek zorluklara neden olmaktadır.
Hızlı bir nötron reaktörünün modeli, Fotoğraf: topwar.ru
1,02 katsayısıyla her şey o kadar basit değil, çünkü fisyon reaksiyonundan hemen sonra ortaya çıkan hızlı ikincil nötronların yanı sıra gecikmiş nötronlar da var. Fisyondan sonra bir uranyum atomu parçalanır ve nötronlar da bu parçalardan dışarı fırlar, ancak birkaç mikrosaniye sonra. Anlık olanlara kıyasla çok azı var, sadece %1 civarında, ancak 1,02 katsayısıyla bunlar çok önemli çünkü 1,02 sadece %2'lik bir artış. Bu nedenle, bor miktarının hesaplanması tam bir doğrulukla yapılmalı ve "reaksiyonun kontrolden çıkması - reaktörün plansız bir şekilde kapatılması" arasındaki ince çizgi üzerinde sürekli denge kurulmalıdır. Bu nedenle her talebe karşılık “gazı açın!” veya "Yavaşla, neden bu kadar heyecanlandın!" Nükleer santraldeki görev değişiminin zincirleme reaksiyonu, personelindeki her nükleer işçinin daha fazla sayıda deyimsel ifade kullanmasıyla başlar...
Ve bir kez daha “yeşil enerjinin” temeli olan nükleer santraller hakkında
Şimdi kaldığımız yere dönelim; nükleer santrallerin hizmet verdiği geniş bir bölge üzerindeki yüksek enerji üretim kapasitesi. Bölge ne kadar büyük olursa, RES tarafından desteklenen RES'i yerleştirme fırsatları da o kadar fazla olur. Bu tür ES ne kadar fazla olursa, en yüksek tüketimin en büyük üretim dönemleriyle çakışma olasılığı da o kadar yüksek olur. Burası güneş panellerinden gelen elektriğin geleceği yer, burası rüzgar enerjisinin geleceği yer, gelgit dalgasının başarılı bir şekilde yan tarafa çarpacağı yer burası ve hep birlikte pik yükü yumuşatarak nükleer işçilerin sahada çalışmasına olanak tanıyacaklar. sakin sakin çay içmek, monoton, kesintisiz çalışan nötron sayaçlarına bakmak.
Yenilenebilir Enerji, hsto.org
Nükleer santraldeki durum ne kadar sakin olursa, sosislerini ızgarada sorunsuz bir şekilde ısıtmaya devam edebilecekleri için kasabalılar o kadar şişmanlayabilir. Gördüğünüz gibi, yenilenebilir enerji kaynakları ile nükleer üretimi temel olarak birleştirmede paradoksal bir şey yok, her şey tam tersi - eğer dünya CO2 emisyonlarıyla ciddi şekilde mücadele etmeye karar verdiyse, böyle bir kombinasyon en uygun çıkış yoludur. Termik santrallerin bahsettiğimiz tüm modernizasyon ve iyileştirme seçeneklerini hiçbir şekilde göz ardı etmeden, durumu değerlendirdik.
“Kanguru stilini” sürdürerek, bu makalenin ilk cümlesine, yani Dünya gezegenindeki geleneksel enerji kaynaklarının sınırlı olduğu konusuna “atlamayı” öneriyoruz. Bu nedenle, enerji gelişiminin ana stratejik yönü termonükleer reaksiyonun fethedilmesidir, ancak teknolojisi inanılmaz derecede karmaşıktır ve tüm ülkelerden bilim adamlarının ve tasarımcıların koordineli, ortak çabalarını, ciddi yatırımları ve uzun yıllar süren sıkı çalışmayı gerektirir. Ne kadar süreceği artık kahve telvesi veya kuş bağırsakları kullanılarak tahmin edilebilir, ancak elbette en kötümser senaryoya göre plan yapmanız gerekir. Aynı temel üretimi mümkün olduğu kadar uzun süre sağlayabilecek yakıt aramalıyız. Bol miktarda petrol ve gaz var gibi görünüyor, ancak gezegenin nüfusu da artıyor ve giderek daha fazla krallık devleti, "altın milyar" ülkeleriyle aynı düzeyde tüketim için çabalıyor. Jeologlara göre, tüketim şimdikinden daha hızlı artmadığı sürece, Dünya'da 100-150 yıllık fosil hidrokarbon yakıtı kalacaktır. Öyle görünüyor ki nüfus da öyle olacak. gelişmekte olan ülkeler konfor seviyesinde bir artış arzuluyor...
Hızlı reaktörler
Rus nükleer projesinin önerdiği bu durumdan çıkış yolu biliniyor; nükleer üretken reaktörlerin ve hızlı nötron reaktörlerinin sürece dahil edilmesi yoluyla nükleer yakıt döngüsünün kapatılması. Bir yetiştirici, bir yakıt oturumu sonucunda, nükleer yakıt çıkışının başlangıçta yüklenenden daha fazla olduğu bir reaktördür; bir yetiştirici reaktördür. Okuldaki fizik dersini henüz tamamen unutmamış olanlar şu soruyu sorabilir: Kusura bakmayın ama kütlenin korunumu yasası ne olacak? Cevap basit; hiçbir şekilde, çünkü bir nükleer reaktörde süreçler nükleerdir ve kütlenin korunumu yasası klasik haliyle geçerli değildir.
Yüz yılı aşkın bir süre önce Albert Einstein, özel görelilik teorisiyle kütle ve enerjiyi birbirine bağladı ve nükleer reaktörlerde bu teori kesinlikle uygulanabilir. Toplam enerji miktarı korunur, ancak bu durumda toplam kütle miktarının korunumu söz konusu değildir. Fisyon reaksiyonu sonucu açığa çıkan nükleer yakıtın atomlarında büyük bir enerji rezervi “uyur”; bu rezervin bir kısmını kendi yararımıza kullanırız, diğer kısmı ise mucizevi bir şekilde uranyum-238 atomlarını bir atom karışımına dönüştürür. plütonyum izotoplarından oluşur. Hızlı nötron reaktörleri ve yalnızca onlar, uranyum cevherinin ana bileşeni olan uranyum-238'in bir yakıt kaynağına dönüştürülmesini mümkün kılar. İçeriği tükenen ve termal nükleer reaktörlerde kullanılmayan, termal nötron nükleer santrallerinin işletimi sırasında biriken uranyum-235 rezervleri, artık madenlerden çıkarılması gerekmeyen, artık ihtiyaç duyulmayan yüzbinlerce ton tutarındadır. Atık kayalardan "ayrıştırılacak" - zenginleştirme tesislerinde inanılmaz miktarda uranyum var.
MOX yakıtı parmaklarınızın ucunda
Teorik olarak anlaşılabilir, ancak tamamen değil, o yüzden hadi "parmaklarımızda" tekrar deneyelim. “MOX yakıtı” adı, MOX olarak yazılan Slav alfabesinin harfleriyle yazılmış İngilizce bir kısaltmadır. Açıklama – Karışık Oksit yakıt, ücretsiz çeviri – “karışık oksitlerden elde edilen yakıt”. Temel olarak bu terim, plütonyum oksit ve uranyum oksit karışımını ifade eder, ancak bu yalnızca temeldir. Saygın Amerikalı ortaklarımız, silaha uygun plütonyumdan MOX yakıtı üretme teknolojisinde ustalaşamadığı için Rusya da bu seçenekten vazgeçti. Ancak inşa ettiğimiz tesis önceden evrensel olacak şekilde tasarlandı; termal reaktörlerden gelen kullanılmış yakıttan MOX yakıtı üretebiliyor. Eğer makaleleri okuyan biri varsa Geoenergetics.ru bu bağlamda, kullanılmış yakıttaki plütonyum 239, 240 ve 241 izotoplarının zaten "karışık" olduğunu - her birinde 1/3 oranında bulunduğunu, dolayısıyla kullanılmış yakıttan oluşturulan MOX yakıtında bir plütonyum karışımı bulunduğunu hatırlıyor. bir karışımın içindeki karışım.
Ana karışımın ikinci kısmı tükenmiş uranyumdur. Abartmak gerekirse: PUREX işlemini kullanarak kullanılmış nükleer yakıttan elde edilen plütonyum oksit karışımını alıyoruz, sahipsiz uranyum-238'i ekliyoruz ve MOX yakıtı elde ediyoruz. Bu durumda uranyum-238 zincirleme reaksiyona katılmaz; yalnızca karışık plütonyum izotopları "yanar". Ancak uranyum-238 sadece "mevcut" değildir - ara sıra, isteksizce, zaman zaman bir nötron alır ve plütonyum-239'a dönüşür. Bu yeni plütonyumun bir kısmı hemen "yanıyor", bazılarının ise yakıt seansı bitmeden bunu yapacak zamanı yok. Aslında tüm sır budur.
Rakamlar keyfidir ve netlik sağlamak amacıyla yoktan alınmıştır. MOX yakıtının başlangıç bileşimi 100 kilogram plütonyum oksit ve 900 kilogram uranyum-238'den oluşuyor. Plütonyum "yanarken" 300 kilo uranyum-238 ek plütonyuma dönüştü, bunun 150 kilosu hemen "yandı" ve 150 kilosunun vakti yoktu. Yakıt grubunu çıkardılar ve içindeki plütonyumu "salladılar", ancak orijinalinden 50 kilo daha fazla olduğu ortaya çıktı. Ya da aynı şey, ama odunla: Şömineye 2 kütük attınız, sobanız bütün gece ısındı ve sabah çıkardınız... üç kütük. Zincirleme reaksiyona katılmayan 900 kg işe yaramaz uranyum-238'den, MOX yakıtının bir parçası olarak kullanıldığında, 150 kilogram yakıt elde ettik, bu da bizim yararımız için hemen "yandı" ve 150 kilogramı daha ilerisi için kaldı. kullanmak. Ve bu atık, işe yaramaz uranyum-238'den 300 kilo daha az var ki bu da fena değil.
MOX yakıtındaki tükenmiş uranyum-238 ve plütonyumun gerçek oranları elbette farklıdır, çünkü MOX yakıtındaki %7 plütonyum içeren karışım, yaklaşık %5 uranyum-235 zenginleştirmesine sahip geleneksel uranyum yakıtıyla hemen hemen aynı davranır. Ama bulduğumuz rakamlar gösteriyor ki ana prensip MOX yakıtı - işe yaramaz uranyum-238 nükleer yakıta dönüştürülür, büyük rezervleri bir enerji kaynağı haline gelir. Kaba tahminlere göre, Dünya'da elektrik üretmek için hidrokarbon yakıtları kullanmayı bırakıp sadece uranyum-238 kullanımına geçtiğimizi varsayarsak, bu bize 2.500 - 3.000 yıl yetecektir. Kontrollü termonükleer füzyon teknolojisinde ustalaşmak için oldukça yeterli bir zaman.
MOX yakıtı, aynı anda başka bir sorunu çözmemize olanak tanır - "nükleer kulübün" tüm üye ülkelerinde biriken kullanılmış yakıt rezervlerini azaltmak ve kullanılmış yakıtta biriken radyoaktif atık miktarını azaltmak. Buradaki mesele MOX yakıtının bazı mucizevi özellikleriyle ilgili değil, her şey daha sıradan. Kullanılmış nükleer yakıt kullanılmazsa ve onu ebedi jeolojik cenaze törenine göndermeye çalışırsak, içerdiği tüm yüksek seviyeli atıkların da onunla birlikte imha edilmek üzere gönderilmesi gerekecektir. Ancak kullanılmış nükleer yakıtı plütonyumdan çıkarmak için yeniden işlemeye yönelik teknolojilerin kullanılması, bizi ister istemez bu radyoaktif atığın hacmini azaltmaya zorluyor. Plütonyum kullanma mücadelesinde, radyoaktif atıkları yok etmek zorunda kalıyoruz, ancak aynı zamanda bu tür bir imha süreci çok daha ucuz hale geliyor - sonuçta plütonyum kullanılıyor.
MOX yakıtı ucuz hale getirilmesi gereken pahalı bir zevktir
Aynı zamanda, Rusya'da MOX yakıtı üretimi oldukça yakın zamanda başladı, en yeni, teknolojik açıdan en gelişmiş hızlı nötron reaktörü olan BN-800 ile bile, MOX yakıtının% 100 kullanımına geçiş çevrimiçi olarak gerçekleşiyor ve henüz tamamlanmadı. . Şu anda MOX yakıtı üretiminin geleneksel uranyum yakıtı üretiminden daha pahalı olması oldukça doğaldır. Üretim maliyetlerinin düşürülmesi, her sektörde olduğu gibi, öncelikle seri “konveyör” üretimiyle mümkündür.
Sonuç olarak, nükleer yakıt döngüsünü kapatmanın ekonomik açıdan mümkün olabilmesi için Rusya'nın daha fazla sayıda hızlı nötron reaktörüne ihtiyacı var; bunun nükleer enerjinin geliştirilmesi için stratejik bir hat haline gelmesi gerekiyor. Daha fazla reaktör – iyi ve farklı!
Aynı zamanda, MOX yakıtının VVER reaktörleri için yakıt olarak kullanılmasının ikinci olasılığını da gözden kaçırmamak gerekir. Hızlı nötron reaktörleri, kendilerinin gerçekten kullanamayacağı kadar fazla miktarda plütonyum yaratır - çok fazla ihtiyaçları yoktur, VVER reaktörleri için yeterli plütonyum vardır. Yukarıda %93'ü tükenmiş uranyum-238'in %7'si plütonyuma karşılık geldiği MOX yakıtının geleneksel uranyum yakıtıyla hemen hemen aynı davranışa sahip olduğunu zaten yazmıştık. Ancak MOX yakıtının termal reaktörlerde kullanılması, VVER'lerde kullanılan nötron soğurucuların verimliliğinde bir azalmaya yol açmaktadır. Bunun nedeni bor-10'un hızlı nötronları çok daha kötü absorbe etmesidir - bunlar onun hiçbir şekilde etkileyemediğimiz fiziksel özellikleridir. Aynı sorun, amacı acil durumlarda zincirleme reaksiyonu anında durdurmak olan acil durum bor çubuklarında da ortaya çıkmaktadır.
Fransa, Japonya ve diğer ülkelerdeki bazı hafif su reaktörlerinde halihazırda uygulanan VVER'deki MOX yakıtı miktarını %30-50'ye düşürmek makul bir çözümdür. Ancak bu durumda bile bor sisteminin modernize edilmesi ve gerekli tüm güvenlik gerekçelerinin yerine getirilmesi, MOX yakıtının termal reaktörlerde kullanımına ilişkin lisansların alınması için IAEA denetleyici otoriteleriyle işbirliği yapılması gerekli olabilir. Veya kısacası, hem kontrol amaçlı olanların hem de acil durumlarda "depolanan" bor çubuklarının sayısının arttırılması gerekecektir. Ancak yalnızca bu teknolojilerin geliştirilmesi, bu tür yakıtların seri üretimine geçmeyi ve üretim maliyetini düşürmeyi mümkün kılacaktır. Bu aynı zamanda harcanan nükleer yakıt miktarının azaltılması sorununun daha aktif bir şekilde çözülmesine ve tükenmiş uranyum rezervlerinin daha aktif bir şekilde kullanılmasına olanak sağlayacaktır.
Beklentiler yakın ama yol kolay değil
Bu teknolojinin enerjik plütonyum için üreme reaktörlerinin (hızlı nötron reaktörleri) inşasıyla birlikte geliştirilmesi, Rusya'nın yalnızca nükleer yakıt döngüsünü kapatmasına değil, aynı zamanda onu ekonomik açıdan çekici hale getirmesine de olanak tanıyacak. SNUP yakıtının (karışık nitrür uranyum-plütonyum yakıtı) kullanımı için de büyük umutlar var. 2016 yılında BN-600 reaktöründe ışınlanan deneysel yakıt düzenekleri, hem reaktör testleri sırasında hem de reaktör sonrası çalışmaların sonuçlarına dayanarak etkinliğini zaten kanıtlamıştır. Elde edilen sonuçlar, BREST-300 reaktör tesisinin oluşturulmasında SNUP yakıtının kullanımını ve Seversk'te inşa edilmekte olan deneysel gösterim kompleksinde SNUP yakıtı üretimi için yerinde modülleri haklı çıkarmak için çalışmaların devam etmesini sağlıyor. BREST-300, nükleer yakıt döngüsünü tamamen kapatmak için gerekli teknolojileri geliştirmeye devam etmemize, kullanılmış nükleer yakıt ve radyoaktif atık sorunlarına daha eksiksiz bir çözüm sunmamıza ve "doğaya mümkün olduğunca fazla radyoaktivite geri dönme" ideolojisini hayata geçirmemize olanak tanıyacak. çıkarıldı.” BREST-300 reaktörü, BN reaktörleri gibi, yalnızca nükleer enerji gelişiminin stratejik yönünün doğruluğunu vurgulayan hızlı bir nötron reaktörüdür - basınçlı su reaktörleri ve hızlı nötron reaktörlerinin bir kombinasyonu.
BN-800'de %100 MOX yakıtı kullanma teknolojisinde uzmanlaşmak aynı zamanda BN-1200 reaktörleri oluşturma fırsatını da sağlar - yalnızca daha güçlü değil, aynı zamanda ekonomik açıdan daha karlı. Rusya'da BN-1200 reaktörünün yaratılması kararı verildi; bu, nükleer uzmanların araştırma çalışmalarının hızının yalnızca artması gerektiği ve 2020 için planlanan MBIR'nin oluşturulmasının tüm sorunların çözümünde önemli ölçüde yardımcı olabileceği anlamına geliyor. , tam yakıt kapatma nükleer çevrimi teknolojisinde uzmanlaşmak. Rusya, nükleer enerjinin bu en önemli alanında dünya liderliğimizi garantileyen, hızlı nötron güç reaktörleri yaratan tek ülkeydi ve öyle olmaya da devam ediyor.
Elbette anlatılan her şey, hızlı nötron reaktörlerinin özellikleriyle ilgili ilk tanışmadır, ancak bu konu önemli ve bize göründüğü gibi oldukça ilginç olduğu için devam etmeye çalışacağız.
Temas halinde
Yekaterinburg'a 40 km uzaklıkta, en güzel Ural ormanlarının ortasında Zarechny kasabası bulunmaktadır. 1964 yılında ilk Sovyet endüstriyel nükleer santrali Beloyarskaya burada açıldı (100 MW kapasiteli AMB-100 reaktörüyle). Artık Beloyarsk NPP, endüstriyel hızlı nötron güç reaktörü BN-600'ün faaliyet gösterdiği dünyadaki tek nükleer santral olmaya devam ediyor.
Suyu buharlaştıran bir kazan düşünün ve ortaya çıkan buhar, elektrik üreten bir turbojeneratörü döndürüyor. Bunun gibi bir şey Genel taslak ve nükleer santral inşa edildi. Yalnızca “kazan” atomik bozunmanın enerjisidir. Güç reaktörlerinin tasarımları farklı olabilir, ancak çalışma prensibine göre iki gruba ayrılabilirler: termal nötron reaktörleri ve hızlı nötron reaktörleri.
Herhangi bir reaktörün temeli, ağır çekirdeklerin nötronların etkisi altında bölünmesidir. Doğru, önemli farklılıklar var. Termal reaktörlerde uranyum-235, düşük enerjili termal nötronlar tarafından bölünerek fisyon parçaları ve yeni yüksek enerjili nötronlar (hızlı nötronlar olarak adlandırılır) üretilir. Termal bir nötronun uranyum-235 çekirdeği tarafından emilme olasılığı (sonraki fisyonla birlikte) hızlı olandan çok daha yüksektir, bu nedenle nötronların yavaşlatılması gerekir. Bu, moderatörlerin (çekirdeklerle çarpıştığında nötronların enerji kaybettiği maddeler) yardımıyla yapılır. Termal reaktörlerin yakıtı genellikle düşük zenginlikli uranyumdur, moderatör olarak grafit, hafif veya ağır su kullanılır ve soğutucu olarak da sade su. İşletmedeki nükleer enerji santrallerinin çoğu bu planlardan birine göre inşa edilmiştir.
Zorunlu nükleer fisyon sonucu üretilen hızlı nötronlar, herhangi bir ölçüye gerek kalmadan kullanılabilir. Şema şu şekildedir: Uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeklerinin fisyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar, (iki beta bozunmasından sonra) plütonyum-239'u oluşturmak üzere uranyum-238 tarafından emilir. Ayrıca her 100 parçalanmış uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeği için 120−140 plütonyum-239 çekirdeği oluşur. Doğru, hızlı nötronlar tarafından nükleer fisyon olasılığı termal olanlardan daha az olduğundan, yakıtın termal reaktörlere göre daha fazla zenginleştirilmesi gerekir. Ek olarak, burada su kullanarak ısıyı uzaklaştırmak imkansızdır (su bir moderatördür), bu nedenle diğer soğutucuları kullanmanız gerekir: genellikle bunlar cıva gibi çok egzotik seçeneklerden sıvı metaller ve alaşımlardır (böyle bir soğutucu, ilk Amerikan deneysel reaktörü Clementine) veya kurşun - bizmut alaşımlarından (denizaltılar için bazı reaktörlerde - özellikle Sovyet Projesi 705 denizaltılarında kullanılır) sıvı sodyuma (endüstriyel güç reaktörlerinde en yaygın seçenek) kadar değişir. Bu şemaya göre çalışan reaktörlere hızlı nötron reaktörleri denir. Böyle bir reaktör fikri 1942'de Enrico Fermi tarafından önerildi. Elbette bu plana en büyük ilgiyi ordu gösterdi: Operasyon sırasında hızlı reaktörler sadece enerji üretmekle kalmıyor, aynı zamanda nükleer silahlar için plütonyum da üretiyor. Bu nedenle hızlı nötron reaktörlerine yetiştiriciler (İngiliz yetiştirici - üreticiden) de denir.
Onun içinde ne var
Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde yapılandırılmıştır. 370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir. Yakıt çubuklarının uçlarında, çekirdeğin üstünde ve altında ayrıca tükenmiş tabletler bulunur. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme). BN-600 reaktörü bir çarpandır (yetiştiricidir), yani çekirdeğe bölünmüş 100 uranyum-235 çekirdeği için, yan ve uç eleklerde 120-140 plütonyum çekirdeği üretilir, bu da nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını mümkün kılar . Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt çubuklarından) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmemesi ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesi için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar. Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine takılan bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır. Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).
Tarihin zikzakları
Dünya nükleer enerjisinin tarihinin tam olarak hızlı nötron reaktörüyle başlaması ilginçtir. 20 Aralık 1951'de, yalnızca 0,2 MW elektrik gücüne sahip dünyanın ilk hızlı nötron güç reaktörü EBR-I (Deneysel Damızlık Reaktörü) Idaho'da fırlatıldı. Daha sonra, 1963'te, Detroit yakınlarında Fermi hızlı nötron reaktörüne sahip bir nükleer enerji santrali başlatıldı - zaten yaklaşık 100 MW kapasiteye sahip (1966'da çekirdeğin bir kısmının erimesiyle ciddi bir kaza oldu, ancak bunun için herhangi bir sonuç olmadı) çevre veya insanlar).
SSCB'de, 1940'ların sonlarından bu yana, Alexander Leypunsky bu konu üzerinde çalışıyor; liderliği altında Obninsk Fizik ve Enerji Enstitüsü'nde (FEI) hızlı reaktör teorisinin temelleri geliştirildi ve birkaç deney standı inşa edildi. sürecin fiziğini incelemeyi mümkün kıldı. Araştırmanın bir sonucu olarak, 1972 yılında, BN-350 reaktörü (başlangıçta BN-250 olarak adlandırıldı) ile ilk Sovyet hızlı nötron nükleer santrali Şevçenko şehrinde (şimdi Aktau, Kazakistan) faaliyete geçti. Sadece elektrik üretmekle kalmadı, aynı zamanda suyu tuzdan arındırmak için de ısı kullandı. Kısa süre sonra, her ikisi de 250 MW kapasiteye sahip olan hızlı reaktörlü Phenix (1973) Fransız nükleer enerji santrali ve PFR'li İngiliz nükleer santrali (1974) faaliyete geçti.
Ancak 1970'li yıllarda termal nötron reaktörleri nükleer enerji endüstrisine hakim olmaya başladı. Bunun çeşitli nedenleri vardı. Örneğin hızlı reaktörlerin plütonyum üretebilmesi, nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin yasanın ihlal edilmesine yol açabileceği anlamına geliyor. Bununla birlikte, büyük olasılıkla ana faktör, termal reaktörlerin daha basit ve daha ucuz olması, tasarımlarının denizaltılar için askeri reaktörler üzerinde geliştirilmiş olması ve uranyumun kendisinin çok ucuz olmasıydı. 1980'den sonra dünya çapında faaliyete geçen endüstriyel hızlı nötron güç reaktörleri bir elin parmaklarında sayılabilir: bunlar Superphenix (Fransa, 1985−1997), Monju (Japonya, 1994−1995) ve BN-600 (Beloyarsk) NPP, 1980) şu anda dünyada çalışan tek endüstriyel güç reaktörüdür.
Geri geliyorlar
Ancak şu anda uzmanların ve kamuoyunun dikkati yeniden hızlı nötron reaktörlü nükleer santrallere odaklanmış durumda. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (IAEA) 2005 yılında yaptığı tahminlere göre, çıkarılma maliyeti kilogram başına 130 doları geçmeyen kanıtlanmış uranyum rezervlerinin toplam hacmi yaklaşık 4,7 milyon tondur. UAEA tahminlerine göre bu rezervler 85 yıl dayanacaktır (elektrik üretimi için uranyum talebinin 2004 seviyelerine göre). Termal reaktörlerde "yanan" 235 izotopunun doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72'dir, geri kalanı termal reaktörler için "işe yaramaz" olan uranyum-238'dir. Ancak uranyum-238'i "yakma" kapasitesine sahip hızlı nötron reaktörlerini kullanmaya geçersek, aynı rezervler 2500 yıldan fazla dayanacaktır!
Reaktörün ayrı parçalarının SKD yöntemi kullanılarak ayrı parçalardan monte edildiği reaktör montaj atölyesi
Üstelik hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.
Dahası, bu yöntem, silah kalitesinde plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küriyum) fazlasının işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılıyor.
Körü körüne yeniden başlat
Termal reaktörlerden farklı olarak, BN-600 reaktöründe düzenekler bir sıvı sodyum tabakasının altına yerleştirilir, bu nedenle kullanılmış düzeneklerin çıkarılması ve yerine yenilerinin takılması (bu işleme yeniden yükleme denir) tamamen kapalı bir modda gerçekleşir. Reaktörün üst kısmında irili ufaklı döner tapalar vardır (birbirlerine göre eksantrik, yani dönme eksenleri çakışmaz). Kontrol ve koruma sistemlerine sahip bir sütunun yanı sıra pens tipi tutucuya sahip bir aşırı yük mekanizması, küçük bir döner tapa üzerine monte edilmiştir. Döner mekanizma, düşük sıcaklıkta eriyen özel bir alaşımdan yapılmış bir "hidrolik conta" ile donatılmıştır. Normal durumunda katıdır, ancak yeniden başlatıldığında erime noktasına kadar ısıtılır, bu arada reaktör tamamen kapalı kalır, böylece radyoaktif gazların salınımı pratik olarak ortadan kaldırılır. Yeniden yükleme işlemi birçok adımı kapatır. Öncelikle kıskaç, kullanılmış düzeneklerin reaktör içi deposunda bulunan düzeneklerden birine getirilir, çıkarılır ve boşaltma asansörüne aktarılır. Daha sonra transfer kutusuna kaldırılır ve kullanılmış ünite tamburuna yerleştirilir, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra kullanılmış yakıt havuzuna girer. Bir sonraki aşamada mekanizma, çekirdek düzeneklerinden birini çıkarır ve onu reaktör içi depolama tesisine taşır. Bundan sonra gerekli olan, yeni montaj tamburundan (fabrikadan gelen yakıt tertibatlarının önceden monte edildiği) çıkarılır ve onu yeniden yükleme mekanizmasına besleyen taze montaj asansörüne takılır. Son aşama, yakıt düzeneklerinin boşalan hücreye kurulmasıdır. Aynı zamanda, güvenlik nedeniyle mekanizmanın çalışmasına belirli kısıtlamalar getirilmektedir: örneğin, iki bitişik hücrenin aynı anda serbest bırakılması imkansızdır, ayrıca aşırı yük sırasında tüm kontrol ve koruma çubukları aktif bölgede olmalıdır. Bir montajın yeniden yükleme işlemi bir saat kadar sürer, çekirdeğin üçte birinin (yaklaşık 120 yakıt tertibatı) yeniden yüklenmesi yaklaşık bir hafta (üç vardiyada) sürer, bu prosedür her mikro kampanyada gerçekleştirilir (160 etkili gün, tam olarak hesaplanmıştır) güç). Doğru, artık yakıt tüketimi arttı ve çekirdeğin yalnızca dörtte biri aşırı yüklendi (yaklaşık 90 yakıt grubu). Bu durumda operatörün doğrudan görseli yoktur. geri bildirim ve yalnızca sütun dönüş açısı sensörleri ve tutucuların (konumlandırma doğruluğu - 0,01 dereceden az), çıkarma ve montaj kuvvetlerinin göstergeleri tarafından yönlendirilir.
Yeniden başlatma işlemi birçok aşamadan oluşur, özel bir mekanizma kullanılarak gerçekleştirilir ve “15” oyununu andırır. Nihai amaç, taze parçaları ilgili tamburdan istenen yuvaya almak ve kullanılmış olanları kendi tamburlarına almak, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra soğutma havuzuna düşeceklerdir.
Yalnızca kağıt üzerinde pürüzsüz
Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer santraller için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.
PM, "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksektir" diye açıklıyor Şef Mühendis Beloyarsk NPP Mikhail Bakanov. "Bu, reaktör kabı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğuruyor. Yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin mahfazaları, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılmıştır. ile ilgili yüklere tabi iç basınç, "atmosferik değerin yalnızca biraz üzerinde."
Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşır) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi; kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan, hava ve suyla temas ettiğinde şiddetli tepki veren bir metal: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerini çalıştırma konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Bunları en başından beri öngörerek başarıyla çözdük. özel araçlar devrelerin sıkılığının izlenmesi, sodyum sızıntılarının lokalizasyonu ve bastırılması. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı; sonuç olarak Phenix reaktörü 2009 yılında kapatıldı.”
Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da çözüldüler" Farklı yollar. Örneğin, Phenix'teki meclislerden birinin başı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar bir sodyum tabakasının arkasını "görmek" için karmaşık ve oldukça pahalı bir sistem geliştirdiler. Ve biz de aynı sorunu yaşadığımızda, bir tane. Mühendislerimizden birkaçı, dalış zili gibi basit bir yapıya yerleştirilmiş, alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir video kamera kullanılmasını önerdi. mekanizma ve bükülmüş düzenek başarıyla kaldırıldı.
Hızlı gelecek
Nikolai Oshkanov, "BN-600'ümüzün uzun vadeli başarılı çalışması olmasaydı dünyada hızlı reaktör teknolojisine bu kadar ilgi olmazdı" diyor Nikolai Oshkanov, "Nükleer enerjinin gelişimi öncelikle bununla bağlantılı. hızlı reaktörlerin seri üretimi ve işletilmesi ile. Yalnızca bunlar, tüm doğal uranyumun yakıt döngüsüne dahil edilmesini ve böylece verimliliğin artırılmasını ve ayrıca radyoaktif atık miktarının onlarca kat azaltılmasını mümkün kılar. Bu durumda nükleer enerjinin geleceği gerçekten parlak olacak” dedi.
