Energia nucleară a primit întotdeauna o atenție sporită datorită promisiunii sale. În lume, aproximativ douăzeci la sută din electricitate este obținută folosind reactoare nucleare și în ţările dezvoltate Această cifră pentru produsul energiei nucleare este chiar mai mare - mai mult de o treime din toată energia electrică. Cu toate acestea, principalul tip de reactoare rămân cele termice, precum LWR și VVER. Oamenii de știință cred că una dintre principalele probleme ale acestor reactoare în viitorul apropiat va fi deficitul de combustibil natural, uraniu și izotopul său 238, necesar pentru desfășurarea unei reacții în lanț de fisiune. Pe baza posibilei epuizări a resurselor acestui material combustibil natural pentru reactoarele termice, se impun restricții asupra dezvoltării energiei nucleare. Utilizarea reactoarelor nucleare care utilizează neutroni rapizi, în care reproducerea combustibilului este posibilă, este considerată mai promițătoare.

Istoricul dezvoltării

Pe baza programului Ministerului Industriei Atomice al Federației Ruse la începutul secolului, au fost stabilite sarcini de creare și furnizare munca sigura complexe de energie nucleară, centrale nucleare de tip nou modernizate. Una dintre aceste instalații a fost centrala nucleară Beloyarsk, situată la 50 de kilometri lângă Sverdlovsk (Ekaterinburg) Decizia de a o crea a fost luată în 1957, iar în 1964 a fost pusă în funcțiune prima unitate.

Două dintre blocurile sale operau reactoare nucleare termice, care până în anii 80-90 ai secolului trecut și-au epuizat resursele. La al treilea bloc, reactorul cu neutroni rapidi BN-600 a fost testat pentru prima dată în lume. În timpul muncii sale, s-au obținut rezultatele planificate de dezvoltatori. Siguranța procesului a fost, de asemenea, excelentă. În perioada proiectului, care s-a încheiat în 2010, nu s-au produs încălcări sau abateri grave. Termenul său final expiră până în 2025. Se poate spune deja că reactoarele nucleare cu neutroni rapizi, care includ BN-600 și succesorul său, BN-800, au un viitor mare.

Lansarea noului BN-800

Oamenii de știință OKBM Afrikantov din Gorki (actuala Nijni Novgorod) a pregătit un proiect pentru cea de-a patra unitate de putere a CNE Beloyarsk încă din 1983. Din cauza accidentului petrecut la Cernobîl în 1987 și a introducerii unor noi standarde de siguranță în 1993, lucrările au fost oprite, iar lansarea a fost amânată pe termen nelimitat. Abia în 1997, după primirea licenței de construire a unității nr. 4 cu un reactor BN-800 cu o capacitate de 880 MW de la Gosatomnadzor, procesul a fost reluat.

Pe 25 decembrie 2013 a început încălzirea reactorului pentru intrarea ulterioară a lichidului de răcire. În 14 iunie, așa cum sa planificat conform planului, a avut loc o masă suficientă pentru a efectua o reacție în lanț minimă. Apoi lucrurile s-au blocat. Combustibilul MOX, compus din oxizi fisionali de uraniu și plutoniu, similar cu cel folosit în Unitatea 3, nu era gata. Acesta este ceea ce dezvoltatorii au vrut să folosească în noul reactor. A trebuit să combin și să caut noi opțiuni. Drept urmare, pentru a nu amâna lansarea unității de putere, au decis să folosească combustibil uraniu în parte a ansamblului. Lansarea reactorului nuclear BN-800 și a unității nr.4 a avut loc pe 10 decembrie 2015.

Descrierea procesului

În timpul funcționării într-un reactor cu neutroni rapizi, ca rezultat al reacției de fisiune se formează elemente secundare care, atunci când sunt absorbite de masa de uraniu, formează materialul nuclear nou creat plutoniu-239, capabil să continue procesul de fisiune ulterioară. Principalul avantaj al acestei reacții este producerea de neutroni din plutoniu, care este folosit ca combustibil pentru reactoarele nucleare din centralele nucleare. Prezența sa face posibilă reducerea producției de uraniu, ale cărui rezerve sunt limitate. Dintr-un kilogram de uraniu-235 puteți obține puțin mai mult de un kilogram de plutoniu-239, asigurând astfel reproducerea combustibilului.

Ca urmare, producția de energie în unitățile nucleare cu un consum minim de uraniu rar și fără restricții asupra producției va crește de sute de ori. Se estimează că, în acest caz, rezervele de uraniu vor dura omenirea timp de câteva zeci de secole. Cea mai bună opțiuneîn energia nucleară, pentru a menține un echilibru asupra consumului minim de uraniu, va exista un raport de 4 la 1, unde la fiecare patru reactoare termice se va folosi câte unul care funcționează pe neutroni rapizi.

Țintele BN-800

Pe parcursul duratei sale de funcționare în unitatea de putere nr. 4 a NPP Beloyarsk, anumite sarcini au fost atribuite reactorului nuclear. Reactorul BN-800 trebuie să funcționeze cu combustibil MOX. O mică problemă care a apărut la începutul lucrării nu a schimbat planurile creatorilor. Potrivit directorului CNE Beloyarsk, domnul Sidorov, trecerea la în întregime Combustibilul MOX va fi implementat în 2019. Dacă acest lucru se împlinește, atunci localul reactor nuclear pe neutroni rapizi va fi primul din lume care va funcționa în întregime cu un astfel de combustibil. Ar trebui să devină un prototip pentru viitoarele reactoare rapide similare cu lichid de răcire din metal, mai productive și mai sigure. Pe baza acestui fapt, BN-800 testează echipamente inovatoare în condiții de funcționare, verificând aplicarea corectă a noilor tehnologii care afectează fiabilitatea și eficiența unității de alimentare.

class="eliadunit">

Verificarea muncii sistem nou ciclul combustibilului.

Teste pentru arderea deșeurilor radioactive cu durată de viață lungă.

Eliminarea plutoniului de calitate pentru arme acumulat în cantități mari.

BN-800, la fel ca predecesorul său, BN-600, ar trebui să devină un punct de plecare pentru dezvoltatorii ruși pentru a acumula experiență neprețuită în crearea și funcționarea reactoarelor rapide.

Avantajele unui reactor cu neutroni rapid

Utilizarea BN-800 și a reactoarelor nucleare similare în energia nucleară permite

Creșteți semnificativ durata de viață a rezervelor de resurse de uraniu, ceea ce crește semnificativ cantitatea de energie primită.

Capacitatea de a reduce durata de viață a produselor de fisiune radioactivă la minimum (de la câteva mii de ani la trei sute).

Creșterea siguranței centralelor nucleare. Utilizarea unui reactor cu neutroni rapidi permite ca posibilitatea de topire a miezului să fie nivelată la un nivel minim, poate crește semnificativ nivelul de autoprotecție a instalației și poate elimina eliberarea de plutoniu în timpul procesării. Reactoarele de acest tip cu lichid de răcire cu sodiu au un nivel crescut de siguranță.

La 17 august 2016, unitatea electrică nr. 4 a CNE Beloyarsk a atins o funcționare de 100% putere. Din decembrie anul trecut, sistemul integrat Ural primește energie generată la un reactor rapid.

class="eliadunit">

În articolele anterioare, am aflat că nici energia solară nu va putea satisface nevoile omenirii (din cauza defalcării rapide a bateriilor și a costului acestora), nici energia termonucleară (deoarece chiar și după obținerea unei producții de energie pozitivă la reactoarele experimentale, un cantitate fantastică rămâne probleme în drumul spre utilizare comercială). Ce rămâne?

De mai bine de o sută de ani, în ciuda tuturor progreselor omenirii, cea mai mare parte a energiei electrice este obținută din arderea banală a cărbunelui (care este încă sursa de energie pentru 40,7% din capacitatea de generare a lumii), a gazului (21,2%), produse petroliere (5,5%) și hidroenergie (alte 16,2%, în total toate acestea reprezintă 83,5% din).

Ceea ce rămâne este energia nucleară, cu reactoare convenționale cu neutroni termici (care necesită U-235 rare și scumpe) și reactoare cu neutroni rapidi (care pot procesa U-238 natural și toriu într-un „ciclu închis al combustibilului”).

Ce este acest mitic „ciclu închis al combustibilului”, care sunt diferențele dintre reactoarele cu neutroni rapidi și cele termice, ce modele există, când ne putem aștepta la fericire de la toate acestea și, desigur, - problema siguranței - sub reducere.

Despre neutroni și uraniu

Cu toții ni s-a spus la școală că U-235, când un neutron îl lovește, împarte și eliberează energie, iar alți 2-3 neutroni sunt eliberați. În realitate, desigur, totul este ceva mai complicat, iar acest proces depinde foarte mult de energia acestui neutron inițial. Să ne uităm la graficele secțiunii transversale (=probabilitatea) reacției de captare a neutronilor (U-238 + n -> U-239 și U-235 + n -> U-236) și reacția de fisiune pentru U-235 și U-238 în funcție de energia (=viteza) neutronilor:

După cum putem vedea, probabilitatea de a capta un neutron de fisiune pentru U-235 crește odată cu scăderea energiei neutronilor, deoarece în reactoarele nucleare convenționale neutronii sunt „încetiniți” în grafit/apă într-o asemenea măsură încât viteza lor devine de același ordin cu cea a viteza de vibrație termică a atomilor din rețeaua cristalină (de unde și numele - neutroni termici). Și probabilitatea de fisiune a U-238 de către neutroni termici este de 10 milioane de ori mai mică decât U-235, motiv pentru care este necesară procesarea de tone de uraniu natural pentru a prelua U-235.

Cineva care se uită la graficul de jos ar putea spune: Oh, mare idee! Să prăjim U-238 ieftin cu neutroni de 10 MeV - ar trebui să rezulte o reacție în lanț, deoarece acolo graficul secțiunii transversale pentru fisiune crește! Dar există o problemă - neutronii eliberați ca urmare a reacției au o energie de numai 2 MeV sau mai puțin (în medie ~1,25), iar acest lucru nu este suficient pentru a lansa o reacție auto-susținută pe neutronii rapizi în U-238. (fie este nevoie de mai multă energie, fie au zburat mai mulți neutroni din fiecare diviziune). Eh, umanitatea are ghinion în acest univers...

Cu toate acestea, dacă o reacție de auto-susținere asupra neutronilor rapizi din U-238 ar fi atât de ușoară, ar exista reactoare nucleare naturale, așa cum a fost cazul U-235 din Oklo și, în consecință, U-238 nu ar fi găsit în natură în formă de depozite mari.

În cele din urmă, dacă renunțăm la natura „auto-susținută” a reacției, este încă posibil să divizăm direct U-238 pentru a produce energie. Acesta este folosit, de exemplu, în bombele termonucleare - neutronii de 14,1 MeV din reacția D+T împart U-238 în obusul bombei - și astfel puterea exploziei poate fi crescută aproape gratuit. În condiții controlate, rămâne teoretic posibilă combinarea unui reactor termonuclear și a unei pături (cochilie) de U-238 pentru a crește energia fuziunii termonucleare de ~10-50 de ori datorită reacției de fisiune.

Dar cum separă U-238 și toriu într-o reacție de auto-susținere?

Ciclu de combustibil închis

Ideea este următoarea: să ne uităm nu la secțiunea transversală de fisiune, ci la secțiunea transversală de captare: Cu o energie neutronică adecvată (nu prea scăzută și nici prea mare), U-238 poate capta un neutron și după 2 dezintegrari. poate deveni plutoniu-239:

Plutoniul poate fi izolat din combustibilul uzat chimic, și a face combustibil MOX (un amestec de oxizi de plutoniu și uraniu) care poate fi ars atât în ​​reactoare rapide, cât și în cele termice convenționale. Procesul de reprocesare chimică a combustibilului uzat poate fi foarte dificil din cauza radioactivității sale ridicate și nu a fost încă rezolvat complet și practic nu a fost rezolvat (dar lucrările sunt în curs de desfășurare).

Pentru toriul natural - un proces similar, toriul captează un neutron și, după fisiunea spontană, devine uraniu-233, care este împărțit aproximativ în același mod ca uraniul-235 și este eliberat chimic din combustibilul uzat:

Aceste reacții, desigur, apar și în reactoarele termice convenționale - dar datorită moderatorului (care reduc foarte mult șansa de captare a neutronilor) și a tijelor de control (care absorb o parte din neutroni), cantitatea de plutoniu generată este mai mică decât cea a uraniu-235 care arde. Pentru a genera mai multe substanțe fisionabile decât sunt arse, trebuie să pierdeți cât mai puțini neutroni pe tijele de control (de exemplu, folosind tije de control din uraniu obișnuit), structură, lichidul de răcire (mai multe despre asta mai jos) și complet. scăpați de moderatorul de neutroni (grafit sau apă).

Datorită faptului că secțiunea transversală de fisiune pentru neutronii rapizi este mai mică decât pentru cei termici, este necesară creșterea concentrației de material fisionabil (U-235, U-233, Pu-239) în miezul reactorului de la 2-4. la 20% și mai mult. Iar producerea de combustibil nou se realizează în casete cu toriu/uraniu natural situate în jurul acestui nucleu.

Din fericire, dacă fisiunea este cauzată de un neutron rapid mai degrabă decât de unul termic, reacția produce de aproximativ 1,5 ori mai mulți neutroni decât în ​​cazul fisiunii cu neutroni termici - ceea ce face reacția mai realistă:

Această creștere a numărului de neutroni generați face posibilă producerea unei cantități mai mari de combustibil decât era disponibilă inițial. Desigur, combustibilul nou nu este luat din aer, ci este produs din U-238 „inutil” și toriu.

Despre lichidul de răcire

După cum am aflat mai sus, apa nu poate fi folosită într-un reactor rapid - încetinește neutronii extrem de eficient. Ce îl poate înlocui?

Gaze: Puteți răci reactorul cu heliu. Dar, din cauza capacității lor mici de căldură, este dificil să răciți reactoare puternice în acest fel.

Metale lichide: sodiu, potasiu- utilizat pe scară largă în reactoarele rapide din întreaga lume. Pe partea de plus - temperatură scăzută se topesc și lucrează la presiunea aproape atmosferică, dar aceste metale ard foarte bine și reacționează cu apa. Singurul reactor energetic în funcțiune din lume, BN-600, funcționează cu lichid de răcire cu sodiu.

Plumb, bismut- utilizat în reactoarele BREST și SVBR în curs de dezvoltare în Rusia. Dintre dezavantajele evidente - dacă reactorul s-a răcit sub punctul de îngheț al plumbului/bismutului - încălzirea este foarte dificilă și durează mult (despre cele nu sunt evidente la link-ul din wiki). În general, multe probleme tehnologice rămân pe cale de implementare.

Mercur- a existat un reactor BR-2 cu lichid de răcire cu mercur, dar după cum s-a dovedit, mercurul dizolvă relativ rapid materialele structurale ale reactorului - așa că nu au mai fost construite reactoare cu mercur.

Exotic: O categorie separată - reactoare cu sare topită - LFTR - funcționează opțiuni diferite fluorurile materialelor fisionabile (uraniu, toriu, plutoniu). 2 reactoare „de laborator” au fost construite în SUA la Oak Ridge National Laboratory în anii 60, iar de atunci nu au mai fost implementate alte reactoare, deși există multe proiecte.

Reactoare în exploatare și proiecte interesante

rusă BOR-60- reactor experimental cu neutroni rapidi, functionand din 1969. În special, este utilizat pentru testarea elementelor structurale ale noilor reactoare cu neutroni rapizi.

Rusă BN-600, BN-800: După cum am menționat mai sus, BN-600 este singurul reactor de putere cu neutroni rapid din lume. Funcționează din 1980, folosind încă uraniu-235.

În 2014, este planificată lansarea unui BN-800 mai puternic. Este deja planificată începerea utilizării combustibilului MOX (cu plutoniu) și începerea dezvoltării unui ciclu de combustibil închis (cu procesarea și arderea plutoniului produs). Atunci poate exista un BN-1200 serial, dar decizia privind construcția sa nu a fost încă luată. În ceea ce privește experiența în construcția și operarea industrială a reactoarelor cu neutroni rapizi, Rusia a avansat mult mai departe decât oricine altcineva și continuă să se dezvolte activ.

Există, de asemenea, reactoare rapide de cercetare mici în Japonia (Jōyō), India (FBTR) și China (Reactor rapid experimental din China).

Reactorul japonez Monju- cel mai ghinionist reactor din lume. A fost construit în 1995, iar în același an a avut loc o scurgere de câteva sute de kilograme de sodiu, compania a încercat să ascundă amploarea incidentului (bună ziua Fukushima), reactorul a fost oprit timp de 15 ani. În mai 2010, reactorul a fost în sfârșit pornit la putere redusă, dar în august, în timpul unui transfer de combustibil, o macara de 3,3 tone a fost aruncată în reactor, care s-a scufundat imediat în sodiu lichid. A fost posibil să obțineți macaraua doar în iunie 2011. Pe 29 mai 2013 se va lua decizia de a închide pentru totdeauna reactorul.

Reactor cu undă călătoare: Printre proiectele binecunoscute nerealizate se numără „reactorul cu undă călătorie” - reactor cu undă călătorie, de la compania TerraPower. Acest proiect a fost promovat de Bill Gates – așa că au scris despre el de două ori pe Habré: , . Ideea era că „miezul” reactorului era format din uraniu îmbogățit, iar în jurul lui se aflau casete U-238/thoriu în care urma să fie produs viitorul combustibil. Apoi, robotul ar muta aceste casete mai aproape de centru - și reacția ar continua. Dar, în realitate, este foarte dificil să faci toate aceste lucruri fără procesare chimică, iar proiectul nu a decolat niciodată.

Despre siguranța energiei nucleare

Cum pot spune că omenirea se poate baza pe energia nucleară - și asta după Fukushima?

Faptul este că orice energie este periculoasă. Să ne amintim de accidentul de la barajul Banqiao din China, care a fost construit, printre altele, cu scopul de a genera electricitate - atunci au murit 26 de mii de oameni. până la 171 mii Uman. Accident pe CHE Sayano-Shushenskaya- 75 de oameni au murit. Numai în China, 6.000 de mineri mor în fiecare an în timpul exploatării cărbunelui, iar aceasta nu include consecințele asupra sănătății ale inhalării de eșapament de la centralele termice.

Numărul accidentelor la centralele nucleare nu depinde de numărul de unități de putere, deoarece Fiecare accident poate avea loc o singură dată într-o serie. După fiecare incident, cauzele sunt analizate și eliminate la toate unitățile. Deci, după accidentul de la Cernobîl, toate unitățile au fost modificate, iar după Fukushima, energia nucleară a fost luată total de la japonezi (cu toate acestea, există și teorii ale conspirației - se așteaptă ca Statele Unite și aliații săi să aibă un deficit de uraniu - 235 în următorii 5-10 ani).

Problema combustibilului uzat este rezolvată direct de reactoarele cu neutroni rapizi, deoarece Pe lângă îmbunătățirea tehnologiei de procesare a deșeurilor, sunt generate mai puține deșeuri: produsele de reacție grele (actinide), cu viață lungă sunt, de asemenea, „arse” de neutronii rapizi.

Concluzie

Reactoarele rapide au principalul avantaj pe care toată lumea îl așteaptă de la reactoarele termonucleare - combustibilul pentru ele va rezista omenirii timp de mii și zeci de mii de ani. Nici măcar nu trebuie să-l extragi - a fost deja extras și zace

După lansarea și funcționarea cu succes a primei centrale nucleare din lume în 1955, la inițiativa lui I. Kurchatov, s-a luat decizia de a construi o centrală nucleară industrială cu un reactor de apă sub presiune de tip canal în Urali. Caracteristicile acestui tip de reactor includ supraîncălzirea aburului la parametri înalți direct în miez, ceea ce a deschis posibilitatea utilizării echipamentelor cu turbină în serie.

În 1958, în centrul Rusiei, într-unul dintre cele mai pitorești colțuri ale naturii Ural, a început construcția Centralei Nucleare Beloyarsk. Pentru instalatori, această stație a început în 1957 și, din moment ce subiectul centralelor nucleare a fost închis în acele zile, în corespondență și viață a fost numită Centrala electrică din districtul de stat Beloyarsk. Această stație a fost începută de angajații trustului Uralenergomontazh. Prin eforturile lor, în 1959, a fost creată o bază cu un atelier pentru producția de conducte de apă și abur (1 circuit al reactorului), au fost construite trei clădiri rezidențiale în satul Zarechny și a început construcția clădirii principale.

În 1959, lucrătorii de la trustul Tsentroenergomontazh au apărut pe șantier și au fost însărcinați cu instalarea reactorului. La sfârșitul anului 1959, un sit din Dorogobuzh, regiunea Smolensk și munca de instalare condus de V. Nevsky, viitor director al CNE Beloyarsk. Toate lucrările privind instalarea echipamentelor termomecanice au fost complet transferate trustului Tsentroenergomontazh.

Perioada intensivă de construcție a CNE Beloyarsk a început în 1960. În acest moment, instalatorii trebuiau, împreună cu conducerea lucrari de constructii stăpânește noi tehnologii pentru instalarea conductelor inoxidabile, căptușeli de încăperi speciale și depozite de deșeuri radioactive, instalarea structurilor de reactoare, zidărie de grafit, sudare automată etc. Am învățat din mers de la specialiști care au luat deja parte la construcția de instalații nucleare. După ce au trecut de la tehnologia de instalare a centralelor termice la instalarea de echipamente pentru centralele nucleare, lucrătorii din Tsentroenergomontazh și-au îndeplinit cu succes sarcinile, iar la 26 aprilie 1964, prima unitate de putere a CNE Beloyarsk cu reactorul AMB-100 a furnizat primul curent către sistemul energetic Sverdlovsk. Acest eveniment, împreună cu punerea în funcțiune a primei unități de putere a CNE Novovoronezh, a însemnat nașterea marii industriei nucleare a țării.

Reactorul AMB-100 a reprezentat o îmbunătățire suplimentară a designului reactorului primei centrale nucleare din lume din Obninsk. Era un reactor de tip canal cu caracteristici termice mai ridicate ale miezului. Obținerea aburului cu parametri înalți din cauza supraîncălzirii nucleare direct în reactor a fost un mare pas înainte în dezvoltarea energiei nucleare. reactorul a funcționat într-o singură unitate cu un turbogenerator de 100 MW.

Din punct de vedere structural, reactorul primei unități de putere a CNE Beloyarsk s-a dovedit a fi interesant prin faptul că a fost creat practic fără cadru, adică reactorul nu avea un corp greu, de mai multe tone, durabil, cum ar fi, să zicem, un reactor VVER răcit cu apă, de putere similară, cu un corp de 11-12 m lungime, cu un diametru de 3-3,5 m, grosimea peretelui și a fundului de 100-150 mm sau mai mult. Posibilitatea de a construi centrale nucleare cu reactoare cu canal deschis s-a dovedit a fi foarte tentantă, deoarece a eliberat instalațiile grele de inginerie de necesitatea fabricării de produse din oțel cu o greutate de 200-500 de tone. Dar implementarea supraîncălzirii nucleare direct în reactor s-a dovedit să fie asociat cu dificultăți binecunoscute în reglarea procesului, în special în ceea ce privește monitorizarea progresului acestuia, cu cerința de funcționare de precizie a multor instrumente, prezența unui număr mare de țevi de diferite dimensiuni sub presiune mare, etc.

Prima unitate a CNE Beloyarsk și-a atins capacitatea maximă de proiectare, totuși, datorită capacității instalate relativ mici a unității (100 MW), complexității canalelor sale tehnologice și, prin urmare, costului ridicat, costului de 1 kWh de energie electrică. s-a dovedit a fi semnificativ mai mare decât cea a stațiilor termice din Urali.

A doua unitate a CNE Beloyarsk cu reactorul AMB-200 a fost construită mai rapid, fără mare stres în lucru, deoarece echipa de construcție și instalare era deja pregătită. Instalația reactorului a fost îmbunătățită semnificativ. Avea un circuit de răcire cu un singur circuit, care a simplificat proiectarea tehnologică a întregii centrale nucleare. La fel ca în prima unitate de alimentare, caracteristica principala Reactorul AMB-200 produce abur cu parametri înalți direct în turbină. La 31 decembrie 1967, unitatea de putere nr. 2 a fost conectată la rețea - aceasta a finalizat construcția etapei 1 a stației.

O parte semnificativă a istoriei de funcționare a primei etape a BNPP a fost plină de romantism și dramă, caracteristice pentru tot ceea ce este nou. Acest lucru a fost valabil mai ales în perioada dezvoltării blocului. Se credea că nu ar trebui să existe probleme cu aceasta - au existat prototipuri de la reactorul AM „Primul în lume” la reactoare industriale pentru producția de plutoniu, pe care concepte de bază, tehnologii, soluții de proiectare, multe tipuri de echipamente și sisteme și au fost testate chiar şi o parte semnificativă a regimurilor tehnologice . Cu toate acestea, s-a dovedit că diferența dintre centrala nucleară industrială și predecesorii săi este atât de mare și unică încât au apărut probleme noi, necunoscute anterior.

Cel mai mare și cel mai evident dintre ele a fost fiabilitatea nesatisfăcătoare a canalelor de evaporare și supraîncălzire. După o scurtă perioadă de funcționare, a apărut depresurizarea cu gaz a elementelor de combustibil sau scurgerile de lichid de răcire cu consecințe inacceptabile pentru zidăria de grafit a reactoarelor, modurile de funcționare și reparare tehnologică, expunerea la radiații asupra personalului și mediu. Conform canoanelor științifice și standardelor de calcul din acea vreme, acest lucru nu ar fi trebuit să se întâmple. Studiile aprofundate ale acestui nou fenomen ne-au forțat să reconsiderăm ideile consacrate despre legile fundamentale ale apei de fierbere în conducte, deoarece chiar și cu o densitate scăzută a fluxului de căldură a apărut un tip necunoscut anterior de criză de transfer de căldură, care a fost descoperit în 1979 de către V.E. Doroshchuk (VTI) și ulterior numit „criza transferului de căldură de al doilea fel”.

În 1968, a fost luată decizia de a construi o a treia unitate de putere cu un reactor de neutroni rapid la CNE Beloyarsk - BN-600. Supravegherea științifică a creării BN-600 a fost efectuată de Institutul de Fizică și Inginerie Energetică, proiectarea centralei reactoare a fost realizată de Biroul de Proiectare Experimental de Inginerie Mecanică, iar proiectarea generală a unității a fost realizată de filiala Leningrad a Atomelectroproekt. Blocul a fost construit de un antreprenor general - trustul Uralenergostroy.

La proiectarea sa, s-a luat în considerare experiența de funcționare a reactoarelor BN-350 din Shevchenko și a reactorului BOR-60. Pentru BN-600, a fost adoptată o dispunere integrală mai economică și de succes structural a circuitului primar, conform căreia miezul reactorului, pompele și schimbătoarele de căldură intermediare sunt amplasate într-o singură carcasă. Vasul reactorului, având un diametru de 12,8 m și o înălțime de 12,5 m, a fost instalat pe suporturi cu role fixate pe placa de bază a puțului reactorului. Masa reactorului asamblat a fost de 3900 de tone, iar cantitatea totală de sodiu din instalație a depășit 1900 de tone. Protecția biologică a fost realizată din ecrane cilindrice de oțel, semifabricate de oțel și țevi cu umplutură de grafit.

Cerințele de calitate pentru lucrările de instalare și sudare pentru BN-600 s-au dovedit a fi cu un ordin de mărime mai mari decât cele atinse anterior, iar echipa de instalare a trebuit să recalifice urgent personalul și să stăpânească noile tehnologii. Așadar, în 1972, la asamblarea unui vas reactor din oțeluri austenitice, a fost folosit pentru prima dată un betatron pentru a controla transmiterea sudurilor mari.

În plus, în timpul instalării dispozitivelor interne ale reactorului BN-600, au fost impuse cerințe speciale de curățenie și au fost înregistrate toate piesele introduse și scoase din spațiul intra-reactor. Acest lucru s-a datorat imposibilității de a spăla în continuare reactorul și conductele cu lichid de răcire cu sodiu.

Nikolai Muravyov, care l-a putut invita să lucreze de la Nijni Novgorod, unde lucrase anterior într-un birou de proiectare, a jucat un rol major în dezvoltarea tehnologiei de instalare a reactoarelor. El a fost unul dintre dezvoltatorii proiectului reactorului BN-600, iar la acel moment era deja pensionat.

Echipa de instalare a finalizat cu succes sarcinile atribuite de instalare a unității de neutroni rapidi. Umplerea reactorului cu sodiu a arătat că curățenia circuitului a fost menținută chiar mai mare decât cea cerută, deoarece punctul de curgere al sodiului, care depinde în metalul lichid de prezența contaminanților și oxizilor străini, s-a dovedit a fi mai mic decât cel obținut în timpul instalarea reactoarelor BN-350, BOR-60 în URSS și a centralelor nucleare „Phoenix” în Franța.

Succesul echipelor de instalații la construcția CNE Beloyarsk a depins în mare măsură de manageri. Mai întâi a fost Pavel Ryabukha, apoi a venit tânărul energic Vladimir Nevski, apoi a fost înlocuit de Vazgen Kazarov.

V. Nevsky a făcut multe pentru formarea unei echipe de instalatori. În 1963, a fost numit director al centralei nucleare Beloyarsk, iar mai târziu a condus Glavatomenergo, unde a muncit din greu pentru a dezvolta industria nucleară a țării.

• În cele din urmă, la 8 aprilie 1980, a avut loc punerea în funcțiune a unității de putere nr. 3 a CNE Beloyarsk cu reactorul cu neutroni rapidi BN-600. Câteva caracteristici de design ale BN-600:
• putere electrică – 600 MW;
• putere termică – 1470 MW;
• temperatura aburului – 505 o C;
• presiunea aburului – 13,7 MPa;

randament termodinamic brut – 40,59%.

Prima sarcină a fost în general rezolvată cu succes în etapa de dezvoltare a proiectelor de echipamente și conducte. Dispunerea integrală a reactorului s-a dovedit a fi foarte reușită, în care toate echipamentele și conductele principale ale primului circuit cu sodiu radioactiv au fost „ascunse” în interiorul vasului reactorului și, prin urmare, scurgerea sa, în principiu, a fost posibilă numai dintr-un putine sisteme auxiliare.

Și deși BN-600 este astăzi cea mai mare unitate de putere cu un reactor cu neutroni rapidi din lume, CNE Beloyarsk nu este una dintre ele. centrale nucleare cu putere mare instalată. Diferențele și avantajele sale sunt determinate de noutatea și unicitatea producției, obiectivele, tehnologia și echipamentul acesteia. Toate instalațiile de reactoare ale BelNPP au fost destinate confirmării industriale pilot sau respingerii ideilor și soluțiilor tehnice stabilite de proiectanți și constructori, cercetării regimurilor tehnologice, materialelor structurale, elementelor combustibile, sistemelor de control și protecție.

Toate cele trei unități de putere nu au analogi directe nici în țara noastră, nici în străinătate. Ei au întruchipat multe dintre ideile pentru dezvoltarea viitoare a energiei nucleare:

• au fost construite și puse în funcțiune unități de putere cu reactoare de canal apă-grafit scara industriala;
• S-au folosit unități turbo în serie cu parametri înalți cu eficiență a ciclului de putere termică de la 36 la 42%, pe care nu le are nicio centrală nucleară din lume;
• au fost utilizate ansambluri de combustibil, a căror proiectare exclude posibilitatea ca activitatea de fragmentare să pătrundă în lichidul de răcire chiar și atunci când barele de combustibil sunt distruse;
• oțelul carbon este utilizat în circuitul primar al reactorului unității a 2-a;
• tehnologia de utilizare și manipulare a lichidului de răcire din metal lichid a fost în mare măsură stăpânită;

CNE Beloyarsk a fost prima centrală nucleară din Rusia care a făcut față în practică nevoii de a rezolva problema dezafectării centralelor de reactoare uzate. Dezvoltarea acestui domeniu de activitate, care este foarte relevant pentru întreaga industrie a energiei nucleare, a avut o perioadă lungă de incubație din cauza lipsei unei baze de documente organizatorice și de reglementare și a problemei nerezolvate a sprijinului financiar.

Perioada de peste 50 de ani de funcționare a CNE Beloyarsk are trei etape destul de distincte, fiecare dintre ele având propriile sale domenii de activitate, dificultăți specifice în implementarea sa, succese și dezamăgiri.

Prima etapă (din 1964 până la mijlocul anilor '70) a fost în întregime asociată cu lansarea, dezvoltarea și atingerea nivelului de proiectare de putere al unităților de putere din prima etapă, multă muncă de reconstrucție și rezolvarea problemelor asociat cu proiecte imperfecte de unități, moduri tehnologice și furnizare funcționare stabilă canale de combustibil. Toate acestea au necesitat eforturi fizice și intelectuale enorme din partea personalului stației, care, din păcate, nu au fost încununate de încredere în corectitudinea și perspectivele alegerii reactoarelor cu uraniu-grafit cu abur nuclear supraîncălzit pentru dezvoltarea ulterioară a energiei nucleare. Cu toate acestea, cea mai semnificativă parte a experienței de operare acumulată din prima etapă a fost luată în considerare de proiectanți și constructori la crearea reactoarelor cu uraniu-grafit de generația următoare.

Începutul anilor 70 a fost asociat cu alegerea unei noi direcții pentru dezvoltarea ulterioară a energiei nucleare a țării - centrale cu reactoare cu neutroni rapidi, cu perspectiva ulterioară de a construi mai multe unități de putere cu reactoare de reproducere folosind combustibil mixt uraniu-plutoniu. La determinarea locației pentru construcția primei unități industriale pilot care folosește neutroni rapizi, alegerea a revenit CNE Beloyarsk.

Această alegere a fost influențată semnificativ de recunoașterea capacității echipelor de construcții, instalatorilor și personalului fabricii de a construi în mod corespunzător această unitate de putere unică și, ulterior, de a asigura funcționarea sa fiabilă.

Această decizie a marcat a doua etapă în dezvoltarea CNE Beloyarsk, care în cea mai mare parte a fost finalizată cu decizia Comisiei de Stat de a accepta finalizarea construcției unității de putere cu reactorul BN-600 cu un rating „excelent”, rar folosit în practică. Securitate execuție de înaltă calitate lucrarea acestei etape a fost încredinţată cei mai buni specialisti

atât de la antreprenorii de construcţii şi instalaţii cât şi de la personalul de exploatare a staţiei. Personalul uzinei a dobândit o experiență vastă în configurarea și stăpânirea echipamentelor centralelor nucleare, care a fost utilizat în mod activ și fructuos în timpul lucrărilor de punere în funcțiune la centralele nucleare de la Cernobîl și Kursk. O mențiune deosebită trebuie făcută pentru CNE Bilibino, unde, pe lângă lucrările de punere în funcțiune, a fost efectuată o analiză aprofundată a proiectului, în baza căreia s-au realizat o serie de îmbunătățiri semnificative. Odată cu punerea în funcțiune a celui de-al treilea bloc a început cea de-a treia etapă a existenței stației, care se desfășoară de mai bine de 35 de ani. Obiectivele acestei etape au fost realizarea indicatorilor de proiectare ai blocului, confirmarea viabilitățiiși dobândirea de experiență de operare pentru luarea în considerare ulterioară în proiectarea unei unități în serie cu un reactor de reproducere. Toate aceste obiective au fost acum atinse cu succes.

Conceptele de siguranță prevăzute în proiectarea unității au fost în general confirmate. Deoarece punctul de fierbere al sodiului este cu aproape 300 o C mai mare decât temperatura de functionare, reactorul BN-600 funcționează aproape fără presiune în vasul reactorului, care poate fi realizat din oțel foarte plastic. Acest lucru elimină practic posibilitatea dezvoltării rapide a fisurilor. Și schema cu trei circuite de transfer de căldură din miezul reactorului cu o creștere a presiunii în fiecare circuit ulterior elimină complet posibilitatea ca sodiul radioactiv din primul circuit să intre în al doilea circuit (neradioactiv) și cu atât mai mult în circuitul al treilea circuit abur-apă.

Confirmarea a ceea ce s-a realizat nivel înalt Siguranța și fiabilitatea BN-600 este o analiză de siguranță efectuată după accidentul de la centrala nucleară de la Cernobîl, care nu a relevat necesitatea unor îmbunătățiri tehnice urgente. Statisticile privind activarea protecțiilor de urgență, opriri de urgență, reduceri neplanificate ale puterii de operare și alte defecțiuni arată că reactorul BN-6OO se află cel puțin printre cele 25% dintre cele mai bune unități nucleare din lume.

Conform rezultatelor competiției anuale, CNE Beloyarsk în 1994, 1995, 1997 și 2001. a primit titlul „Cea mai bună centrală nucleară din Rusia”.

Unitatea de putere nr. 4 cu reactorul cu neutroni rapidi BN-800 este în stadiul de pre-pornire. Noua unitate de putere a 4-a cu reactorul BN-800 cu o capacitate de 880 MW a fost adusă la nivelul minim de putere controlat pe 27 iunie 2014. Unitatea de putere este proiectată pentru a extinde în mod semnificativ baza de combustibil a energiei nucleare și pentru a minimiza deșeurile radioactive prin organizarea unui ciclu închis al combustibilului nuclear.

Se are în vedere posibilitatea extinderii în continuare a CNE Beloyarsk cu unitatea de putere nr. 5 cu un reactor rapid cu o capacitate de 1200 MW - principala unitate de putere comercială pentru construcția în serie.

Slide 11. În miezul unui reactor cu neutroni rapid, sunt plasate bare de combustibil cu combustibil 235U foarte îmbogățit. Zona activă este înconjurată de o zonă de reproducere constând

din elemente de combustibil care conțin materii prime combustibile (sărăcit 228U sau 232Th). Neutronii care scapă din miez sunt capturați în zona de reproducere de către nucleele de materii prime combustibile, rezultând formarea unui nou combustibil nuclear. Avantajul reactoarelor rapide este posibilitatea de a organiza reproducerea extinsă a combustibilului nuclear în ele, adică. simultan cu generarea de energie, produceți combustibil nuclear nou în loc de combustibil nuclear ars. Reactoarele rapide nu necesită un moderator, iar lichidul de răcire nu trebuie să încetinească neutronii.

Scopul principal al unui reactor cu neutroni rapidi este producerea de plutoniu de calitate pentru arme (și alte actinide fisionabile), componente ale armelor atomice. Dar astfel de reactoare sunt folosite și în sectorul energetic, în special, pentru a asigura reproducerea extinsă a plutoniului fisionabil 239Pu din 238U pentru a arde tot sau o parte semnificativă a uraniului natural, precum și rezervele existente de uraniu sărăcit. Odată cu dezvoltarea sectorului energetic al reactoarelor cu neutroni rapizi, problema autosuficienței energiei nucleare cu combustibil poate fi rezolvată.

Slide 12. Breeder reactor, un reactor nuclear în care „arderea” combustibilului nuclear este însoțită de reproducerea extinsă a combustibilului secundar. Într-un reactor reproductor, neutronii eliberați în timpul procesului de fisiune a combustibilului nuclear (de exemplu, 235U) interacționează cu nucleele materiei prime plasate în reactor (de exemplu, 238U), rezultând în formarea combustibilului nuclear secundar (239Pu) . Într-un reactor de tip reproductor, combustibilul care este reprodus și ars sunt izotopi ai aceluiași element chimic (de exemplu, 235U este ars, 233U este reprodus într-un tip de reactor-convertor, izotopi de diferiți); elemente chimice(de exemplu, 235U este ars, 239Pu este reprodus).

În reactoarele rapide, combustibilul nuclear este un amestec îmbogățit care conține cel puțin 15% din izotopul 235U. Un astfel de reactor asigură reproducerea extinsă a combustibilului nuclear (în el, împreună cu dispariția atomilor capabili de fisiune, unii dintre ei sunt regenerați (de exemplu, formarea 239Pu)). Numărul principal de fisiuni este cauzat de neutroni rapizi, iar fiecare act de fisiune este însoțit de apariția unui număr mare de neutroni (față de fisiunea de neutroni termici), care, atunci când sunt captate de nuclee de 238U, îi transformă (prin două β succesive). -se descompune) în nuclee de 239Pu, adică. combustibil nuclear nou. Aceasta înseamnă că, de exemplu, pentru 100 de nuclee de combustibil fisionat (235U) în reactoare cu neutroni rapizi, se formează 150 de nuclee de 239Pu capabile de fisiune. (Factorul de reproducere al unor astfel de reactoare ajunge la 1,5, adică se obține până la 1,5 kg de Pu la 1 kg de 235U). 239Pu poate fi folosit într-un reactor ca element fisionabil.

Din punct de vedere al dezvoltării energiei globale, avantajul unui reactor cu neutroni rapidi (BN) este că permite utilizarea ca combustibil a izotopilor elementelor grele care nu sunt capabile de fisiune în reactoarele cu neutroni termici. Ciclul combustibilului poate implica rezerve de 238U și 232Th, care în natură sunt mult mai mari decât 235U, principalul combustibil pentru reactoarele cu neutroni termici. Așa-numitul „deșeu de uraniu” rămas după îmbogățirea combustibilului nuclear cu 235U poate fi, de asemenea, utilizat. Rețineți că plutoniul este produs și în reactoare convenționale, dar în cantități mult mai mici.

Slide 13. BN - reactor nuclear, folosind neutroni rapizi. Reactorul de ameliorare a navelor. Lichidul de răcire al circuitelor primar și secundar este de obicei sodiu. Cel de-al treilea circuit de răcire este apa și aburul. Reactoarele rapide nu au moderator.

Avantajele reactoarelor rapide includ un grad ridicat de ardere a combustibilului (adică o perioadă mai lungă de campanie), iar dezavantajele sunt costul ridicat din cauza imposibilității utilizării celui mai simplu lichid de răcire - apă, complexitate structurală, costuri mari de capital și costul ridicat al combustibil foarte îmbogățit.

Uraniul foarte îmbogățit este uraniu cu un conținut de masă al izotopului uraniu-235 egal sau mai mare de 20%. Pentru a asigura o concentrație mare de combustibil nuclear, este necesar să se realizeze degajare maximă de căldură per unitate de volum de miez. Eliberarea de căldură a unui reactor cu neutroni rapidi este de zece până la cincisprezece ori mai mare decât eliberarea de căldură a reactoarelor cu neutroni lenți. Îndepărtarea căldurii într-un astfel de reactor poate fi realizată numai folosind lichide de răcire din metale, cum ar fi sodiu, potasiu sau lichide de răcire cu consum mare de energie, care au cele mai bune caracteristici termice și termofizice, cum ar fi heliul și gazele de disociere. În mod obișnuit, se folosesc metale lichide, cum ar fi sodiul topit (punct de topire a sodiului 98 °C). Dezavantajele sodiului includ reactivitatea sa chimică ridicată față de apă, aer și pericolul de incendiu. Temperatura lichidului de răcire la intrarea în reactor este de 370 °C, iar la ieșire - 550, ceea ce este de zece ori mai mare decât indicatorii similari, de exemplu, pentru VVER - acolo temperatura apei la intrare este de 270 de grade, iar la priza - 293.

În articolele anterioare, am aflat că nici energia solară nu va putea satisface nevoile omenirii (din cauza defalcării rapide a bateriilor și a costului acestora), nici energia termonucleară (deoarece chiar și după obținerea unei producții de energie pozitivă la reactoarele experimentale, un cantitate fantastică rămâne probleme în drumul spre utilizare comercială). Ce rămâne?

De mai bine de o sută de ani, în ciuda tuturor progreselor omenirii, cea mai mare parte a energiei electrice este obținută din arderea banală a cărbunelui (care este încă sursa de energie pentru 40,7% din capacitatea de generare a lumii), a gazului (21,2%), produse petroliere (5,5%) și hidroenergie (alte 16,2%, în total toate acestea reprezintă 83,5% din).

Ceea ce rămâne este energia nucleară, cu reactoare convenționale cu neutroni termici (care necesită U-235 rare și scumpe) și reactoare cu neutroni rapidi (care pot procesa U-238 natural și toriu într-un „ciclu închis al combustibilului”).

Ce este acest mitic „ciclu închis al combustibilului”, care sunt diferențele dintre reactoarele cu neutroni rapidi și cele termice, ce modele există, când ne putem aștepta la fericire de la toate acestea și, desigur, - problema siguranței - sub reducere.

Despre neutroni și uraniu

Cu toții ni s-a spus la școală că U-235, când un neutron îl lovește, împarte și eliberează energie, iar alți 2-3 neutroni sunt eliberați. În realitate, desigur, totul este ceva mai complicat, iar acest proces depinde foarte mult de energia acestui neutron inițial. Să ne uităm la graficele secțiunii transversale (=probabilitatea) reacției de captare a neutronilor (U-238 + n -> U-239 și U-235 + n -> U-236) și reacția de fisiune pentru U-235 și U-238 în funcție de energia (=viteza) neutronilor:

După cum putem vedea, probabilitatea de a capta un neutron de fisiune pentru U-235 crește odată cu scăderea energiei neutronilor, deoarece în reactoarele nucleare convenționale neutronii sunt „încetiniți” în grafit/apă într-o asemenea măsură încât viteza lor devine de același ordin cu cea a viteza de vibrație termică a atomilor din rețeaua cristalină (de unde și numele - neutroni termici). Și probabilitatea de fisiune a U-238 de către neutroni termici este de 10 milioane de ori mai mică decât U-235, motiv pentru care este necesară procesarea de tone de uraniu natural pentru a prelua U-235.

Cineva care se uită la graficul de jos ar putea spune: O, grozavă idee! Să prăjim U-238 ieftin cu neutroni de 10 MeV - ar trebui să rezulte o reacție în lanț, deoarece acolo graficul secțiunii transversale pentru fisiune crește! Dar există o problemă - neutronii eliberați ca urmare a reacției au o energie de numai 2 MeV sau mai puțin (în medie ~1,25), iar acest lucru nu este suficient pentru a lansa o reacție auto-susținută pe neutronii rapizi în U-238. (fie este nevoie de mai multă energie, fie au zburat mai mulți neutroni din fiecare diviziune). Eh, umanitatea are ghinion în acest univers...

Cu toate acestea, dacă o reacție de auto-susținere asupra neutronilor rapizi din U-238 ar fi atât de ușoară, ar exista reactoare nucleare naturale, așa cum a fost cazul U-235 din Oklo și, în consecință, U-238 nu ar fi găsit în natură în formă de depozite mari.

În cele din urmă, dacă renunțăm la natura „auto-susținută” a reacției, este încă posibil să divizăm direct U-238 pentru a produce energie. Acesta este folosit, de exemplu, în bombele termonucleare - neutronii de 14,1 MeV din reacția D+T împart U-238 în obusul bombei - și astfel puterea exploziei poate fi crescută aproape gratuit. În condiții controlate, rămâne teoretic posibilă combinarea unui reactor termonuclear și a unei pături (cochilie) de U-238 pentru a crește energia fuziunii termonucleare de ~10-50 de ori datorită reacției de fisiune.

Dar cum separă U-238 și toriu într-o reacție de auto-susținere?

Ciclu de combustibil închis

Ideea este următoarea: să ne uităm nu la secțiunea transversală de fisiune, ci la secțiunea transversală de captare: Cu o energie neutronică adecvată (nu prea scăzută și nici prea mare), U-238 poate capta un neutron și după 2 dezintegrari. poate deveni plutoniu-239:

Din combustibilul uzat, plutoniul poate fi izolat chimic pentru a face combustibil MOX (un amestec de oxizi de plutoniu și uraniu) care poate fi ars atât în ​​reactoare rapide, cât și în cele termice convenționale. Procesul de reprocesare chimică a combustibilului uzat poate fi foarte dificil din cauza radioactivității sale ridicate și nu a fost încă rezolvat complet și practic nu a fost rezolvat (dar lucrările sunt în curs de desfășurare).

Pentru toriul natural - un proces similar, toriul captează un neutron și, după fisiunea spontană, devine uraniu-233, care este împărțit aproximativ în același mod ca uraniul-235 și este eliberat chimic din combustibilul uzat:

Aceste reacții, desigur, apar și în reactoarele termice convenționale - dar datorită moderatorului (care reduc foarte mult șansa de captare a neutronilor) și a tijelor de control (care absorb o parte din neutroni), cantitatea de plutoniu generată este mai mică decât cea a uraniu-235 care arde. Pentru a genera mai multe substanțe fisionabile decât sunt arse, trebuie să pierdeți cât mai puțini neutroni pe tijele de control (de exemplu, folosind tije de control din uraniu obișnuit), structură, lichidul de răcire (mai multe despre asta mai jos) și complet. scăpați de moderatorul de neutroni (grafit sau apă).

Datorită faptului că secțiunea transversală de fisiune pentru neutronii rapizi este mai mică decât pentru cei termici, este necesară creșterea concentrației de material fisionabil (U-235, U-233, Pu-239) în miezul reactorului de la 2-4. la 20% și mai mult. Iar producerea de combustibil nou se realizează în casete cu toriu/uraniu natural situate în jurul acestui nucleu.

Din fericire, dacă fisiunea este cauzată de un neutron rapid mai degrabă decât de unul termic, reacția produce de aproximativ 1,5 ori mai mulți neutroni decât în ​​cazul fisiunii cu neutroni termici - ceea ce face reacția mai realistă:

Această creștere a numărului de neutroni generați face posibilă producerea unei cantități mai mari de combustibil decât era disponibilă inițial. Desigur, combustibilul nou nu este luat din aer, ci este produs din U-238 „inutil” și toriu.

Despre lichidul de răcire

După cum am aflat mai sus, apa nu poate fi folosită într-un reactor rapid - încetinește neutronii extrem de eficient. Ce îl poate înlocui?

Gaze: Puteți răci reactorul cu heliu. Dar, din cauza capacității lor mici de căldură, este dificil să răciți reactoare puternice în acest fel.

Metale lichide: sodiu, potasiu- utilizat pe scară largă în reactoarele rapide din întreaga lume. Avantajele sunt un punct de topire scăzut și funcționează la presiune aproape atmosferică, dar aceste metale ard foarte bine și reacționează cu apa. Singurul reactor energetic în funcțiune din lume, BN-600, funcționează cu lichid de răcire cu sodiu.

Plumb, bismut- utilizat în reactoarele BREST și SVBR în curs de dezvoltare în Rusia. Dintre dezavantajele evidente - dacă reactorul s-a răcit sub punctul de îngheț al plumbului/bismutului - încălzirea este foarte dificilă și durează mult (despre cele nu sunt evidente la link-ul din wiki). În general, multe probleme tehnologice rămân pe cale de implementare.

Mercur- a existat un reactor BR-2 cu lichid de răcire cu mercur, dar după cum s-a dovedit, mercurul dizolvă relativ rapid materialele structurale ale reactorului - așa că nu au mai fost construite reactoare cu mercur.

Exotic: O categorie separată - reactoare cu sare topită - LFTR - funcționează pe diferite versiuni de fluoruri ale materialelor fisionabile (uraniu, toriu, plutoniu). 2 reactoare „de laborator” au fost construite în SUA la Oak Ridge National Laboratory în anii 60, iar de atunci nu au mai fost implementate alte reactoare, deși există multe proiecte.

Reactoare în exploatare și proiecte interesante

rusă BOR-60- reactor experimental cu neutroni rapidi, functionand din 1969. În special, este utilizat pentru testarea elementelor structurale ale noilor reactoare cu neutroni rapizi.

Rusă BN-600, BN-800: După cum am menționat mai sus, BN-600 este singurul reactor de putere cu neutroni rapid din lume. Funcționează din 1980, folosind încă uraniu-235.

În 2014, este planificată lansarea unui BN-800 mai puternic. Este deja planificată începerea utilizării combustibilului MOX (cu plutoniu) și începerea dezvoltării unui ciclu de combustibil închis (cu procesarea și arderea plutoniului produs). Atunci poate exista un BN-1200 serial, dar decizia privind construcția sa nu a fost încă luată. În ceea ce privește experiența în construcția și operarea industrială a reactoarelor cu neutroni rapizi, Rusia a avansat mult mai departe decât oricine altcineva și continuă să se dezvolte activ.

Există, de asemenea, reactoare rapide de cercetare mici în Japonia (Jōyō), India (FBTR) și China (Reactor rapid experimental din China).

Reactorul japonez Monju- cel mai ghinionist reactor din lume. A fost construit în 1995, iar în același an a avut loc o scurgere de câteva sute de kilograme de sodiu, compania a încercat să ascundă amploarea incidentului (bună ziua Fukushima), reactorul a fost oprit timp de 15 ani. În mai 2010, reactorul a fost în sfârșit pornit la putere redusă, dar în august, în timpul unui transfer de combustibil, o macara de 3,3 tone a fost aruncată în reactor, care s-a scufundat imediat în sodiu lichid. A fost posibil să obțineți macaraua doar în iunie 2011. Pe 29 mai 2013 se va lua decizia de a închide pentru totdeauna reactorul.

Reactor cu undă călătoare: Printre proiectele binecunoscute nerealizate se numără „reactorul cu undă călătorie” - reactor cu undă călătorie, de la compania TerraPower. Acest proiect a fost promovat de Bill Gates – așa că au scris despre el de două ori pe Habré: , . Ideea era că „miezul” reactorului era format din uraniu îmbogățit, iar în jurul lui se aflau casete U-238/thoriu în care urma să fie produs viitorul combustibil. Apoi, robotul ar muta aceste casete mai aproape de centru - și reacția ar continua. Dar, în realitate, este foarte dificil să faci toate aceste lucruri fără procesare chimică, iar proiectul nu a decolat niciodată.

Despre siguranța energiei nucleare

Cum pot spune că omenirea se poate baza pe energia nucleară - și asta după Fukushima?

Faptul este că orice energie este periculoasă. Să ne amintim de accidentul de la barajul Banqiao din China, care a fost construit, printre altele, cu scopul de a genera electricitate - atunci au murit 26 de mii de oameni. până la 171 mii Uman. Accidentul de la hidrocentrala Sayano-Shushenskaya a ucis 75 de persoane. Numai în China, 6.000 de mineri mor în fiecare an în timpul exploatării cărbunelui, iar aceasta nu include consecințele asupra sănătății ale inhalării de eșapament de la centralele termice.

Numărul accidentelor la centralele nucleare nu depinde de numărul de unități de putere, deoarece Fiecare accident poate avea loc o singură dată într-o serie. După fiecare incident, cauzele sunt analizate și eliminate la toate unitățile. Deci, după accidentul de la Cernobîl, toate unitățile au fost modificate, iar după Fukushima, energia nucleară a fost luată total de la japonezi (cu toate acestea, există și teorii ale conspirației - se așteaptă ca Statele Unite și aliații săi să aibă un deficit de uraniu - 235 în următorii 5-10 ani).

Problema combustibilului uzat este rezolvată direct de reactoarele cu neutroni rapizi, deoarece Pe lângă îmbunătățirea tehnologiei de procesare a deșeurilor, sunt generate mai puține deșeuri: produsele de reacție grele (actinide), cu viață lungă sunt, de asemenea, „arse” de neutronii rapizi.

Concluzie

Reactoarele rapide au principalul avantaj pe care toată lumea îl așteaptă de la reactoarele termonucleare - combustibilul pentru ele va rezista omenirii timp de mii și zeci de mii de ani. Nici măcar nu trebuie să-l extragi - a fost deja extras și zace