Central nuclear con reactores de neutrones rápidos. reactor rápido

En nuestro país, las primeras estimaciones de las propiedades del espectro rápido de neutrones aplicado a los reactores nucleares se realizaron en 1946 por iniciativa de I.V. Kurchátova. Desde 1949, A.I. se convirtió en el jefe de trabajo sobre reactores rápidos. Leypunsky, bajo cuyo liderazgo científico, aproximadamente al mismo tiempo, se demostró mediante cálculos la posibilidad de una reproducción ampliada de combustible nuclear y el uso de refrigerante metálico líquido en reactores con un espectro de neutrones rápidos. En el Instituto de Física y Ingeniería Energética de Obninsk, y luego en muchas otras organizaciones, se inició una extensa investigación para desarrollar los fundamentos físicos y físico-técnicos de los reactores rápidos.

Realizar investigaciones en física y problemas de ingenieria Se construyeron y pusieron en funcionamiento reactores de neutrones rápidos en IPPE, conjuntos críticos (reactores de potencia nula) y reactores de investigación de neutrones rápidos (RR): BR-1(en 1955), BR-2(en 1956), BR-5(en 1959), BFS-1(en 1961), BFS-2(en 1969), BR-10(reconstrucción de la BR-5, en 1973).

Como resultado de los estudios realizados en estas primeras instalaciones, se confirmó la posibilidad de lograr un factor de reproducción del combustible nuclear en reactores rápidos KV>1; se recomendó el dióxido de uranio como principal combustible nuclear y el sodio líquido como principal refrigerante.

El primer reactor rápido de demostración fue el actual Reactor de investigación BOR-60.

• adquirir experiencia en el funcionamiento de reactores de neutrones rápidos de mayor potencia;
• verificación de métodos para calcular las características neutrónicas (masa crítica, campo de liberación de calor, producción y calidad de plutonio, coeficientes de reactividad);
• comprobar la fiabilidad de los equipos y el combustible; planta desalinizadora agua de mar, comprobar los sistemas de seguridad;
• problemas con el petróleo, con los generadores de vapor, con las barras de combustible, con el tambor de ensamblaje gastado (SAD), con el sistema de recarga, con los materiales estructurales de las barras de combustible, con los conjuntos combustibles y sus soluciones;
• investigación en ciencia de materiales, investigación sobre el factor de reproducción, prueba de circulación natural, experimento de entrada al modo de ebullición en un conjunto combustible, experimentos sobre la dinámica del desarrollo de fugas entre circuitos.

Reactor rápido BN-600- funciona como parte de una unidad de energía de 600 MW - suministra electricidad a la red desde 1980. Utiliza principalmente combustible de óxido de uranio enriquecido al 17, 21 y 26%, y una pequena cantidad de Combustible MOX. Este es un reactor de tipo integral, los intercambiadores de calor intermedios de sodio-sodio y las bombas de circulación principales están ubicados en la vasija del reactor. La presión del refrigerante de sodio en la carcasa es ligeramente (0,05 MPa) superior a la presión atmosférica, por lo que se elimina el riesgo de rotura de la carcasa. Los generadores de vapor instalados fuera del casco suministran vapor a tres turbinas generadoras de 200 MW.

El 27 de junio de 2014 se realizó la puesta en marcha física de la unidad de potencia N°4 con reactor BN-800, el 10 de diciembre de 2015 se incluyó por primera vez en el sistema energético unificado del país y el 31 de octubre de 2016 se puso en operación comercial. El reactor comenzó a funcionar utilizando el llamado núcleo híbrido, en el que la mayor parte (84%) consiste en conjuntos combustibles con combustible de uranio y el 16%, conjuntos combustibles con combustible MOX. La transferencia de este reactor a plena carga con combustible MOX está prevista para 2019. Se ha construido una planta para producir combustible MOX.

EN reactor BN-800 usado como verificado soluciones tecnicas, implementado en BN-600, así como otros nuevos que aumentan significativamente la seguridad de la planta de energía, tales como: efecto de reactividad nula de sodio, varillas de protección de emergencia con peso hidráulico que se activan cuando se reduce el flujo de refrigerante, sistemas de enfriamiento pasivo de emergencia, una "trampa" especial es Proporcionado debajo del núcleo para recoger y retener la masa fundida y los fragmentos del núcleo durante su destrucción como resultado de un accidente grave, se ha aumentado la resistencia sísmica de la estructura.

Reactores rápidos actualmente en funcionamiento en el mundo

El gobierno japonés ha decidido desmantelar completamente la central nuclear de Monju, la única central nuclear del país con un reactor de neutrones rápidos.

La Agencia Reguladora Nuclear (NRA) ha retrasado la consideración del reinicio del reactor rápido de investigación de sodio JOYO. La solicitud de permiso para relanzar JOYO se presentó al regulador el 30 de marzo de 2017. La aplicación no contiene una fecha estimada de reinicio.

Así, desde 1972 (desde el lanzamiento BN-350) en nuestro país se utilizan reactores rápidos para generar electricidad y desalar agua. Actualmente, Rusia es el único país del mundo cuya estructura energética nuclear incluye reactores de neutrones rápidos. Esto se logró debido a que solo en nuestro país todos pasos necesarios desarrollo de la tecnología BN: reactores rápidos con refrigerante de sodio.

El singular reactor ruso de neutrones rápidos que funciona en la central nuclear de Beloyarsk alcanzó una potencia de 880 megavatios, informa el servicio de prensa de Rosatom.

El reactor funciona en la unidad de energía número 4 de la central nuclear de Beloyarsk y actualmente se somete a pruebas rutinarias de los equipos de generación. Según el programa de pruebas, la unidad de potencia garantiza que la energía eléctrica se mantenga a un nivel de al menos 880 megavatios durante 8 horas.

La potencia del reactor se está aumentando por etapas para, en última instancia, recibir la certificación del nivel de potencia de diseño de 885 megavatios, según los resultados de las pruebas. Actualmente, el reactor está certificado para una potencia de 874 megavatios.

Recordemos que en la central nuclear de Beloyarsk funcionan dos reactores de neutrones rápidos. Desde 1980, aquí funciona el reactor BN-600. por mucho tiempo Era el único reactor de este tipo en el mundo. Pero en 2015 comenzó el lanzamiento gradual del segundo reactor BN-800.

¿Por qué es tan importante y considerado? evento histórico para la industria nuclear mundial?

Los reactores de neutrones rápidos permiten implementar un ciclo de combustible cerrado (actualmente no está implementado en el BN-600). Dado que sólo se "quema" uranio-238, después del procesamiento (eliminación de productos de fisión y adición de nuevas porciones de uranio-238), el combustible se puede recargar en el reactor. Y dado que el ciclo uranio-plutonio produce más plutonio que el que se desintegra, el exceso de combustible puede usarse para nuevos reactores.

Además, este método puede utilizarse para procesar excedentes de plutonio apto para armas, así como plutonio y actínidos menores (neptunio, americio, curio) extraídos del combustible gastado de reactores térmicos convencionales (los actínidos menores representan actualmente una parte muy peligrosa de los residuos radiactivos). . Al mismo tiempo, la cantidad de residuos radiactivos en comparación con los reactores térmicos se reduce más de veinte veces.

¿Por qué, a pesar de todas sus ventajas, los reactores de neutrones rápidos no se han generalizado? Esto se debe principalmente a las peculiaridades de su diseño. Como se mencionó anteriormente, el agua no se puede utilizar como refrigerante, ya que es un moderador de neutrones. Por lo tanto, los reactores rápidos utilizan principalmente metales en estado liquido- desde aleaciones exóticas de plomo-bismuto hasta sodio liquido(la opción más común para las centrales nucleares).

"En los reactores de neutrones rápidos, las cargas térmicas y de radiación son mucho mayores que en los reactores térmicos", explica "PM" Ingeniero jefe Central nuclear de Beloyarsk, Mikhail Bakanov. - Esto lleva a la necesidad de utilizar materiales estructurales especiales para la vasija del reactor y los sistemas internos del reactor. Las carcasas de las barras y los conjuntos combustibles no están hechas de aleaciones de circonio, como en los reactores térmicos, sino de aceros al cromo con aleaciones especiales, que son menos susceptibles al "hinchamiento" por radiación. Por otro lado, por ejemplo, la vasija del reactor no está sujeta a cargas asociadas con la presión interna: es sólo ligeramente superior a la presión atmosférica”.

Según Mijaíl Bakanov, en los primeros años de funcionamiento las principales dificultades estuvieron relacionadas con la dilatación por radiación y el agrietamiento del combustible. Sin embargo, estos problemas pronto se resolvieron y se desarrollaron nuevos materiales, tanto para el combustible como para las carcasas de las barras de combustible. Pero incluso ahora las campañas están limitadas no tanto por el consumo de combustible (que en el BN-600 alcanza el 11%), sino por la vida útil de los materiales con los que se fabrican el combustible, las barras combustibles y los conjuntos combustibles. Otros problemas operativos se asociaron principalmente con fugas de sodio en el circuito secundario, un metal químicamente activo y peligroso para el fuego que reacciona violentamente al contacto con el aire y el agua: “Sólo Rusia y Francia tienen una experiencia de muchos años en el funcionamiento de reactores industriales de potencia de neutrones rápidos. . Tanto nosotros como los especialistas franceses nos enfrentamos a los mismos problemas desde el principio. Los resolvimos con éxito, habiendo previsto desde el principio medios especiales controlar la estanqueidad de los circuitos, localizar y suprimir fugas de sodio. Pero el proyecto francés resultó estar menos preparado para tales problemas; como resultado, el reactor Phenix fue finalmente cerrado en 2009”.

“Los problemas eran realmente los mismos”, añade Nikolai Oshkanov, director de la central nuclear de Beloyarsk, “pero se resolvieron aquí y en Francia. diferentes caminos. Por ejemplo, cuando el jefe de uno de los ensamblajes del Phenix se inclinó para agarrarlo y descargarlo, los especialistas franceses desarrollaron un complejo y bastante sistema costoso'visiones' a través de una capa de sodio. Y cuando tuvimos el mismo problema, uno de nuestros ingenieros sugirió usar una cámara de video colocada en el diseño más simple tipo campana de buceo: un tubo abierto en la parte inferior por el que sopla argón desde arriba. Una vez que se expulsó el sodio fundido, los operadores a través de un enlace de video pudieron colocar la empuñadura del mecanismo y el conjunto doblado se eliminó con éxito”.

La zona activa de un reactor de neutrones rápidos está dispuesta como una cebolla, en capas

370 conjuntos combustibles forman tres zonas con diferente enriquecimiento de uranio-235: 17, 21 y 26% (inicialmente sólo había dos zonas, pero para igualar la liberación de energía se crearon tres). Están rodeadas por pantallas laterales (mantas), o zonas de reproducción, donde se ubican conjuntos que contienen uranio empobrecido o natural, compuesto principalmente por el isótopo 238. En los extremos de las barras de combustible, encima y debajo del núcleo, también hay tabletas de empobrecido. uranio, que forman las pantallas finales (zonas de reproducción).

Los conjuntos combustibles (FA) son un conjunto de elementos combustibles ensamblados en una carcasa: tubos de acero especiales llenos de bolitas de óxido de uranio con diversos enriquecimientos. Para que las barras de combustible no entren en contacto entre sí y el refrigerante pueda circular entre ellas, se enrolla un alambre fino en los tubos. El sodio ingresa al conjunto combustible a través de los orificios de estrangulación inferiores y sale por las ventanas de la parte superior.

En la parte inferior del conjunto combustible hay un vástago insertado en el casquillo del conmutador, en la parte superior hay una parte de cabeza mediante la cual se sujeta el conjunto durante una sobrecarga. Los conjuntos combustibles de diferentes enriquecimientos tienen diferentes ubicaciones de montaje, por lo que es simplemente imposible instalar el conjunto en el lugar equivocado.

Para controlar el reactor se utilizan 19 barras de compensación que contienen boro (un absorbente de neutrones) para compensar el consumo de combustible, 2 barras de control automático (para mantener una determinada potencia) y 6 barras de protección activa. Dado que el fondo de neutrones del uranio es bajo, para el arranque controlado del reactor (y el control a bajos niveles de potencia) se utiliza una "iluminación": una fuente de fotoneutrones (emisor gamma más berilio).

Las unidades de energía con reactores de neutrones rápidos pueden expandirse significativamente base de combustible energía nuclear y minimizar los residuos radiactivos mediante la organización de un ciclo cerrado del combustible nuclear. Sólo unos pocos países disponen de este tipo de tecnologías y la Federación de Rusia, según los expertos, es el líder mundial en este campo.

El reactor BN-800 (de “sodio rápido”, con una potencia eléctrica de 880 megavatios) es un reactor piloto industrial de neutrones rápidos con un refrigerante metálico líquido, el sodio. Debería convertirse en un prototipo de unidades de energía comerciales más potentes con reactores BN-1200.

fuentes

A 40 km de Ekaterimburgo, en medio de los más bellos bosques de los Urales, se encuentra la ciudad de Zarechny. En 1964 se inauguró aquí la primera central nuclear industrial soviética, Beloyarskaya (con un reactor AMB-100 con una capacidad de 100 MW). Ahora la central nuclear de Beloyarsk sigue siendo la única en el mundo donde funciona un reactor industrial de neutrones rápidos, el BN-600.

Imagine una caldera que evapora agua y el vapor resultante hace girar un turbogenerador que genera electricidad. Algo como esto en bosquejo general y arreglado planta de energía nuclear. Sólo la “caldera” es energía desintegración atómica. Los diseños de los reactores de potencia pueden ser diferentes, pero según el principio de funcionamiento se pueden dividir en dos grupos: reactores de neutrones térmicos y reactores de neutrones rápidos.

La base de cualquier reactor es la fisión de núcleos pesados ​​bajo la influencia de neutrones. Es cierto que existen diferencias significativas. En los reactores térmicos, el uranio-235 se fisiona bajo la influencia de neutrones térmicos de baja energía, lo que produce fragmentos de fisión y nuevos neutrones que tienen energia alta(los llamados neutrones rápidos). La probabilidad de que un neutrón térmico sea absorbido por un núcleo de uranio-235 (con posterior fisión) es mucho mayor que uno rápido, por lo que es necesario frenar los neutrones. Esto se hace con la ayuda de moderadores, sustancias que, al chocar con los núcleos, los neutrones pierden energía. El combustible de los reactores térmicos suele ser uranio poco enriquecido, como moderador se utiliza grafito, agua ligera o pesada y el refrigerante es agua corriente. La mayoría de las centrales nucleares en funcionamiento se construyen según uno de estos esquemas.

Los neutrones rápidos producidos como resultado de la fisión nuclear forzada se pueden utilizar sin moderación. El esquema es el siguiente: los neutrones rápidos producidos durante la fisión de los núcleos de uranio-235 o plutonio-239 son absorbidos por el uranio-238 para formar (después de dos desintegraciones beta) plutonio-239. Además, por cada 100 núcleos de uranio-235 o plutonio-239 fisionados, se forman entre 120 y 140 núcleos de plutonio-239. Es cierto que, dado que la probabilidad de fisión nuclear con neutrones rápidos es menor que con los térmicos, el combustible debe enriquecerse en mayor medida que en los reactores térmicos. Además, aquí es imposible eliminar el calor con agua (el agua es un moderador), por lo que hay que utilizar otros refrigerantes: normalmente se trata de metales líquidos y aleaciones, de opciones muy exóticas como el mercurio (este refrigerante se utilizaba en el primer reactor experimental estadounidense Clementine) o aleaciones de plomo-bismuto (utilizadas en algunos reactores para submarinos- En particular, barcos soviéticos proyecto 705) al sodio líquido (la opción más común en los reactores de potencia industriales). Los reactores que funcionan según este esquema se denominan reactores de neutrones rápidos. La idea de un reactor de este tipo fue propuesta en 1942 por Enrico Fermi. Por supuesto, los militares mostraron el más ardiente interés en este plan: los reactores rápidos durante el funcionamiento producen no sólo energía, sino también plutonio para armas nucleares. Por esta razón, los reactores de neutrones rápidos también se denominan reproductores (del inglés criador - productor).

¿Qué hay dentro de él?

La zona activa de un reactor de neutrones rápidos está estructurada como una cebolla, en capas. 370 conjuntos combustibles forman tres zonas con diferente enriquecimiento de uranio-235: 17, 21 y 26% (inicialmente sólo había dos zonas, pero para igualar la liberación de energía se crearon tres). Están rodeadas por pantallas laterales (mantas), o zonas de reproducción, donde se ubican conjuntos que contienen uranio empobrecido o natural, compuesto principalmente por el isótopo 238. En los extremos de las barras de combustible, encima y debajo del núcleo, también hay tabletas de empobrecido. uranio, que forman las pantallas finales (zonas de reproducción). El reactor BN-600 es un multiplicador (criador), es decir, por 100 núcleos de uranio-235 divididos en el núcleo, se producen entre 120 y 140 núcleos de plutonio en las pantallas laterales y finales, lo que permite una reproducción ampliada del combustible nuclear. . Los conjuntos combustibles (FA) son un conjunto de elementos combustibles (barras de combustible) ensamblados en una carcasa: tubos de acero especiales llenos de bolitas de óxido de uranio con diversos enriquecimientos. Para que las barras de combustible no entren en contacto entre sí y el refrigerante pueda circular entre ellas, se enrolla un alambre fino en los tubos. El sodio ingresa al conjunto combustible a través de los orificios de estrangulación inferiores y sale por las ventanas de la parte superior. En la parte inferior del conjunto combustible hay un vástago que se inserta en el casquillo del conmutador, en la parte superior hay una parte de cabeza mediante la cual se agarra el conjunto durante una sobrecarga. Los conjuntos combustibles de diferentes enriquecimientos tienen diferentes ubicaciones de montaje, por lo que es simplemente imposible instalar el conjunto en el lugar equivocado. Para controlar el reactor se utilizan 19 barras de compensación que contienen boro (un absorbente de neutrones) para compensar el consumo de combustible, 2 barras de control automático (para mantener una determinada potencia) y 6 barras de protección activa. Dado que el fondo de neutrones del uranio es bajo, para el arranque controlado del reactor (y el control a bajos niveles de potencia) se utiliza una "iluminación": una fuente de fotoneutrones (emisor gamma más berilio).

Zigzags de la historia

Es interesante que la historia de la energía nuclear mundial comenzó precisamente con el reactor de neutrones rápidos. El 20 de diciembre de 1951 entró en funcionamiento en Idaho el primer reactor de potencia de neutrones rápidos del mundo, el EBR-I (Experimental Breeder Reactor), con una potencia eléctrica de sólo 0,2 MW. Más tarde, en 1963, se inauguró cerca de Detroit una central nuclear con un reactor de neutrones rápidos Fermi, que ya tenía una capacidad de unos 100 MW (en 1966 hubo un grave accidente con la fusión de parte del núcleo, pero sin consecuencias para ambiente o personas).

En la URSS, desde finales de la década de 1940, Alexander Leypunsky ha estado trabajando en este tema, bajo cuyo liderazgo se desarrollaron las bases de la teoría de los reactores rápidos en el Instituto de Física y Energía de Obninsk (FEI) y se construyeron varios puestos experimentales, que hicieron posible estudiar la física del proceso. Como resultado de la investigación, en 1972 entró en funcionamiento la primera central nuclear soviética de neutrones rápidos en la ciudad de Shevchenko (ahora Aktau, Kazajstán) con un reactor BN-350 (originalmente denominado BN-250). No sólo generaba electricidad, sino que también utilizaba calor para desalinizar el agua. Pronto se pusieron en funcionamiento la central nuclear francesa con el reactor rápido Phenix (1973) y la británica con el PFR (1974), ambas con una capacidad de 250 MW.

Sin embargo, en la década de 1970, los reactores de neutrones térmicos comenzaron a dominar la industria de la energía nuclear. esto fue debido por varias razones. Por ejemplo, el hecho de que los reactores rápidos puedan producir plutonio, lo que significa que esto puede conducir a una violación de la ley sobre la no proliferación de armas nucleares. Sin embargo, lo más probable es que el factor principal fuera que los reactores térmicos eran más simples y baratos, su diseño se desarrolló en reactores militares para submarinos y el uranio en sí era muy barato. Los reactores industriales de neutrones rápidos que entraron en funcionamiento en todo el mundo después de 1980 se pueden contar con los dedos de una mano: son Superphenix (Francia, 1985-1997), Monju (Japón, 1994-1995) y BN-600 (Beloyarsk). PNP, 1980) , que en actualmente es el único reactor de energía industrial en funcionamiento en el mundo.

ellos estan regresando

Sin embargo, actualmente la atención de los especialistas y del público vuelve a centrarse en las centrales nucleares con reactores de neutrones rápidos. Según estimaciones de la Agencia Internacional de energía Atómica(OIEA) en 2005, el volumen total de reservas probadas de uranio, cuyos costos de extracción no superan los 130 dólares por kilogramo, es de aproximadamente 4,7 millones de toneladas. Según estimaciones de la OIEA, estas reservas tendrán una duración de 85 años (según la demanda de uranio para la producción de electricidad a niveles de 2004). El contenido del isótopo 235, que se “quema” en los reactores térmicos, en el uranio natural es sólo del 0,72%, el resto es uranio-238, “inútil” para los reactores térmicos. Sin embargo, si pasamos al uso de reactores de neutrones rápidos capaces de "quemar" uranio-238, ¡estas mismas reservas durarán más de 2500 años!

Taller de montaje de reactores, donde las piezas individuales del reactor se ensamblan a partir de piezas individuales utilizando el método SKD

Además, los reactores de neutrones rápidos permiten implementar un ciclo de combustible cerrado (actualmente no está implementado en el BN-600). Dado que sólo se "quema" uranio-238, después del procesamiento (eliminación de productos de fisión y adición de nuevas porciones de uranio-238), el combustible se puede recargar en el reactor. Y dado que el ciclo uranio-plutonio produce más plutonio del que se desintegra, el exceso de combustible puede utilizarse para nuevos reactores.

Además, este método puede utilizarse para procesar excedentes de plutonio apto para armas, así como plutonio y actínidos menores (neptunio, americio, curio) extraídos del combustible gastado de reactores térmicos convencionales (los actínidos menores representan actualmente una parte muy peligrosa de los residuos radiactivos). . Al mismo tiempo, la cantidad de residuos radiactivos en comparación con los reactores térmicos se reduce más de veinte veces.

Reiniciar a ciegas

A diferencia de los reactores térmicos, en el reactor BN-600 los conjuntos se encuentran bajo una capa de sodio líquido, por lo que la retirada de los conjuntos gastados y la instalación de otros nuevos en su lugar (este proceso se llama recarga) se produce en un modo completamente cerrado. En la parte superior del reactor hay tapones giratorios grandes y pequeños (excéntricos entre sí, es decir, sus ejes de rotación no coinciden). Sobre un pequeño tapón giratorio se monta una columna con sistemas de control y protección, así como un mecanismo de sobrecarga con pinza tipo pinza. El mecanismo giratorio está equipado con un "sello hidráulico" fabricado de una aleación especial de bajo punto de fusión. EN en buena condición es sólido, y para reiniciarlo se calienta hasta el punto de fusión, mientras el reactor permanece completamente sellado, de modo que prácticamente se eliminan las emisiones de gases radiactivos. El proceso de recarga cierra muchos pasos. Primero, la pinza se lleva a uno de los conjuntos ubicados en el almacén de conjuntos gastados dentro del reactor, lo retira y lo transfiere al elevador de descarga. Luego se eleva a la caja de transferencia y se coloca en el tambor de conjuntos gastados, desde donde, después de ser limpiado con vapor (de sodio), ingresa a la piscina de combustible gastado. En la siguiente etapa, el mecanismo retira uno de los conjuntos centrales y lo traslada a la instalación de almacenamiento dentro del reactor. Después de esto, el requerido se retira del tambor de ensamblaje nuevo (en el que están preinstalados los elementos combustibles que vienen de fábrica) y se instala en el elevador de ensamblaje nuevo, que lo entrega al mecanismo de recarga. Etapa final— instalación de conjuntos combustibles en una celda vacía. Al mismo tiempo, por razones de seguridad, se imponen restricciones al funcionamiento del mecanismo. ciertas restricciones: por ejemplo, no se pueden liberar dos celdas adyacentes simultáneamente; además, durante una sobrecarga, todas las barras de control y protección deben estar en la zona activa. El proceso de recarga de un conjunto dura hasta una hora, recargar un tercio del núcleo (unos 120 conjuntos combustibles) tarda aproximadamente una semana (en tres turnos), este procedimiento se realiza cada microcampaña (160 días efectivos, en términos de poder completo). Es cierto que ahora el consumo de combustible ha aumentado y solo una cuarta parte del núcleo está sobrecargado (aproximadamente 90 conjuntos combustibles). En este caso, el operador no tiene visión directa. comentario, y se guía únicamente por los indicadores de los sensores del ángulo de rotación de la columna y las pinzas (precisión de posicionamiento: menos de 0,01 grados), las fuerzas de extracción e instalación.

El proceso de reinicio incluye muchas etapas, se realiza mediante un mecanismo especial y se asemeja a un juego de "15". Meta final— los conjuntos nuevos del tambor correspondiente ingresan en la ranura deseada y los gastados en su propio tambor, desde donde, después de ser limpiados con vapor (de sodio), ingresarán a la piscina de enfriamiento.

Suave sólo sobre papel

¿Por qué, a pesar de todas sus ventajas, los reactores de neutrones rápidos no se han generalizado? Esto se debe principalmente a las peculiaridades de su diseño. Como se mencionó anteriormente, el agua no se puede utilizar como refrigerante, ya que es un moderador de neutrones. Por lo tanto, los reactores rápidos utilizan principalmente metales en estado líquido, desde aleaciones exóticas de plomo-bismuto hasta sodio líquido (la opción más común para las centrales nucleares).

"En los reactores de neutrones rápidos, las cargas térmicas y de radiación son mucho mayores que en los reactores térmicos", explica a PM Mikhail Bakanov, ingeniero jefe de la central nuclear de Beloyarsk. “Esto lleva a la necesidad de utilizar materiales estructurales especiales para la vasija del reactor y los sistemas internos del reactor. Las barras combustibles y los elementos combustibles no están hechos de aleaciones de circonio, como en los reactores térmicos, sino de aceros al cromo con aleaciones especiales, que son menos susceptibles al "hinchazón" por radiación. Por otro lado, por ejemplo, la vasija del reactor no está expuesta a la radiación. cargas asociadas con la presión interna: es sólo ligeramente superior a la atmosférica".

Según Mijaíl Bakanov, en los primeros años de funcionamiento las principales dificultades estuvieron relacionadas con la dilatación por radiación y el agrietamiento del combustible. Sin embargo, estos problemas pronto se resolvieron y se desarrollaron nuevos materiales, tanto para el combustible como para las carcasas de las barras de combustible. Pero incluso ahora las campañas están limitadas no tanto por el consumo de combustible (que en el BN-600 alcanza el 11%), sino por la vida útil de los materiales con los que se fabrican el combustible, las barras combustibles y los conjuntos combustibles. Otros problemas operativos se asociaron principalmente con fugas de sodio en el circuito secundario, un metal químicamente activo y peligroso para el fuego que reacciona violentamente al contacto con el aire y el agua: “Sólo Rusia y Francia tienen una experiencia de muchos años en el funcionamiento de reactores industriales de potencia de neutrones rápidos. . Tanto nosotros como los especialistas franceses nos enfrentamos a los mismos problemas desde el principio. Los solucionamos con éxito, proporcionando desde el principio medios especiales para controlar la estanqueidad de los circuitos, localizar y suprimir las fugas de sodio. Pero el proyecto francés resultó estar menos preparado para tales problemas; como resultado, el reactor Phenix fue finalmente cerrado en 2009”.

“Los problemas eran realmente los mismos”, añade Nikolai Oshkanov, director de la central nuclear de Beloyarsk, “pero se resolvieron aquí y en Francia de diferentes maneras. Por ejemplo, cuando el jefe de una de las asambleas en Phenix se inclinó para agarrarlo y descargarlo, los especialistas franceses desarrollaron un sistema complejo y bastante costoso para "ver" a través de una capa de sodio. Y cuando tuvimos el mismo problema, uno. Uno de nuestros ingenieros sugirió usar una cámara de video, colocada en una estructura simple como una campana de buceo: un tubo abierto en la parte inferior por el que se insufla argón desde arriba. Cuando el sodio fundido se desplazó, los operadores pudieron capturar mediante comunicación por video. el mecanismo y el conjunto doblado se eliminó con éxito”.

Futuro rápido

“No habría tanto interés en el mundo por la tecnología de reactores rápidos si no fuera por el funcionamiento exitoso a largo plazo de nuestro BN-600”, dice Nikolai Oshkanov. “En mi opinión, el desarrollo de la energía nuclear está principalmente asociado. con la producción en serie y operación de reactores rápidos. Sólo ellos permiten incluir todo el uranio natural en el ciclo del combustible y así aumentar la eficiencia, además de reducir decenas de veces la cantidad de residuos radiactivos. En este caso, el futuro de la energía nuclear será verdaderamente brillante”.

Diapositiva 11. En el núcleo de un reactor de neutrones rápidos se colocan barras de combustible con combustible 235U altamente enriquecido. La zona activa está rodeada por una zona de reproducción que consiste

de elementos combustibles que contienen materias primas combustibles (agotadas en 228U o 232Th). Los neutrones que escapan del núcleo son capturados en la zona de reproducción por los núcleos de materias primas combustibles, lo que da como resultado la formación de nuevo combustible nuclear. La ventaja de los reactores rápidos es la posibilidad de organizar en ellos una reproducción ampliada de combustible nuclear, es decir, simultáneamente con la generación de energía, producir nuevo combustible nuclear en lugar del combustible nuclear quemado. Los reactores rápidos no requieren un moderador y el refrigerante no necesita frenar los neutrones.

El objetivo principal de un reactor de neutrones rápidos es la producción de plutonio apto para armas (y algunos otros actínidos fisibles), componentes armas atómicas. Pero estos reactores también se utilizan en el sector energético, en particular, para garantizar la reproducción ampliada del plutonio fisionable 239Pu a partir de 238U para quemar todo o una parte importante del uranio natural, así como las reservas existentes de uranio empobrecido. Con el desarrollo de la energía del reactor de neutrones rápidos se podrá resolver el problema de la autosuficiencia la energía nuclear combustible.

Diapositiva 12. Reactor reproductor, un reactor nuclear en el que la “quema” de combustible nuclear va acompañada de la reproducción ampliada de combustible secundario. En un reactor reproductor, los neutrones liberados durante el proceso de fisión del combustible nuclear (por ejemplo, 235U) interactúan con los núcleos de la materia prima colocada en el reactor (por ejemplo, 238U), lo que resulta en la formación de combustible nuclear secundario (239Pu). . En un reactor tipo reproductor, el combustible que se reproduce y quema son isótopos del mismo elemento químico (por ejemplo, se quema 235U, en un tipo reactor-convertidor se reproducen 233U, isótopos de diferentes); elementos químicos(por ejemplo, se quema 235U, se reproduce 239Pu).

En los reactores rápidos, el combustible nuclear es una mezcla enriquecida que contiene al menos un 15% del isótopo 235U. Un reactor de este tipo proporciona una reproducción ampliada del combustible nuclear (en él, junto con la desaparición de átomos capaces de fisionarse, algunos de ellos se regeneran (por ejemplo, la formación de 239Pu)). La mayor parte de las fisiones son causadas por neutrones rápidos, y cada acto de fisión va acompañado de la aparición de una gran cantidad de neutrones (en comparación con la fisión por neutrones térmicos), que, al ser capturados por los núcleos de 238U, los transforma (mediante dos β sucesivos). -desintegraciones) en núcleos de 239Pu, es decir nuevo combustible nuclear. Esto significa que, por ejemplo, por 100 núcleos de combustible fisionados (235U) en reactores de neutrones rápidos se forman 150 núcleos de 239Pu capaces de fisionarse. (El factor de reproducción de tales reactores alcanza 1,5, es decir, por 1 kg de 235U se obtienen hasta 1,5 kg de Pu). El 239Pu se puede utilizar en un reactor como elemento fisionable.

Desde el punto de vista del desarrollo energético mundial, la ventaja de un reactor de neutrones rápidos (BN) es que permite el uso de isótopos como combustible. elementos pesados, incapaz de fisión en reactores de neutrones térmicos. El ciclo del combustible puede incluir reservas de 238U y 232Th, que en la naturaleza son mucho mayores que el 235U, el principal combustible de los reactores de neutrones térmicos. También se puede utilizar el llamado “uranio residual” que queda después del enriquecimiento del combustible nuclear con 235U. Cabe señalar que el plutonio también se produce en reactores convencionales, pero en cantidades mucho menores.

Diapositiva 13. BN: reactor nuclear que utiliza neutrones rápidos. Reactor reproductor de buque. El refrigerante de los circuitos primario y secundario suele ser sodio. El refrigerante del tercer circuito es agua y vapor. Los reactores rápidos no tienen moderador.

Las ventajas de los reactores rápidos incluyen mayor grado consumo de combustible (es decir, un período de campaña más largo), y las desventajas son el alto costo debido a la imposibilidad de utilizar el refrigerante más simple: agua, complejidad estructural, altos costos de capital y Alto costo combustible altamente enriquecido.

El uranio altamente enriquecido es uranio con un contenido másico del isótopo uranio-235 igual o superior al 20%. Para garantizar una alta concentración de combustible nuclear, es necesario lograr la máxima liberación de calor por unidad de volumen del núcleo. La liberación de calor de un reactor de neutrones rápidos es de diez a quince veces mayor que la liberación de calor de los reactores con neutrones lentos. La eliminación de calor en un reactor de este tipo sólo se puede lograr utilizando refrigerantes metálicos líquidos, como sodio, potasio, o refrigerantes de gas que consumen mucha energía y que tienen las mejores características térmicas y termofísicas, como el helio y los gases disociados. Normalmente se utilizan metales líquidos, como el sodio fundido (punto de fusión del sodio 98 °C). Las desventajas del sodio incluyen su alta reactividad química con el agua, el aire y el riesgo de incendio. La temperatura del refrigerante en la entrada del reactor es de 370 °C, y en la salida, de 550 °C, lo que es diez veces mayor que indicadores similares, por ejemplo, para VVER; allí la temperatura del agua en la entrada es de 270 grados, y en la salida - 293.