Skirtumas tarp greitųjų neutronų reaktoriaus ir lėtųjų neutronų reaktoriaus. Greitųjų neutroninių reaktorių veikimo principas

Mūsų šalyje pirmieji greitojo neutronų spektro savybių vertinimai, taikomi branduoliniams reaktoriams, buvo atlikti 1946 m. ​​I. V. iniciatyva. Kurchatova. Nuo 1949 m. A.I. tapo greitųjų reaktorių darbo vadovu. Leypunsky, kurio mokslinis vadovavimas maždaug tuo pačiu metu buvo apskaičiuojama galimybė išplėsti branduolinio kuro atgaminimą ir skysto metalo aušinimo skysčio naudojimą reaktoriuose su greito neutronų spektru. Išsamūs tyrimai, skirti sukurti greitųjų reaktorių fizinius ir fizinius-techninius pagrindus, prasidėjo Fizikos ir energetikos institute Obninske, o vėliau ir daugelyje kitų organizacijų.

Atlikti fizikos ir inžinerinės problemos reaktoriai įjungti greitieji neutronai IPPE buvo pastatyti ir pradėti eksploatuoti kritiniai mazgai (nulinės galios reaktoriai) ir greitųjų neutronų tyrimo reaktoriai (RR): BR-1(1955 m.), BR-2(1956 m.), BR-5(1959 m.), BFS-1(1961 m.), BFS-2(1969 m.), BR-10(BR-5 rekonstrukcija, 1973 m.).

Atlikus tyrimus šiuose pirmuosiuose įrenginiuose, buvo patvirtinta galimybė pasiekti branduolinio kuro dauginimosi faktorių greituose reaktoriuose KV>1, urano dioksidas buvo rekomenduotas kaip pagrindinis branduolinis kuras, o urano dioksidas – kaip pagrindinis aušinimo skystis. . skystas natris.

Pirmasis demonstracinis greitasis reaktorius buvo dabartinis BOR-60 tyrimų reaktorius.

• įgyti patirties eksploatuojant didesnės galios greitųjų neutronų reaktorius;
• neutroninių charakteristikų (kritinės masės, šilumos išsiskyrimo lauko, plutonio gamybos ir kokybės, reaktyvumo koeficientų) skaičiavimo metodų patikrinimas;
• įrangos ir degalų patikimumo tikrinimas; gėlinimo augalas jūros vandens, tikrinti apsaugos sistemas;
• problemos su alyva, su garo generatoriais, su kuro strypais, panaudotu surinkimo būgneliu (BAD), su perkrovimo sistema, su kuro strypų konstrukcinėmis medžiagomis, kuro rinkiniais ir jų sprendimais;
• medžiagotyros tyrimai, dauginimosi faktoriaus tyrimai, natūralios cirkuliacijos bandymai, eksperimentas su įjungimu į virimo režimą kuro rinkinyje, tarpgrandinio nuotėkio raidos dinamikos eksperimentai.

Greitasis reaktorius BN-600- veikia kaip 600 MW galios bloko dalis - elektros energiją į tinklą tiekia nuo 1980 m. Jame daugiausia naudojamas urano oksido kuras, prisodrintas iki 17, 21 ir 26 %. mažas kiekis MOX kuras. Tai integruoto tipo reaktorius, tarpiniai natrio-natrio šilumokaičiai ir pagrindiniai cirkuliaciniai siurbliai yra reaktoriaus inde. Natrio aušinimo skysčio slėgis korpuse yra šiek tiek (0,05 MPa) didesnis už atmosferos slėgį, todėl korpuso plyšimo rizika pašalinama. Už korpuso įrengti garo generatoriai tiekia garą trims 200 MW turbininiams generatoriams.

2014-06-27 buvo atliktas fizinis energetinio bloko Nr.4 paleidimas su reaktorius BN-800, 2015 metų gruodžio 10 dieną pirmą kartą įtraukta į vieningą šalies energetikos sistemą, o 2016 metų spalio 31 dieną pradėta eksploatuoti komerciškai. Reaktorius pradėjo veikti naudojant vadinamąjį hibridinį aktyvumą, kuriame pagrindinę dalį (84%) sudaro kuro rinklės su urano kuru, o 16% - kuro rinklės su MOX kuru. Šio reaktoriaus perkėlimas į pilną MOX kuro pakrovimą planuojamas 2019 m. Pastatyta gamykla MOX kurui gaminti.

IN reaktorius BN-800 naudojamas kaip patikrintas techniniai sprendimai, įgyvendintas m BN-600, taip pat naujos, ženkliai padidinančios jėgainės saugumą, pavyzdžiui: nulinio natrio tuštumos reaktyvumo efektas, hidrauliškai svertiniai avarinės apsaugos strypai, kurie įsijungia sumažinus aušinimo skysčio srautą, pasyvios avarinio aušinimo sistemos, specialus „spąstas“ numatytas po šerdimi, kad būtų galima surinkti ir sulaikyti šerdies lydalą ir skeveldras, kai ji sunaikinama dėl sunkios avarijos, padidintas konstrukcijos seisminis atsparumas.

Šiuo metu pasaulyje veikiantys greitieji reaktoriai

Japonijos vyriausybė nusprendė visiškai uždaryti Monju atominę elektrinę – vienintelę šalyje atominę elektrinę, kurioje veikia greitųjų neutronų reaktorius.

Branduolinio reguliavimo agentūra (NRA) atidėjo svarstymą dėl JOYO greito natrio tyrimų reaktoriaus paleidimo iš naujo. Prašymas dėl leidimo atnaujinti JOYO reguliuotojui pateiktas 2017 m. kovo 30 d. Programoje nenurodyta numatoma paleidimo iš naujo data.

Taigi, nuo 1972 m. (nuo paleidimo BN-350) mūsų šalyje greitieji reaktoriai naudojami elektrai gaminti ir vandeniui gėlinti. Šiuo metu Rusija yra vienintelė šalis pasaulyje, kurios branduolinės energijos struktūrą sudaro greitųjų neutronų reaktoriai. Tai buvo pasiekta dėl to, kad tik mūsų šalyje visi būtinus veiksmus BN technologijos plėtra – greitieji reaktoriai su natrio aušinimo skysčiu.

Greitieji neutroniniai branduoliniai reaktoriai

Pirmoji pasaulyje atominė elektrinė (AE), pastatyta netoli Maskvos esančiame Obninsko mieste, srovę gamino 1954 metų birželį. Jo galia buvo labai kukli – 5 MW. Tačiau ji atliko vaidmenį eksperimentinė sąranka, kur buvo sukaupta būsimų didžiųjų atominių elektrinių eksploatavimo patirtis. Pirmą kartą galimybė gaminti elektros energija pagrįstas urano branduolių dalijimusi, o ne deginant organinį kurą ir ne naudojant hidraulinę energiją.

Atominėje elektrinėje naudojami branduoliai sunkūs elementai– uranas ir plutonis. Kai branduoliai dalijasi, išsiskiria energija – ji „dirba“. atominės elektrinės. Bet jūs galite naudoti tik tuos branduolius, kurie turi tam tikrą masę – izotopų branduolius. Izotopų atominiuose branduoliuose yra tas pats numeris protonų ir įvairių neutronų, todėl skirtingų to paties elemento izotopų branduoliai turi skirtinga masė. Pavyzdžiui, uranas turi 15 izotopų, bet tik uranas-235 dalyvauja branduolinėse reakcijose.

Skilimo reakcija vyksta taip. Urano branduolys spontaniškai suyra į keletą fragmentų; tarp jų yra dalelių didelė energija– neutronai. Vidutiniškai kas 10 skilimų tenka 25 neutronams. Jie atsitrenkia į gretimų atomų branduolius ir juos suskaido, išskirdami neutronus ir didžiulė suma karštis. Skilus gramui urano išsiskiria tiek pat šilumos, kiek sudegus trims tonoms anglies.

Erdvė reaktoriuje, kurioje yra branduolinis kuras, vadinama šerdimi. Čia dalijimas vyksta atomų branduoliai uranas ir išsiskiria šiluminė energija. Siekiant apsaugoti dirbantį personalą nuo kenksminga spinduliuotė lydintis grandininė reakcija, reaktoriaus sienelės pagamintos gana storos. Grandinės greitis branduolinė reakcija Juos valdo valdymo strypai, pagaminti iš neutronus (dažniausiai borą arba kadmį) sugeriančios medžiagos. Kuo giliau strypai nuleidžiami į aktyviąją zoną, tuo daugiau neutronų jie sugeria, tuo mažiau neutronų dalyvauja reakcijoje ir tuo mažiau išsiskiria šilumos. Ir atvirkščiai, kai valdymo strypai pakeliami iš šerdies, didėja reakcijoje dalyvaujančių neutronų skaičius, didesnis skaičius urano atomai dalijasi, išlaisvinant juose paslėptą šiluminę energiją.

Jei aktyvioji zona perkaista, numatytas avarinis branduolinio reaktoriaus išjungimas. Avariniai strypai greitai patenka į šerdį, intensyviai sugeria neutronus, o grandininė reakcija sulėtėja arba sustoja.

Šiluma iš branduolinio reaktoriaus pašalinama naudojant skystą arba dujinį aušinimo skystį, kuris pumpuojamas per aktyviąją zoną. Aušinimo skystis gali būti vanduo, natrio metalas arba dujinių medžiagų. Jis paima šilumą iš branduolinio kuro ir perduoda ją šilumokaičiui. Tai uždara sistema su aušinimo skysčiu vadinamas pirmine grandine. Šilumokaityje pirminio kontūro šiluma įkaitina vandenį antrinėje grandinėje iki virimo. Gautas garas siunčiamas į turbiną arba naudojamas pramoniniams ir gyvenamiesiems pastatams šildyti.

Prieš Černobylio atominės elektrinės katastrofą sovietų mokslininkai užtikrintai teigė, kad ateinančiais metais m branduolinė energija Plačiai bus naudojami du pagrindiniai reaktorių tipai. Vienas iš jų – VVER – slėginio vandens galios reaktorius, o kitas – RBMK – didelės galios kanalinis reaktorius. Abu tipai priskiriami lėtiesiems (terminiams) neutroniniams reaktoriams.

Slėginio vandens reaktoriuje aktyvioji zona yra uždaryta didžiuliame, 4 metrų skersmens ir 15 metrų aukščio plieniniame cilindro korpuse storomis sienelėmis ir masyviu dangčiu. Korpuso viduje slėgis siekia 160 atmosferų. Šilumą iš reakcijos zonos šalinantis aušinimo skystis yra vanduo, kuris pumpuojamas per siurblius. Tas pats vanduo taip pat tarnauja kaip neutronų moderatorius. Garo generatoriuje jis šildo ir antrinės grandinės vandenį paverčia garais. Garas patenka į turbiną ir ją sukasi. Tiek pirmoji, tiek antroji grandinės yra uždarytos.

Kartą per pusmetį perdegęs branduolinis kuras pakeičiamas šviežiu, dėl kurio reaktorius turi būti sustabdytas ir aušinamas. Rusijoje pagal šią schemą veikia Novovoronežas, Kola ir kitos atominės elektrinės.

RBMK moderatorius yra grafitas, o aušinimo skystis yra vanduo. Garas turbinai gaunamas tiesiai į reaktorių ir grąžinamas ten, panaudojus turbinoje. Kurą reaktoriuje galima keisti palaipsniui, jo nestabdant ir neaušinant.

Tokio tipo yra pirmoji pasaulyje Obninsko atominė elektrinė. Pagal tą pačią schemą buvo pastatytos Leningrado, Černobylio, Kursko, Smolensko didelės elektrinės.

Vienas iš rimtų problemų Atominė elektrinė – tai branduolinių atliekų šalinimas. Pavyzdžiui, Prancūzijoje tuo užsiima didelė įmonė „Kozhem“. Kuras, kuriame yra urano ir plutonio, labai atsargiai siunčiamas specialiuose transportavimo konteineriuose – sandariai uždarytuose ir atšaldytuose – perdirbimui, o atliekos siunčiamos stiklinti ir šalinti.

„Mums buvo parodyti atskiri kuro, atvežto iš atominių elektrinių, perdirbimo su didžiausiu atidumu etapai“, – rašo I. Lagovsky žurnale „Science and Life“. – Iškrovimo mašinos, iškrovimo kamera. Galite žiūrėti į jį pro langą. Stiklo storis lange 1 metras 20 centimetrų. Prie lango yra manipuliatorius. Neįtikėtina švara aplinkui. Baltas kombinezonas. Švelni šviesa, dirbtinės palmės ir rožės. Šiltnamis su tikrais augalais poilsiui po darbo zonoje. Spintos su TATENA – Tarptautinės atominės energijos agentūros valdymo įranga. Operatoriaus kambarys – du puslankiai su ekranais – yra čia, kur kontroliuojamas iškrovimas, pjaustymas, tirpinimas ir stiklinimas. Visos operacijos, visi konteinerio judesiai nuosekliai atsispindi operatorių ekranuose. Patys darbo kambariai su medžiagomis didelis aktyvumas yra gana toli, kitoje gatvės pusėje.

Sustiklintos atliekos yra nedidelio tūrio. Jie uždaromi plieniniuose konteineriuose ir laikomi vėdinamose šachtose, kol bus gabenami į galutinę laidojimo vietą...

Patys konteineriai yra inžinerinio meno kūrinys, kurio tikslas buvo pastatyti tai, ko negalima sugriauti. Geležinkelio platformos, prikrautas konteineriais, nulėkęs nuo bėgių, taranuotas visu greičiu pirmyn atvažiuojančius traukinius, gabenimo metu sukėlė kitų įsivaizduojamų ir neįsivaizduojamų avarijų – konteineriai viską atlaikė.“

Po to Černobylio katastrofa 1986 metais mokslininkai pradėjo abejoti veikiančių atominių elektrinių ir ypač RBMK tipo reaktorių saugumu. VVER tipas šiuo atžvilgiu yra palankesnis: avarija ties Amerikos stotis Trijų mylių saloje 1979 m., kur reaktoriaus šerdis iš dalies išsilydo, radioaktyvumas nepaliko laivo. Ilgas be avarijų Japonijos atominių elektrinių darbas byloja apie VVER.

Ir, nepaisant to, yra dar viena kryptis, kuri, pasak mokslininkų, gali suteikti žmonijai šilumos ir šviesos ateinančiam tūkstantmečiui. Tai reiškia greitųjų neutronų reaktorius arba dauginamuosius reaktorius. Jie naudoja uraną-238, bet gamina kurą, o ne energiją. Šis izotopas gerai sugeria greituosius neutronus ir virsta kitu elementu – plutoniu-239. Greitųjų neutronų reaktoriai yra labai kompaktiški: jiems nereikia nei moderatorių, nei absorberių – jų vaidmenį atlieka uranas-238. Jie vadinami selekciniais reaktoriais arba veisėjais (nuo Angliškas žodis„veislė“ – daugintis). Branduolinio kuro atgaminimas leidžia dešimtis kartų visapusiškiau panaudoti uraną, todėl greitųjų neutronų reaktoriai laikomi viena perspektyviausių branduolinės energetikos sričių.

Tokio tipo reaktoriuose, be šilumos, gaminamas ir antrinis branduolinis kuras, kuris gali būti panaudotas ateityje. Čia nei pirmoje, nei antroje grandinėje nėra aukšto slėgio. Aušinimo skystis yra skystas natris. Jis cirkuliuoja pirmajame kontūre, šildo save ir perduoda šilumą antrojo kontūro natriui, kuris, savo ruožtu, šildo vandenį garo-vandens grandinėje, paversdamas jį garais. Šilumokaičiai yra izoliuoti nuo reaktoriaus.

Viena iš šių perspektyvių stočių – jai buvo suteiktas Monju vardas – buvo pastatyta Širakio regione, Japonijos jūros pakrantėje, kurortinėje zonoje keturi šimtai kilometrų į vakarus nuo sostinės.

„Japonijai, – sako K. Takenouchi, Kansai Nuclear Corporation vadovas, „brokerinių reaktorių naudojimas reiškia galimybę sumažinti priklausomybę nuo importuoto natūralaus urano pakartotinai naudojant plutonį. Todėl suprantamas mūsų noras plėtoti ir tobulinti „greituosius reaktorius“ bei pasiekti tokį techninį lygį, kuris efektyvumo ir saugumo požiūriu atlaikytų konkurenciją su šiuolaikinėmis atominėmis elektrinėmis.

Greičių reaktorių plėtra artimiausiu metu turėtų tapti pagrindine elektros energijos gamybos programa.

Monju reaktoriaus statyba yra antrasis greitųjų neutroninių reaktorių Japonijoje kūrimo etapas. Pirmasis buvo Joyo eksperimentinio reaktoriaus projektavimas ir statyba (reiškia " amžina šviesa“), kurio galia 50-100 MW, pradėjusi veikti 1978 m. Jis buvo naudojamas kuro, naujų konstrukcinių medžiagų ir komponentų elgsenai tirti.

„Monju“ projektas prasidėjo 1968 m. 1985 metų spalį pradėta statyti stotis – kasti pamatų duobę. Kuriant aikštelę į jūrą buvo išmesta 2 milijonai 300 tūkstančių kubinių metrų uolienų. Reaktoriaus šiluminė galia – 714 MW. Kuras yra plutonio ir urano oksidų mišinys. Šerdyje yra 19 valdymo strypų, 198 kuro blokai, kurių kiekviename yra 169 kuro strypai (kuro elementai - kuro strypai), kurių skersmuo yra 6,5 ​​milimetro. Juos supa radialiniai kurą generuojantys blokai (172 vnt.) ir neutroninio ekrano blokai (316 vnt.).

Visas reaktorius surinktas kaip lizdinė lėlė, tačiau jo išardyti nebeįmanoma. Didžiulis reaktoriaus indas, pagamintas iš nerūdijančio plieno (skersmuo – 7,1 metro, aukštis – 17,8 metro), įdėtas į apsauginį korpusą, jei avarijos metu išsilietų natris.

„Reaktoriaus kameros plieninės konstrukcijos, – žurnale „Mokslas ir gyvenimas“ rašo A. Lagovskis, – korpusai ir sienų blokai užpildyti betonu kaip apsauga. Pirminės natrio aušinimo sistemos kartu su reaktoriaus indu yra apsuptos avariniu apvalkalu su standikliais - jo vidinis skersmuo yra 49,5 metro, aukštis - 79,4 metro. Šios masės elipsoidinis dugnas remiasi į vientisą 13,5 metro aukščio betoninį padą. Apvalkalą juosia pusantro metro žiedinis tarpas, po kurio seka storas (1-1,8 metro) gelžbetonio sluoksnis. Korpuso kupolą taip pat saugo 0,5 metro storio gelžbetonio sluoksnis.

Po avarinio apvalkalo statomas kitas apsauginis pastatas - pagalbinis - 100 x 115 metrų matmenų, atitinkantis antiseisminės konstrukcijos reikalavimus. Kodėl ne sarkofagas?

Pagalbiniame reaktoriaus inde yra antrinės natrio aušinimo sistemos, garo-vandens sistemos, kuro pakrovimo ir iškrovimo įrenginiai, panaudoto kuro laikymo bakas. Turbogeneratorius ir atsarginiai dyzeliniai generatoriai yra atskirose patalpose.

Avarinio korpuso stiprumas skirtas tiek 0,5 atmosferos pertekliniam slėgiui, tiek 0,05 atmosferos vakuumui. Vakuumas gali susidaryti, kai deguonis išdega žiediniame tarpelyje, išsiliejus skystam natriui. Visi betoniniai paviršiai, kurie gali liestis su išsiliejusiu natriu, yra visiškai iškloti pakankamai storais plieno lakštais, kad atlaikytų šiluminį įtempį. Taip jie apsisaugo, jei to iš viso nenutiktų, nes vamzdynams ir visoms kitoms branduolinio įrenginio dalims turi būti garantija.