Хурдан нейтрон реактор бүхий цөмийн цахилгаан станц. Хурдан реактор

Манай улсад цөмийн реакторуудад хэрэглэсэн нейтроны хурдан спектрийн шинж чанарын анхны тооцоог 1946 онд И.В. Курчатова. 1949 оноос хойш А.И. хурдан реакторын ажлын дарга болжээ. Лейпунский, шинжлэх ухааны удирдлаган дор цөмийн түлшийг өргөжүүлэх, шингэн металлын хөргөлтийн бодисыг хурдан нейтрон спектртэй реакторуудад ашиглах боломжийг ойролцоогоор нэгэн зэрэг тооцоолсон. Хурдан реакторын физик, физик-техникийн үндсийг хөгжүүлэх өргөн хүрээтэй судалгааг Обнинскийн Физик, эрчим хүчний инженерийн дээд сургууль, дараа нь бусад олон байгууллагууд эхлүүлсэн.

Физикийн чиглэлээр судалгаа хийх ба инженерийн асуудлууд IPPE-д хурдан нейтрон реакторууд, чухал угсралтууд (тэг чадлын реакторууд) болон хурдан нейтрон судалгааны реакторууд (RR) баригдаж ашиглалтад оров. BR-1(1955 онд), BR-2(1956 онд), BR-5(1959 онд), BFS-1(1961 онд), BFS-2(1969 онд), BR-10(BR-5-ийн сэргээн босголт, 1973 онд).

Эдгээр анхны суурилуулалтанд хийгдсэн судалгааны үр дүнд KV>1 хурдтай реакторуудад цөмийн түлшний үржүүлгийн хүчин зүйл болох ураны давхар ислийг үндсэн цөмийн түлш, шингэн натри нь үндсэн хөргөлтийн бодис болгон ашиглахыг зөвлөж байна.

Эхний үзүүлэх хурдан реактор нь одоогийн реактор байв БОР-60 судалгааны реактор.

• өндөр хүчин чадалтай нейтрон реакторуудыг хурдан ажиллуулах туршлага олж авах;
• нейтроник шинж чанарыг тооцоолох аргуудыг шалгах (критмасс, дулаан ялгаруулах талбар, плутонийн үйлдвэрлэл ба чанар, урвалын коэффициент);
• тоног төхөөрөмж, түлшний найдвартай байдлыг шалгах; давсгүйжүүлэх үйлдвэр далайн ус, аюулгүй байдлын системийг шалгах;
• тос, уурын генератор, түлшний саваа, ашигласан угсралтын хүрд (SAD), дахин ачаалах систем, түлшний саваа, түлшний угсралтын бүтцийн материал, тэдгээрийн шийдэлтэй холбоотой асуудлууд;
• материал судлалын судалгаа, нөхөн үржихүйн хүчин зүйлийн судалгаа, байгалийн эргэлтийг турших, түлшний угсралтад буцалгах горимд оруулах туршилт, хэлхээ хоорондын алдагдлын хөгжлийн динамикийн туршилт.

Хурдан реактор BN-600- 600 МВт-ын хүчин чадалтай эрчим хүчний нэгжийн нэг хэсэг болгон ажилладаг - 1980 оноос хойш эрчим хүчийг эрчим хүчээр хангадаг. 17, 21, 26% хүртэл баяжуулсан ураны ислийн түлшийг голчлон ашигладаг бөгөөд бага хэмжээний MOX түлш. Энэ нь салшгүй төрлийн реактор, завсрын натри-натрийн дулаан солилцуур, гол эргэлтийн насосууд нь реакторын саванд байрладаг. Орон сууцанд натрийн хөргөлтийн даралт нь атмосферийн даралтаас арай өндөр (0.05 МПа) тул орон сууцны хагарал үүсэх эрсдэлийг арилгана. Их биений гадна суурилуулсан уурын генераторууд нь 200 МВт-ын гурван турбин генераторыг уураар хангадаг.

2014 оны 6-р сарын 27-ны өдөр 4-р эрчим хүчний блокийн биет ашиглалтад орсон реактор BN-800, 2015 оны 12-р сарын 10-нд анх удаа улсын эрчим хүчний нэгдсэн системд хамрагдаж, 2016 оны 10-р сарын 31-нд ашиглалтад орсон. Реактор нь эрлийз цөмийг ашиглан ажиллаж эхэлсэн бөгөөд гол хэсэг нь (84%) нь ураны түлш, 16% нь MOX түлштэй түлшний угсралтаас бүрддэг. Энэхүү реакторыг MOX түлшээр бүрэн ачих горимд шилжүүлэх ажлыг 2019 онд хийхээр төлөвлөж байгаа бөгөөд MOX түлш үйлдвэрлэх үйлдвэр баригдсан.

IN реактор BN-800баталгаажсан байдлаар ашигласан техникийн шийдлүүд, онд хэрэгжүүлсэн BN-600, түүнчлэн цахилгаан станцын аюулгүй байдлыг эрс нэмэгдүүлдэг шинэ зүйлүүд, тухайлбал: натрийн хоосон реактив нөлөөгүй, хөргөлтийн шингэний урсгал багассан үед асаалттай гидравлик жинтэй аваарын хамгаалалтын саваа, идэвхгүй аваарын хөргөлтийн систем, тусгай "хавх". Онц ноцтой ослын улмаас цулын хайлмал, хэлтэрхийг цуглуулж, хадгалж үлдэхийн тулд цөм дор байрлуулсан тул байгууламжийн газар хөдлөлтийг тэсвэрлэх чадварыг нэмэгдүүлсэн.

Одоогоор дэлхийд ажиллаж байгаа хурдан реакторууд

Японы засгийн газар хурдан нейтроны реактортой тус улсын цорын ганц атомын цахилгаан станц болох Монжүгийн цөмийн цахилгаан станцыг бүрэн татан буулгах шийдвэр гаргажээ.

Цөмийн зохицуулах агентлаг (NRA) JOYO хурдан натрийн судалгааны реакторыг дахин эхлүүлэх асуудлыг хэлэлцэхээ хойшлуулав. ЖОЁО-г дахин ажиллуулах зөвшөөрөл хүссэн өргөдлийг 2017 оны 3-р сарын 30-ны өдөр зохицуулагч байгууллагад өгсөн. Аппликешнд дахин эхлүүлэх тооцоолсон огноо байхгүй байна.

Тиймээс, 1972 оноос хойш (эхэлсэн цагаас хойш BN-350) манай улсад цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэх, усыг давсгүйжүүлэхэд хурдан реактор ашигладаг. Одоогийн байдлаар Орос бол цөмийн эрчим хүчний бүтцэд хурдан нейтрон реакторуудыг багтаасан дэлхийн цорын ганц орон юм. Энэ нь зөвхөн манай улсад л байсны үр дүнд хүрсэн шаардлагатай алхамууд BN технологийг хөгжүүлэх - натрийн хөргөлттэй хурдан реакторууд.

Белоярскийн атомын цахилгаан станцад ажиллаж байгаа Оросын өвөрмөц хурдан нейтрон реакторыг 880 мегаватт хүчин чадалтай болгосон гэж Росатомын хэвлэлийн алба мэдээлэв.

Уг реактор нь Белоярскийн АЦС-ын 4-р эрчим хүчний блок дээр ажиллаж байгаа бөгөөд одоогоор генераторын тоног төхөөрөмжийн ээлжит туршилтыг хийж байна. Туршилтын хөтөлбөрийн дагуу эрчим хүчний нэгж нь цахилгаан эрчим хүчийг 8 цагийн турш дор хаяж 880 мегаватт түвшинд байлгахыг баталгаажуулдаг.

Туршилтын үр дүнд үндэслэн 885 МВт-ын дизайны чадлын түвшинд гэрчилгээ авахын тулд реакторын хүчийг үе шаттайгаар нэмэгдүүлж байна. Одоогийн байдлаар реактор нь 874 мегаваттын хүчин чадлаар баталгаажсан байна.

Белоярскийн АЦС нь хоёр хурдан нейтрон реактороор ажилладаг гэдгийг сануулъя. 1980 оноос хойш BN-600 реактор энд ажиллаж байна - урт хугацаандЭнэ нь дэлхийн цорын ганц ийм төрлийн реактор байв. Гэвч 2015 онд хоёр дахь BN-800 реакторыг үе шаттайгаар хөөргөж эхэлсэн.

Энэ нь яагаад ийм чухал бөгөөд анхаарч үздэг вэ? түүхэн үйл явдалдэлхийн цөмийн салбарын хувьд?

Хурдан нейтрон реакторууд нь түлшний хаалттай циклийг хэрэгжүүлэх боломжийг олгодог (энэ нь одоогоор BN-600-д хэрэгжээгүй). Зөвхөн уран-238-ыг "шатдаг" тул боловсруулсны дараа (хуваалтын бүтээгдэхүүнийг зайлуулж, уран-238-ын шинэ хэсгийг нэмсэн) түлшийг реакторт дахин ачаалж болно. Уран-плутонийн мөчлөг нь задралаас илүү плутони үүсгэдэг тул илүүдэл түлшийг шинэ реакторуудад ашиглаж болно.

Түүгээр ч зогсохгүй энэ аргыг ердийн дулааны реакторуудын ашигласан түлшнээс гаргаж авсан зэвсгийн зэрэглэлийн илүүдэл плутони, түүнчлэн плутони, бага актинид (нептун, америций, курий) боловсруулахад ашиглаж болно (жижиг актинид нь одоогоор цацраг идэвхт хог хаягдлын маш аюултай хэсгийг бүрдүүлдэг). . Үүний зэрэгцээ дулааны реактортой харьцуулахад цацраг идэвхт хаягдлын хэмжээ хорь гаруй дахин багасдаг.

Яагаад бүх давуу талуудтай ч хурдан нейтрон реакторууд өргөн тархаагүй байна вэ? Энэ нь юуны түрүүнд тэдний дизайны онцлогтой холбоотой юм. Дээр дурдсанчлан ус нь нейтрон зохицуулагч тул хөргөлтийн бодис болгон ашиглах боломжгүй юм. Тиймээс хурдан реакторууд нь ихэвчлэн металлыг ашигладаг шингэн төлөв- хар тугалга-висмутын хайлшаас эхлээд шингэн натри(цөмийн цахилгаан станцын хамгийн түгээмэл сонголт).

"Хурдан нейтрон реакторуудад дулааны болон цацрагийн ачаалал нь дулааны реакторуудаас хамаагүй өндөр байдаг" гэж "PM" тайлбарлав. Ерөнхий инженерБелоярскийн АЦС Михаил Баканов. - Энэ нь реакторын сав болон реактор доторх системд тусгай бүтцийн материал ашиглах хэрэгцээг бий болгож байна. Түлшний саваа ба түлшний угсралтын орон сууц нь дулааны реакторынх шиг цирконий хайлшаар биш, харин цацрагийн "хавдар"-д бага өртөмтгий тусгай хайлштай хромын гангаар хийгдсэн байдаг. Нөгөөтэйгүүр, жишээлбэл, реакторын сав нь дотоод даралттай холбоотой ачаалалд өртдөггүй - энэ нь атмосферийн даралтаас арай өндөр байна."

Михаил Бакановын хэлснээр ашиглалтын эхний жилүүдэд гол бэрхшээл нь түлшний цацрагийн хаван, хагаралтай холбоотой байв. Гэсэн хэдий ч эдгээр асуудлууд удалгүй шийдэгдэж, түлш болон түлшний савны орон сууцанд зориулсан шинэ материалуудыг боловсруулжээ. Гэхдээ одоо ч гэсэн кампанит ажил нь түлшний шаталтаар хязгаарлагддаг (BN-600-д энэ нь 11% хүрдэг), харин түлш, түлшний саваа, түлшний угсралт хийсэн материалын нөөцийн ашиглалтын хугацаагаар хязгаарлагддаг. Ашиглалтын цаашдын асуудал нь голчлон хоёрдогч хэлхээнд натрийн алдагдахтай холбоотой байсан бөгөөд энэ нь агаар, устай харьцахад хүчтэй хариу үйлдэл үзүүлдэг химийн идэвхтэй, галын аюултай металл юм: "Зөвхөн Орос, Франц хоёр л үйлдвэрлэлийн хурдан нейтрон эрчим хүчний реакторыг ажиллуулж байсан олон жилийн туршлагатай. . Бид ч, Францын мэргэжилтнүүд ч анхнаасаа л адилхан асуудалтай тулгарсан. Бид анхнаасаа урьдчилан таамаглаж байж тэдгээрийг амжилттай шийдсэн тусгай хэрэгсэлхэлхээний битүүмжлэлийг хянах, натрийн алдагдлыг нутагшуулах, дарах. Гэвч Францын төсөл ийм асуудалд бага бэлтгэлтэй байсан тул Феникс реактор 2009 онд хаагдсан.

"Асуудал үнэхээр адилхан байсан" гэж Белоярскийн АЦС-ын захирал Николай Ошканов нэмж хэлэв, "гэхдээ эдгээрийг энд болон Францад шийдсэн. янз бүрийн арга замууд. Жишээлбэл, Феникс дээрх нэг чуулганы дарга түүнийг шүүрч аваад буулгахын тулд бөхийлгөхөд Францын мэргэжилтнүүд нарийн төвөгтэй, нэлээдгүй бүтээжээ. үнэтэй системнатрийн давхаргаар дамжин "алсын хараа". Бидэнд ижил асуудал тулгарахад манай инженерүүдийн нэг нь видео камер ашиглахыг санал болгосон хамгийн энгийн загваршумбах хонхны төрөл, - дээрээс аргон үлээж, доод хэсэгт нээгдсэн хоолой. Натрийн хайлмалыг гадагшлуулсны дараа операторууд видео холбоосоор дамжуулан механизмыг ажиллуулж, нугалсан угсралтыг амжилттай арилгасан."

Хурдан нейтрон реакторын идэвхтэй бүс нь сонгино шиг давхаргад байрладаг

370 түлшний угсралт нь уран-235 - 17, 21, 26% -ийн өөр өөр баяжуулалт бүхий гурван бүсийг бүрдүүлдэг (эхэндээ зөвхөн хоёр бүс байсан боловч эрчим хүчний ялгаралтыг тэнцүүлэхийн тулд гурвыг нь хийсэн). Тэдгээр нь хажуугийн тор (хөнжил) эсвэл үржлийн бүсээр хүрээлэгдсэн бөгөөд гол төлөв 238 изотопоос бүрдэх шавхагдсан эсвэл байгалийн уран агуулсан угсралтууд байдаг бөгөөд голын дээд ба доор түлшний саваагийн төгсгөлд шавхагдсан шахмалууд байдаг эцсийн дэлгэц (бүс нөхөн үржихүйн) үүсгэдэг уран.

Түлшний угсралт (FA) нь нэг орон сууцанд угсарсан түлшний элементүүд (түлшний элементүүд) - янз бүрийн баяжуулалт бүхий ураны ислийн үрлээр дүүргэсэн тусгай ган хоолой юм. Түлшний элементүүд бие биентэйгээ харьцахгүй, хөргөлтийн бодис тэдгээрийн хооронд эргэлдэж байхын тулд нимгэн утсыг хоолойд ороосон байна. Натри нь доод тохируулагч нүхээр түлшний угсралт руу орж, дээд хэсэгт байрлах цонхоор гардаг.

Түлшний угсралтын доод хэсэгт коммутаторын залгуурт байрлуулсан бариул, дээд талд нь толгойн хэсэг байдаг бөгөөд уг угсралтыг хэт ачааллын үед шүүрэн авдаг. Янз бүрийн баяжуулалтын түлшний угсралтууд нь өөр өөр суурилуулалттай байдаг тул угсралтыг буруу газар суулгах нь ердөө л боломжгүй юм.

Реакторыг удирдахын тулд түлшний шаталтыг нөхөх бор (нейтрон шингээгч) агуулсан 19 компенсатор саваа, 2 автомат хяналтын саваа (өгөгдсөн хүчийг хадгалах), 6 идэвхтэй хамгаалалтын саваа ашигладаг. Ураны өөрийн нейтроны дэвсгэр бага байдаг тул реакторыг хяналттай эхлүүлэх (ба бага чадлын түвшинд удирдах) "гэрэлтүүлгийг" ашигладаг - фотонейтроны эх үүсвэр (гамма ялгаруулагч нэмэх берилли).

Хурдан нейтрон реактор бүхий эрчим хүчний нэгжүүд ихээхэн өргөжих боломжтой түлшний суурьцөмийн түлшний хаалттай циклийг зохион байгуулах замаар цөмийн эрчим хүч, цацраг идэвхт хаягдлыг багасгах. Цөөн хэдэн оронд ийм технологи байдаг бөгөөд шинжээчдийн үзэж байгаагаар ОХУ энэ чиглэлээр дэлхийд тэргүүлдэг.

BN-800 реактор ("хурдан натри" -аас 880 мегаватт цахилгаан эрчим хүч) нь шингэн металл хөргөлтийн шингэн натри бүхий туршилтын үйлдвэрлэлийн хурдан нейтрон реактор юм. Энэ нь BN-1200 реактор бүхий арилжааны, илүү хүчирхэг эрчим хүчний нэгжийн загвар болох ёстой.

эх сурвалжууд

Екатеринбургээс 40 км зайд, Уралын хамгийн үзэсгэлэнтэй ойн дунд, Заречный хот байдаг. 1964 онд Зөвлөлтийн анхны аж үйлдвэрийн атомын цахилгаан станц Белоярская энд (100 МВт-ын хүчин чадалтай AMB-100 реактортой) ажиллаж эхэлсэн. Одоо Белоярскийн АЦС нь үйлдвэрлэлийн хурдан нейтрон эрчим хүчний реактор болох BN-600 ажиллаж байгаа дэлхийд цорын ганц хэвээр байна.

Усыг ууршуулдаг уурын зуухыг төсөөлөөд үз дээ, уур нь цахилгаан үүсгэдэг турбогенераторыг эргүүлдэг. Ийм зүйл дотор ерөнхий тоймболон зохион байгуулсан цөмийн цахилгаан станц. Зөвхөн "бойлер" бол эрчим хүч юм атомын задрал. Эрчим хүчний реакторуудын загвар нь өөр байж болох ч үйл ажиллагааны зарчмын дагуу тэдгээрийг дулааны нейтрон реактор ба хурдан нейтрон реактор гэж хоёр бүлэгт хувааж болно.

Аливаа реакторын үндэс нь нейтроны нөлөөн дор хүнд цөмийн хуваагдал юм. Үнэн, мэдэгдэхүйц ялгаа бий. Дулааны реакторуудад уран-235 нь бага энергитэй дулааны нейтронуудын нөлөөн дор хуваагддаг бөгөөд энэ нь задралын хэсгүүд болон шинэ нейтронуудыг үүсгэдэг. өндөр энерги(хурдан нейтрон гэж нэрлэгддэг). Дулааны нейтроныг уран-235 цөмд шингээх магадлал (дараагийн хуваагдалтай) нь хурдан байхаас хамаагүй өндөр байдаг тул нейтроныг удаашруулах шаардлагатай. Үүнийг зохицуулагчийн тусламжтайгаар хийдэг - цөмтэй мөргөлдөх үед нейтронууд энерги алддаг бодис юм. Дулааны реакторын түлш нь ихэвчлэн бага баяжуулалттай уран, бал чулуу, хөнгөн эсвэл хүнд усыг зохицуулагч болгон ашигладаг бөгөөд хөргөлтийн бодис нь энгийн ус. Атомын цахилгаан станцуудын ихэнх нь эдгээр схемийн дагуу баригдсан байдаг.

Цөмийн албадан задралын үр дүнд үүссэн хурдан нейтроныг ямар ч зохицуулалтгүйгээр ашиглаж болно. Уг схем нь дараах байдалтай байна: уран-235 эсвэл плутони-239 цөмийг задлах явцад үүссэн хурдан нейтронууд нь уран-238-д шингэж (хоёр бета задралын дараа) плутони-239 үүсгэдэг. Түүгээр ч зогсохгүй 100 хуваагдсан уран-235 буюу плутони-239 цөм тутамд 120−140 плутони-239 цөм үүсдэг. Үнэн бол хурдан нейтроноор цөмийн задралын магадлал нь дулааныхаас бага байдаг тул түлшийг дулааны реакторуудаас илүү их хэмжээгээр баяжуулах ёстой. Нэмж дурдахад, энд ус ашиглан дулааныг арилгах боломжгүй (ус бол зохицуулагч), тиймээс бусад хөргөлтийн бодисуудыг ашиглах шаардлагатай байдаг: ихэвчлэн эдгээр нь мөнгөн ус гэх мэт маш чамин сонголтуудаас эхлээд шингэн металл ба хайлш юм (ийм хөргөлтийн бодисыг энд ашигласан. Америкийн анхны туршилтын реактор Клементин) эсвэл хар тугалга-висмутын хайлш (зарим реакторуудад ашигладаг) шумбагч онгоцууд- Тухайлбал, Зөвлөлтийн усан онгоцнуудтөсөл 705) шингэн натри (үйлдвэрлэлийн эрчим хүчний реакторуудад хамгийн түгээмэл сонголт). Энэ схемийн дагуу ажилладаг реакторуудыг хурдан нейтрон реактор гэж нэрлэдэг. Ийм реакторын санааг 1942 онд Энрико Ферми дэвшүүлсэн. Мэдээжийн хэрэг, цэргийнхэн энэ схемийг хамгийн их сонирхож байсан: үйл ажиллагааны явцад хурдан реакторууд нь зөвхөн эрчим хүч төдийгүй плутони үйлдвэрлэдэг. цөмийн зэвсэг. Энэ шалтгааны улмаас хурдан нейтрон реакторыг үржүүлэгч гэж нэрлэдэг (Англи үржүүлэгчээс - үйлдвэрлэгч).

Түүний дотор юу байна

Хурдан нейтрон реакторын идэвхтэй бүс нь сонгино шиг давхаргаар бүтэцтэй байдаг. 370 түлшний угсралт нь уран-235 - 17, 21, 26% -ийн өөр өөр баяжуулалт бүхий гурван бүсийг бүрдүүлдэг (эхэндээ зөвхөн хоёр бүс байсан боловч эрчим хүчний ялгаралтыг тэнцүүлэхийн тулд гурвыг нь хийсэн). Тэдгээр нь хажуугийн тор (хөнжил) эсвэл үржлийн бүсээр хүрээлэгдсэн бөгөөд гол төлөв 238 изотопоос бүрдэх шавхагдсан эсвэл байгалийн уран агуулсан угсралтууд байдаг бөгөөд голын дээд ба доор түлшний саваагийн төгсгөлд шавхагдсан шахмалууд байдаг төгсгөлийн дэлгэц (бүс нөхөн үржихүй) үүсгэдэг уран. BN-600 реактор нь үржүүлэгч (үржүүлэгч), өөрөөр хэлбэл цөмд хуваагдсан 100 уран-235 цөм, хажуугийн болон төгсгөлийн дэлгэцэнд 120-140 плутонийн цөм үүсдэг бөгөөд энэ нь цөмийн түлшийг өргөтгөх боломжтой болгодог. . Түлшний угсралт (FA) нь нэг орон сууцанд угсарсан түлшний элементүүд (түлшний саваа) - төрөл бүрийн баяжуулалт бүхий ураны ислийн үрлээр дүүргэсэн тусгай ган хоолой юм. Түлшний саваа бие биентэйгээ харьцахгүй, хөргөлтийн бодис тэдгээрийн хооронд эргэлдэж байхын тулд нимгэн утсыг хоолойд ороосон байна. Натри нь доод тохируулагч нүхээр түлшний угсралт руу орж, дээд хэсэгт байрлах цонхоор гардаг. Түлшний угсралтын доод хэсэгт коммутаторын залгуурт байрлуулсан бариул, дээд талд нь толгойн хэсэг байдаг бөгөөд уг угсралтыг хэт ачааллын үед шүүрэн авдаг. Янз бүрийн баяжуулалтын түлшний угсралтууд нь өөр өөр суурилуулалттай байдаг тул угсралтыг буруу газар суулгах нь ердөө л боломжгүй юм. Реакторыг удирдахын тулд түлшний шаталтыг нөхөх бор (нейтрон шингээгч) агуулсан 19 компенсатор саваа, 2 автомат хяналтын саваа (өгөгдсөн хүчийг хадгалах), 6 идэвхтэй хамгаалалтын саваа ашигладаг. Ураны өөрийн нейтроны дэвсгэр бага байдаг тул реакторыг хяналттай эхлүүлэх (ба бага чадлын түвшинд удирдах) "гэрэлтүүлгийг" ашигладаг - фотонейтроны эх үүсвэр (гамма ялгаруулагч нэмэх берилли).

Түүхийн зигзагууд

Дэлхийн цөмийн энергийн түүх яг хурдан нейтрон реактороос эхэлсэн нь сонирхолтой юм. 1951 оны 12-р сарын 20-нд Айдахо мужид ердөө 0.2 МВт-ын цахилгаан эрчим хүч бүхий дэлхийн анхны хурдан нейтрон эрчим хүчний реактор болох EBR-I (Туршилтын үржүүлэгч реактор)-ийг хөөргөв. Хожим нь 1963 онд Детройт хотын ойролцоо 100 МВт хүчин чадалтай Ферми хурдан нейтрон реактор бүхий атомын цахилгаан станцыг эхлүүлсэн (1966 онд цөмийн хэсэг хайлсан ноцтой осол гарсан боловч ямар ч үр дагаваргүй байсан. орчинэсвэл хүмүүс).

ЗХУ-д 1940-өөд оны сүүлээс хойш Александр Лейпунский энэ сэдвээр ажиллаж байсан бөгөөд түүний удирдлаган дор Обнинскийн Физик, эрчим хүчний хүрээлэнд (FEI) хурдан реакторын онолын үндэс суурийг боловсруулж, хэд хэдэн туршилтын стенд барьсан. үйл явцын физикийг судлах боломжтой болгосон. Судалгааны үр дүнд 1972 онд Шевченко хотод (одоо Казахстан улсын Актау) Зөвлөлтийн анхны хурдан нейтрон атомын цахилгаан станц БН-350 реактортой (анх BN-250 гэж нэрлэгддэг) ашиглалтад оржээ. Энэ нь зөвхөн цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлээд зогсохгүй усыг давсгүй болгохын тулд дулааныг ашигласан. Удалгүй 250 МВт-ын хүчин чадалтай Францын "Феникс" (1973), Английн "ПФР" (1974) реактортой цөмийн цахилгаан станцууд ашиглалтад оров.

Гэсэн хэдий ч 1970-аад онд дулааны нейтрон реакторууд цөмийн эрчим хүчний салбарт ноёрхож эхэлсэн. Энэ нь учирсан юм янз бүрийн шалтгааны улмаас. Тухайлбал, хурдан реакторууд плутони үйлдвэрлэж чадна гэдэг нь цөмийн зэвсгийг үл дэлгэрүүлэх тухай хуулийг зөрчихөд хүргэж болзошгүй гэсэн үг. Гэсэн хэдий ч гол хүчин зүйл нь дулааны реакторууд илүү энгийн бөгөөд хямд байсан, тэдгээрийн дизайныг шумбагч онгоцны цэргийн реакторууд дээр боловсруулсан, уран өөрөө маш хямд байсан. 1980 оноос хойш дэлхий даяар ашиглалтад орсон аж үйлдвэрийн хурдан нейтрон эрчим хүчний реакторуудыг нэг гарын хуруугаар тоолж болно: эдгээр нь Superphenix (Франц, 1985−1997), Монжу (Япон, 1994−1995), BN-600 (Белоярск) юм. NPP, 1980), аль нь одоогоорнь дэлхийн цорын ганц ажиллаж байгаа үйлдвэрийн эрчим хүчний реактор юм.

Тэд буцаж ирж байна

Гэсэн хэдий ч одоогоор мэргэжилтнүүд болон олон нийтийн анхаарал дахин хурдан нейтрон реактор бүхий атомын цахилгаан станцуудад төвлөрч байна. Олон улсын агентлагаас гаргасан тооцоогоор атомын энерги(ОУАЭА) 2005 онд олборлох зардал нь килограмм тутамд 130 доллараас хэтрэхгүй ураны батлагдсан нөөцийн нийт хэмжээ ойролцоогоор 4.7 сая тонн байна. ОУАЭА-ийн тооцоолсноор эдгээр нөөц нь 85 жил үргэлжилнэ (2004 оны түвшинд цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэх ураны хэрэгцээнд үндэслэн). Байгалийн уран дахь дулааны реакторт "шатдаг" 235 изотопын агууламж ердөө 0.72%, үлдсэн хэсэг нь дулааны реакторуудад "хэрэггүй" уран-238 байдаг. Гэсэн хэдий ч, хэрэв бид уран-238-ыг "шатаах" чадвартай хурдан нейтрон реактор ашиглахад шилжих юм бол эдгээр нөөц нь 2500 гаруй жил үргэлжилнэ!

SKD аргыг ашиглан реакторын салангид хэсгүүдийг бие даасан хэсгүүдээс угсардаг реактор угсрах цех

Түүнчлэн, хурдан нейтрон реакторууд нь түлшний хаалттай циклийг хэрэгжүүлэх боломжийг олгодог (энэ нь одоогоор BN-600-д хэрэгжээгүй). Зөвхөн уран-238-ыг "шатдаг" тул боловсруулсны дараа (хуваалтын бүтээгдэхүүнийг зайлуулж, уран-238-ын шинэ хэсгийг нэмсэн) түлшийг реакторт дахин ачаалж болно. Уран-плутонийн мөчлөг нь задралаас илүү плутони үүсгэдэг тул илүүдэл түлшийг шинэ реакторуудад ашиглаж болно.

Түүгээр ч зогсохгүй энэ аргыг ердийн дулааны реакторуудын ашигласан түлшнээс гаргаж авсан зэвсгийн зэрэглэлийн илүүдэл плутони, түүнчлэн плутони, бага актинид (нептун, америций, курий) боловсруулахад ашиглаж болно (жижиг актинид нь одоогоор цацраг идэвхт хог хаягдлын маш аюултай хэсгийг бүрдүүлдэг). . Үүний зэрэгцээ дулааны реактортой харьцуулахад цацраг идэвхт хаягдлын хэмжээ хорь гаруй дахин багасдаг.

Сохроор дахин ачаална уу

Дулааны реакторуудаас ялгаатай нь BN-600 реакторт угсралтууд нь шингэн натрийн давхарга дор байрладаг тул ашигласан угсралтыг зайлуулж, оронд нь шинээр суурилуулах (энэ процессыг дахин ачаалах гэж нэрлэдэг) нь бүрэн хаалттай горимд явагддаг. Реакторын дээд хэсэгт том, жижиг эргэдэг залгуурууд байдаг (бие биенээсээ хазгай, өөрөөр хэлбэл тэдгээрийн эргэлтийн тэнхлэгүүд давхцдаггүй). Хяналт, хамгаалалтын систем бүхий багана, түүнчлэн холбогч хэлбэрийн хавчаартай хэт ачааллын механизмыг жижиг эргэдэг залгуур дээр суурилуулсан. Эргэдэг механизм нь бага хайлдаг тусгай хайлшаар хийсэн "гидравлик тамга" -аар тоноглогдсон. IN сайн нөхцөлдЭнэ нь хатуу бөгөөд дахин ачаалахын тулд хайлах цэг хүртэл халааж, реакторыг бүрэн битүүмжилсэн хэвээр байгаа тул цацраг идэвхт хийн ялгаруулалтыг бараг арилгадаг. Дахин ачаалах процесс нь олон алхамыг хаадаг. Эхлээд атгагчийг ашигласан угсралтын реакторын агуулахад байрлах угсралтын аль нэгэнд авчирч, буулгаж, буулгах лифт рүү шилжүүлнэ. Дараа нь түүнийг шилжүүлгийн хайрцагт өргөж, ашигласан угсралтын хүрдэнд хийж, уураар (натриас) цэвэрлэсний дараа ашигласан түлшний санд ордог. Дараагийн шатанд механизм нь үндсэн угсралтын аль нэгийг салгаж, реактор доторх хадгалах байгууламж руу шилжүүлнэ. Үүний дараа шаардлагатай нэгийг нь шинэ угсралтын хүрднээс (үйлдвэрээс ирсэн түлшний угсралтыг урьдчилан суулгасан) гаргаж аваад дахин ачаалах механизмд нийлүүлдэг шинэ угсралтын лифтэнд суулгана. Эцсийн шат- түлшний угсралтыг хоосон үүрэнд суурилуулах. Үүний зэрэгцээ аюулгүй байдлын үүднээс механизмын үйл ажиллагаанд хязгаарлалт тавьдаг. тодорхой хязгаарлалтууд: жишээлбэл, хоёр зэргэлдээх эсийг нэгэн зэрэг гаргах боломжгүй, үүнээс гадна хэт ачааллын үед бүх хяналтын болон хамгаалалтын саваа идэвхтэй бүсэд байх ёстой; Нэг угсралтыг дахин ачаалах үйл явц нь нэг цаг хүртэл, цөмийн гуравны нэгийг (120 орчим түлшний угсралт) дахин ачаалахад долоо хоног орчим (гурван ээлжээр) шаардлагатай бөгөөд энэ процедурыг бичил кампанит ажил бүрт гүйцэтгэдэг (үр дүнтэй 160 хоног. бүрэн хүч). Үнэн бол одоо түлшний шаталт нэмэгдэж, цөмийн дөрөвний нэг нь хэт ачаалалтай байна (ойролцоогоор 90 түлшний угсралт). Энэ тохиолдолд оператор шууд дүрсгүй байна санал хүсэлт, мөн зөвхөн баганын эргэлтийн өнцгийн мэдрэгч ба атгагч (байршлын нарийвчлал - 0.01 градусаас бага), олборлох, суурилуулах хүчний үзүүлэлтүүдээр удирддаг.

Дахин ачаалах процесс нь олон үе шатыг агуулдаг бөгөөд тусгай механизм ашиглан хийгддэг бөгөөд "15" тоглоомтой төстэй юм. Эцсийн зорилго- харгалзах бөмбөрийн шинэхэн угсралтууд нь хүссэн үүрэнд орж, зарцуулсан хэсгүүд нь өөрийн хүрдэнд орж, уураар (натриас) цэвэрлэсний дараа хөргөх усан сан руу орно.

Зөвхөн цаасан дээр гөлгөр

Яагаад бүх давуу талуудтай ч хурдан нейтрон реакторууд өргөн тархаагүй байна вэ? Энэ нь юуны түрүүнд тэдний дизайны онцлогтой холбоотой юм. Дээр дурдсанчлан ус нь нейтрон зохицуулагч тул хөргөлтийн бодис болгон ашиглах боломжгүй юм. Тиймээс хурдан реакторууд нь ихэвчлэн шингэн төлөвт металуудыг ашигладаг - хар тугалга-висмутын хайлшаас шингэн натри хүртэл (цөмийн цахилгаан станцын хамгийн түгээмэл сонголт).

"Хурдан нейтрон реакторуудад дулааны болон цацрагийн ачаалал нь дулааны реакторуудаас хамаагүй өндөр байдаг" гэж Белоярскийн АЦС-ын ерөнхий инженер Михаил Баканов Ерөнхий сайдад тайлбарлав. “Энэ нь реакторын сав болон реактор доторх системд тусгай бүтцийн материал ашиглах шаардлагад хүргэж байна. Түлшний саваа ба түлшний угсралт нь дулааны реакторын нэгэн адил цирконий хайлшаар хийгдсэн биш, харин тусгай хайлштай хромын гангаар хийгдсэн бөгөөд энэ нь цацрагийн "хавдар"-д бага өртөмтгий байдаг дотоод даралттай холбоотой ачаалал - энэ нь атмосферийн хэмжээнээс арай дээгүүр байна."

Михаил Бакановын хэлснээр ашиглалтын эхний жилүүдэд гол бэрхшээл нь түлшний цацрагийн хаван, хагаралтай холбоотой байв. Гэсэн хэдий ч эдгээр асуудлууд удалгүй шийдэгдэж, түлш болон түлшний савны орон сууцанд зориулсан шинэ материалуудыг боловсруулжээ. Гэхдээ одоо ч гэсэн кампанит ажил нь түлшний шаталтаар хязгаарлагддаг (BN-600-д энэ нь 11% хүрдэг), харин түлш, түлшний саваа, түлшний угсралт хийсэн материалын нөөцийн ашиглалтын хугацаагаар хязгаарлагддаг. Ашиглалтын цаашдын асуудал нь голчлон хоёрдогч хэлхээнд натрийн алдагдахтай холбоотой байсан бөгөөд энэ нь агаар, устай харьцахад хүчтэй хариу үйлдэл үзүүлдэг химийн идэвхтэй, галын аюултай металл юм: "Зөвхөн Орос, Франц хоёр л үйлдвэрлэлийн хурдан нейтрон эрчим хүчний реакторыг ажиллуулж байсан олон жилийн туршлагатай. . Бид ч, Францын мэргэжилтнүүд ч анхнаасаа л адилхан асуудалтай тулгарсан. Бид тэдгээрийг амжилттай шийдэж, хэлхээний битүүмжлэлийг хянах, натрийн алдагдлыг нутагшуулах, дарах тусгай хэрэгслийг анхнаасаа гаргаж өгсөн. Гэвч Францын төсөл ийм асуудалд бага бэлтгэлтэй байсан тул Феникс реактор 2009 онд хаагдсан.

"Асуудал үнэхээр адилхан байсан" гэж Белоярскийн АЦС-ын захирал Николай Ошканов нэмж хэлэв, "гэхдээ тэдгээрийг энд болон Францад өөр өөр аргаар шийдсэн. Жишээлбэл, Феникс дэх нэг чуулганы дарга түүнийг шүүрэн буулгахын тулд бөхийлгөж байх үед Францын мэргэжилтнүүд натрийн давхаргыг "харах" нарийн төвөгтэй, нэлээд үнэтэй системийг боловсруулжээ Манай инженерүүд шумбах хонх шиг энгийн бүтэцтэй видео камер ашиглахыг санал болгов - дээрээс нь аргон үлээж, доод хэсэгт нь онгойлгож буй хоолой нь натрийн хайлмагт шилжсэн үед операторууд видео холбоо ашиглан зураг авах боломжтой болсон механизм, нугалсан угсралтыг амжилттай салгав."

Хурдан ирээдүй

"Хэрэв манай BN-600-ыг удаан хугацаанд амжилттай ажиллуулаагүй бол дэлхий дээр хурдан реакторын технологид ийм сонирхол байхгүй байх байсан" гэж Николай Ошканов хэлэв хурдан реакторуудын цуваа үйлдвэрлэл болон ашиглалтын хамт . Зөвхөн эдгээр нь бүх байгалийн ураныг түлшний эргэлтэд оруулах, улмаар үр ашгийг нэмэгдүүлэх, цацраг идэвхт хаягдлын хэмжээг хэдэн арван дахин бууруулах боломжийг олгодог. Энэ тохиолдолд цөмийн эрчим хүчний ирээдүй үнэхээр гэрэл гэгээтэй байх болно.”

Слайд 11. Хурдан нейтрон реакторын цөмд өндөр баяжуулсан 235U түлш бүхий түлшний саваа байрлуулна. Идэвхтэй бүс нь үржлийн бүсээр хүрээлэгдсэн байдаг

түлшний түүхий эд агуулсан түлшний элементүүдээс (228U эсвэл 232Th шавхагдсан). Цөмөөс гарч буй нейтронууд үржлийн бүсэд түлшний түүхий эдийн бөөмөөр баригдаж, шинэ цөмийн түлш үүсдэг. Хурдан реакторуудын давуу тал нь тэдгээрийн дотор цөмийн түлшний өргөтгөсөн хуулбарыг зохион байгуулах боломж юм. эрчим хүч үйлдвэрлэхтэй зэрэгцэн шатсан цөмийн түлшний оронд шинэ цөмийн түлш үйлдвэрлэх. Хурдан реакторууд нь зохицуулагч шаарддаггүй бөгөөд хөргөлтийн шингэн нь нейтроныг удаашруулах шаардлагагүй.

Хурдан нейтрон реакторын гол зорилго нь зэвсгийн чанартай плутони (болон бусад хуваагддаг актинидүүд), эд ангиудыг үйлдвэрлэх явдал юм. атомын зэвсэг. Гэхдээ ийм реакторуудыг эрчим хүчний салбарт, ялангуяа байгалийн ураны бүхэлд нь буюу нэлээд хэсгийг шатаахын тулд 238U-аас ялгардаг плутони 239Pu, түүнчлэн шавхагдсан ураны нөөцийг нэмэгдүүлэх зорилгоор ашигладаг. Хурдан нейтроны реакторын энергийг хөгжүүлснээр өөрийгөө хангах асуудлыг шийдэж болно цөмийн эрчим хүчтүлш.

Слайд 12. Брейдер реактор, цөмийн түлшийг "шатаах" нь хоёрдогч түлшний өргөтгөсөн хуулбарыг дагалддаг цөмийн реактор. Үржүүлэгч реакторт цөмийн түлшний задралын явцад ялгарсан нейтронууд (жишээлбэл, 235U) реакторт байрлуулсан түүхий эдийн цөмтэй (жишээлбэл, 238U) харилцан үйлчилж, хоёрдогч цөмийн түлш (239Pu) үүсдэг. . Үржүүлэгч төрлийн реакторт үйлдвэрлэсэн болон шатаж буй түлш нь ижил химийн элементийн изотопууд (жишээлбэл, 235U шатдаг, 233U нь реактор хувиргагч төрөл, өөр өөр изотопууд); химийн элементүүд(жишээ нь, 235U шатсан, 239Пу дахин үйлдвэрлэгдсэн).

Хурдан реакторуудад цөмийн түлш нь 235U изотопын дор хаяж 15%-ийг агуулсан баяжуулсан хольц юм. Ийм реактор нь цөмийн түлшний өргөтгөсөн нөхөн үржихүйн боломжийг олгодог (үүнд хуваагдах чадвартай атомууд алга болохын зэрэгцээ тэдгээрийн зарим нь сэргээгддэг (жишээлбэл, 239Pu үүсэх)). Үндсэн хуваагдал нь хурдан нейтронуудаас үүдэлтэй бөгөөд задралын үйлдэл бүр нь олон тооны нейтронууд (дулааны нейтроны хуваагдалтай харьцуулахад) дагалддаг бөгөөд энэ нь 238U цөмд баригдах үед тэдгээрийг хувиргадаг (хоёр дараалсан β-ээр дамжуулан) -задрал) 239Pu цөмд, өөрөөр хэлбэл. шинэ цөмийн түлш. Энэ нь жишээлбэл, хурдан нейтрон реактор дахь 100 хуваагдсан түлшний цөмд (235U) хуваагдах чадвартай 150 239 Pu цөм үүсдэг гэсэн үг юм. (Ийм реакторын нөхөн үржихүйн хүчин зүйл нь 1.5 хүрдэг, өөрөөр хэлбэл 1 кг 235U-аас 1.5 кг Пу авдаг). 239Pu нь реакторт хуваагддаг элемент болгон ашиглаж болно.

Дэлхийн эрчим хүчний хөгжлийн үүднээс авч үзвэл хурдан нейтрон реакторын (BN) давуу тал нь изотопыг түлш болгон ашиглах боломжийг олгодог. хүнд элементүүд, дулааны нейтрон реакторт хуваагдах чадваргүй. Түлшний эргэлт нь 238U ба 232Th-ийн нөөцийг агуулж болох бөгөөд энэ нь байгальд дулааны нейтрон реакторын гол түлш болох 235U-аас хамаагүй их байдаг. Цөмийн түлшийг 235U-аар баяжуулсны дараа үлдсэн "хаягдал уран"-ыг мөн ашиглаж болно. Плутонийг мөн ердийн реакторуудад үйлдвэрлэдэг боловч хамаагүй бага хэмжээгээр үйлдвэрлэдэг гэдгийг анхаарна уу.

Слайд 13. BN - хурдан нейтрон ашигладаг цөмийн реактор. Хөлөг онгоцны үржүүлэгч реактор. Анхдагч ба хоёрдогч хэлхээний хөргөлтийн бодис нь ихэвчлэн натри юм. Гурав дахь хэлхээний хөргөлтийн шингэн нь ус ба уур юм. Хурдан реакторуудад зохицуулагч байдаггүй.

Хурдан реакторын давуу талууд нь илүү их зэрэгтүлшний шаталт (жишээ нь, кампанит ажлын урт хугацаа), сул тал нь хамгийн энгийн хөргөлтийн шингэнийг ашиглах боломжгүй байдаг тул өндөр өртөгтэй байдаг - ус, бүтцийн нарийн төвөгтэй байдал, хөрөнгийн өндөр зардал, өндөр үнэөндөр баяжуулсан түлш.

Өндөр баяжуулсан уран гэдэг нь уран-235 изотопын массын агууламж 20% ба түүнээс дээш хэмжээтэй уран юм. Цөмийн түлшний өндөр концентрацийг хангахын тулд цөмийн нэгж эзэлхүүн дэх хамгийн их дулааныг гаргах шаардлагатай. Хурдан нейтрон реакторын дулаан ялгаруулалт нь реакторуудын дулаан ялгарлаас араваас арван тав дахин их байдаг. удаан нейтронууд. Ийм реактор дахь дулааныг зайлуулах ажлыг зөвхөн натри, кали, эсвэл гелий, диссоциацийн хий зэрэг хамгийн сайн дулааны болон дулаан физик шинж чанартай хийн хөргөлтийн шингэн гэх мэт шингэн металлын хөргөлтийг ашиглан хийж болно. Ихэвчлэн хайлсан натри (натри хайлах цэг 98 ° C) гэх мэт шингэн металлыг ашигладаг. Натрийн сул тал нь ус, агаар, галын аюулд үзүүлэх химийн өндөр урвалд ордог. Реакторын оролт дахь хөргөлтийн температур 370 ° C, гаралтын хэсэгт - 550 бөгөөд энэ нь ижил төстэй үзүүлэлтүүдээс арав дахин их, жишээ нь VVER-ийн хувьд - тэнд оролтын усны температур 270 градус байна. гарц - 293.