Dallimi midis një reaktori të shpejtë neutron dhe një reaktori të ngadalshëm neutron. Parimi i funksionimit të reaktorëve të shpejtë neutron

Në vendin tonë, vlerësimet e para të vetive të spektrit të shpejtë të neutroneve të aplikuara në reaktorët bërthamorë u bënë në vitin 1946 me iniciativën e I.V. Kurchatova. Që nga viti 1949, A.I u bë kreu i punës në reaktorët e shpejtë. Leypunsky, nën udhëheqjen shkencore të të cilit përafërsisht në të njëjtën kohë u tregua nga llogaritja mundësia e riprodhimit të zgjeruar të karburantit bërthamor dhe përdorimi i ftohësit të lëngshëm metalik në reaktorët me një spektër të shpejtë neutron. Kërkime të gjera për të zhvilluar themelet fizike dhe fiziko-teknike të reaktorëve të shpejtë filluan në Institutin e Fizikës dhe Inxhinierisë së Energjisë në Obninsk, dhe më pas në shumë organizata të tjera.

Për të kryer kërkime në fizikë dhe probleme inxhinierike reaktorët në neutronet e shpejta Në IPPE, u ndërtuan dhe u vunë në funksion asambletë kritike (reaktorë me fuqi zero) dhe reaktorë të shpejtë kërkimor neutron (RR): BR-1(në 1955), BR-2(në 1956), BR-5(në vitin 1959), BFS-1(në vitin 1961), BFS-2(në vitin 1969), BR-10(rindërtimi i BR-5, në 1973).

Si rezultat i studimeve të kryera në këto instalime të para, u konfirmua mundësia e arritjes së një faktori të rritjes së karburantit bërthamor në reaktorët e shpejtë KV>1, dioksidi i uraniumit u rekomandua si karburanti kryesor bërthamor dhe dioksidi i uraniumit u rekomandua si ftohës kryesor. . natriumi i lëngshëm.

Reaktori i parë i shpejtë demonstrues ishte ai aktual Reaktor kërkimor BOR-60.

• fitimi i përvojës në funksionimin e reaktorëve të shpejtë neutron me fuqi më të lartë;
• verifikimi i metodave për llogaritjen e karakteristikave neutronike (kritmasa, fusha e çlirimit të nxehtësisë, prodhimi dhe cilësia e plutoniumit, koeficientët e reaktivitetit);
• kontrollimi i besueshmërisë së pajisjeve dhe karburantit; bimë shkripëzimi uji i detit, kontrollimi i sistemeve të sigurisë;
• probleme me vajin, me gjeneratorët e avullit, me shufrat e karburantit, kazanin e montimit të harxhuar (SAD), me sistemin e rimbushjes, me materialet strukturore të shufrave të karburantit, montimet e karburantit dhe zgjidhjet e tyre;
• Hulumtimi i shkencave të materialeve, kërkimi mbi faktorin e riprodhimit, testimi i qarkullimit natyror, eksperimenti me hyrjen në modalitetin e vlimit në një asamble karburanti, eksperimente mbi dinamikën e zhvillimit të rrjedhjeve të ndërlidhura.

Reaktor i shpejtë BN-600- operon si pjesë e një njësie energjie 600 MW - furnizon rrjetin me energji elektrike që nga viti 1980. Ai përdor kryesisht lëndë djegëse oksid uraniumi të pasuruar në 17, 21 dhe 26%, dhe një sasi të vogël të Karburant MOX. Ky është një reaktor i tipit integral, këmbyesit e ndërmjetëm të nxehtësisë natrium-natrium dhe pompat kryesore të qarkullimit janë të vendosura në enën e reaktorit. Presioni i ftohësit të natriumit në strehë është pak (0,05 MPa) më i lartë se presioni atmosferik, kështu që rreziku i këputjes së strehës eliminohet. Gjeneratorët e avullit të instaluar jashtë bykut furnizojnë me avull tre gjeneratorë turbinash 200 MW.

Në datën 27.06.2014 u bë nisja fizike e njësisë energjitike nr.4 me reaktori BN-800, më 10 dhjetor 2015 u përfshi fillimisht në sistemin e unifikuar energjetik të vendit dhe më 31 tetor 2016 u vu në funksionim tregtar. Reaktori filloi të funksionojë duke përdorur të ashtuquajturën bërthamë hibride, në të cilën pjesa kryesore (84%) përbëhet nga asambletë e karburantit me karburant uranium, dhe 16% - asambletë e karburantit me karburant MOX. Kalimi i këtij reaktori në ngarkim të plotë me karburant MOX është planifikuar në vitin 2019. Është ndërtuar një impiant për prodhimin e karburantit MOX.

NË reaktori BN-800 përdoret si i verifikuar zgjidhje teknike, zbatuar në BN-600, si dhe të reja që rrisin ndjeshëm sigurinë e termocentralit, si: efekti i reaktivitetit të zbrazëtisë së natriumit zero, shufrat mbrojtëse emergjente me peshë hidraulike që aktivizohen kur zvogëlohet rrjedha e ftohësit, sistemet pasive të ftohjes emergjente, një "kurth" i veçantë është e parashikuar nën bërthamë për të mbledhur dhe mbajtur shkrirjen dhe fragmentet e bërthamës gjatë shkatërrimit të saj si pasojë e një aksidenti të rëndë, rezistenca sizmike e strukturës është rritur.

Reaktorë të shpejtë që operojnë aktualisht në botë

Qeveria japoneze ka vendosur të çaktivizojë plotësisht termocentralin bërthamor Monju, i vetmi termocentral bërthamor në vend me një reaktor të shpejtë neutron.

Agjencia Rregullatore Bërthamore (NRA) ka vonuar shqyrtimin e rifillimit të reaktorit të shpejtë të kërkimit të natriumit JOYO. Kërkesa për leje për rinisjen e JOYO iu dorëzua rregullatorit më 30 mars 2017. Aplikacioni nuk përmban një datë të parashikuar të rinisjes.

Kështu, që nga viti 1972 (që nga fillimi BN-350) në vendin tonë reaktorët e shpejtë përdoren për të prodhuar energji elektrike dhe për shkripëzimin e ujit. Aktualisht, Rusia është i vetmi vend në botë, struktura e energjisë bërthamore e së cilës përfshin reaktorë të shpejtë neutron. Kjo u arrit për faktin se vetëm në vendin tonë të gjithë hapat e nevojshëm zhvillimi i teknologjisë BN - reaktorë të shpejtë me ftohës natriumi.

Reaktorë bërthamorë të shpejtë neutron

Termocentrali i parë bërthamor në botë (NPP), i ndërtuar në qytetin Obninsk afër Moskës, prodhoi rrymë në qershor 1954. Fuqia e saj ishte shumë modeste - 5 MW. Megjithatë, ajo luajti një rol vendosje eksperimentale, ku u grumbullua përvoja operative e termocentraleve të mëdha bërthamore të ardhshme. Për herë të parë, mundësia e prodhimit energji elektrike bazuar në ndarjen e bërthamave të uraniumit, dhe jo përmes djegies së karburantit organik dhe jo përmes energjisë hidraulike.

Termocentrali bërthamor përdor bërthama elemente të rënda– uranium dhe plutonium. Kur zbërthehet bërthama, energjia lirohet - ajo "funksionon" brenda centralet bërthamore. Por ju mund të përdorni vetëm bërthama që kanë një masë të caktuar - bërthama izotopike. Bërthamat atomike të izotopeve përmbajnë të njëjtin numër protonet dhe neutronet e ndryshme, kjo është arsyeja pse bërthamat e izotopeve të ndryshëm të të njëjtit element kanë masë të ndryshme. Uraniumi, për shembull, ka 15 izotope, por vetëm uraniumi-235 merr pjesë në reaksionet bërthamore.

Reaksioni i ndarjes vazhdon si më poshtë. Bërthama e uraniumit shpërbëhet në mënyrë spontane në disa fragmente; mes tyre ka grimca energji e larte- neutronet. Mesatarisht, ka 25 neutrone për çdo 10 prishje. Ata godasin bërthamat e atomeve fqinje dhe i thyejnë ato, duke lëshuar neutrone dhe sasi e madhe ngrohjes. Ndarja e një gram uraniumi lëshon të njëjtën sasi nxehtësie si djegia e tre tonëve qymyr.

Hapësira në reaktorin ku ndodhet karburanti bërthamor quhet bërthamë. Këtu ndarja është në zhvillim e sipër bërthamat atomike uranium dhe lirohet energji termale. Për të mbrojtur personelin operativ nga rrezatimi i dëmshëm shoqëruese reaksion zinxhir, muret e reaktorit janë bërë mjaft të trasha. Shpejtësia e zinxhirit reaksion bërthamor Ato kontrollohen nga shufra kontrolli të bëra nga një substancë që thith neutronet (më shpesh bor ose kadmium). Sa më thellë të ulen shufrat në zonën aktive, aq më shumë neutrone ato thithin, aq më pak neutrone marrin pjesë në reaksion dhe aq më pak nxehtësi lirohet. Në të kundërt, kur shufrat e kontrollit ngrihen nga bërthama, numri i neutroneve që marrin pjesë në reaksion rritet, të gjitha numër më i madh Atomet e uraniumit ndahen, duke çliruar energjinë termike të fshehur në to.

Në rast se bërthama mbinxehet, sigurohet një mbyllje emergjente e reaktorit bërthamor. Shufrat e urgjencës bien shpejt në bërthamë, thithin intensivisht neutronet dhe reaksioni zinxhir ngadalësohet ose ndalet.

Nxehtësia hiqet nga një reaktor bërthamor duke përdorur një ftohës të lëngshëm ose të gaztë, i cili pompohet përmes bërthamës. Ftohësi mund të jetë ujë, metal natriumi ose substanca të gazta. Ai merr nxehtësinë nga karburanti bërthamor dhe e transferon atë në një shkëmbyes nxehtësie. Kjo sistem i mbyllur me ftohës quhet qark primar. Në shkëmbyesin e nxehtësisë, nxehtësia nga qarku primar ngroh ujin në qarkun sekondar deri në valë. Avulli që rezulton dërgohet në një turbinë ose përdoret për ngrohjen e ndërtesave industriale dhe rezidenciale.

Para katastrofës në termocentralin bërthamor të Çernobilit, shkencëtarët sovjetikë thanë me besim se në vitet e ardhshme në energjinë bërthamore Dy lloje kryesore të reaktorëve do të përdoren gjerësisht. Njëri prej tyre, VVER, është një reaktor i energjisë me ujë nën presion, dhe tjetri, RBMK, është një reaktor me kanal me fuqi të lartë. Të dy llojet klasifikohen si reaktorë të ngadaltë (termikë) neutron.

Në një reaktor uji nën presion, zona aktive është e mbyllur në një trup cilindri çeliku të madh, me diametër 4 metra dhe 15 metra të lartë, me mure të trasha dhe një kapak masiv. Brenda kutisë presioni arrin 160 atmosfera. Ftohësi që largon nxehtësinë nga zona e reagimit është uji, i cili pompohet përmes pompave. I njëjti ujë shërben edhe si moderator i neutroneve. Në gjeneratorin e avullit, ai ngroh dhe e kthen ujin e qarkut dytësor në avull. Avulli hyn në turbinë dhe e rrotullon atë. Të dy qarku i parë dhe i dytë janë të mbyllura.

Një herë në gjashtë muaj, karburanti bërthamor i djegur zëvendësohet me një të freskët, për të cilin reaktori duhet të ndalet dhe të ftohet. Në Rusi, Novovoronezh, Kola dhe termocentrale të tjera bërthamore funksionojnë sipas kësaj skeme.

Në RBMK, moderatori është grafiti, dhe ftohësi është uji. Avulli për turbinë merret direkt në reaktor dhe kthehet atje pasi përdoret në turbinë. Karburanti në reaktor mund të zëvendësohet gradualisht, pa e ndalur ose ftohur.

Termocentrali i parë bërthamor në botë në Obninsk i përket këtij lloji. Sipas të njëjtës skemë u ndërtuan stacionet e fuqisë së lartë Leningrad, Çernobil, Kursk dhe Smolensk.

Nje nga probleme serioze Termocentrali bërthamor është asgjësimi i mbetjeve bërthamore. Në Francë, për shembull, kompania e madhe Kozhem është e angazhuar në këtë. Karburanti që përmban uranium dhe plutonium dërgohet me kujdes të madh në kontejnerë të posaçëm transporti - të mbyllur dhe të ftohur - për përpunim, dhe mbeturinat dërgohen për vitrifikimin dhe asgjësimin.

"Na u treguan fazat individuale të ripërpunimit të karburantit të sjellë nga termocentralet bërthamore me kujdesin më të madh," shkruan I. Lagovsky në revistën Science and Life. – Makinat e shkarkimit, dhoma e shkarkimit. Ju mund ta shikoni atë nga dritarja. Trashësia e xhamit në dritare është 1 metër 20 centimetra. Ka një manipulues në dritare. Pastërti e pabesueshme përreth. Kominoshe të bardha. Dritë e butë, palma artificiale dhe trëndafila. Një serë me bimë të vërteta për relaksim pas punës në zonë. Kabinete me pajisje kontrolli të IAEA - Agjencia Ndërkombëtare e Energjisë Atomike. Dhoma e operatorit - dy gjysmërreth me ekrane - është vendi ku kontrollohet shkarkimi, prerja, shpërbërja dhe vitrifikimi. Të gjitha operacionet, të gjitha lëvizjet e kontejnerit pasqyrohen vazhdimisht në ekranet e operatorëve. Vetë dhomat e punës me materiale aktivitet i lartë janë mjaft larg, në anën tjetër të rrugës.

Mbetjet e vitrifikuara janë të vogla në vëllim. Ato janë të mbyllura në kontejnerë çeliku dhe ruhen në boshte të ajrosura derisa të transportohen në vendin e depozitimit përfundimtar...

Vetë kontejnerët janë një vepër e artit inxhinierik, qëllimi i së cilës ishte ndërtimi i diçkaje që nuk mund të shkatërrohet. Platformat hekurudhore, i ngarkuar me kontejnerë, i dalë nga shinat, i përplasur me shpejtësi të plotë përpara trenat që afroheshin, shkaktuan aksidente të tjera të imagjinueshme dhe të paimagjinueshme gjatë transportit - kontejnerët përballuan gjithçka.”

Pas Fatkeqësia e Çernobilit Në vitin 1986, shkencëtarët filluan të dyshojnë në sigurinë e funksionimit të termocentraleve bërthamore dhe, në veçanti, të reaktorëve të tipit RBMK. Lloji VVER është më i favorshëm në këtë drejtim: një aksident në stacioni amerikan Three Mile Island në vitin 1979, ku bërthama e reaktorit u shkri pjesërisht, radioaktiviteti nuk u largua nga anija. Funksionimi i gjatë dhe pa aksidente i centraleve bërthamore japoneze flet në favor të VVER.

Dhe, megjithatë, ka një drejtim tjetër që, sipas shkencëtarëve, mund t'i sigurojë njerëzimit ngrohtësi dhe dritë për mijëvjeçarin e ardhshëm. Kjo i referohet reaktorëve të shpejtë të neutronit, ose reaktorëve riprodhues. Ata përdorin uranium-238, por për të prodhuar karburant dhe jo energji. Ky izotop thith mirë neutronet e shpejtë dhe shndërrohet në një element tjetër - plutonium-239. Reaktorët e shpejtë të neutronit janë shumë kompakt: ata nuk kanë nevojë për moderatorë dhe as absorbues - roli i tyre luhet nga uraniumi-238. Ata quhen reaktorë mbarështues, ose mbarështues (nga fjalë angleze"race" - të shumohen). Riprodhimi i karburantit bërthamor bën të mundur përdorimin e uraniumit dhjetëra herë më plotësisht, prandaj reaktorët e shpejtë të neutronit konsiderohen si një nga fushat premtuese të energjisë bërthamore.

Në reaktorët e këtij lloji, përveç ngrohjes, prodhohet edhe lëndë djegëse dytësore bërthamore, e cila mund të përdoret në të ardhmen. Këtu, as në qarqet e para dhe as në të dytin nuk ka shtypje e lartë. Ftohësi është natriumi i lëngshëm. Ai qarkullon në qarkun e parë, nxehet dhe transferon nxehtësinë në natriumin e qarkut të dytë, i cili, nga ana tjetër, ngroh ujin në qarkun avull-ujë, duke e kthyer atë në avull. Shkëmbyesit e nxehtësisë janë të izoluar nga reaktori.

Një prej këtyre stacioneve premtuese - atij iu dha emri Monju - u ndërtua në rajonin Shiraki në bregun e Detit të Japonisë në një zonë turistik katërqind kilometra në perëndim të kryeqytetit.

"Për Japoninë," thotë K. Takenouchi, kreu i Korporatës Bërthamore Kansai, "përdorimi i reaktorëve riprodhues nënkupton aftësinë për të reduktuar varësinë nga uraniumi natyror i importuar nëpërmjet ripërdorimit të plutoniumit. Prandaj, dëshira jonë për të zhvilluar dhe përmirësuar "reaktorët e shpejtë" dhe për të arritur një nivel teknik që mund t'i rezistojë konkurrencës me termocentralet moderne bërthamore në aspektin e efikasitetit dhe sigurisë është e kuptueshme.

Zhvillimi i reaktorëve riprodhues duhet të bëhet një program i madh i prodhimit të energjisë në të ardhmen e afërt.”

Ndërtimi i reaktorit Monju është faza e dytë në zhvillimin e reaktorëve të shpejtë neutron në Japoni. E para ishte projektimi dhe ndërtimi i Reaktorit Eksperimental Joyo (që do të thotë " dritë e përjetshme") me një kapacitet 50-100 MW, i cili filloi të funksionojë në 1978. Është përdorur për të studiuar sjelljen e karburantit, materialeve të reja strukturore dhe komponentëve.

Projekti Monju filloi në vitin 1968. Në tetor 1985 filloi ndërtimi i stacionit - gërmimi i një grope themeli. Gjatë zhvillimit të zonës, 2 milionë e 300 mijë metra kub shkëmb u hodhën në det. Fuqia termike e reaktorit është 714 MW. Lënda djegëse është një përzierje e oksideve të plutoniumit dhe uraniumit. Në bërthamë ka 19 shufra kontrolli, 198 blloqe karburanti, secila prej të cilave ka 169 shufra karburanti (elementet e karburantit - shufrat e karburantit) me një diametër 6.5 milimetra. Ato janë të rrethuara nga blloqe radiale gjeneruese të karburantit (172 copë) dhe blloqe ekrani neutron (316 copë).

I gjithë reaktori është montuar si një kukull fole, por nuk është më e mundur të çmontohet. Anija e madhe e reaktorit, e bërë prej çeliku inox (diametri - 7,1 metra, lartësia - 17,8 metra), vendoset në një shtresë mbrojtëse në rast se natriumi derdhet gjatë një aksidenti.

"Strukturat e çelikut të dhomës së reaktorit," raporton A. Lagovsky në revistën "Shkenca dhe Jeta", "predhat dhe blloqet e mureve janë të mbushura me beton si mbrojtje. Sistemet kryesore të ftohjes së natriumit, së bashku me anijen e reaktorit, janë të rrethuar nga një guaskë emergjente me ngurtësues - diametri i saj i brendshëm është 49.5 metra dhe lartësia e tij është 79.4 metra. Fundi elipsoidal i kësaj mase mbështetet në një jastëk të fortë betoni 13.5 metra të lartë. Predha është e rrethuar nga një hendek unazor një metër e gjysmë, i ndjekur nga një shtresë e trashë (1-1,8 metra) betoni të armuar. Kupola e guaskës mbrohet gjithashtu nga një shtresë betoni të përforcuar 0,5 metra të trashë.

Në vijim të guaskës emergjente ndërtohet një tjetër godinë mbrojtëse – ndihmëse – me përmasa 100 me 115 metra, duke plotësuar kërkesat e ndërtimit antisizmik. Pse jo një sarkofag?

Anija ndihmëse e reaktorit strehon sisteme dytësore të ftohjes së natriumit, sistemet e ujit me avull, pajisjet e ngarkimit dhe shkarkimit të karburantit dhe një rezervuar për ruajtjen e karburantit të shpenzuar. Turbogjeneratori dhe gjeneratorët rezervë me naftë janë të vendosura në dhoma të veçanta.

Forca e guaskës së urgjencës është projektuar si për një presion të tepërt prej 0,5 atmosferash dhe për një vakum prej 0,05 atmosferash. Një vakum mund të formohet kur oksigjeni digjet në hendekun unazor nëse derdhet natriumi i lëngshëm. Të gjitha sipërfaqet e betonit që mund të vijnë në kontakt me natriumin e derdhur janë të veshura plotësisht me fletë çeliku të trasha të mjaftueshme për t'i bërë ballë stresit termik. Kështu mbrojnë veten në rast se kjo nuk ndodh fare, pasi duhet të ketë garanci për tubacionet dhe të gjitha pjesët e tjera të instalimit bërthamor”.