Hızlı nötron reaktörlerine sahip nükleer enerji santrali. Hızlı reaktör

Ülkemizde nötronların hızlı spektrumunun özelliklerinin nükleer reaktörlere uygulanmasıyla ilgili ilk tahminler 1946 yılında I.V. Kurçatova. 1949'dan beri A.I. hızlı reaktörler üzerinde çalışmanın başına geçti. Leypunsky, bilimsel liderliği altında, yaklaşık olarak aynı zamanda, nükleer yakıtın genişletilmiş yeniden üretimi ve hızlı nötron spektrumuna sahip reaktörlerde sıvı metal soğutucu kullanılması olasılığını hesaplamayla gösterdi. Hızlı reaktörlerin fiziksel ve fiziksel-teknik temellerini geliştirmeye yönelik kapsamlı araştırmalar Obninsk'teki Fizik ve Güç Mühendisliği Enstitüsü'nde ve ardından diğer birçok kuruluşta başladı.

Fizik alanında araştırma yapmak ve mühendislik problemleri IPPE'de hızlı nötron reaktörleri, kritik düzenekler (sıfır güç reaktörleri) ve hızlı nötron araştırma reaktörleri (RR) inşa edildi ve işletmeye alındı: BR-1(1955'te), BR-2(1956'da), BR-5(1959'da), BFS-1(1961'de), BFS-2(1969'da), BR-10(BR-5'in yeniden inşası, 1973'te).

Bu ilk tesislerde yapılan çalışmalar sonucunda, KV>1 hızlı reaktörlerde nükleer yakıt yetiştirme faktörünün elde edilebilme olasılığı doğrulanmış; ana nükleer yakıt olarak uranyum dioksit, ana soğutucu olarak ise sıvı sodyum önerilmiştir.

İlk gösteri hızlı reaktörü mevcut olandı BOR-60 araştırma reaktörü.

• daha yüksek güce sahip hızlı nötron reaktörlerinin çalıştırılmasında deneyim kazanmak;
• nötronik özelliklerin (kritik kütle, ısı salınım alanı, plütonyum üretimi ve kalitesi, reaktivite katsayıları) hesaplanmasına yönelik yöntemlerin doğrulanması;
• ekipman ve yakıtın güvenilirliğinin kontrol edilmesi; tuzdan arındırma tesisi deniz suyu, güvenlik sistemlerini kontrol etmek;
• yağ, buhar jeneratörleri, yakıt çubukları, kullanılmış montaj tamburu (SAD), yeniden yükleme sistemi, yakıt çubuklarının yapısal malzemeleri, yakıt düzenekleri ve bunların çözümleri ile ilgili sorunlar;
• malzeme bilimi araştırması, üreme faktörü araştırması, doğal dolaşımın test edilmesi, bir yakıt düzeneğinde kaynama moduna girme deneyi, devreler arası sızıntının gelişim dinamikleri üzerine deneyler.

Hızlı reaktör BN-600- 600 MW'lık bir güç ünitesinin parçası olarak faaliyet göstermektedir - 1980 yılından bu yana şebekeye elektrik sağlamaktadır. Esas olarak %17, %21 ve %26 oranında zenginleştirilmiş uranyum oksit yakıtı kullanır ve az miktarda MOX yakıtı. Bu entegre tipte bir reaktördür, ara sodyum-sodyum ısı eşanjörleri ve ana sirkülasyon pompaları reaktör kabında bulunur. Muhafaza içindeki sodyum soğutucunun basıncı atmosfer basıncından biraz (0,05 MPa) daha yüksektir, böylece muhafazanın yırtılma riski ortadan kalkar. Gövdenin dışına kurulan buhar jeneratörleri, üç adet 200 MW'lık türbin jeneratörüne buhar sağlıyor.

27 Haziran 2014 tarihinde 4 numaralı güç ünitesinin fiziksel olarak çalıştırılması gerçekleştirildi. reaktör BN-800 10 Aralık 2015 tarihinde ilk kez ülkenin birleşik enerji sistemine dahil edilmiş ve 31 Ekim 2016 tarihinde ticari işletmeye alınmıştır. Reaktör, ana kısmı (% 84) uranyum yakıtlı yakıt düzeneklerinden ve% 16'sı MOX yakıtlı yakıt düzeneklerinden oluşan hibrit çekirdek adı verilen kullanılarak çalışmaya başladı. Bu reaktörün 2019 yılında MOX yakıtıyla tam yüklemeye geçmesi planlanıyor. MOX yakıtı üretecek bir tesis inşa edildi.

İÇİNDE reaktör BN-800 doğrulanmış olarak kullanıldı teknik çözümler, Uygulanan BN-600 sıfır sodyum boşluğu reaktivitesi etkisi, soğutma sıvısı akışı azaldığında tetiklenen hidrolik ağırlıklı acil durum koruma çubukları, pasif acil durum soğutma sistemleri, özel bir "tuzak" gibi santralin güvenliğini önemli ölçüde artıran yenilerinin yanı sıra Şiddetli bir kaza sonucu çekirdeğin tahrip olması sırasında eriyik ve parçaların toplanıp tutulması için çekirdek altında sağlanmış, yapının sismik direnci artırılmıştır.

Şu anda dünyada faaliyet gösteren hızlı reaktörler

Japon hükümeti, ülkenin hızlı nötron reaktörüne sahip tek nükleer enerji santrali olan Monju Nükleer Santrali'ni tamamen hizmet dışı bırakma kararı aldı.

Nükleer Düzenleme Kurumu (NRA), JOYO hızlı sodyum araştırma reaktörünün yeniden başlatılmasının değerlendirilmesini erteledi. JOYO'yu yeniden başlatma izni başvurusu 30 Mart 2017'de düzenleyiciye sunuldu. Uygulama tahmini bir yeniden başlatma tarihi içermiyor.

Böylece, 1972'den beri (lansmandan bu yana) BN-350) Ülkemizde elektrik üretimi ve suyun tuzdan arındırılması amacıyla hızlı reaktörler kullanılmaktadır. Şu anda dünyada nükleer enerji yapısında hızlı nötron reaktörleri bulunan tek ülke Rusya'dır. Bu, yalnızca ülkemizde hepsinin olması nedeniyle başarıldı. gerekli adımlar BN teknolojisinin geliştirilmesi - sodyum soğutuculu hızlı reaktörler.

Rosatom basın servisinin haberine göre, Beloyarsk Nükleer Santrali'nde faaliyet gösteren benzersiz Rus hızlı nötron reaktörü 880 megawatt güce getirildi.

Reaktör, Beloyarsk NPP'nin 4 numaralı güç ünitesinde çalışıyor ve şu anda üretim ekipmanının rutin testlerinden geçiyor. Güç ünitesi, test programına uygun olarak elektrik gücünün 8 saat boyunca en az 880 megavat seviyesinde tutulmasını sağlıyor.

Test sonuçlarına göre 885 megawatt tasarım gücü seviyesinde sertifikasyon alabilmek için reaktör gücü kademeli olarak artırılıyor. Şu anda reaktörün 874 megavatlık bir güç sertifikası var.

Beloyarsk nükleer santralinin iki hızlı nötron reaktörünü çalıştırdığını hatırlayalım. 1980'den beri BN-600 reaktörü burada çalışıyor - uzun zamandır dünyada bu türden tek reaktördü. Ancak 2015 yılında ikinci BN-800 reaktörünün aşamalı lansmanı başladı.

Neden bu kadar önemli ve dikkate alınıyor? tarihi olay küresel nükleer endüstri için mi?

Hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.

Dahası, bu yöntem, silah kalitesinde plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küriyum) fazlasının işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılıyor.

Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler çoğunlukla metalleri kullanır. sıvı hal- egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyum(nükleer santraller için en yaygın seçenek).

“PM” şöyle açıklıyor: “Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksek” Şef Mühendis Beloyarsk NPP Mikhail Bakanov. - Bu durum reaktör kazanı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğurmaktadır. Yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin mahfazaları, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılmıştır. Öte yandan, örneğin reaktör kabı, iç basınçla ilişkili yüklere maruz kalmıyor; atmosfer basıncından yalnızca biraz daha yüksek."

Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşır) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi; kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan, hava ve suyla temas ettiğinde şiddetli tepki veren bir metal: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerini çalıştırma konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Bunları en başından beri öngörerek başarıyla çözdük. özel araçlar devrelerin sıkılığının izlenmesi, sodyum sızıntılarının lokalizasyonu ve bastırılması. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı; sonuç olarak Phenix reaktörü 2009 yılında kapatıldı.”

Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da çözüldüler" Farklı yollar. Örneğin, Phenix'teki meclislerden birinin başkanı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar karmaşık ve oldukça karmaşık bir sistem geliştirdiler. pahalı sistem bir sodyum tabakası boyunca 'görüntüler'. Aynı sorunu yaşadığımızda mühendislerimizden biri kameraya yerleştirilen bir video kameranın kullanılmasını önerdi. en basit tasarım Dalış zili türü - yukarıdan argon üfleyen, alt kısmı açık bir boru. Sodyum eriyiği dışarı atıldıktan sonra operatörler video bağlantısı aracılığıyla mekanizmayı devreye alabildiler ve bükülmüş düzenek başarıyla çıkarıldı."

Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde düzenlenmiştir.

370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir. Yakıt çubuklarının uçlarında, çekirdeğin üstünde ve altında ayrıca tükenmiş tabletler bulunur. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme).

Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt elemanları) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt elemanlarının birbirine temas etmemesini ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesini sağlamak için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar.

Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine yerleştirilmiş bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır.

Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).

Hızlı nötron reaktörlerine sahip güç üniteleri önemli ölçüde genişleyebilir yakıt tabanı nükleer enerji ve kapalı bir nükleer yakıt döngüsünün organizasyonu yoluyla radyoaktif atıkların en aza indirilmesi. Sadece birkaç ülkede bu tür teknolojiler var ve uzmanlara göre Rusya Federasyonu bu alanda dünya lideri.

BN-800 reaktörü (“hızlı sodyum”dan, 880 megawatt elektrik gücüne sahip), sıvı metal soğutucu sodyum içeren pilot endüstriyel hızlı nötron reaktörüdür. BN-1200 reaktörlü, ticari, daha güçlü güç ünitelerinin prototipi haline gelmeli.

kaynaklar

Yekaterinburg'a 40 km uzaklıkta, en güzel Ural ormanlarının ortasında Zarechny kasabası bulunmaktadır. 1964 yılında ilk Sovyet endüstriyel nükleer santrali Beloyarskaya burada açıldı (100 MW kapasiteli AMB-100 reaktörüyle). Artık Beloyarsk NPP, endüstriyel hızlı nötron güç reaktörü BN-600'ün faaliyet gösterdiği dünyadaki tek nükleer santral olmaya devam ediyor.

Suyu buharlaştıran bir kazan düşünün ve ortaya çıkan buhar, elektrik üreten bir turbojeneratörü döndürüyor. Bunun gibi bir şey Genel taslak ve düzenlenmiş nükleer enerji santrali. Sadece “kazan” enerjidir atom bölünmesi. Güç reaktörlerinin tasarımları farklı olabilir, ancak çalışma prensibine göre iki gruba ayrılabilirler: termal nötron reaktörleri ve hızlı nötron reaktörleri.

Herhangi bir reaktörün temeli, ağır çekirdeklerin nötronların etkisi altında bölünmesidir. Doğru, önemli farklılıklar var. Termal reaktörlerde uranyum-235, düşük enerjili termal nötronların etkisi altında parçalanır, bu da fisyon parçaları ve yeni nötronlar üretir. yüksek enerji(hızlı nötronlar denir). Termal bir nötronun uranyum-235 çekirdeği tarafından emilme olasılığı (sonraki fisyonla birlikte) hızlı olandan çok daha yüksektir, bu nedenle nötronların yavaşlatılması gerekir. Bu, moderatörlerin (çekirdeklerle çarpıştığında nötronların enerjisini kaybeden maddeler) yardımıyla yapılır. Termal reaktörlerin yakıtı genellikle düşük zenginlikli uranyumdur, moderatör olarak grafit, hafif veya ağır su kullanılır ve soğutucu olarak da sade su. İşletmedeki nükleer enerji santrallerinin çoğu bu planlardan birine göre inşa edilmiştir.

Zorunlu nükleer fisyon sonucu üretilen hızlı nötronlar, herhangi bir ölçüye gerek kalmadan kullanılabilir. Şema şu şekildedir: Uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeklerinin fisyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar, (iki beta bozunmasından sonra) plütonyum-239'u oluşturmak üzere uranyum-238 tarafından emilir. Ayrıca her 100 parçalanmış uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeği için 120−140 plütonyum-239 çekirdeği oluşur. Doğru, hızlı nötronlar tarafından nükleer fisyon olasılığı termal olanlardan daha az olduğundan, yakıtın termal reaktörlere göre daha fazla zenginleştirilmesi gerekir. Ek olarak, burada su kullanarak ısıyı uzaklaştırmak imkansızdır (su bir moderatördür), bu nedenle diğer soğutucuların kullanılması gerekir: genellikle bunlar sıvı metaller ve alaşımlardır, cıva gibi çok egzotik seçeneklerdendir (bu tür bir soğutucu, ilk Amerikan deneysel reaktörü Clementine) veya kurşun-bizmut alaşımları (bazı reaktörlerde denizaltılar- özellikle, Sovyet tekneleri proje 705) sıvı sodyuma (endüstriyel güç reaktörlerinde en yaygın seçenek). Bu şemaya göre çalışan reaktörlere hızlı nötron reaktörleri denir. Böyle bir reaktör fikri 1942'de Enrico Fermi tarafından önerildi. Elbette bu plana en büyük ilgiyi ordu gösterdi: operasyon sırasında hızlı reaktörler sadece enerji değil, aynı zamanda plütonyum da üretiyor. nükleer silahlar. Bu nedenle hızlı nötron reaktörlerine yetiştiriciler (İngiliz yetiştirici - üreticiden) de denir.

Onun içinde ne var

Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde yapılandırılmıştır. 370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir. Yakıt çubuklarının uçlarında, çekirdeğin üstünde ve altında ayrıca tükenmiş tabletler bulunur. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme). BN-600 reaktörü bir çarpandır (yetiştiricidir), yani çekirdeğe bölünmüş 100 uranyum-235 çekirdeği için, yan ve uç eleklerde 120-140 plütonyum çekirdeği üretilir, bu da nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını mümkün kılar . Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt çubuklarından) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmemesi ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesi için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar. Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine takılan bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır. Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).

Tarihin zikzakları

Dünya nükleer enerjisinin tarihinin tam olarak hızlı nötron reaktörüyle başlaması ilginçtir. 20 Aralık 1951'de, yalnızca 0,2 MW elektrik gücüne sahip dünyanın ilk hızlı nötron güç reaktörü EBR-I (Deneysel Damızlık Reaktörü) Idaho'da fırlatıldı. Daha sonra, 1963'te, Detroit yakınlarında Fermi hızlı nötron reaktörüne sahip bir nükleer enerji santrali başlatıldı - zaten yaklaşık 100 MW kapasiteye sahip (1966'da çekirdeğin bir kısmının erimesiyle ciddi bir kaza oldu, ancak bunun için herhangi bir sonuç olmadı) çevre veya insanlar).

SSCB'de, 1940'ların sonlarından bu yana, Alexander Leypunsky bu konu üzerinde çalışıyor; liderliği altında Obninsk Fizik ve Enerji Enstitüsü'nde (FEI) hızlı reaktör teorisinin temelleri geliştirildi ve birkaç deney standı inşa edildi. sürecin fiziğini incelemeyi mümkün kıldı. Araştırmanın bir sonucu olarak, 1972 yılında, BN-350 reaktörü (başlangıçta BN-250 olarak adlandırıldı) ile ilk Sovyet hızlı nötron nükleer santrali Şevçenko şehrinde (şimdi Aktau, Kazakistan) faaliyete geçti. Sadece elektrik üretmekle kalmadı, aynı zamanda suyu tuzdan arındırmak için de ısı kullandı. Kısa süre sonra, her ikisi de 250 MW kapasiteye sahip olan hızlı reaktörlü Phenix (1973) Fransız nükleer enerji santrali ve PFR'li İngiliz nükleer santrali (1974) faaliyete geçti.

Ancak 1970'li yıllarda termal nötron reaktörleri nükleer enerji endüstrisine hakim olmaya başladı. Bunun nedeni çeşitli nedenlerden dolayı. Örneğin hızlı reaktörlerin plütonyum üretebilmesi, nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin yasanın ihlal edilmesine yol açabileceği anlamına geliyor. Bununla birlikte, büyük olasılıkla ana faktör, termal reaktörlerin daha basit ve daha ucuz olması, tasarımlarının denizaltılar için askeri reaktörler üzerinde geliştirilmiş olması ve uranyumun kendisinin çok ucuz olmasıydı. 1980'den sonra dünya çapında faaliyete geçen endüstriyel hızlı nötron güç reaktörleri bir elin parmaklarında sayılabilir: bunlar Superphenix (Fransa, 1985−1997), Monju (Japonya, 1994−1995) ve BN-600 (Beloyarsk) NPP, 1980) şu anda dünyada çalışan tek endüstriyel güç reaktörüdür.

Geri geliyorlar

Ancak şu anda uzmanların ve kamuoyunun dikkati yeniden hızlı nötron reaktörlü nükleer santrallere odaklanmış durumda. Uluslararası Ajansın yaptığı tahminlere göre atomik Enerji(IAEA) 2005 yılında, çıkarma maliyeti kilogram başına 130 doları aşmayan kanıtlanmış uranyum rezervlerinin toplam hacmi yaklaşık 4,7 milyon tondur. UAEA tahminlerine göre bu rezervler 85 yıl dayanacaktır (elektrik üretimi için uranyum talebinin 2004 seviyelerine göre). Termal reaktörlerde "yanan" 235 izotopunun doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72'dir, geri kalanı termal reaktörler için "işe yaramaz" olan uranyum-238'dir. Ancak uranyum-238'i "yakma" kapasitesine sahip hızlı nötron reaktörlerini kullanmaya geçersek, aynı rezervler 2500 yıldan fazla dayanacaktır!

Reaktörün ayrı parçalarının SKD yöntemi kullanılarak ayrı parçalardan monte edildiği reaktör montaj atölyesi

Üstelik hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.

Dahası, bu yöntem, silah kalitesinde plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küriyum) fazlasının işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılıyor.

Körü körüne yeniden başlat

Termal reaktörlerden farklı olarak, BN-600 reaktöründe düzenekler bir sıvı sodyum tabakasının altına yerleştirilir, bu nedenle kullanılmış düzeneklerin çıkarılması ve yerine yenilerinin takılması (bu işleme yeniden yükleme denir) tamamen kapalı bir modda gerçekleşir. Reaktörün üst kısmında irili ufaklı döner tapalar vardır (birbirlerine göre eksantrik, yani dönme eksenleri çakışmaz). Kontrol ve koruma sistemlerine sahip bir sütunun yanı sıra pens tipi tutucuya sahip bir aşırı yük mekanizması, küçük bir döner tapa üzerine monte edilmiştir. Döner mekanizma, düşük sıcaklıkta eriyen özel bir alaşımdan yapılmış bir "hidrolik conta" ile donatılmıştır. İÇİNDE iyi durumda katıdır ve yeniden başlatmak için erime noktasına kadar ısıtılır, bu sırada reaktör tamamen kapalı kalır, böylece radyoaktif gazların salınımı pratik olarak ortadan kaldırılır. Yeniden yükleme işlemi birçok adımı kapatır. Öncelikle kıskaç, kullanılmış düzeneklerin reaktör içi deposunda bulunan düzeneklerden birine getirilir, çıkarılır ve boşaltma asansörüne aktarılır. Daha sonra transfer kutusuna kaldırılır ve kullanılmış ünite tamburuna yerleştirilir, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra kullanılmış yakıt havuzuna girer. Bir sonraki aşamada mekanizma, çekirdek düzeneklerinden birini çıkarır ve onu reaktör içi depolama tesisine taşır. Bundan sonra, gerekli olanı (fabrikadan gelen yakıt düzeneklerinin önceden monte edildiği) yeni montaj tamburundan çıkarılır ve onu yeniden yükleme mekanizmasına besleyen taze montaj asansörüne takılır. Son aşama- yakıt gruplarının boş bir hücreye montajı. Aynı zamanda güvenlik nedeniyle mekanizmanın çalışmasına kısıtlamalar getirilmektedir. belirli kısıtlamalar: örneğin iki bitişik hücre aynı anda serbest bırakılamaz; ayrıca aşırı yük sırasında tüm kontrol ve koruma çubuklarının aktif bölgede olması gerekir. Bir montajın yeniden yüklenmesi işlemi bir saate kadar sürer, çekirdeğin üçte birinin (yaklaşık 120 yakıt tertibatı) yeniden yüklenmesi yaklaşık bir hafta (üç vardiyada) sürer, bu prosedür her mikro kampanyada (160 etkili gün) gerçekleştirilir. tam güç). Doğru, artık yakıt tüketimi arttı ve çekirdeğin yalnızca dörtte biri aşırı yüklendi (yaklaşık 90 yakıt grubu). Bu durumda operatörün doğrudan görseli yoktur. geri bildirim ve yalnızca sütun dönüş açısı sensörleri ve tutucuların (konumlandırma doğruluğu - 0,01 dereceden az), çıkarma ve montaj kuvvetlerinin göstergeleri tarafından yönlendirilir.

Yeniden başlatma işlemi birçok aşamadan oluşur, özel bir mekanizma kullanılarak gerçekleştirilir ve “15” oyununu andırır. Nihai hedef- ilgili tamburdan gelen taze düzenekler istenen yuvaya girer ve harcanmış olanlar kendi tamburlarına girer, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra soğutma havuzuna gireceklerdir.

Yalnızca kağıt üzerinde pürüzsüz

Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer santraller için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.

Beloyarsk NPP'nin baş mühendisi Mikhail Bakanov Başbakan'a şöyle açıklıyor: "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksektir." "Bu, reaktör kabı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğuruyor. Yakıt çubuğu ve yakıt düzenekleri, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılır. Öte yandan, örneğin reaktör kabı, darbeye maruz kalmaz. iç basınçla ilgili yükler, atmosferik basıncın yalnızca biraz üzerindedir."

Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşır) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi; kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan, hava ve suyla temas ettiğinde şiddetli tepki veren bir metal: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerini çalıştırma konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Devrelerin sıkılığını izlemek, sodyum sızıntılarını lokalize etmek ve bastırmak için en başından itibaren özel araçlar sağlayarak bunları başarıyla çözdük. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı; sonuç olarak Phenix reaktörü 2009 yılında kapatıldı.”

Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da farklı şekillerde çözüldüler. Örneğin, Phenix'teki meclislerden birinin başı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar bir sodyum tabakasının arkasını "görmek" için karmaşık ve oldukça pahalı bir sistem geliştirdiler. Ve biz de aynı sorunu yaşadığımızda, bir tane. Mühendislerimizden birkaçı, dalış zili gibi basit bir yapıya yerleştirilmiş, alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir video kamera kullanılmasını önerdi. mekanizma ve bükülmüş düzenek başarıyla kaldırıldı.

Hızlı gelecek

Nikolai Oshkanov, "BN-600'ümüzün uzun vadeli başarılı çalışması olmasaydı dünyada hızlı reaktör teknolojisine bu kadar ilgi olmazdı" diyor Nikolai Oshkanov, "Benim görüşüme göre nükleer enerjinin gelişimi öncelikle bununla bağlantılı. hızlı reaktörlerin seri üretimi ve işletilmesi ile. Yalnızca bunlar, tüm doğal uranyumun yakıt döngüsüne dahil edilmesini ve böylece verimliliğin artırılmasını ve ayrıca radyoaktif atık miktarının onlarca kat azaltılmasını mümkün kılar. Bu durumda nükleer enerjinin geleceği gerçekten parlak olacak” dedi.

Slayt 11. Hızlı bir nötron reaktörünün çekirdeğine, oldukça zenginleştirilmiş 235U yakıt içeren yakıt çubukları yerleştirilir. Aktif bölge, oluşan bir üreme bölgesi ile çevrilidir.

yakıt hammaddeleri içeren yakıt elemanlarından (tükenmiş 228U veya 232Th). Çekirdekten kaçan nötronlar, yakıt hammaddelerinin çekirdekleri tarafından üreme bölgesinde yakalanır ve bunun sonucunda yeni nükleer yakıt oluşumu sağlanır. Hızlı reaktörlerin avantajı, içlerinde nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde çoğaltılmasının organize edilmesi olasılığıdır; Enerji üretimiyle eş zamanlı olarak yanmış nükleer yakıt yerine yeni nükleer yakıt üretilecek. Hızlı reaktörler moderatöre ihtiyaç duymaz ve soğutucunun nötronları yavaşlatmasına gerek yoktur.

Hızlı bir nötron reaktörünün temel amacı, silah kalitesinde plütonyumun (ve diğer bazı bölünebilir aktinitlerin), bileşenlerin üretimidir. atom silahları. Ancak bu tür reaktörler, özellikle enerji sektöründe, doğal uranyumun tamamını veya önemli bir kısmını ve ayrıca mevcut tükenmiş uranyum rezervlerini yakmak için bölünebilir plütonyum 239Pu'nun 238U'dan genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını sağlamak için de kullanılır. Hızlı nötron reaktör enerjisinin geliştirilmesiyle kendi kendine yeterlilik sorunu çözülebilir nükleer güç yakıt.

Slayt 12. Damızlık reaktörü, nükleer yakıtın "yanmasına" ikincil yakıtın genişletilmiş yeniden üretiminin eşlik ettiği bir nükleer reaktör. Bir üreme reaktöründe, nükleer yakıtın fisyon işlemi sırasında açığa çıkan nötronlar (örneğin, 235U), reaktöre yerleştirilen ham maddenin çekirdekleri (örneğin, 238U) ile etkileşime girerek ikincil nükleer yakıtın (239Pu) oluşmasına neden olur. . Yetiştirici tipi bir reaktörde, üretilen ve yakılan yakıt aynı kimyasal elementin izotoplarıdır (örneğin, 235U yakılır, 233U reaktör-dönüştürücü tipinde yeniden üretilir, farklı izotoplar); kimyasal elementler(örneğin 235U yakılır, 239Pu çoğaltılır).

Hızlı reaktörlerde nükleer yakıt, en az %15 oranında 235U izotop içeren zenginleştirilmiş bir karışımdır. Böyle bir reaktör, nükleer yakıtın genişletilmiş bir şekilde çoğaltılmasını sağlar (içinde, fisyon yapabilen atomların kaybolmasıyla birlikte, bazıları yenilenir (örneğin, 239Pu oluşumu)). Fisyonların ana sayısına hızlı nötronlar neden olur ve her fisyon eylemine, 238U çekirdekleri tarafından yakalandığında onları dönüştüren (iki ardışık β yoluyla) çok sayıda nötronun (termal nötronlarla fisyonla karşılaştırıldığında) ortaya çıkması eşlik eder. -bozunur) 239Pu çekirdeğine dönüşür, yani yeni nükleer yakıt. Bu, örneğin hızlı nötron reaktörlerinde 100 adet fisyona uğramış yakıt çekirdeği (235U) için, fisyona uygun 150 adet 239Pu çekirdeğin oluştuğu anlamına gelir. (Bu tür reaktörlerin üreme faktörü 1,5'e ulaşır, yani 1 kg 235U için 1,5 kg'a kadar Pu elde edilir). 239Pu, bir reaktörde bölünebilir bir element olarak kullanılabilir.

Dünya enerji gelişimi açısından hızlı nötron reaktörünün (BN) avantajı, izotopların yakıt olarak kullanılmasına izin vermesidir. ağır elementler termal nötron reaktörlerinde fisyon yapılamaz. Yakıt döngüsü, doğası gereği termal nötron reaktörlerinin ana yakıtı olan 235U'dan çok daha büyük olan 238U ve 232Th rezervlerini içerebilir. Nükleer yakıtın 235U ile zenginleştirilmesinden sonra kalan “atık uranyum” da kullanılabilir. Plütonyumun da geleneksel reaktörlerde üretildiğini ancak çok daha küçük miktarlarda üretildiğini unutmayın.

Slayt 13. BN - hızlı nötronları kullanan nükleer reaktör. Gemi yetiştiricisi reaktörü. Birincil ve ikincil devrelerin soğutucusu genellikle sodyumdur. Üçüncü devre soğutucusu su ve buhardır. Hızlı reaktörlerin moderatörü yoktur.

Hızlı reaktörlerin avantajları şunlardır: daha yüksek derece yakıt tükenmesi (yani daha uzun kampanya süresi) ve dezavantajları, en basit soğutma sıvısının (su) kullanılamaması nedeniyle yüksek maliyet, yapısal karmaşıklık, yüksek sermaye maliyetleri ve yüksek fiyat oldukça zenginleştirilmiş yakıt.

Yüksek derecede zenginleştirilmiş uranyum, uranyum-235 izotopunun kütle içeriği %20'ye eşit veya daha fazla olan uranyumdur. Yüksek bir nükleer yakıt konsantrasyonu sağlamak için çekirdeğin birim hacmi başına maksimum ısı salınımının sağlanması gerekir. Hızlı bir nötron reaktörünün ısı salınımı, nötron reaktörlerinin ısı salınımından on ila on beş kat daha yüksektir. yavaş nötronlar. Böyle bir reaktörde ısının uzaklaştırılması yalnızca sodyum, potasyum gibi sıvı metal soğutucular veya helyum ve ayrışan gazlar gibi en iyi termal ve termofiziksel özelliklere sahip enerji yoğun gaz soğutucular kullanılarak gerçekleştirilebilir. Tipik olarak erimiş sodyum (sodyum erime noktası 98 °C) gibi sıvı metaller kullanılır. Sodyumun dezavantajları suya, havaya ve yangın tehlikesine karşı yüksek kimyasal reaktivitesini içerir. Reaktör girişindeki soğutucunun sıcaklığı 370 °C'dir ve çıkışta - 550, örneğin VVER için benzer göstergelerden on kat daha yüksektir - orada girişteki su sıcaklığı 270 derecedir ve çıkış - 293.