Hızlı bir nötron reaktörü ile yavaş bir nötron reaktörü arasındaki fark. Hızlı nötron reaktörlerinin çalışma prensibi

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 kullanımının 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 reaktörler açık hızlı nötronlar IPPE'de 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 üreme faktörünün elde edilebilme ihtimali doğrulanmış, ana nükleer yakıt olarak uranyum dioksit, ana soğutucu olarak da uranyum dioksit önerilmiştir. . sıvı sodyum.

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;
• ekipmanın 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, 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 küçük miktar 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, içinde uygulandı 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 yok 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.

Hızlı nötron nükleer reaktörleri

Moskova yakınlarındaki Obninsk şehrinde inşa edilen dünyanın ilk nükleer enerji santrali (NPP), Haziran 1954'te elektrik üretti. Gücü çok mütevazıydı - 5 MW. Ancak bir rol oynadı deneysel kurulum Gelecekteki büyük nükleer santrallerin işletme deneyiminin biriktirildiği yer. İlk kez üretim imkanı elektrik enerjisi uranyum çekirdeğinin bölünmesine dayanır, organik yakıtın yanması veya hidrolik enerji yoluyla değil.

Nükleer santral çekirdek kullanıyor ağır elementler– uranyum ve plütonyum. Çekirdek fisyonunda enerji açığa çıkar - "çalışır" nükleer santraller. Ancak yalnızca belirli bir kütleye sahip izotop çekirdekleri olan çekirdekleri kullanabilirsiniz. İzotopların atom çekirdeği şunları içerir: aynı numara protonlar ve çeşitli nötronlar; bu nedenle aynı elementin farklı izotoplarının çekirdekleri farklı kütle. Örneğin Uranyumun 15 izotopu vardır, ancak nükleer reaksiyonlara yalnızca uranyum-235 katılır.

Fisyon reaksiyonu aşağıdaki gibi ilerler. Uranyum çekirdeği kendiliğinden birkaç parçaya ayrışır; aralarında parçacıklar var yüksek enerji– nötronlar. Ortalama olarak her 10 bozunuma karşılık 25 nötron bulunur. Komşu atomların çekirdeklerine çarparak onları parçalıyorlar ve nötronları serbest bırakıyorlar. büyük miktar sıcaklık. Bir gram uranyumun parçalanması, üç ton kömürün yanmasıyla aynı miktarda ısı açığa çıkarır.

Reaktörde nükleer yakıtın bulunduğu boşluğa çekirdek denir. Burada bölme işlemi sürüyor atom çekirdeği uranyum ve serbest bırakıldı termal enerji. Operasyon personelini korumak için zararlı radyasyon Eşlik eden zincirleme reaksiyon Reaktör duvarları oldukça kalın yapılmıştır. Zincir hızı nükleer reaksiyon Nötronları (çoğunlukla bor veya kadmiyum) emen bir maddeden yapılmış kontrol çubukları tarafından kontrol edilirler. Çubuklar aktif bölgeye ne kadar derine indirilirse, daha fazla nötron emilirler, reaksiyona ne kadar az nötron katılırsa o kadar az ısı açığa çıkar. Tersine, kontrol çubukları çekirdekten kaldırıldığında reaksiyona katılan nötronların sayısı artar. daha büyük sayı uranyum atomları bölünerek içlerinde saklı olan termal enerji açığa çıkar.

Çekirdeğin aşırı ısınması durumunda nükleer reaktörün acil olarak kapatılması sağlanır. Acil durum çubukları hızla çekirdeğe düşer, nötronları yoğun bir şekilde emer ve zincirleme reaksiyon yavaşlar veya durur.

Isı, çekirdek boyunca pompalanan sıvı veya gaz halindeki bir soğutucu kullanılarak nükleer reaktörden uzaklaştırılır. Soğutucu su, sodyum metali veya gaz halindeki maddeler. Nükleer yakıttan ısı alır ve onu bir ısı eşanjörüne aktarır. Bu kapalı sistem soğutucu ile birincil devre denir. Isı eşanjöründe, birincil devreden gelen ısı, ikincil devredeki suyu kaynama noktasına kadar ısıtır. Ortaya çıkan buhar bir türbine gönderilir veya endüstriyel ve konut binalarının ısıtılmasında kullanılır.

Çernobil nükleer santralindeki felaketten önce, Sovyet bilim adamları güvenle önümüzdeki yıllarda bunu söyledi. nükleer enerjiİki ana tip reaktör yaygın olarak kullanılacaktır. Bunlardan biri VVER basınçlı su güç reaktörü, diğeri ise RBMK yüksek güçlü kanal reaktörüdür. Her iki tip de yavaş (termal) nötron reaktörleri olarak sınıflandırılır.

Basınçlı su reaktöründe aktif bölge, 4 metre çapında ve 15 metre yüksekliğinde, kalın duvarlı ve devasa bir kapaklı çelik silindir gövdeyle çevreleniyor. Kasanın içindeki basınç 160 atmosfere ulaşıyor. Reaksiyon bölgesinden ısıyı uzaklaştıran soğutucu, pompalar aracılığıyla pompalanan sudur. Aynı su aynı zamanda nötron moderatörü olarak da görev yapar. Buhar jeneratöründe sekonder devre suyunu ısıtarak buhara dönüştürür. Buhar türbine girer ve onu döndürür. Hem birinci hem de ikinci devreler kapalıdır.

Her altı ayda bir, yanmış nükleer yakıt, reaktörün durdurulması ve soğutulması gereken yeni yakıtla değiştirilir. Rusya'da Novovoronezh, Kola ve diğer nükleer santraller bu şemaya göre çalışıyor.

RBMK'de moderatör grafittir ve soğutucu sudur. Türbin için buhar doğrudan reaktörde elde edilir ve türbinde kullanıldıktan sonra buraya geri gönderilir. Reaktördeki yakıt, durdurulmadan veya soğutulmadan kademeli olarak değiştirilebilir.

Dünyanın ilk Obninsk nükleer santrali bu türdendir. Leningrad, Çernobil, Kursk ve Smolensk yüksek enerji santralleri aynı şemaya göre inşa edildi.

Bir tanesi ciddi sorunlar Nükleer santral nükleer atıkların bertaraf edilmesidir. Örneğin Fransa'da büyük şirket Kozhem bununla ilgileniyor. Uranyum ve plütonyum içeren yakıtlar, büyük bir özenle, ağzı kapalı ve soğutulmuş özel taşıma kaplarında işlenmek üzere, atıklar ise vitrifikasyon ve bertaraf işlemlerine gönderilmektedir.

I. Lagovsky, Science and Life dergisinde şöyle yazıyor: "Nükleer santrallerden getirilen yakıtın yeniden işlenmesinin ayrı ayrı aşamaları büyük bir özenle gösterildi". – Boşaltma makineleri, boşaltma odası. Pencereden bakabilirsiniz. Penceredeki camın kalınlığı 1 metre 20 santimetredir. Pencerede bir manipülatör var. Etrafında inanılmaz temizlik. Beyaz tulum. Yumuşak ışık, yapay palmiye ağaçları ve güller. Bölgede işten sonra dinlenmek için gerçek bitkilerin bulunduğu bir sera. IAEA - Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın kontrol ekipmanlarına sahip dolaplar. Operatör odası (ekranlı iki yarım daire) boşaltma, kesme, çözme ve vitrifikasyonun kontrol edildiği yerdir. Konteynerin tüm işlemleri, tüm hareketleri tutarlı bir şekilde operatörlerin ekranlarına yansıtılmaktadır. Çalışma odalarının kendisi malzemelerle yüksek aktivite Oldukça uzakta, sokağın diğer tarafında.

Vitrifiye atık hacim olarak küçüktür. Çelik konteynırlara kapatılıyorlar ve son gömülme yerlerine nakledilene kadar havalandırmalı bacalarda depolanıyorlar...

Konteynerlerin kendisi, yok edilemeyecek bir şey inşa etme amacı taşıyan bir mühendislik sanatı eseridir. Demiryolu platformları, konteynerlerle dolu, raydan çıkmış, çarpılmış tam hız ileri Yaklaşan trenler, nakliye sırasında akla gelebilecek ve hayal edilemeyecek başka kazalara neden oldu; konteynerler her şeye dayandı.

Sonrasında Çernobil felaketi 1986'da bilim adamları nükleer santrallerin ve özellikle RBMK tipi reaktörlerin işletilmesinin güvenliğinden şüphe etmeye başladılar. VVER tipi bu açıdan daha avantajlıdır: Amerikan istasyonu 1979'da Three Mile Island'da reaktör çekirdeği kısmen erimiş, radyoaktivite gemiyi terk etmemişti. Japon nükleer santrallerinin uzun ve kazasız çalışması VVER'in lehine konuşuyor.

Ve yine de bilim adamlarına göre insanlığa gelecek bin yıl için sıcaklık ve ışık sağlayabilecek bir yön daha var. Bu, hızlı nötron reaktörlerini veya üreme reaktörlerini ifade eder. Uranyum-238'i enerji yerine yakıt üretmek için kullanıyorlar. Bu izotop hızlı nötronları iyi emer ve başka bir element olan plütonyum-239'a dönüşür. Hızlı nötron reaktörleri çok kompakttır: moderatörlere veya soğuruculara ihtiyaç duymazlar - rolleri uranyum-238 tarafından oynanır. Bunlara yetiştirici reaktörler veya yetiştiriciler denir ( İngilizce kelime"cins" - çoğalmak için). Nükleer yakıtın çoğaltılması, uranyumun onlarca kat daha fazla kullanılmasını mümkün kılar, bu nedenle hızlı nötron reaktörleri, nükleer enerjinin gelecek vaat eden alanlarından biri olarak kabul edilir.

Bu tip reaktörlerde ısının yanı sıra gelecekte kullanılabilecek ikincil nükleer yakıt da üretiliyor. Burada ne birinci ne de ikinci devrede yüksek basınç. Soğutucu sıvı sodyumdur. Birinci devrede dolaşır, kendini ısıtır ve ısıyı ikinci devrenin sodyumuna aktarır, bu da buhar-su devresindeki suyu ısıtarak buhara dönüştürür. Isı eşanjörleri reaktörden izole edilmiştir.

Gelecek vaat eden bu istasyonlardan biri -Monju adı verildi- Japonya Denizi kıyısındaki Shiraki bölgesinde, başkentin dört yüz kilometre batısındaki bir tatil bölgesinde inşa edildi.

Kansai Nükleer Şirketi'nin başkanı K. Takenouchi, "Japonya için" diyor, "üretici reaktörlerin kullanılması, plütonyumun yeniden kullanılması yoluyla ithal edilen doğal uranyuma bağımlılığı azaltma yeteneği anlamına geliyor. Bu nedenle “hızlı reaktörler” geliştirip iyileştirme, modern nükleer santrallerle verimlilik ve güvenlik açısından rekabet edebilecek teknik seviyeye ulaşma isteğimiz anlaşılabilir.

Damızlık reaktörlerin geliştirilmesi yakın gelecekte önemli bir enerji üretim programı haline gelecektir.”

Monju reaktörünün inşası, Japonya'daki hızlı nötron reaktörlerinin geliştirilmesinde ikinci aşamayı oluşturuyor. Bunlardan ilki Joyo Deneysel Reaktörünün tasarımı ve inşasıydı (" sonsuz ışık") 50-100 MW kapasiteli, 1978 yılında faaliyete geçmiştir. Yakıtın, yeni yapısal malzemelerin ve bileşenlerin davranışını incelemek için kullanıldı.

Monju projesi 1968'de başladı. Ekim 1985'te istasyonun inşaatına başlandı - bir temel çukuru kazıldı. Sitenin geliştirilmesi sırasında denize 2 milyon 300 bin metreküp kaya döküldü. Reaktörün termal gücü 714 MW'tır. Yakıt, plütonyum ve uranyum oksitlerin bir karışımıdır. Çekirdekte 19 kontrol çubuğu, 198 yakıt bloğu vardır ve bunların her biri 6,5 milimetre çapında 169 yakıt çubuğuna (yakıt elemanları - yakıt çubukları) sahiptir. Radyal yakıt üreten bloklar (172 adet) ve nötron elek blokları (316 adet) ile çevrelenmiştir.

Reaktörün tamamı iç içe geçmiş bir oyuncak bebek gibi monte edilmiştir, ancak artık onu sökmek mümkün değildir. Paslanmaz çelikten (çap - 7,1 metre, yükseklik - 17,8 metre) yapılmış devasa reaktör kabı, bir kaza sırasında sodyum dökülmesi ihtimaline karşı koruyucu bir kasaya yerleştirildi.

A. Lagovsky, "Bilim ve Yaşam" dergisinde "Reaktör odasının çelik yapıları" diyor, "kabuklar ve duvar blokları koruma olarak betonla dolduruluyor. Birincil sodyum soğutma sistemleri, reaktör kabıyla birlikte, takviyeli bir acil durum kabuğu ile çevrelenmiştir; iç çapı 49,5 metre ve yüksekliği 79,4 metredir. Bu kütlenin elipsoidal tabanı 13,5 metre yüksekliğinde sağlam bir beton pedin üzerinde duruyor. Kabuk, bir buçuk metrelik halka şeklinde bir boşlukla ve ardından kalın bir tabaka (1-1,8 metre) betonarme ile çevrilidir. Kabuk kubbesi ayrıca 0,5 metre kalınlığındaki betonarme bir tabaka ile korunmaktadır.

Acil durum kabuğunun ardından, sismik yapı gerekliliklerini karşılayan, 100 x 115 metre boyutlarında başka bir koruyucu bina (yardımcı bina) inşa edildi. Neden lahit değil?

Yardımcı reaktör kabı, ikincil sodyum soğutma sistemlerini, buhar-su sistemlerini, yakıt yükleme ve boşaltma cihazlarını ve kullanılmış yakıt depolama tankını barındırır. Turbojeneratör ve yedek dizel jeneratörler ayrı odalarda bulunur.

Acil durum kabuğunun gücü, hem 0,5 atmosferlik aşırı basınç hem de 0,05 atmosferlik vakum için tasarlanmıştır. Sıvı sodyum dökülürse halka şeklindeki boşlukta oksijen yandığında bir vakum oluşabilir. Dökülen sodyumla temas edebilecek tüm beton yüzeyler tamamen termal strese dayanacak kalınlıkta çelik saclarla kaplanmıştır. Boru hatları ve nükleer tesisin diğer tüm parçalarının garantisinin olması gerektiğinden, bunun gerçekleşmeme ihtimaline karşı kendilerini bu şekilde koruyorlar.”