Академик Ф. Митенков, научный руководитель ФГУП "Опытное конструкторское бюро машиностроения" им. И. И. Африкантова (г. Нижний Новгород).

Академик Федор Михайлович Митенков был удостоен премии "Глобальная энергия" 2004 года за разработку физико-технических основ и создание энергетических реакторов на быстрых нейтронах (см. "Наука и жизнь" №8, 2004 г.). Исследования, проведенные лауреатом, и их практическое воплощение в действующие реакторные установки БН-350, БН-600, строящуюся БН-800 и проектируемую БН-1800, открывают человечеству новое, перспективное направление развития атомной энергетики.

Белоярская АЭС с реактором БН-600.

Академик Ф. М. Митенков на церемонии вручения премии "Глобальная энергия" в июне 2004 года.

Наука и жизнь // Иллюстрации

Наука и жизнь // Иллюстрации

Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах БН-350.

Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600.

Центральный зал реактора БН-600.

Реактор на быстрых нейтронах БН-800 имеет электрическую мощность 880 МВт, тепловую 1,47 ГВт. При этом его конструкция обеспечивает полную безопасность как при нормальной работе, так и при любой мыслимой аварии.

Наука и жизнь // Иллюстрации

Потребление энергии - важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века: потребление энергии увеличилось почти в 15 раз, достигнув к его концу абсолютной величины около 9,5 млрд тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.). Сжигание угля, нефти, природного газа обеспечивает около 80% мирового энергопотребления. В XXI веке его рост, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах, для которых экономическое развитие и повышение качества жизни населения неизбежно связаны со значительным увеличением количества потребляемой энергии, в первую очередь ее наиболее универсального вида - электричества. К середине XXI века прогнозируется удвоение мирового энергопотребления и утроение потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями производства энергии, в первую очередь из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных "безуглеродных" технологий производства энергии, которые позволят в течение длительного времени надежно удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня возобновляемые источники энергии - ветровой, солнечной, геотермальной, приливной и др. - по своим потенциальным возможностям не могут служить для крупномасштабного энергопроизводства (см. "Наука и жизнь" № 10, 2002 г. - Прим. ред. ). А весьма многообещающая технология управляемого термоядерного синтеза все еще находится на стадии исследований и создания демонстрационного ядерного реактора (см. "Наука и жизнь"№8, 2001 г. ,№9, 2001 г. - Прим. ред. ).

По мнению многих специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном электрической, где ее доля составляет около 18% (в России - около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым источником энергии уже в текущем столетии, необходимы несколько условий. Прежде всего, атомной энергетике нужно отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды, а природным ресурсам для производства ядерного топлива - обеспечивать функционирование "большой" атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий. И, кроме того, по технико-экономические показателям атомная энергетика должна не уступать лучшим источникам энергии на углеводородном топливе.

Посмотрим, насколько современная атомная энергетика отвечает этим требованиям.

О гарантированной безопасности атомной энергетики

Вопросы безопасности атомной энергетики с момента ее зарождения рассматривались и достаточно эффективно решались системно и на научной основе. Однако в период ее становления все-таки возникали аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС "Три Майл Айленд" (США) в 1979 году и на Чернобыльской АЭС (СССР) в 1986-м. В связи с этим мировое сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. Они, в частности, предусматривают: если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора исключается, возможность такой аварии необходимо учитывать и доказывать, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных реакторов, описаны ниже на примере реакторов БН-600 и БН-800.

Ресурсная база для производства ядерного топлива

Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп U-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции:

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы-бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам стал академик Украинской академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины в 1972 году был научным руководителем обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей. К их числу относятся: большая энергонапряженность топлива; необходимость обеспечить его интенсивное охлаждение; высокие рабочие температуры теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования; радиационные повреждения конструкционных материалов, вызванные интенсивным облучением быстрыми нейтронами. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, во Франции, в Великобритании и Германии. Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды - теплоносителя - для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на то, что он активно реагирует с водой и водяным паром. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства (высокая теплопроводность, большая теплоемкость, высокая температура кипения), низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота его очистки в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря (см. "Наука и жизнь" № 11, 1976 г. - Прим. ред. ). Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 год (на пять лет дольше проектного времени) в составе Мангышлакского энергетического комбината и завода опреснения морской воды в г. Шевченко (ныне - Актау, Казахстан).

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция.

Обеспечение безопасности быстрых реакторов

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при их нормальной работе, так и при аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключить недопустимые воздействия на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных систем локализации потенциально возможных аварий, ограничивающих их последствия.

Самозащищенность реактора основана в первую очередь на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при повышении температуры и мощности реактора, а также на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Высокая температура кипения натрия (883oС при нормальных физических условиях) позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. Но даже такая авария в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в него незначителен. Разгерметизация трубопроводов с натриевым теплоносителем в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Поскольку теплоемкость натрия достаточно велика, даже при полном прекращении отвода тепла в пароводяной контур температура теплоносителя в реакторе будет повышаться со скоростью примерно 30 градусов в час. При нормальной работе температура теплоносителя на выходе из реактора составляет 540oС. Значительный запас температуры до закипания натрия дает резерв времени, достаточный, чтобы принять меры, ограничивающие последствия подобной маловероятной аварии.

В проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия на окружающую среду, даже при гипотетической крайне маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Блочный щит управления реактора БН-600.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, ими легко управлять. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует его пожароопасность. Утечки и горение натрия персонал уверенно обнаруживает, а их последствия надежно ликвидирует. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии со стороны.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов

Особенности натриевой технологии, повышенные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов - БН-350 и БН-600 стали причинами более высокой их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако их создавали главным образом для проверки работоспособности, безопасности и надежности быстрых реакторов. Эта задача и была решена их успешной эксплуатацией. При создании следующей реакторной установки - БН-800, предназначенной для массового использования в атомной энергетике, больше внимания уделили технико-экономическим характеристикам, и в результате по удельным капитальным затратам удалось существенно приблизиться к ВВЭР-1000 - основному типу отечественных энергетических реакторов на медленных нейтронах.

К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал дальнейшего технико-экономического совершенствования. К основным направлениям улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности относятся: повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока, совершенствование конструкции основного оборудования, переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического кпд цикла преобразования тепловой энергии, оптимизация системы обращения со свежим и отработавшим топливом, увеличение глубины выгорания ядерного топлива, создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (КВ) - до 1, увеличение срока службы до 60 лет и более.

Совершенствование отдельных видов оборудования, как показали конструкторские проработки, выполненные в ОКБМ, может оказать весьма существенное влияние на улучшение технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом. Например, проработки по совершенствованию системы перегрузки перспективного реактора БН-1800 показали возможность значительного уменьшения металлоемкости этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить их стоимость, а также площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Как влияет мощность реактора и технологическое совершенствование оборудования на металлоемкость и уровень капитальных затрат, можно видеть из таблицы.

Совершенствование быстрых реакторов, естественно, потребует определенных усилий со стороны промышленных предприятий, научных и проектных организаций. Так, для увеличения глубины выгорания ядерного топлива предстоит разработать и освоить производство конструкционных материалов активной зоны реактора, более стойких к нейтронному облучению. Работы в этом направлении в настоящее время ведутся.

Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно "сжигать" наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формаций, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому, применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов атомной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

Слайд 11. В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным 235U топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей

из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный 228U или 232Th). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Основное назначение реактора на быстрых нейтронах - производство оружейного плутония (и некоторых других делящихся актинидов), компонентов атомного оружия. Но подобные реакторы находят применение и в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 239Pu из 238U с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Слайд 12. Реактор-размножитель, ядерный реактор, в котором «сжигание» ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реакторе-размножителе, нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 235U), взаимодействуют с ядрами помещенного в реактор сырьевого материала (например,238U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239Pu). В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 235U, воспроизводится 233U), в реакторе типа реактор - конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 239Pu).

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15% изотопа 235U . Такой реактор обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного горючего (в нем наряду с исчезновением атомов, способных к делению, происходит регенерация некоторых из них (например, образование 239Pu)). Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причем каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 238U превращает их (посредством двух последовательных в--распадов) в ядра 239Pu, т.е. нового ядерного топлива. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего (235U) в реакторах на быстрых нейтронах образуется 150 ядер 239Pu, способных к делению. (Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг 235U получается до 1,5 кг Pu). 239Pu можно использовать в реакторе как делящийся элемент.

С точки зрения развития мировой энергетики, преимущество реактора на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что он позволяет использовать как топливо изотопы тяжелых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U. Отметим, что в обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Слайд 13. БН - ядерный реактор, на быстрых нейтронах. Корпусной реактор-размножитель. Теплоносителем первого и второго контуров обычно является натрий. Теплоноситель третьего контура - вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует.

К достоинствам быстрых реакторов можно отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам - дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя - воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.

Высокообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %. Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. Обычно используются жидкие металлы, например, расплав натрия (температура плавления натрия 98 °C). К недостаткам натрия следует отнести его высокую химическую активность по отношению к воде, воздуху и пожароопасность. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 оС, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293.

В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

И тех перспектив, которые несет лидерство в этой области.

Ядерные технологии в России всегда занимали особое место: они обеспечивали стратегическую защищённость, поддерживали глобальный паритет на этапах превосходства противников на мировой арене в сфере военных технологий, обеспечивали энергетическую безопасность. В современном мире развитие ядерных и радиационных технологий является одним из двигателей индустриального и общественного развития (крупный технологический проект неизбежно оказывается полюсом влияния на образование, экологию, экономику и культуру).

В настоящее время ядерным технологиям мир обязан порядка 13% всей производимой электроэнергии, с минимальной стоимостью киловатт-часа и самыми низкими показателями экологического загрязнения

При строительстве АЭС, чтобы добиться хоть каких-то цифр относительно воздействия на окружающую среду и выброса CO2, учитываются даже выхлопы дизельных генераторов строителей.

С чисто технологической точки зрения стоит отметить, что завидные показатели ядерной энергетики достигнуты с использованием реакторов, которые работают на «тепловых» или «медленных» нейтронах – нейтронах, прошедших через специальный замедлитель (вода, тяжёлая вода или графит), скинувших избыток энергии и запустивших самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию. Соответственно, от количества доступных для ядерной реакции свободных нейтронов и способности топлива их захватывать зависит скорость протекания реакции и многие инженерно-конструкторские задачи, которые необходимо решить для успешной работы ядерного реактора. По наблюдениям учёных, в технологии так называемых быстрых реакторов (а.к.а. «бридеры» или «реакторы-размножители») – есть избыток нейтронов, формируется нейтронный поток в 2,3 свободных нейтрона против 1 для тепловых реакторов. Этот колоссальный потенциал, помимо непосредственного энергогенерирующего применения, можно использовать для воспроизводства ядерного топлива и для решения других задач: когенерации электричества и тепла, опреснения воды, производства водорода и прочих.

Работающая сегодня ядерная энергетика в качестве топлива использует почти исключительно уран-235, содержание которого – всего 0,7% в ископаемом уране. До операбельного количества процент урана-235 в топливных элементах доводится за счёт специальных обогатительных процедур. Быстрые реакторы могут нарабатывать плутоний, чем вовлекают в генерацию и идущий сегодня на склады/свалки уран-238, содержание которого в добытой руде составляет оставшиеся 99,3%; а плутоний, в свою очередь, отлично подходит в качестве топлива для оперируемых сегодня тепловых реакторов, то есть в быстрых реакторах образуется больше топлива, чем потребляется!

Согласно оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов урана-235 хватит приблизительно на 85 лет – это на порядок меньше, чем нефти или газа. У такой ядерной энергетики долговременного будущего, по всей очевидности, нет. Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла.

Эта версия развития открывает к использованию все природные ресурсы урана (235 и 238), а также тория и наработанного оружейного плутония, и тогда разведанных запасов хватит на (по разным оценкам) приблизительно 2500 лет, с учётом неукоснительного роста энергопотребления и дефицита ресурсов по Мальтусу. Неудивительно, что бридеры с самого начала развития ядерной энергетики полагались будущей основой мировой ядерно-генерирующей индустрии. В роли «ограничителя» выступает уровень развития технологий: работа с быстрыми реакторами, подразумевающая замыкание топливного цикла, ещё требует дорогого и сложного комплекса по переработке и рециклу облучённого ядерного топлива. Но, несмотря на более высокие удельные затраты на переработку ОЯТ быстрых реакторов, меньшие требуемые объемы перерабатываемых материалов для получения единицы плутония делают этот процесс экономически чертовски выгодным – по сравнению с сегодняшней переработкой отходов тепловых реакторов.

К слову о накопленных радиоактивных отходах: быстрые реакторы позволяют перерабатывать оружейный плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). Отработанное топливо медленных реакторов – это новое топливо для будущей ядерной энергетики, и такое будущее уже наступает. И целых два предприятия, способных перерабатывать облучённое ядерное топливо, находятся в России. В мире таких заводов не многим больше, чем два российских.

Мировая гонка за быстрыми реакторами

Первый в мире ядерный реактор был «медленным»: он был построен Энрико Ферми под западными трибунами футбольного поля Чикагского университета из графитовых и урановых блоков, на 28 минут с помощью такой-то матери запущен в 1942-ом году и не имел решительно никакой защиты от радиации и системы охлаждения. По довольно точному описанию самого г-на Ферми, эта разработка выглядела как «сырая куча черных кирпичей и деревянных брёвен», чем фактически и являлась. Но уже тогда он мечтал построить быстрый реактор.

Первые быстрые реакторы, соответственно, и появились в Америке: в Лос-Аламос в 1946-ом заработал стенд «Клементина», в котором в качестве довольно экзотичного теплоносителя выступала ртуть; а в 1951-м в Айдахо был запущен первый энергетический реактор EBR-1 (Experimental Breeder Reactor) мощностью всего 0,2 МВт, который продемонстрировал возможность одновременного производства электроэнергии и ядерного топлива в одном устройстве и дал старт истории атомной энергетики. Позднее, в 1963 году, в Детройте был запущен опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах «Энрико Ферми» мощностью около 100 МВт, но спустя всего три года там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны – правда, без последствий для окружающей среды или людей.

Необходимая для советского атомного проекта возможность расширенного производства плутония была доказана на первом исследовательском советском реакторе с номенклатурно-незатейливым названием БР-1, запущенном в Обнинске в 1956-ом году. Получить же необходимые для разработки энергетического быстрого реактора данные удалось только на более старшей версии БР-5, созданной в 1959 году. Позднее, в 1970-ом, был пущен экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР (Димитровград), который до сих обеспечивает город теплом и электричеством. Далее технология была также отработана на первом в мире энергетическом реакторе на быстрых нейтронах БН-350, стартовавшем в 1973-м и занимавшимся энергогенерацией и опреснением воды в степях вплоть до его остановки в 1990-х годах. Впрочем, БН-350 был остановлен не по исчерпанию технического ресурса, а из-за опасений касательно качества обеспечения его эксплуатации после распада СССР.

В 1980-м , по состоянию на сегодня – единственный в мире действующий промышленный реактор на быстрых нейтронах. Сегодня на стадии технического проектирования уже находится реактор нового поколения БН-1200, предназначенный для серийного сооружения, – его ввод в эксплуатацию намечен на 2025. Также к 2020 на территории Сибирского химического комбината в Северске планируется запуск быстрого реактора на 300 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем – эта технология десятилетиями отрабатывалась в реакторах подводных лодок и ледоколов.

В конце 1950-х годов к лидерам ядерной гонки присоединились Англия и Франция со своими проектами. В 1986-м консорциум европейских стран подключил к сети реактор «Суперфеникс», при создании которого заимствовались некоторые решения, воплощенные ранее в советском БН-600, но в 1996 году проект был закрыт без права воскрешения. Дело в том, что стараниями масс-медиа вокруг «Суперфеникса» была раздута массовая истерия: строящийся реактор ассоциировался в первую очередь с наработкой плутония.

Раздутая в медийном поле катавасия вылилась в шестидесятитысячные акции протеста, перерастающие в уличные беспорядки, а через год после физического пуска, здание АЭС было в пять залпов обстреляно через Рону из советского противотанкового гранатомёта РПГ-7.

Существенного урона станции авторы этого праздника жизни, к счастью, нанести не смогли. Но проект вскоре был свернут. Впрочем, в 2010-ом французы вновь возвращаются к строительству реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – проект зовётся «Astrid», планируемая мощность – 600 МВт. И хотя Франция в своей программе быстрых реакторов опирается на собственные разработки, она по-прежнему в основном использует русские обогатительные производства.

Догнать и перегнать всех на свете стремятся китайцы, в том числе потому, что их здесь обошла Индия, которая после многочисленных переносов собирается в этом году провести физический пуск демонстрационного быстрого реактора собственной разработки PFBR-500. После его ввода Индия хочет приступить к строительству серии из шести коммерческих энергоблоков по 500 МВт каждый и на той же территории построить завод по переработке ядерного топлива, вовлекая свой ядерно-топливный торий, которого у них очень много.

Японцы, в свою очередь, вопреки ожидаемой реакции после фукусимской аварии, продолжают возрождение быстрого реактора «Мондзу», работавшего с 1994 по 1995 гг. К слову отметить, не стоит обманываться в отношении фукусимской трагедии: для ядерной энергетики вообще характерна цикличность развития. После каждой аварии (Трёхмильный остров, Чернобыль, Фукусима) интерес к АЭС слегка ослабевает, но потом потребности в электроэнергии снова диктуют свой категорический императив – и вот в эксплуатацию вводятся следующие поколения реакторов, с новыми типами защитных механизмов.

Всего в мире было разработано порядка 30 концепций быстрых реакторов, часть из которых была экспериментально отработана «в железе». Но похвастаться отработанными технологиями и безаварийной эксплуатацией промышленных быстрых реакторов в своём национальном портфолио на сегодня может только одна страна – и это Россия.

Сложная инженерия

Достоинства быстрых реакторов очевидны, равно как очевидна и инженерная сложность их создания. Отсутствие необходимых технологий – вот одна из ключевых причин, почему быстрые реакторы на текущий момент не получили более широкого распространения. Как отмечалось ранее, воду – замедлитель нейтронов – в быстрых реакторах использовать нельзя, поэтому используются металлы в жидком состоянии: от самого распространённого натрия до свинцово-висмутовых сплавов. Использование жидкометаллического теплоносителя в условиях многократно более интенсивного энерговыделения, чем в традиционных реакторах, ставит ещё одну серьёзную задачу – материаловедческую. Все компоненты корпуса реактора и внутриреакторных систем необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов, способных выдержать характерные для жидкого натрия в быстром реакторе 550°C.

Проблема подбора правильных материалов создала немало задач для неиссякаемой находчивости отечественных инженеров. Когда в активной зоне работающего реактора искривилась одна топливная сборка, чтобы её достать, французские атомщики изобрели сложный и дорогой способ «видения» сквозь слой жидкого натрия. Когда та же проблема возникла у русских, наши инженеры решили элегантно использовать простую видеокамеру, помещенную в своеобразный водолазный колокол – трубу с поддувом аргона сверху, что позволило операторам быстро и эффективно достать испорченные топливные элементы.

Разумеется, инженерная сложность быстрого реактора сказывается на его стоимости, которая в настоящее время – когда быстрые реакторы находятся скорее в концептуальном поле, – существенно выше, чем у тепловых реакторов. Все процессы по замыканию ядерно-топливного цикла также достаточно дорогие: технологии имеются, они отработаны, отрабатываются и развиваются, но их ещё предстоит вывести на потоковый коммерческий уровень. К счастью, для России это – вопрос ближайших двух-трёх десятилетий.

Мягкая сила быстрых нейтронов

Бесспорное технологическое превосходство России в области замыкания ядерно-топливного цикла, очевидно, должно получить стратегическую реализацию на мировой арене. Россия может принять на себя бремя лидерства по созданию такой мировой инфраструктуры, которая позволила бы обеспечить равный доступ всех заинтересованных государств к атомной энергии, но при этом надежно гарантировала бы соблюдение требований режима нераспространения. В плане реализации этой инициативы предусмотрены следующие направления:

Создание международных центров по обогащению урана (МЦОУ), первый из которых располагается в Ангарске;

Формирование международных центров по переработке и хранению ОЯТ (не всё же облизываться на наши просторы);

Создание международных центров по подготовке квалифицированного персонала для АЭС и проведение совместных научно-исследовательских работ в области защищенных от несанкционированного распространения ядерных технологий.

По состоянию на сегодня наиболее разработанной частью выдвинутой программы стал пункт о создании МЦОУ: подобные центры функционируют как совместные коммерческие предприятия, не пользующиеся государственной поддержкой. В совет директоров подобных предприятий должны входить представители власти, сотрудники компаний ядерно-топливного цикла и эксперты МАГАТЭ, притом последние окажутся консультантами без права голоса, чьей целью будет верификация работы центра и сертификация отдельных его действий. Соответственно, к технологиям обогащения неядерные страны допускаться не будут, а это вопрос довольно серьёзный.

К сожалению, остальные положения инициативы по созданию глобальной инфраструктуры ядерной энергетики не получили содержательного наполнения. В связи с чем возникает естественный вопрос: есть ли гарантии того, что эти версии политической эксплуатации технического потенциала не окажутся забытыми фантазиями на бумаге?

Для выхода из создавшейся ситуации, для привлечения широкого круга развивающихся стран, заинтересованных в мирном использовании ядерной энергетики, для старта программы международных центров ядерно-топливного цикла необходимо наполнить эти предложения прогностико-исследовательским и научно-техническим содержаниями.

Привлечённые к крупным исследовательским проектам в сфере экономики ядерной энергетики небольшие и развивающиеся государства способны увидеть свою конкретную выгоду от участия в реализации упомянутых инициатив и понять, какие изменения необходимы в их национальных программах.

Признанный передовой уровень технологии быстрых реакторов в России - единственной стране, эксплуатирующей промышленный реактор этого типа в сочетании с опытом переработки ядерного топлива, позволит России в долговременной перспективе претендовать на роль одного из лидеров мировой ядерной энергетики.

Успешная реализация российских предложений по созданию глобальной ядерной инфраструктуры является важным фактором для будущего развития мировой энергетики, не говоря уже о российском месте в этом развитии. Воплощение российских предложений может со временем не только обеспечить безопасность глобальной ядерной энергетики и её практически бесконечную топливную самообеспеченность, но и перекроить ландшафт рынка электроэнергетики в целом: угроза дефицита всех видов ископаемого топлива, включая уран, на определённом этапе станет гораздо ближе и реальнее, чем может показаться.

В ответ на растущие цены на углеводороды в мире последние лет этак двадцать наблюдается обострение интереса к альтернативной энергетике. Однако есть ряд оснований полагать, что единственной вменяемой альтернативой традиционной тепловой генерации может быть только ядерная энергетика. О сравнении перспектив ядерной энергетики и возобновляемой генерации написаны очень серьёзные и толстые книги, которые, вкратце, говорят, что в перспективе ближайших десятилетий нам светят быстрые реакторы – и технологическое лидерство России.

В нашей стране первые оценки по свойствам быстрого спектра нейтронов в приложении к ядерным реакторам были сделаны в 1946 г. по инициативе И.В. Курчатова. С 1949 г. руководителем работ по быстрым реакторам становится А.И. Лейпунский, под научным руководством которого примерно в то же время расчетным путем была показана возможность расширенного воспроизводство ядерного горючего и использование жидкометаллического теплоносителя в реакторах с быстрым спектром нейтронов. Обширные исследования с целью разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов начались в Физико-энергетическом институте в Обнинске, а затем во многих других организациях.

Для проведения исследований по физике и инженерным проблемам реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ были построены и введены в действие критические сборки (реакторы «нулевой» мощности) и исследовательские реакторы (ИР) на быстрых нейтронах: БР-1 (в 1955 г.), БР-2 (в 1956 г.), БР-5 (в 1959 г.), БФС-1 (в 1961 г.), БФС-2 (в 1969 г.), БР-10 (реконструкция БР-5, в 1973 г.).

В результате проведенных исследований на этих первых установках была подтверждена возможность достижения коэффициента воспроизводства ядерного горючего в быстрых реакторах КВ>1, в качестве основного ядерного топлива была рекомендована двуокись урана, а основного теплоносителя - жидкий натрий.

Первым демонстрационным быстрым реактором был ныне действующий исследовательский реактор БОР-60 .

• получение опыта эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах большей мощности;
• проверка методов расчета нейтронно-физических характеристик (критмасса, поле тепловыделения, наработка плутония и его качество, коэффициенты реактивности);
• проверка надежности оборудования, топлива; установка обессоливания морской воды, проверка систем безопасности;
• проблемы с маслом, с парогенераторами, с твэлами, барабаном отработавших сборок (БОС), с системой перегрузки, с конструкционными материалами твэлов, ТВС и их решения;
• материаловедческие исследования, исследования коэффициента воспроизводства, проверка естественной циркуляции, эксперимент с выходом в режим кипения в ТВС, эксперименты по динамике развития межконтурной течи.

Быстрый реактор БН-600 - работает в составе энергоблока мощностью 600 МВт - с 1980 года поставляет электроэнергию в сеть. В нем используется главным образом топливо на основе оксида урана, обогащенного до 17, 21 и 26%, и небольшое количество МОКС-топлива. Это реактор интегрального типа, промежуточные натрий-натриевые теплообменники и главные циркуляционные насосы находятся в корпусе реактора. Давление натриевого теплоносителя в корпусе немного (на 0,05 МПа) превышает атмосферное, поэтому опасность разрыва корпуса исключается. Парогенераторы, установленные за пределами корпуса, снабжают паром три 200 МВт турбогенератора.

27 июня 2014 г. состоялся физический пуск энергоблока №4 с реактором БН-800 , 10 декабря 2015 г. он был впервые включён в единую энергосистему страны, 31 октября 2016 г. - введен в промышленную эксплуатацию. Реактор начал работать с использованием так называемой гибридной активной зоны, в которой основную часть (84%) составляют ТВС с урановым топливом, и 16% – ТВС с МОХ-топливом. Перевод этого реактора на полную загрузку МОХ-топливом планируется в 2019 г. Для производства МОКС топлива построен завод.

Вреакторе БН-800 использованы как проверенные технические решения, реализованные в БН-600 , так и новые, существенно повышающие безопасность энергоустановки, такие как: нулевой натриевый пустотный эффект реактивности, гидравлически взвешенные стержни аварийной защиты, срабатывающие при снижении расхода теплоносителя, пассивные системы аварийного расхолаживания, под активной зоной предусмотрена специальная «ловушка» для сбора и удержания расплава и фрагментов активной зоной при ее разрушении в результате тяжелой аварии, повышена сейсмостойкость конструкции.

Быстрые реакторы, работающие в мире на данный момент

Правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС Monju - единственную в стране атомную электростанцию с реактором на быстрых нейтронах.

Агентство по ядерному регулированию (NRA) отложило рассмотрение вопроса о повторном пуске быстрого натриевого исследовательского реактора JOYO . Заявка на разрешение повторного пуска JOYO была подана в регулирующий орган 30 марта 2017 года. В заявке отсутствует предполагаемая дата рестарта.

Таким образом, с 1972 года (с момента пуска БН-350) в нашей стране быстрые реакторы используются для получения электроэнергии, опреснения воды. В настоящее время Россия является единственной в мире страной, в структуре атомной энергетики которой присутствуют реакторы на быстрых нейтронах. Это достигнуто благодаря тому, что только в нашей стране успешно пройдены все необходимые этапы освоения технологии БН - быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.

Главная » Трудовое » Чем светит ядерный реактор на быстрых нейтронах? Реакторы на быстрых нейтронах — вот надежда человечества.