Баллада обыстрых нейтронах: уникальный реактор белоярской аэс

Баллада обыстрых нейтронах: уникальный реактор белоярской аэс

    Картограмма активной территории реактора БН-600
    Цех сборки реактора, где из отдельных подробностей способом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора
    Совсем реактор будет смонтирован уже в шахте
    на данный момент на Белоярской АЭС идет строительство четвертого энергоблока под реактор БН-800 — реактор на стремительных нейтронах мощностью 800 МВт с уран-плутониевым топливным циклом

Представьте себе кипятильник, что испаряет воду, а появившийся пар крутит турбогенератор, производящий электричество. Приблизительно так в общем и устроена АЭС. Лишь «кипятильник» — это энергия ядерного распада.

Конструкции энергетических реакторов смогут быть разными, но по принципу работы их возможно поделить на две группы — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на стремительных нейтронах.

В базе любого реактора лежит деление тяжелых ядер под действием нейтронов. Действительно, имеется и значительные отличия. В тепловых реакторах уран-235 делится под действием низкоэнергетических тепловых нейтронов, наряду с этим образуются новые и осколки деления нейтроны, имеющие высокую энергию (так именуемые стремительные нейтроны). Возможность поглощения ядром урана-235 (с последующим делением) теплового нейтрона значительно выше, чем стремительного, исходя из этого нейтроны необходимо замедлить.

Это делается посредством замедлителей- веществ, при столкновениях с ядрами которых нейтроны теряют энергию.

Горючим для тепловых реакторов в большинстве случаев помогает уран низкого обогащения, в качестве замедлителя употребляются графит, легкая либо тяжелая вода, а теплоносителем есть простая вода. По одной из таких схем устроены большая часть функционирующих АЭС.

Стремительные нейтроны, образующиеся в следствии вынужденного деления ядер, возможно применять и без какого-либо замедления. Схема такова: стремительные нейтроны, появившиеся при делении ядер урана-235 либо плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (по окончании двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 либо плутония-239 образуется 120−140 ядер плутония-239.

Действительно, потому, что возможность деления ядер стремительными нейтронами меньше, чем тепловыми, горючее должно быть обогащенным в основном, чем для тепловых реакторов. Помимо этого, отводить тепло посредством воды тут запрещено (вода- замедлитель), так что приходится применять другие теплоносители: в большинстве случаев это сплавы и жидкие металлы, от очень экзотических вариантов типа ртути (таковой теплоноситель был использован в первом американском экспериментальном реакторе Clementine) либо свинцово-висмутовых сплавов (употреблялись в некоторых реакторах для подводных лодок- в частности, советских лодок проекта 705) до жидкого натрия (самый популярный в промышленных энергетических реакторах вариант).

Реакторы, трудящиеся по таковой схеме, именуются реакторами на стремительных нейтронах. Мысль для того чтобы реактора была предложена в первой половине 40-ых годов XX века Энрико Ферми. Очевидно, самый тёплый интерес показали к данной схеме армейские: стремительные реакторы в ходе работы производят не только энергию, но и плутоний для атомного оружия.

По данной причине реакторы на стремительных нейтронах именуют кроме этого бридерами (от британского breeder- производитель).

Зигзаги истории

Примечательно, что история всемирный ядерной энергетики началась как раз с реактора на стремительных нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо получил первый в мире энергетический реактор на стремительных нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в первой половине 60-ых годов двадцатого века, неподалеку от Детройта была запущена АЭС с реактором на стремительных нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (во второй половине 60-ых годов двадцатого века в том месте случилась важная авария с расплавлением части активной территории, но без каких-либо последствий для внешней среды либо людей).

В СССР данной темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под управлением которого в Обнинском физико-энергетическом университете (ФЭИ) были созданы базы теории стремительных реакторов и выстроены пара экспериментальных стендов, что разрешило изучить физику процесса. В следствии исследований в первой половине 70-ых годов двадцатого века вступила в строй первая советская АЭС на стремительных нейтронах в городе Шевченко (сейчас Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250).

Она не только производила электричество, но и применяла тепло для опреснения воды. Скоро были запущены французская АЭС с стремительным реактором Phenix (1973) и английская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.

Но в 1970-х в ядерной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было разными обстоятельствами. К примеру, тем, что стремительные реакторы смогут производить плутоний, соответственно, это может привести к нарушению закона о нераспространении атомного оружия. Но вероятнее главным причиной было то, что тепловые реакторы были более несложными и недорогими, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был весьма недорог.

Вступившие в строй по окончании 1980 года промышленные энергетические реакторы на стремительных нейтронах во всем мире возможно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), что на данный момент есть уникальным действующим промышленным энергетическим реактором.

Они возвращаются

Но на данный момент к АЭС с реакторами на стремительных нейтронах снова приковано общественности и внимание специалистов. В соответствии с оценкам, сделанным Интернациональным агентством по ядерной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, объем разведанных запасов урана, затраты на добычу которого не превышают $130 за килограмм, образовывает около восьми миллионов тысячь киллограм. В соответствии с оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (в случае если забрать за базу потребность в уране для производства электричества по уровню 2004 года).

Содержание изотопа 235, что «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, другое образовывает «ненужный» для тепловых реакторов уран-238. Но, в случае если перейти к применению реакторов на стремительных нейтронах, талантливых «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

Более того, реакторы на стремительных нейтронах разрешают реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 на данный момент он не реализован). Потому, что «сжигается» лишь уран-238, по окончании переработки (извлечения продуктов добавления и деления новых порций урана-238) горючее возможно снова загружать в реактор. А потому, что в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек горючего возможно применять для новых реакторов.

Более того, этим методом возможно перерабатывать излишки оружейного плутония, и младшие актиниды и плутоний (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего горючего простых тепловых реакторов (младшие актиниды на данный момент являются очень страшную часть радиоактивных отходов). Наряду с этим количество радиоактивных отходов если сравнивать с тепловыми реакторами значительно уменьшается более чем в двадцать раз.

Гладко лишь на бумаге

Отчего же при всех собственных преимуществах реакторы на стремительных нейтронах не взяли широкого распространения? Прежде всего это связано с изюминками их конструкции. Как уже было сообщено выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, потому, что она есть замедлителем нейтронов.

Исходя из этого в стремительных реакторах по большей части употребляются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый популярный вариант для АЭС).

«В реакторах на стремительных нейтронах термические и радиационные нагрузки значительно выше, чем в тепловых реакторах, — растолковывает «ПМ» основной инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это ведет к необходимости применять особые конструкционные материалы для внутриреакторных систем и корпуса реактора. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из особых легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию’. Иначе, к примеру, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно только чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации главные трудности были связаны с растрескиванием топлива и радиационным распуханием. Эти неприятности, но, скоро были решены, были созданы новые материалы — как для горючего, так и для корпусов ТВЭЛов. Но кроме того на данный момент кампании ограничены не столько выгоранием горючего (которое на БН-600 достигает показателя 11%), какое количество ресурсом материалов, из которых изготовлены горючее, ТВЭЛы и ТВСы.

Предстоящие неприятности эксплуатации были связаны по большей части с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с водой и воздухом: «Долгий опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на стремительных нейтронах имеется лишь у России и Франции. И мы, и французские эксперты сначала сталкивались с одними и теми же проблемами.

Мы их удачно решили, сначала предусмотрев особые средства контроля герметичности контуров, подавления и локализации протечек натрия. А французский проект был менее подготовлен к таким проблемам, в следствии в 2009 году реактор Phenix был совсем остановлен».

«Неприятности вправду были одинаковые, — додаёт директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, — но вот решали их у нас и во Франции разными методами. К примеру, в то время, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, дабы захватить и выгрузить ее, французские эксперты создали сложную и достаточно дорогую совокупность ‘видения’ через слой натрия.

А в то время, когда такая же неприятность появилась у нас, один из отечественных инженеров внес предложение применять камеру, помещенную в несложную конструкцию типа водолазного колокола, — открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. В то время, когда расплав натрия был вытеснен, операторы посредством видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была удачно извлечена».

Стремительное будущее

«В мире не было бы для того чтобы интереса к разработке стремительных реакторов, если бы не успешная долгая эксплуатация отечественного БН-600, — говорит Николай Ошканов.- Развитие ядерной энергетики, на мой взор, прежде всего связано с эксплуатацией и серийным производством как раз стремительных реакторов. Лишь они разрешают вовлечь в топливный цикл целый природный уран и так расширить эффективность, а также в десятки раз уменьшить количество радиоактивных отходов. В этом случае будущее ядерной энергетики будет вправду ярким».

Что у него в

Активная территория реактора на стремительных нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три территории с разным обогащением по урану-235 — 17, 21 и 26% (изначально территорий было лишь две, но, дабы выровнять выделение энергии, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), либо территориями воспроизводства, где расположены сборки, которые содержат обедненный либо природный уран, состоящий преимущественно из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной территории кроме этого расположены пилюли из обедненного урана, каковые образуют торцевые экраны (территории воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) являются собранный в одном корпусе комплект тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) — трубочек из особой стали, наполненных пилюлями из оксида урана с разным обогащением. Дабы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними имел возможность циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают узкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней — головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки разного обогащения имеют разные посадочные места, исходя из этого установить сборку на неправильное место легко нереально.

Для управления реактором употребляется 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания горючего, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), и 6 стержней активной защиты. Потому, что личный нейтронный фон у урана мелок, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) употребляется «подсветка» — фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Как устроен реактор БН-600

Реактор имеет интегральную компоновку, другими словами в корпусе реактора расположена активная территория (1), и три петли (2) первого контура охлаждения, любая из которых имеет собственный основной циркуляционный насос (3) и два промежуточных теплообменника (4). Теплоносителем помогает жидкий натрий, что прокачивается через активную территорию снизу вверх и разогревается с 370 до 550 °C

Проходя через промежуточные теплообменники, он передает тепло натрию во втором контуре (5), что уже поступает в парогенераторы (6), где испаряет воду и перегревает пар до температуры 520 °C (при давлении 130 атм). Пар подается на турбины поочередно в цилиндры большого (7), среднего (8) и низкого (9) давления. Отработанный пар конденсируется за счет охлаждения водой (10) из пруда-охладителя и снова поступает в парогенераторы.

Три турбогенератора (11) Белоярской АЭС выдают 600 МВт электрической мощности. Газовая полость реактора заполнена аргоном под небольшим избыточным давлением (около 0,3 атм

).

Перегрузка вслепую

    Процесс перегрузки включает множество этапов, производится посредством особого механизма и напоминает игру в «15».

Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в необходимое гнездо, а отработавших — в собственный барабан, откуда они по окончании очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки

В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, исходя из этого извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (данный процесс именуют перегрузкой) происходит в всецело закрытом режиме. В верхней части реактора расположены громадная и малая поворотные пробки (эксцентричные относительно друг друга, другими словами их оси вращения не совпадают).

На малой поворотной пробке смонтирована колонна с совокупностями защиты и управления, и механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из особого легкоплавкого сплава. В обычном состоянии он жёсткий, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, наряду с этим реактор остается всецело герметичным, так что выбросы радиоактивных газов фактически исключены.

Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной территории (около 120 ТВС) занимает около семь дней (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 действенных дней, в пересчете на полную мощность). Действительно, на данный момент выгорание горючего увеличили, и перегружается лишь четверть активной территории (приблизительно 90 ТВС).

Наряду с этим оператор не имеет яркой визуальной обратной связи и ориентируется лишь по показателям датчиков захватов поворота и углов колонны (точность позиционирования — менее 0,01 градуса), постановки и усилий извлечения. На работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: к примеру, запрещено в один момент освобождать две соседние ячейки, помимо этого, при перегрузке все защиты и стержни управления должны пребывать в активной территории.

Статья размещена в издании «Популярная механика» (№87, январь 2010).

<

h4>

Уникальный: на Белоярской АЭС трудится реактор на стремительных нейтронах

Статьи, которые будут Вам интересны: