Rychlé neutronové reaktory. Rychlé neutronové jaderné reaktory

Jaderné energetice byla vždy věnována zvýšená pozornost díky svému příslibu. Ve světě se asi dvacet procent elektřiny získává pomocí jaderných reaktorů a ve vyspělých zemích je toto číslo u produktu jaderné energie ještě vyšší – více než třetina veškeré elektřiny. Hlavním typem reaktorů však zůstávají tepelné, jako jsou LWR a VVER. Vědci se domnívají, že jedním z hlavních problémů těchto reaktorů v blízké budoucnosti bude nedostatek přírodního paliva, uranu a jeho izotopu 238, nezbytných pro provedení štěpné řetězové reakce. Na základě možného vyčerpání zdrojů tohoto přírodního palivového materiálu pro tepelné reaktory jsou kladena omezení na rozvoj jaderné energetiky. Za perspektivnější se považuje využití jaderných reaktorů využívajících rychlé neutrony, ve kterých je možná reprodukce paliva.

Historie vývoje

Na základě programu Ministerstva atomového průmyslu Ruské federace na počátku století byly stanoveny úkoly vytvořit a zajistit bezpečný provoz jaderných energetických komplexů, modernizovaných jaderných elektráren nového typu. Jedním z těchto zařízení byla i Bělojarská jaderná elektrárna, která se nachází 50 kilometrů u Sverdlovska (Jekatěrinburg), o jejím vytvoření bylo rozhodnuto v roce 1957 a v roce 1964 byl uveden do provozu první blok.

Dva z jejích bloků provozovaly tepelné jaderné reaktory, které v 80. až 90. letech minulého století vyčerpaly své zdroje. Na třetím bloku byl poprvé na světě testován rychlý neutronový reaktor BN-600. Během jeho práce byly získány výsledky plánované vývojáři. Bezpečnost procesu byla také vynikající. Během projektového období, které skončilo v roce 2010, nedošlo k žádnému závažnému porušení nebo odchylce. Jeho poslední termín vyprší do roku 2025. Již nyní lze říci, že rychlé neutronové jaderné reaktory, mezi které patří BN-600 a jeho nástupce BN-800, mají velkou budoucnost.

Uvedení nového BN-800

vědci OKBM Afrikantov z Gorkého (dnešní Nižnij Novgorod) připravil projekt čtvrtého energetického bloku Bělojarské JE již v roce 1983. Kvůli havárii, ke které došlo v Černobylu v roce 1987, a zavedení nových bezpečnostních norem v roce 1993 byly práce zastaveny a start byl odložen na neurčito. Teprve v roce 1997, po obdržení licence na stavbu bloku č. 4 s reaktorem BN-800 o výkonu 880 MW od Gosatomnadzoru, byl proces obnoven.

Dne 25. prosince 2013 bylo zahájeno zahřívání reaktoru pro další vstup chladiva. Čtrnáctého června, jak bylo plánováno, nastala masa dostatečná k provedení minimální řetězové reakce. Pak se věci zastavily. Palivo MOX, složené ze štěpných oxidů uranu a plutonia, podobné tomu, které se používá v bloku 3, nebylo připraveno. Právě to chtěli vývojáři v novém reaktoru využít. Musel jsem kombinovat a hledat nové možnosti. V důsledku toho, aby se neodkládalo spuštění pohonné jednotky, rozhodli se v části montáže použít uranové palivo. Spuštění jaderného reaktoru BN-800 a bloku č. 4 proběhlo 10. prosince 2015.

Popis procesu

Při provozu v reaktoru s rychlými neutrony vznikají v důsledku štěpné reakce sekundární prvky, které po pohlcení uranovou hmotou tvoří nově vzniklý jaderný materiál plutonium-239, schopný pokračovat v procesu dalšího štěpení. Hlavní výhodou této reakce je produkce neutronů z plutonia, které se používá jako palivo pro jaderné reaktory v jaderných elektrárnách. Jeho přítomnost umožňuje snížit produkci uranu, jehož zásoby jsou omezené. Z kilogramu uranu-235 můžete získat o něco více než kilogram plutonia-239, čímž zajistíte reprodukci paliva.

V důsledku toho výroba energie v jaderných energetických bloků s minimální spotřebou vzácného uranu a bez omezení výroby stonásobně vzroste. Odhaduje se, že v tomto případě zásoby uranu vydrží lidstvu na několik desítek století. Nejlepší možnost v jaderné energetice bude pro udržení rovnováhy na minimální spotřebě uranu poměr 4 ku 1, kdy na každé čtyři tepelné reaktory připadne jeden pracující na rychlé neutrony.

Cíle BN-800

V době provozu v energetickém bloku č. 4 Bělojarské JE byly problémy kladeny před jaderný reaktor konkrétní úkoly. Reaktor BN-800 musí pracovat na palivo MOX. Malý zádrhel, který nastal na začátku práce, plány tvůrců nezměnil. Podle ředitele Bělojarské JE pana Sidorova bude úplný přechod na palivo MOX proveden v roce 2019. Pokud se to stane skutečností, stane se zdejší rychlý neutronový jaderný reaktor prvním na světě, který bude zcela pracovat s takovým palivem. Měl by se stát prototypem pro budoucí podobný rychlé reaktory s chladicí kapalinou z tekutého kovu, produktivnější a bezpečnější. Na základě toho BN-800 testuje inovativní zařízení v provozních podmínkách, kontroluje správnou aplikaci nových technologií, které ovlivňují spolehlivost a účinnost pohonné jednotky.

class="eliadunit">

Kontrola funkce nového systému palivového cyklu.

Testy spalování radioaktivního odpadu s dlouhou životností.

Likvidace zbrojního plutonia nahromaděného ve velkém množství.

BN-800, stejně jako jeho předchůdce BN-600, by se měl stát pro ruské vývojáře výchozím bodem pro nashromáždění neocenitelných zkušeností s tvorbou a provozem rychlých reaktorů.

Výhody rychlého neutronového reaktoru

Použití BN-800 a podobných jaderných reaktorů v jaderné energetice umožňuje

Výrazně zvýšit životnost zásob uranu, což výrazně zvyšuje množství přijaté energie.

Schopnost snížit životnost radioaktivních štěpných produktů na minimum (z několika tisíc let na tři sta).

Zvýšit bezpečnost jaderných elektráren. Použití rychlého neutronového reaktoru umožňuje vyrovnat možnost tavení aktivní zóny na minimální úroveň, může výrazně zvýšit úroveň vlastní ochrany zařízení a eliminovat uvolňování plutonia během zpracování. Reaktory tohoto typu se sodíkovým chladivem mají zvýšenou úroveň bezpečnosti.

Dne 17. srpna 2016 dosáhl energetický blok č. 4 Bělojarské JE 100% výkonového provozu. Od prosince loňského roku přijímá integrovaný uralský systém energii generovanou v rychlém reaktoru.

class="eliadunit">

Po spuštění a úspěšném provozu první jaderné elektrárny na světě v roce 1955 bylo z iniciativy I. Kurčatova rozhodnuto o výstavbě průmyslové jaderné elektrárny s tlakovodním reaktorem kanálového typu na Uralu. Mezi vlastnosti tohoto typu reaktoru patří přehřívání páry na vysoké parametry přímo v aktivní zóně, což otevřelo možnost využití sériového turbínového zařízení.

V roce 1958 byla v centru Ruska, v jednom z nejmalebnějších koutů uralské přírody, zahájena výstavba Bělojarské jaderné elektrárny. Pro instalatéry tato stanice začala již v roce 1957, a protože téma jaderných elektráren bylo v té době uzavřeno, v korespondenci a životě se nazývala elektrárna státního okresu Belojarsk. Tato stanice byla zahájena zaměstnanci trustu Uralenergomontazh. Jejich úsilím byla v roce 1959 vytvořena základna s dílnou na výrobu vodovodů a parovodů (1 okruh reaktoru), tři obytné budovy v obci Zarechny a začala stavba hlavní budovy.

V roce 1959 se na staveništi objevili dělníci z trustu Tsentroenergomontazh, kteří dostali za úkol reaktor nainstalovat. Na konci roku 1959 byla lokalita z Dorogobuzh, Smolensk region, a instalační práce v čele s V. Něvským, budoucím ředitelem Bělojarské JE. Veškeré práce na instalaci tepelného mechanického zařízení byly zcela převedeny na trust Tsentroenergomontazh.

Intenzivní období výstavby Belojarské JE začalo v roce 1960. V této době museli montéři spolu s dirigováním stavební práce osvojit si nové technologie pro instalaci nerezových potrubí, vyzdívek speciálních místností a skladů radioaktivních odpadů, instalace konstrukcí reaktorů, grafitové zdivo, automatické svařování atd. Učili jsme se za chodu od specialistů, kteří se již na výstavbě jaderných zařízení podíleli. Po přechodu z technologie instalace tepelných elektráren na instalaci zařízení pro jaderné elektrárny pracovníci Tsentroenergomontazh úspěšně dokončili své úkoly a 26. dubna 1964 dodala první energetická jednotka JE Belojarsk s reaktorem AMB-100 první proud do energetického systému Sverdlovsk. Tato událost spolu se zprovozněním 1. energetického bloku Novovoroněžské JE znamenala zrod velkého jaderná energie zemí.

Reaktor AMB-100 byl dalším vylepšením návrhu reaktoru první světové jaderné elektrárny v Obninsku. Jednalo se o kanálový reaktor s vyššími tepelnými charakteristikami aktivní zóny. Získání páry vysokých parametrů díky přehřátí jádra přímo v reaktoru bylo velkým krokem vpřed ve vývoji jaderné energetiky. reaktor pracoval v jednom bloku s turbogenerátorem o výkonu 100 MW.

Konstrukčně se reaktor prvního energetického bloku Bělojarské JE ukázal jako zajímavý tím, že byl vytvořen prakticky bez rámu, to znamená, že reaktor neměl těžké, mnohatunové odolné tělo, jako např. vodou chlazený vodou chlazený reaktor VVER podobného výkonu s tělesem dlouhým 11-12 m, o průměru 3-3,5 m, tloušťce stěny a dna 100-150 mm nebo více. Možnost výstavby jaderných elektráren s reaktory s otevřeným kanálem se ukázala jako velmi lákavá, protože zbavila závody těžkého strojírenství potřeby výroby ocelových výrobků o hmotnosti 200–500 tun, ale realizace jaderného přehřátí přímo v reaktoru se ukázala jsou spojeny se známými obtížemi při regulaci procesu, zejména pokud jde o sledování jeho průběhu, s požadavkem na přesný provoz mnoha přístrojů, s přítomností velkého počtu trubek různých velikostí pod vysokým tlakem atd.

První blok JE Bělojarsk dosáhl svého plného projektovaného výkonu, avšak vzhledem k relativně malému instalovanému výkonu bloku (100 MW), složitosti jeho technologických kanálů a tedy vysoké ceně, cena 1 kWh el. se ukázalo být výrazně vyšší než u termálních stanic na Uralu.

Druhý blok JE Bělojarsk s reaktorem AMB-200 byl postaven rychleji, bez velkého stresu při práci, protože konstrukční a instalační tým byl již připraven. Instalace reaktoru byla výrazně vylepšena. Měl jednookruhový chladicí okruh, což zjednodušilo technologické řešení celé jaderné elektrárny. Stejně jako v první pohonné jednotce, hlavní rys Reaktor AMB-200 produkuje páru s vysokými parametry přímo do turbíny. 31. prosince 1967 byl do sítě připojen energetický blok č. 2 - tím byla dokončena stavba 1. etapy stanice.

Významnou část historie provozu 1. etapy BNPP zaplnila romantika a drama, příznačné pro vše nové. To platilo zejména v období blokového rozvoje. Věřilo se, že by s tím neměly být žádné problémy - existovaly prototypy z reaktoru AM „First in the World“ až po průmyslové reaktory na výrobu plutonia, na kterých byly základní koncepty, technologie, konstrukční řešení, mnoho typů zařízení a systémů a byla testována i významná část technologických režimů. Ukázalo se však, že rozdíl mezi průmyslovou jadernou elektrárnou a jejími předchůdci je tak velký a jedinečný, že se objevily nové, dříve neznámé problémy.

Největší a nejzřetelnější z nich byla neuspokojivá spolehlivost odpařovacích a přehřívacích kanálů. Po krátké době jejich provozu se objevilo odtlakování palivových článků nebo úniky chladiva s nepřijatelnými důsledky pro grafitové zdivo reaktorů, technologické režimy provozu a oprav, radiační zátěž na personál a životní prostředí. Podle tehdejších vědeckých kánonů a výpočtových norem se to stát nemělo. Hloubkové studie tohoto nového fenoménu nás donutily přehodnotit zavedené představy o základních zákonech vaření vody v potrubí, protože i při nízké hustotě tepelného toku vznikl dříve neznámý typ krize přenosu tepla, která byla objevena v roce 1979 V.E. Doroshchuk (VTI) a následně nazval „krizi přenosu tepla druhého druhu“.

V roce 1968 padlo rozhodnutí o výstavbě třetího energetického bloku s rychlým neutronovým reaktorem v Bělojarské JE - BN-600. Vědecký dozor nad vznikem BN-600 provedl Ústav fyziky a energetiky, projekt reaktorové elektrárny provádělo Experimental Mechanical Engineering Design Bureau a generální projekt bloku provedl Leningradská pobočka Atomelectroproekt. Blok postavil generální dodavatel – trust Uralenergostroy.

Při jeho návrhu byly zohledněny provozní zkušenosti reaktorů BN-350 v Ševčenku a reaktoru BOR-60. Pro BN-600 bylo přijato ekonomičtější a konstrukčně úspěšnější ucelené uspořádání primárního okruhu, podle kterého jsou aktivní zóna reaktoru, čerpadla a mezivýměníky umístěny v jednom krytu. Nádoba reaktoru o průměru 12,8 m a výšce 12,5 m byla instalována na válečkových podpěrách připevněných k základové desce šachty reaktoru. Hmotnost smontovaného reaktoru byla 3900 tun a celkové množství sodíku v zařízení přesáhlo 1900 tun. Biologická ochrana byla provedena z ocelových válcových sít, ocelových přířezů a trubek s grafitovým plnivem.

Požadavky na kvalitu montáže a svářečské práce pro BN-600 byly řádově vyšší než ty, kterých bylo dosaženo dříve, a instalační tým musel urychleně přeškolit personál a zvládnout nové technologie. V roce 1972 byl tedy při sestavování nádoby reaktoru z austenitických ocelí poprvé použit betatron pro řízení přenosu velkých svarů.

Kromě toho při instalaci vnitřních částí reaktoru BN-600 speciální požadavky z hlediska čistoty byly evidovány všechny vnášené a vynášené díly z vnitroreaktorového prostoru. Bylo to z důvodu nemožnosti dalšího proplachování reaktoru a potrubí sodíkovým chladivem.

Velká role Nikolaj Muravyov hrál roli ve vývoji technologie instalace reaktoru, ze které byl pozván Nižnij Novgorod, kde dříve pracoval v projekční kanceláři. Byl jedním z vývojářů projektu reaktoru BN-600 a v té době už byl v důchodu.

Instalační tým úspěšně dokončil zadané úkoly instalace jednotky rychlých neutronů. Plnění reaktoru sodíkem ukázalo, že čistota okruhu byla udržována ještě vyšší, než bylo požadováno, protože bod tuhnutí sodíku, který závisí v tekutém kovu na přítomnosti cizích nečistot a oxidů, se ukázal být nižší než v průběhu instalace reaktorů BN-350, BOR-60 v SSSR a jaderných elektráren "Phoenix" ve Francii.

Úspěch instalačních týmů při výstavbě JE Bělojarsk do značné míry závisel na manažerech. Nejprve to byl Pavel Rjabucha, pak přišel mladý energický Vladimir Něvskij, pak ho vystřídal Vazgen Kazarov.

V. Něvský udělal pro vznik týmu montážníků hodně. V roce 1963 byl jmenován ředitelem Bělojarské jaderné elektrárny a později vedl Glavatomenergo, kde tvrdě pracoval na rozvoji jaderného průmyslu v zemi.

Konečně 8. dubna 1980 došlo k energetickému spouštění energetického bloku č. 3 Bělojarské JE s rychlým neutronovým reaktorem BN-600. Některé konstrukční vlastnosti BN-600:
elektrický výkon – 600 MW;
tepelný výkon – 1470 MW;
teplota páry – 505 o C;
tlak páry – 13,7 MPa;

hrubá termodynamická účinnost – 40,59 %.

První úkol byl obecně poměrně úspěšně vyřešen ve fázi vývoje projektů zařízení a potrubí. Velmi zdařilé se ukázalo integrální uspořádání reaktoru, ve kterém byla všechna hlavní zařízení a potrubí 1. okruhu s radioaktivním sodíkem „skryta“ uvnitř nádoby reaktoru, a proto byl jeho únik v zásadě možný pouze z málo pomocných systémů.

A přestože je BN-600 dnes největší elektrárenskou jednotkou s rychlým neutronovým reaktorem na světě, Belojarská JE mezi ně nepatří. jaderné elektrárny s velkým instalovaným výkonem. Jeho odlišnosti a přednosti jsou dány novostí a jedinečností výroby, jejími cíli, technologií a vybavením. Všechny reaktorové instalace JE BelNPP byly určeny pro pilotně-průmyslové potvrzení nebo popření plánů stanovených projektanty a konstruktéry. technické nápady a řešení, výzkum technologických režimů, konstrukčních materiálů, palivových článků, řídicích a ochranných systémů.

Všechny tři pohonné jednotky nemají u nás ani v zahraničí přímé obdoby. Ztělesňovaly mnoho myšlenek pro budoucí rozvoj jaderné energie:

byly postaveny a uvedeny do provozu energetické bloky s kanálovými vodními grafitovými reaktory průmyslovém měřítku;
byly použity sériové turbobloky s vysokými parametry s účinností tepelného energetického cyklu od 36 do 42 %, které nemá žádná jaderná elektrárna na světě;
byly použity palivové soubory, jejichž konstrukce vylučuje možnost fragmentační aktivity pronikající do chladicí kapaliny i při zničení palivových tyčí;
v primárním okruhu reaktoru 2. bloku je použita uhlíková ocel;
technologie použití a manipulace s chladivem tekutého kovu byla z velké části zvládnuta;

Bělojarská JE byla první jadernou elektrárnou v Rusku, která v praxi čelila potřebě vyřešit problém vyřazování vyhořelých reaktorů z provozu. Rozvoj této oblasti činnosti, která je velmi relevantní pro celý průmysl jaderné energetiky, z důvodu chybějící organizační a regulační dokumentační základny a nevyřešeného problému finanční zajištění měl dlouhou inkubační dobu.

Více než 50leté období provozu JE Bělojarsk má tři poměrně odlišné etapy, z nichž každá měla své vlastní oblasti činnosti, specifické potíže při realizaci, úspěchy a zklamání.

První etapa (od roku 1964 do poloviny 70. let) byla zcela spojena s náběhem, vývojem a dosažením konstrukční úrovně výkonu energetických bloků 1. stupně, množstvím rekonstrukčních prací a řešení problémů spojené s nedokonalými konstrukcemi bloků, technologickými režimy a zajištěním stabilního provozu palivových kanálů. To vše vyžadovalo enormní fyzické i intelektuální úsilí osazenstva stanice, které bohužel nebylo korunováno důvěrou ve správnost a perspektivu výběru uranovo-grafitových reaktorů s jadernou přehřátou párou pro další rozvoj jaderné energetiky. Nejvýznamnější část nashromážděných provozních zkušeností 1. etapy však konstruktéři a konstruktéři zohlednili při vytváření uranovo-grafitových reaktorů další generace.

Počátek 70. let byl spojen s volbou nového směru dalšího rozvoje jaderné energetiky země - rychlých neutronových reaktorů s následnou perspektivou výstavby několika energetických bloků s množivými reaktory na směsné uran-plutoniové palivo. Při určování místa pro stavbu prvního pilotního průmyslového bloku využívajícího rychlé neutrony padla volba na JE Bělojarsk.

Tato volba byla významně ovlivněna uznáním schopnosti stavebních týmů, montážníků a personálu elektrárny správně postavit tuto unikátní pohonnou jednotku a následně zajistit její spolehlivý provoz.

Toto rozhodnutí znamenalo druhou etapu rozvoje JE Bělojarsk, která byla z větší části ukončena rozhodnutím Státní komise přijmout dokončenou stavbu energetického bloku s reaktorem BN-600 s hodnocením „výborný“, v praxi málo používaný. Zabezpečení vysoce kvalitní provedení Práce této etapy byly svěřeny nejlepším odborníkům jak z řad dodavatelů stavby a montáže, tak z řad obsluhy stanice. Zaměstnanci stanice koupili skvělý zážitek při úpravách a vývoji zařízení jaderných elektráren, které bylo aktivně a plodně využíváno během uvedení do provozu

v jaderných elektrárnách v Černobylu a Kursku. Zvláště je třeba zmínit JE Bilibino, kde byla kromě prací při uvádění do provozu provedena hloubková analýza projektu, na základě které byla provedena řada významných zlepšení. Zprovozněním třetího bloku začala třetí etapa existence stanice, která trvá již více než 35 let. Cílem této etapy bylo dosáhnout návrhových ukazatelů bloku, potvrdit životaschopnost bloku a získání provozních zkušeností pro následné zohlednění při návrhu sériové jednotky se množivým reaktorem. Všechny tyto cíle byly nyní úspěšně splněny.

Bezpečnostní koncepce stanovené v konstrukci jednotky byly obecně potvrzeny. Protože bod varu sodíku je téměř o 300 o C vyšší než jeho provozní teplota, pracuje reaktor BN-600 téměř bez tlaku v nádobě reaktoru, která může být vyrobena z vysoce plastické oceli. To prakticky eliminuje možnost rychle se rozvíjejících trhlin. A tříokruhové schéma přenosu tepla z AZ reaktoru se zvýšením tlaku v každém následujícím okruhu zcela eliminuje možnost, aby se radioaktivní sodík z 1. okruhu dostal do druhého (neradioaktivního) okruhu, a ještě více do okruhu parovodní třetí okruh.

Potvrzení toho, čeho bylo dosaženo vysoká úroveň Bezpečnost a spolehlivost BN-600 je bezpečnostní analýza provedená po havárii v jaderné elektrárně Černobyl, která neodhalila potřebu žádných naléhavých technických vylepšení. Ze statistik aktivace havarijních ochran, nouzových odstávek, neplánovaného snížení provozního výkonu a dalších poruch vyplývá, že reaktor BN-6OO patří minimálně mezi 25 % nejlepších jaderných bloků na světě.

Podle výsledků každoroční soutěže, JE Belojarsk v letech 1994, 1995, 1997 a 2001. získala titul „Nejlepší JE v Rusku“.

Energetická jednotka č. 4 s rychlým neutronovým reaktorem BN-800 je ve fázi před spuštěním. Nový 4. energetický blok s reaktorem BN-800 o výkonu 880 MW byl 27. června 2014 uveden na minimální řízený výkon. Energetická jednotka je navržena tak, aby výrazně rozšířila palivovou základnu jaderné energetiky a minimalizovala radioaktivní odpad prostřednictvím organizace uzavřeného jaderného palivového cyklu.

Uvažuje se o možnosti dalšího rozšíření JE Bělojarsk o energetický blok č. 5 s rychlým reaktorem o výkonu 1200 MW - hlavní komerční energetický blok pro sériovou výstavbu.

25. prosince 2013

Fáze fyzického spouštění rychlého neutronového reaktoru BN-800 začala dnes v Bělojarské JE, řekl RIA Novosti zástupce Rosenergoatomu.

Během této fáze, která může trvat několik týdnů, bude reaktor naplněn kapalným sodíkem a následně do něj bude zaváženo jaderné palivo. Zástupce společnosti Rosenergoatom vysvětlil, že po dokončení fyzického spouštění bude elektrárna uznána jako jaderné zařízení.

Energetický blok č. 4 s reaktorem BN-800 Bělojarské jaderné elektrárny (BNPP) dosáhne plné kapacity do konce roku 2014, řekl ve středu novinářům první náměstek generálního ředitele státní korporace Rosatom Alexander Lokšin.

„Blok by měl dosáhnout plné kapacity do konce roku,“ uvedl s tím, že se bavíme o konci roku 2014.

Podle něj aktuálně čas plyne naplnění okruhu sodíkem, dokončení fyzického spuštění je plánováno na polovinu dubna. Pohonná jednotka je podle něj z 99,8 % připravena k fyzickému spuštění. Jak poznamenal generální ředitel Rosenergoatom Concern OJSC Evgeny Romanov, spuštění zařízení je naplánováno na konec léta.

Energetická jednotka s reaktorem BN-800 je vývojem unikátního reaktoru BN-600 v JE Bělojarsk, který je v pilotním provozu zhruba 30 let. Velmi málo zemí na světě má technologii rychlých neutronových reaktorů a Rusko je v této oblasti světovým lídrem.

Pojďme se o tom dozvědět více...

Reaktorová (centrální) hala BN-600

40 km od Jekatěrinburgu, uprostřed nejkrásnějších uralských lesů, se nachází město Zarechny. V roce 1964 zde byla spuštěna první sovětská průmyslová jaderná elektrárna Bělojarskaja (s reaktorem AMB-100 o výkonu 100 MW). Nyní Belojarská JE zůstává jedinou na světě, kde funguje průmyslový rychlý neutronový energetický reaktor - BN-600

Představte si kotel, který odpařuje vodu a vzniklá pára roztáčí turbogenerátor, který vyrábí elektřinu. Něco takového dovnitř obecný obrys a byla postavena jaderná elektrárna. Pouze „kotel“ je energie atomového rozpadu. Konstrukce energetických reaktorů může být různá, ale podle principu činnosti je lze rozdělit do dvou skupin - reaktory s tepelnými neutrony a reaktory s rychlými neutrony.

Základem každého reaktoru je štěpení těžkých jader pod vlivem neutronů. Pravda, také existuje významné rozdíly. V tepelných reaktorech je uran-235 štěpen nízkoenergetickými tepelnými neutrony, čímž vznikají štěpné fragmenty a nové vysokoenergetické neutrony (nazývané rychlé neutrony). Pravděpodobnost pohlcení tepelného neutronu jádrem uranu-235 (s následným štěpením) je mnohem vyšší než u rychlého, takže je potřeba neutrony zpomalit. To se děje pomocí moderátorů – látek, které při srážce s jádry neutrony ztrácejí energii.

Palivem pro tepelné reaktory je obvykle nízko obohacený uran, jako moderátor se používá grafit, lehká nebo těžká voda a jako chladivo obyčejná voda. Většina provozovaných jaderných elektráren je postavena podle jednoho z těchto schémat.

Rychlé neutrony produkované v důsledku nuceného jaderného štěpení mohou být použity bez jakéhokoli umírnění. Schéma je následující: rychlé neutrony vzniklé při štěpení jader uranu-235 nebo plutonia-239 jsou absorbovány uranem-238 za vzniku (po dvou beta rozpadech) plutonia-239. Navíc na každých 100 štěpených jader uranu-235 nebo plutonia-239 se vytvoří 120–140 jader plutonia-239. Pravda, protože pravděpodobnost jaderného štěpení rychlými neutrony je menší než tepelnými, musí být palivo obohacováno ve větší míře než u tepelných reaktorů. Navíc zde není možné odebírat teplo pomocí vody (voda je moderátor), takže musíte použít jiná chladiva: obvykle se jedná o tekuté kovy a slitiny, z velmi exotických variant, jako je rtuť (takové chladivo bylo používáno např. první americký experimentální reaktor Clementine) nebo slitiny olova a bismutu (používané v některých podmořských reaktorech - zejména ponorkách sovětského projektu 705) na kapalný sodík (nejběžnější možnost v průmyslových energetických reaktorech). Reaktory pracující podle tohoto schématu se nazývají reaktory s rychlými neutrony. Myšlenku takového reaktoru navrhl v roce 1942 Enrico Fermi. Nejhorlivější zájem o toto schéma samozřejmě projevila armáda: rychlé reaktory během provozu produkují nejen energii, ale také plutonium pro jaderné zbraně. Z tohoto důvodu se reaktorům rychlých neutronů říká také množivé (z anglického chovatel - producent).

Kličkování historie

Je zajímavé, že historie světové jaderné energetiky začala právě rychlým neutronovým reaktorem. 20. prosince 1951 byl v Idahu zahájen provoz prvního reaktoru na výrobu rychlých neutronů na světě, EBR-I (Experimental Breeder Reactor). elektrické energie pouze 0,2 MW. Později, v roce 1963, byla u Detroitu spuštěna jaderná elektrárna s rychlým neutronovým reaktorem Fermi - již o výkonu asi 100 MW (v roce 1966 došlo k vážné havárii s roztavením části aktivní zóny, ale bez následků pro prostředí nebo lidé).

V SSSR se tímto tématem zabývá od konce 40. let 20. století Alexander Leypunsky, pod jehož vedením byly v Obninském fyzikálním a energetickém institutu (FEI) vyvinuty základy teorie rychlých reaktorů a vybudováno několik experimentálních stojanů, které je možné studovat fyziku procesu. Výsledkem výzkumu bylo, že v roce 1972 byla uvedena do provozu první sovětská jaderná elektrárna s rychlými neutrony ve městě Ševčenko (nyní Aktau, Kazachstán) s reaktorem BN-350 (původně označený BN-250). Vyráběla nejen elektřinu, ale také využívala teplo k odsolování vody. Brzy byla spuštěna francouzská jaderná elektrárna s rychlým reaktorem Phenix (1973) a britská s PFR (1974), obě o výkonu 250 MW.

V 70. letech však začaly jaderné energetice dominovat reaktory s tepelnými neutrony. To bylo kvůli z různých důvodů. Například to, že rychlé reaktory mohou produkovat plutonium, což může vést k porušení zákona o nešíření jaderných zbraní. Nejspíše však bylo hlavním faktorem to, že tepelné reaktory byly jednodušší a levnější, jejich konstrukce byla vyvinuta na vojenských reaktorech pro ponorky a uran samotný byl velmi levný. Průmyslové reaktory s rychlými neutrony, které byly uvedeny do provozu po roce 1980 po celém světě, lze spočítat na prstech jedné ruky: jedná se o Superphenix (Francie, 1985–1997), Monju (Japonsko, 1994–1995) a BN-600 (Belojarsk). JE, 1980), která je v současnosti jediným provozovaným průmyslovým energetickým reaktorem na světě.

Konstrukce BN-800

Vracejí se

V současnosti se však pozornost odborníků i veřejnosti opět soustředí na jaderné elektrárny s rychlými neutronovými reaktory. Podle odhadů Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE) z roku 2005 jsou celkové prokázané zásoby uranu, jehož náklady na těžbu nepřesahují 130 USD za kilogram, přibližně 4,7 milionu tun. Podle odhadů MAAE tyto zásoby vydrží na 85 let (na základě poptávky po uranu pro výrobu elektřiny na úrovni roku 2004). Obsah izotopu 235, který se „spaluje“ v tepelných reaktorech, v přírodním uranu je pouze 0,72 %, zbytek je uran-238, pro tepelné reaktory „nepoužitelný“. Pokud však přejdeme na použití rychlých neutronových reaktorů schopných „spálit“ uran-238, tytéž zásoby vydrží na více než 2500 let!

Reaktory s rychlými neutrony navíc umožňují realizovat uzavřený palivový cyklus (v současné době není implementován v BN-600). Protože se „spaluje“ pouze uran-238, po zpracování (odstranění štěpných produktů a přidání nových částí uranu-238) lze palivo znovu naložit do reaktoru. A protože cyklus uran-plutonium produkuje více plutonia, než se rozpadá, lze přebytečné palivo použít pro nové reaktory.

Kromě toho lze touto metodou zpracovávat přebytečné plutonium pro zbraně, stejně jako plutonium a minoritní aktinidy (neptunium, americium, curium) extrahované z vyhořelého paliva z konvenčních tepelných reaktorů (minoraktinidy v současnosti představují velmi nebezpečnou část radioaktivního odpadu) . Zároveň se více než dvacetinásobně sníží množství radioaktivního odpadu ve srovnání s tepelnými reaktory.

Hladké pouze na papíře

Proč, se všemi jejich výhodami, rychlé neutronové reaktory nedostaly rozšířený? To je způsobeno především zvláštnostmi jejich designu. Jak bylo uvedeno výše, voda nemůže být použita jako chladivo, protože je moderátorem neutronů. Rychlé reaktory proto využívají především kovy v kapalném stavu – od exotických slitin olova a bismutu až po tekutý sodík (nejčastější varianta pro jaderné elektrárny).

„V rychlých neutronových reaktorech je tepelné a radiační zatížení mnohem vyšší než v tepelných reaktorech,“ vysvětluje „PM“ hlavní inženýr Bělojarská JE Michail Bakanov. „To vede k potřebě použít speciální konstrukční materiály pro reaktorovou nádobu a vnitřní systémy reaktoru. Skříně palivových proutků a palivových souborů nejsou vyrobeny ze slitin zirkonia jako v tepelných reaktorech, ale ze speciálních legovaných chromových ocelí, které jsou méně náchylné k radiačnímu „bobtnání“. Na druhou stranu například nádoba reaktoru není vystavena zatížení spojenému s vnitřním tlakem – je jen o málo vyšší než atmosférický tlak.“

Podle Michaila Bakanova byly v prvních letech provozu hlavní potíže spojeny s radiačním bobtnáním a praskáním paliva. Tyto problémy se však brzy vyřešily, byly vyvinuty nové materiály - jak pro palivo, tak pro pouzdra palivových tyčí. Ale i nyní nejsou kampaně omezeny ani tak vyhořením paliva (které u BN-600 dosahuje 11 %), ale životností materiálů, ze kterých je palivo, palivové tyče a palivové soubory vyrobeny. Další provozní problémy byly spojeny především s úniky sodíku v sekundárním okruhu, chemicky aktivního a požárně nebezpečného kovu, který prudce reaguje na kontakt se vzduchem a vodou: „Dlouholeté zkušenosti s provozováním průmyslových reaktorů s rychlými neutrony mají pouze Rusko a Francie. . My i francouzští specialisté jsme se od začátku potýkali se stejnými problémy. Úspěšně jsme je vyřešili, od počátku jsme poskytovali speciální prostředky pro sledování těsnosti okruhů, lokalizaci a potlačení úniků sodíku. Ukázalo se však, že francouzský projekt byl na takové problémy méně připraven, v důsledku toho byl reaktor Phenix v roce 2009 nakonec odstaven.

„Problémy byly skutečně stejné,“ dodává Nikolaj Oshkanov, ředitel Bělojarské JE, „ale byly vyřešeny tady a ve Francii různými způsoby. Když se například hlava jedné ze sestav na Phenix ohnula, aby ji mohla uchopit a vyložit, francouzští specialisté vyvinuli složitý a poměrně nákladný systém „vidět“ vrstvou sodíku. A když jsme měli stejný problém, jeden z našich inženýrů navrhl použít umístěnou videokameru nejjednodušší design typ potápěčského zvonu - trubka dole otevřená s argonem foukajícím shora. Jakmile byla tavenina sodíku vytlačena, operátoři prostřednictvím video spojení mohli umístit rukojeť mechanismu a ohnutá sestava byla úspěšně odstraněna.

Rychlá budoucnost

„O technologii rychlých reaktorů by ve světě nebyl takový zájem, kdyby nebylo úspěšného dlouhodobého provozu našeho BN-600,“ říká Nikolaj Oshkanov „Rozvoj jaderné energetiky je podle mého názoru především spojen se sériovou výrobou a provozem rychlých reaktorů . Jen ty umožňují zapojit veškerý přírodní uran do palivového cyklu a zvýšit tak účinnost a také desetinásobně snížit množství radioaktivního odpadu. V tomto případě bude budoucnost jaderné energie skutečně jasná.“

Rychlý neutronový reaktor BN-800 (vertikální řez)
Co je v něm

Aktivní zóna rychlého neutronového reaktoru je uspořádána jako cibule, ve vrstvách

370 palivových souborů tvoří tři zóny s různým obohacením uranu-235 - 17, 21 a 26 % (zpočátku byly pouze dvě zóny, ale pro vyrovnání uvolňování energie byly vyrobeny tři). Jsou obklopeny bočními clonami (přikrývkami) nebo chovnými zónami, kde jsou umístěny soubory obsahující ochuzený nebo přírodní uran, sestávající převážně z izotopu 238. Na koncích palivových tyčí nad a pod jádrem jsou také tablety ochuzeného uran, který tvoří koncová síta (reprodukce zón).

Palivové soubory (FA) jsou souborem palivových článků (palivových tyčí) sestavených v jednom pouzdře - speciální ocelové trubky plněné peletami oxidu uranu s různým obohacením. Aby se palivové tyče nedostaly do vzájemného kontaktu a chladicí kapalina mezi nimi mohla cirkulovat, navíjí se na trubky tenký drát. Sodík vstupuje do palivového souboru spodními škrticími otvory a vystupuje okny v horní části.

Ve spodní části palivového souboru je stopka, která je zasunuta do objímky komutátoru, nahoře je hlavová část, za kterou je sestava zachycena při přetížení. Palivové soubory různého obohacení mají různé sedadla, tak nainstalujte sestavu špatné místo Je to prostě nemožné.

K řízení reaktoru je použito 19 kompenzačních tyčí obsahujících bor (absorbér neutronů) pro kompenzaci vyhoření paliva, 2 automatické regulační tyče (pro udržení daného výkonu) a 6 tyčí aktivní ochrany. Vzhledem k tomu, že vlastní neutronové pozadí uranu je nízké, je pro řízené spouštění reaktoru (a řízení na nízkých výkonových úrovních) použito „osvětlení“ – zdroj fotoneutronů (gama zářič plus berylium).

Jak funguje reaktor BN-600

Reaktor má integrální uspořádání, to znamená, že reaktorová nádoba obsahuje aktivní zónu (1) a tři smyčky (2) prvního chladicího okruhu, z nichž každá má vlastní hlavní oběhové čerpadlo(3) a dva mezilehlé výměníky tepla (4). Chladicí kapalinou je kapalný sodík, který je čerpán skrz jádro zdola nahoru a zahříván z 370 na 550 °C

Procházející mezivýměníky tepla předává teplo sodíku ve druhém okruhu (5), který již vstupuje do parogenerátorů (6), kde odpařuje vodu a přehřívá páru na teplotu 520 °C (při tlaku 130 bankomat). Pára je do turbín přiváděna střídavě do vysokotlakých (7), středotlakých (8) a nízkotlakých (9) válců. Odpadní pára kondenzuje chlazením vodou (10) z chladicího jezírka a opět vstupuje do parogenerátorů. Tři turbogenerátory (11) Bělojarské JE produkují 600 MW elektrické energie. Plynová dutina reaktoru je velmi nízko naplněna argonem přetlak(asi 0,3 atm).

Přetížení naslepo

Na rozdíl od tepelných reaktorů jsou v reaktoru BN-600 sestavy pod vrstvou kapalného sodíku, takže odstranění použitých sestav a instalace nových na jejich místo (tento proces se nazývá překládka) probíhá zcela uzavřený režim. V horní části reaktoru jsou velké a malé rotační zátky (excentrické vůči sobě, to znamená, že jejich osy rotace se neshodují). Na malé otočné zátce je namontován sloup s ovládacími a ochrannými systémy a také přetěžovací mechanismus s kleštinovým chapadlem. Otočný mechanismus je vybaven „hydraulickým těsněním“ ze speciální nízkotavitelné slitiny. V v dobrém stavu je pevná a pro restart je zahřátá na bod tání, zatímco reaktor zůstává zcela utěsněný, takže úniky radioaktivních plynů jsou prakticky vyloučeny.

Proces překládky jedné sestavy trvá až hodinu, překládka třetiny AZ (asi 120 palivových souborů) trvá přibližně týden (ve třech směnách), tento postup se provádí každou mikrokampaň (160 efektivních dnů, počítáno na plný moc). Pravda, nyní se zvýšilo vyhoření paliva a přetížená je pouze čtvrtina aktivní zóny (cca 90 palivových souborů). V tomto případě obsluha nemá přímou vizuální zpětnou vazbu a je vedena pouze indikátory snímačů úhlu natočení sloupu a chapadel (přesnost polohování je menší než 0,01 stupně), vytahovací a instalační síly. Z bezpečnostních důvodů jsou na činnost mechanismu kladena určitá omezení: například nelze současně uvolnit dva sousední články, navíc při přetížení musí být všechny ovládací a ochranné tyče v aktivní zóně;

V roce 1983 podnik na základě BN-600 vypracoval projekt vylepšeného reaktoru BN-800 pro energetický blok o výkonu 880 MW(e). V roce 1984 byly zahájeny práce na výstavbě dvou reaktorů BN-800 v Bělojarsku a nových jaderných elektrárnách jižního Uralu. Následné zpoždění ve výstavbě těchto reaktorů bylo využito k upřesnění návrhu za účelem dalšího zlepšení jeho bezpečnosti a technických a ekonomických vlastností. Práce na výstavbě BN-800 byly obnoveny v roce 2006 v JE Bělojarsk (4. energetický blok) a měly by být dokončeny v roce 2014.

Reaktor BN-800 ve výstavbě má následující důležité úkoly:

Zajištění provozu na palivo MOX.
Experimentální demonstrace klíčových součástí uzavřeného palivového cyklu.
Testování v reálných provozních podmínkách nových typů zařízení a vylepšené technická řešení zavedeno za účelem zlepšení účinnosti, spolehlivosti a bezpečnosti.
Rozvoj inovativní technologie pro budoucí reaktory s rychlými neutrony s chladivem tekutého kovu:
- testování a certifikace pokročilých paliv a konstrukčních materiálů;
- ukázka technologie spalování minoritních aktinidů a transmutace dlouhodobých štěpných produktů, které tvoří nejnebezpečnější část radioaktivního odpadu z jaderné energetiky.

Probíhá vývoj projektu vylepšeného komerčního reaktoru BN-1200 o výkonu 1220 MW.

Reaktor BN-1200 (vertikální řez)

Pro realizaci tohoto projektu je plánován následující program:

2010...2016 – vývoj technického řešení reaktorového bloku a realizace programu VaV.
2020 – zprovoznění hlavního energetického bloku na palivo MOX a organizace jeho centralizované výroby.
2023…2030 – zprovoznění řady energetických jednotek o celkové kapacitě cca 11 GW.

Jaderné elektrárny se používají v jaderných elektrárnách, na družicích Země a na velké námořní dopravě, jejímž hlavním prvkem je jaderný reaktor.

Jaderný reaktor je zařízení, ve kterém probíhá řízená řetězová reakce štěpení těžkých jader doprovázená uvolňováním energie. Jak již bylo uvedeno dříve, podmínkou pro realizaci samoudržující jaderné řetězové reakce je přítomnost dostatečného počtu sekundárních neutronů, které vznikají při štěpení těžkého jádra na lehčí jádra (fragmenty) a mají možnost se podílet na tzv. další proces štěpení těžkých jader.

Hlavní části jakéhokoli typu jaderného reaktoru jsou:

1) jádro kde se nachází jaderné palivo, dochází k řetězové reakci jaderného štěpení a uvolňování energie;

2) neutronový reflektor, který obklopuje jádro a pomáhá snižovat únik neutronů z jádra tím, že je odráží zpět do zóny. Reflexní materiály by měly mít nízkou pravděpodobnost záchytu neutronů, ale vysokou pravděpodobnost jejich pružného rozptylu;

3) chladicí kapalina– slouží k odvodu tepla z aktivní zóny;

4) systém řízení a regulace řetězové reakce;

5) systém biologické ochrany(radiační ochrana), chránící obsluhu před škodlivými účinky ionizujícího záření.

V jaderných reaktorech využívajících pomalé neutrony obsahuje aktivní zóna kromě jaderného paliva moderátor pro rychlé neutrony vznikající při řetězové reakci štěpení atomových jader. Používají se moderátory (grafit), organické kapaliny a voda, která může sloužit i jako chladivo. Pokud v jádře není žádný moderátor, pak k velkému štěpení jádra dochází pod vlivem rychlých neutronů s energiemi většími než 10 keV. Reaktor bez moderátoru – rychlý neutronový reaktor – se může stát kritickým pouze při použití přírodního uranu obohaceného izotopem U na koncentraci asi 10 %.

Jádro pomalého neutronového reaktoru obsahuje palivové články obsahující směs U a U a moderátor, ve kterém jsou neutrony zpomalovány na energii asi 1 eV. Palivové prvky (palivové prvky) Jsou to bloky štěpného materiálu uzavřené v hermetickém obalu, který slabě pohlcuje neutrony. V důsledku štěpné energie se palivové články zahřívají a odrážejí energii do chladicí kapaliny, která cirkuluje v kanálech.

Požadavky na palivové tyče jsou vysoké technické požadavky: jednoduchost designu; mechanická stabilita a pevnost v proudu chladicí kapaliny zajišťující zachování rozměrů a těsnosti; nízká absorpce neutronů konstrukčním materiálem TVEL a minimum konstrukčního materiálu v aktivní zóně; absence interakce jaderného paliva a štěpných produktů s pláštěm palivových tyčí, chladiva a moderátoru při provozních teplotách. Geometrický tvar palivové tyče musí zajistit požadovaný poměr plochy povrchu k objemu a maximální intenzitu odvodu tepla chladivem z celého povrchu palivové tyče a také zaručit velké vyhoření jaderného paliva a vysoký stupeň zadržování štěpných produktů. Palivové tyče musí mít radiační odolnost, jednoduchost a účinnost regenerace jaderného paliva a nízkou cenu a musí mít požadované rozměry a konstrukci zajišťující schopnost rychlého provádění překládkových operací.

Z bezpečnostních důvodů musí být zachována spolehlivá těsnost opláštění palivových tyčí po celou dobu provozu AZ
(3–5 let) a následné skladování vyhořelých palivových tyčí až do odeslání k recyklaci (1–3 roky). Při návrhu aktivní zóny je nutné předem stanovit a zdůvodnit přípustné limity poškození palivových proutků (množství a stupeň poškození). Aktivní zóna je navržena tak, aby při provozu po celou dobu její projektované životnosti nebyly překročeny stanovené limity pro poškození palivových proutků. Splnění těchto požadavků je zajištěno konstrukcí aktivní zóny, kvalitou chladiva, charakteristikou a spolehlivostí systému odvodu tepla. Při provozu může dojít k poškození těsnosti plášťů jednotlivých palivových proutků. Existují dva typy takových porušení: tvorba mikrotrhlin, kterými plynné produkty štěpení unikají z palivového článku do chladicí kapaliny (závada typu hustoty plynu); výskyt závad, při kterých je možný přímý kontakt paliva s chladicí kapalinou.

Řetězová reakce je řízena speciálními regulačními tyčemi vyrobenými z materiálů, které silně absorbují neutrony (například bor, kadmium). Změnou počtu a hloubky ponoření regulačních tyčí je možné regulovat neutronové toky a tím i intenzitu řetězové reakce a produkci energie.

V současné době velké množství různé modely jaderné reaktory, které se liší typem jaderného paliva (uran, plutonium), podle chemické složení jaderné palivo (uran, oxid uraničitý), podle typu chladiva (voda, těžká voda, organická rozpouštědla a další), podle typu moderátoru (grafit, voda, berylium).

Reaktory, ve kterých je jaderné štěpení prováděno převážně neutrony s energiemi většími než 0,5 MeV, se nazývají rychlých neutronových reaktorů. Reaktory, ve kterých k většině štěpení dochází v důsledku absorpce středních neutronů jádry štěpných izotopů, se nazývají střední (rezonanční) neutronové reaktory.

Nejběžnější jsou v jaderných elektrárnách vysokovýkonné kanálové reaktory(RBMK) a (VVER).

Jádro RBMK o průměru 11,8 m a výšce 7 m je válcový blok složený z grafitových bloků - moderátor. Každý blok má otvor pro technologický kanál (celkem 1700).

Každý kanál obsahuje dvě palivové tyče ve tvaru dutých trubek o průměru 13,5 mm a délce 3,5 m, jejichž stěny jsou silné 0,9 mm a jsou vyrobeny ze slitiny zirkonia. Palivové tyče jsou naplněny peletami oxidu uraničitého obohacenými na 2 % U. Celková hmotnost paliva v AZ RBMK je 190 tun Při provozu reaktoru jsou palivové tyče chlazeny proudy chladiva (vody) procházejícími technologickými kanály.

Schématický diagram Reaktor RBMK-1000 je znázorněn na Obr. 7.

Rýže. 7. Vysokovýkonný kanálový tepelný neutronový reaktor

1 - turbogenerátor; 2 - ovládací tyče; 3 - separační bubny;

4 - kondenzátory; 5 – grafitový moderátor; 6 – aktivní zóna;

7 - palivové tyče; 8 – ochranný plášť z betonu

Pro řízení jaderné řetězové reakce probíhající v palivových tyčích jsou do speciálních kanálů vloženy regulační a regulační tyče z kadmia nebo boru, které dobře absorbují neutrony. Tyče se volně pohybují speciálními kanály. Hloubka ponoření regulační tyče určuje míru absorpce neutronů. Po obvodu aktivní zóny je vrstva neutronového reflektoru - stejné grafitové bloky, ale bez kanálků.

Grafitový zásobník je obklopen válcovou ocelovou nádrží s vodou, která je určena pro biologickou ochranu před neutrony a gama zářením. Reaktor je navíc umístěn v betonové šachtě o rozměrech 21,6´21,6´25,5m.

Hlavními prvky RBMK jsou tedy palivové články plněné jaderným palivem, neutronová náhražka a reflektor, chladivo a regulační tyče, které slouží k řízení vývoje jaderné štěpné reakce.

Princip činnosti jaderné elektrárny s reaktorem typu RBMK je následující. Sekundární rychlé neutrony vznikající v důsledku štěpení jader U opouštějí palivové tyče a vstupují do grafitového moderátoru. V důsledku průchodu moderátorem ztrácejí značnou část své energie a již jako tepelné spadají opět do jedné ze sousedních palivových tyčí a účastní se dalšího procesu štěpení jader U. Energie jádra řetězová reakce se uvolňuje ve formě kinetické energie „fragmentů“ (80 %), sekundárních neutronů, částic alfa, beta a gama kvant, což má za následek zahřívání palivových tyčí a grafitového obložení moderátoru. Chladivo, kterým je voda, se pohybuje v technologických kanálech zdola nahoru pod tlakem cca 7 MPa a ochlazuje aktivní zóny reaktoru. V důsledku toho se chladivo na výstupu z reaktoru ohřeje na teplotu 285 °C.

Dále je směs páry a vody dopravována potrubím do separátoru, který slouží k oddělení vody od páry. Oddělená sytá pára pod tlakem dopadá na lopatky turbíny připojené ke generátoru elektrický proud.

Odpadní pára je přiváděna do procesního kondenzátoru, kondenzována, smíchána s chladivem přicházejícím ze separátoru a pod tlakem vytvořeným oběhovým čerpadlem opět vstupuje do procesních kanálů aktivní zóny reaktoru.

Výhodou takových reaktorů je možnost výměny palivových tyčí bez zastavení reaktoru a možnost sledování stavu reaktoru po kanálech. Mezi nevýhody reaktorů RMBK patří nízká stabilita provozu při nízkých výkonových hladinách, nedostatečná rychlost systému řízení ochrany a použití jednookruhového okruhu, ve kterém je reálná možnost radioaktivní kontaminace turbogenerátoru.

Mezi reaktory pracujícími na tepelných neutronech jsou v mnoha zemích světa nejrozšířenější tlakovodní energetické reaktory.

Reaktory tohoto typu se skládají z následujících hlavních konstrukční prvky: pouzdra s víkem, ve kterém jsou umístěny palivové tyče, sestavené v kazetách; ovládání a ochrany, tepelný štít, který současně funguje jako reflektor neutronů a biologická ochrana (obr. 8).

Nádoba VVER je vertikální silnostěnný válec z vysokopevnostní legované oceli o výšce 12–25 m a průměru 3–8 m (v závislosti na výkonu reaktoru). Nádoba reaktoru je shora hermeticky uzavřena masivním ocelovým kulovým víkem.

Rýže. 8. Schematické schéma JE VVER-1000:

1 – tepelný štít; 2 - rám; 3 - víko ; 4 - potrubí primárního okruhu;

5 - potrubí sekundárního okruhu; 6 - parní turbína; 7 - generátor;

8 - procesní kondenzátor; 9 , 11 – oběhová čerpadla;

10 - vyvíječ páry; 12 - palivové tyče

Nádoba reaktoru je instalována v betonovém plášti, který je jednou z bariér radiační ochrany. Princip činnosti jaderné elektrárny se sériovým tlakovodním reaktorem o elektrickém výkonu 440 MW (VVER-440) je následující. Odvod tepla z aktivní zóny jaderného reaktoru se provádí pomocí dvouokruhového schématu. Chladivo (voda) primárního okruhu o teplotě 270°C je přiváděno potrubím do AZ pod vysokým tlakem cca 12,5 MPa, udržovaným oběhovým čerpadlem. Při průchodu aktivní zónou se chladicí kapalina ohřeje až na 300 °C ( vysoký krevní tlak v okruhu nedovolí vodě vařit) a poté vstupuje do vyvíječe páry.

V parogenerátoru předává primární chladivo své teplo tzv. sekundární napájecí vodě, která je pod nižším tlakem (cca 4,4 MPa). Voda v sekundárním okruhu proto vře a mění se na neradioaktivní páru, která je parovodem přiváděna do parní turbíny napojené na generátor elektrického proudu. Odpadní pára se ochlazuje v procesním kondenzátoru a působením napájecího čerpadla se kondenzát opět dostává do parogenerátoru. Dvouokruhový obvod chladič zajišťuje radiační bezpečnost jaderné elektrárny.

Perspektivy rozvoje jaderné energetiky jsou v současnosti spojeny s výstavbou rychlých neutronových reaktorů. Reaktory také spolu s výrobou elektřiny umožňují rozšířenou reprodukci jaderného paliva, do palivového cyklu zapojují nejen U nebo Pu štěpný tepelnými neutrony, ale také U a Th (jeho obsah v zemské kůře je přibližně 4 krát vyšší než přírodní uran).

V aktivní zóně reaktoru s rychlými neutrony jsou umístěny palivové tyče s vysoce obohaceným palivem. Jádro je obklopeno chovnou zónou tvořenou palivovými tyčemi obsahujícími palivové suroviny (ochuzený uran, thorium). Neutrony unikající z aktivní zóny jsou v chovné zóně zachycovány jádry palivových surovin, čímž dochází ke vzniku nového jaderného paliva. Zvláštní výhodou rychlých reaktorů je schopnost organizovat v nich rozšířenou reprodukci jaderného paliva, tj. současně s výrobou energie lze místo vyhořelého jaderného paliva vyrábět nové jaderné palivo. Rychlé reaktory nevyžadují moderátor a chladicí kapalina nemusí zpomalovat neutrony.

V aktivní zóně reaktoru s rychlými neutrony není žádný moderátor, objem aktivní zóny reaktoru je proto mnohonásobně menší než u RBMK nebo VVER a je přibližně 2 m 3 . Jako jaderné palivo v reaktorech se používá uměle vyrobený Pu nebo vysoce obohacený (více než 20 %) uran.

V aktivní zóně reaktoru BN-600 je umístěno 370 palivových souborů, z nichž každý obsahuje 127 palivových tyčí a 27 tyčí řídicího a havarijního systému.

Pro odstranění tepelné energie v aktivní zóně reaktoru BN-600 je použito tříokruhové technologické schéma (obr. 9).

V prvním a druhém okruhu je jako chladivo použit kapalný sodík, jehož bod tání je 98 °C, má nízkou absorpční a moderační schopnost neutronů.

Kapalný sodík primárního okruhu na výstupu z reaktoru má teplotu 550°C a vstupuje do mezivýměníku tepla. Tam předává teplo sekundární chladicí kapalině, která využívá i kapalný sodík. Chladivo druhého okruhu vstupuje do parogenerátoru, kde se voda, která je chladivem třetího okruhu, přeměňuje na páru. Pára vyrobená v parogenerátoru o tlaku 14 MPa vstupuje do turbíny elektrogenerátoru. Po ochlazení v procesním kondenzátoru je odpadní pára pumpou posílána zpět do parogenerátoru. Schéma odvodu tepla v jaderné elektrárně s reaktorem BN-600 se tedy skládá z jednoho radioaktivního a dvou neradioaktivních okruhů. Provozní doba generátoru BN-600 mezi tankováním paliva je 150 dní.

Rýže. 9. Technologické schéma jaderné elektrárny s rychlým neutronovým reaktorem:

1 – jádrové palivové tyče; 2 – palivové tyče chovné zóny; 3 – nádoba reaktoru;

4 – betonová nádoba reaktoru; 5 – primární chladivo;
6 – sekundární chladicí kapalina; 7 – chladicí kapalina třetího okruhu;

8 – parní turbína; 9 – generátor; 10 – procesní kondenzátor;

11 – vyvíječ páry; 12 – mezivýměník tepla;

13 - oběhové čerpadlo

Při provozu jaderných elektráren vznikají kromě problémů spojených s ukládáním vysoce radioaktivních odpadů z jaderného palivového cyklu (NFC) další problémy, které jsou způsobeny životností jaderných reaktorů (20–40 let). Po skončení této životnosti musí být reaktory vyřazeny z provozu a z jejich aktivní zóny musí být odstraněno jaderné palivo a chladivo. Reaktor samotný je zakonzervován nebo demontován. Svět má velmi málo zkušeností s demontáží vyhořelých jaderných reaktorů.

1. Obecné informace o atomu a atomovém jádru. Fenomén radioaktivity.

2. Základní zákon radioaktivního rozpadu. Aktivita a její měrné jednotky.

3. Štěpení těžkých jader a štěpná řetězová reakce.

4. Jaký je princip činnosti jaderného reaktoru a jeho vlastnosti?

5. Uveďte hlavní charakteristiky reaktorů VVER-1000 a RBMK-1000. Jaký je jejich rozdíl?

6. Hlavní charakteristiky rychlých neutronových reaktorů BN-600.

PŘEDNÁŠKA 4. IONIZUJÍCÍ ZÁŘENÍ,
JEJICH CHARAKTERISTIKY A INTERAKCE

40 km od Jekatěrinburgu, uprostřed nejkrásnějších uralských lesů, se nachází město Zarechny. V roce 1964 zde byla spuštěna první sovětská průmyslová jaderná elektrárna Bělojarskaja (s reaktorem AMB-100 o výkonu 100 MW). Nyní Belojarská JE zůstává jedinou na světě, kde je v provozu průmyslový rychlý neutronový energetický reaktor BN-600.

Představte si kotel, který odpařuje vodu a vzniklá pára roztáčí turbogenerátor, který vyrábí elektřinu. Zhruba takto obecně funguje jaderná elektrárna. Pouze „kotel“ je energie atomového rozpadu. Konstrukce energetických reaktorů může být různá, ale podle principu činnosti je lze rozdělit do dvou skupin - reaktory s tepelnými neutrony a reaktory s rychlými neutrony.

Základem každého reaktoru je štěpení těžkých jader pod vlivem neutronů. Pravda, existují značné rozdíly. V tepelných reaktorech je uran-235 štěpen nízkoenergetickými tepelnými neutrony, čímž vznikají štěpné fragmenty a nové vysokoenergetické neutrony (nazývané rychlé neutrony). Pravděpodobnost pohlcení tepelného neutronu jádrem uranu-235 (s následným štěpením) je mnohem vyšší než u rychlého, takže je potřeba neutrony zpomalit. To se děje pomocí moderátorů – látek, které při srážce s jádry neutrony ztrácejí energii. Palivem pro tepelné reaktory je obvykle nízko obohacený uran, jako moderátor se používá grafit, lehká nebo těžká voda a jako chladivo obyčejná voda. Většina provozovaných jaderných elektráren je postavena podle jednoho z těchto schémat.

Rychlé neutrony produkované v důsledku nuceného jaderného štěpení mohou být použity bez jakéhokoli umírnění. Schéma je následující: rychlé neutrony vzniklé při štěpení jader uranu-235 nebo plutonia-239 jsou absorbovány uranem-238 za vzniku (po dvou beta rozpadech) plutonia-239. Navíc na každých 100 štěpených jader uranu-235 nebo plutonia-239 vzniká 120-140 jader plutonia-239. Pravda, protože pravděpodobnost jaderného štěpení rychlými neutrony je menší než tepelnými, musí být palivo obohacováno ve větší míře než u tepelných reaktorů. Navíc zde není možné odebírat teplo pomocí vody (voda je moderátor), takže musíte použít jiná chladiva: obvykle se jedná o tekuté kovy a slitiny, z velmi exotických variant, jako je rtuť (takové chladivo bylo používáno např. první americký experimentální reaktor Clementine) nebo slitiny olova a bismutu (používané v některých reaktorech pro ponorky - zejména ponorky sovětského projektu 705) na kapalný sodík (nejběžnější možnost v průmyslových energetických reaktorech). Reaktory pracující podle tohoto schématu se nazývají reaktory s rychlými neutrony. Myšlenku takového reaktoru navrhl v roce 1942 Enrico Fermi. Nejhorlivější zájem o toto schéma samozřejmě projevila armáda: rychlé reaktory během provozu produkují nejen energii, ale také plutonium pro jaderné zbraně. Z tohoto důvodu se reaktorům rychlých neutronů říká také množivé (z anglického chovatel - producent).

Co je v něm

Aktivní zóna rychlého neutronového reaktoru je strukturována jako cibule ve vrstvách. 370 palivových souborů tvoří tři zóny s různým obohacením uranu-235 - 17, 21 a 26 % (zpočátku byly pouze dvě zóny, ale pro vyrovnání uvolňování energie byly vyrobeny tři). Jsou obklopeny bočními clonami (přikrývkami) nebo chovnými zónami, kde jsou umístěny soubory obsahující ochuzený nebo přírodní uran, sestávající převážně z izotopu 238. Na koncích palivových tyčí nad a pod jádrem jsou také tablety ochuzeného uran, který tvoří koncová síta (reprodukce zón). Reaktor BN-600 je multiplikátor (množitel), to znamená, že na 100 jader uranu-235 rozdělených v aktivní zóně vznikne 120-140 jader plutonia v bočních a koncových obrazovkách, což umožňuje rozšířit reprodukci jader palivo. Palivové soubory (FA) jsou souborem palivových článků (palivových tyčí) sestavených v jednom pouzdře - speciální ocelové trubky plněné peletami oxidu uranu s různým obohacením. Aby se palivové tyče nedostaly do vzájemného kontaktu a chladicí kapalina mezi nimi mohla cirkulovat, je na trubky navinut tenký drát. Sodík vstupuje do palivového souboru spodními škrticími otvory a vystupuje okny v horní části. Ve spodní části palivového souboru je stopka, která je zasunuta do objímky komutátoru, nahoře je hlavová část, za kterou je sestava zachycena při přetížení. Palivové kazety různého obohacení mají různá montážní místa, takže je jednoduše nemožné nainstalovat sestavu na špatné místo. K řízení reaktoru je použito 19 kompenzačních tyčí obsahujících bor (absorbér neutronů) pro kompenzaci vyhoření paliva, 2 automatické regulační tyče (pro udržení daného výkonu) a 6 tyčí aktivní ochrany. Vzhledem k tomu, že vlastní neutronové pozadí uranu je nízké, je pro řízené spouštění reaktoru (a řízení na nízkých výkonových úrovních) použito „osvětlení“ – zdroj fotoneutronů (gama zářič plus berylium).

Kličkování historie

Je zajímavé, že historie světové jaderné energetiky začala právě rychlým neutronovým reaktorem. 20. prosince 1951 byl v Idahu uveden do provozu první reaktor na světě s rychlými neutrony EBR-I (Experimental Breeder Reactor) s elektrickým výkonem pouhých 0,2 MW. Později, v roce 1963, byla u Detroitu spuštěna jaderná elektrárna s rychlým neutronovým reaktorem Fermi - již o výkonu asi 100 MW (v roce 1966 došlo k vážné havárii s roztavením části aktivní zóny, ale bez následků pro prostředí nebo lidé).

V 70. letech však začaly jaderné energetice dominovat reaktory s tepelnými neutrony. Bylo to způsobeno různými důvody. Například to, že rychlé reaktory mohou produkovat plutonium, což může vést k porušení zákona o nešíření jaderných zbraní. Nejspíše však bylo hlavním faktorem to, že tepelné reaktory byly jednodušší a levnější, jejich konstrukce byla vyvinuta na vojenských reaktorech pro ponorky a uran samotný byl velmi levný. Průmyslové reaktory s rychlými neutrony, které byly uvedeny do provozu po roce 1980 po celém světě, lze spočítat na prstech jedné ruky: jsou to Superphenix (Francie, 1985-1997), Monju (Japonsko, 1994-1995) a BN-600 (Belojarsk). JE, 1980), která je v současnosti jediným provozovaným průmyslovým energetickým reaktorem na světě.

Vracejí se

Montážní dílna reaktoru, kde se z jednotlivých dílů montují jednotlivé díly reaktoru metodou SKD

Restartujte naslepo

Na rozdíl od tepelných reaktorů jsou v reaktoru BN-600 soubory pod vrstvou kapalného sodíku, takže odstraňování použitých souborů a instalace nových na jejich místo (tento proces se nazývá překládka) probíhá ve zcela uzavřeném režimu. V horní části reaktoru jsou velké a malé rotační zátky (excentrické vůči sobě, to znamená, že jejich osy rotace se neshodují). Na malé otočné zátce je namontován sloup s ovládacími a ochrannými systémy a také přetěžovací mechanismus s kleštinovým chapadlem. Otočný mechanismus je vybaven „hydraulickým těsněním“ ze speciální nízkotavitelné slitiny. V normálním stavu je pevný, ale pro restart je zahřátý na bod tání, zatímco reaktor zůstává zcela utěsněný, takže úniky radioaktivních plynů jsou prakticky vyloučeny. Proces opětovného načítání ukončí mnoho kroků. Nejprve je chapadlo přivedeno k jedné ze sestav umístěných ve skladu použitých sestav uvnitř reaktoru, vyjme se a přenese do vykládacího výtahu. Poté je zvednut do přepravního boxu a umístěn do bubnu vyhořelých montážních celků, odkud po vyčištění párou (od sodíku) vstupuje do bazénu vyhořelého paliva. V další fázi mechanismus odebere jednu ze sestav aktivní zóny a přesune ji do úložiště v reaktoru. Poté se potřebný vyjme z čerstvého montážního bubnu (ve kterém jsou předinstalované palivové soubory dodané z výroby) a namontuje se do čerstvého montážního elevátoru, který jej dodává do překládacího mechanismu. Poslední fází je instalace palivových souborů do uvolněného článku. Současně jsou z bezpečnostních důvodů kladena určitá omezení na činnost mechanismu: například nelze současně uvolnit dva sousední články, navíc při přetížení musí být všechny ovládací a ochranné tyče v aktivní zóně. Proces překládky jedné sestavy trvá až hodinu, překládka třetiny AZ (asi 120 palivových souborů) trvá přibližně týden (ve třech směnách), tento postup se provádí každou mikrokampaň (160 efektivních dnů, počítáno na plný moc). Pravda, nyní se zvýšilo vyhoření paliva a přetížená je pouze čtvrtina aktivní zóny (cca 90 palivových souborů). V tomto případě operátor nemá přímou vizuální zpětnou vazbu a je veden pouze indikátory snímačů úhlu natočení sloupu a chapadel (přesnost polohování je menší než 0,01 stupně), vytahovací a instalační síly.

Proces restartu zahrnuje mnoho fází, provádí se pomocí speciálního mechanismu a připomíná hru „15“. Konečným cílem je dostat čerstvé sestavy z odpovídajícího bubnu do požadované štěrbiny a použité do vlastního bubnu, odkud po vyčištění párou (od sodíku) padnou do chladicího bazénu.

Hladké pouze na papíře

Proč se přes všechny jejich výhody nerozšířily rychlé neutronové reaktory? To je způsobeno především zvláštnostmi jejich designu. Jak bylo uvedeno výše, voda nemůže být použita jako chladivo, protože je moderátorem neutronů. Rychlé reaktory proto využívají především kovy v kapalném stavu – od exotických slitin olova a bismutu až po tekutý sodík (nejčastější varianta pro jaderné elektrárny).

"V reaktorech s rychlými neutrony je tepelné a radiační zatížení mnohem vyšší než v tepelných reaktorech," vysvětluje Michail Bakanov, hlavní inženýr Bělojarské JE, PM. „To vede k potřebě použít speciální konstrukční materiály pro reaktorovou nádobu a vnitřní systémy reaktoru. Skříně palivových tyčí a palivových souborů nejsou vyrobeny ze slitin zirkonia jako u tepelných reaktorů, ale ze speciálních legovaných chromových ocelí, které jsou méně náchylné k radiačnímu „bobtnání“, na druhou stranu například nádoba reaktoru není podléhá zatížením spojeným s vnitřním tlakem - je jen mírně nad atmosférickým."

Podle Michaila Bakanova byly v prvních letech provozu hlavní potíže spojeny s radiačním bobtnáním a praskáním paliva. Tyto problémy však byly brzy vyřešeny, byly vyvinuty nové materiály - jak pro palivo, tak pro pouzdra palivových tyčí. Ale i nyní nejsou kampaně omezeny ani tak vyhořením paliva (které u BN-600 dosahuje 11 %), ale životností materiálů, ze kterých je palivo, palivové tyče a palivové soubory vyrobeny. Další provozní problémy byly spojeny především s úniky sodíku v sekundárním okruhu, chemicky aktivního a požárně nebezpečného kovu, který prudce reaguje na kontakt se vzduchem a vodou: „Dlouholeté zkušenosti s provozováním průmyslových reaktorů s rychlými neutrony mají pouze Rusko a Francie. . My i francouzští specialisté jsme se od začátku potýkali se stejnými problémy. Úspěšně jsme je vyřešili, od počátku jsme poskytovali speciální prostředky pro sledování těsnosti okruhů, lokalizaci a potlačení úniků sodíku. Ukázalo se však, že francouzský projekt byl na takové problémy méně připraven, v důsledku toho byl reaktor Phenix v roce 2009 nakonec odstaven.

„Problémy byly skutečně stejné,“ dodává Nikolaj Oshkanov, ředitel Bělojarské JE, „ale byly řešeny zde a ve Francii různými způsoby. Když se například hlava jedné z montáží ve Phenix ohnula, aby ji mohla uchopit a vyložit, francouzští specialisté vyvinuli složitý a poměrně drahý systém pro „vidět“ přes vrstvu sodíku, a když jsme měli stejný problém, jeden Naši inženýři navrhli použít videokameru umístěnou v jednoduché konstrukci jako potápěčský zvon - trubka otevřená na dně s argonem vháněným shora, když byla tavenina sodíku vytlačena, operátoři byli schopni zachytit mechanismus a ohnutá sestava byly úspěšně odstraněny."