На 40 километри од Екатеринбург, во средината на најубавите шуми на Урал, се наоѓа градот Заречни. Во 1964 година, тука беше лансирана првата советска индустриска нуклеарна централа Белојарскаја (со реактор AMB-100 со капацитет од 100 MW). Сега АЕЦ Белојарск останува единствената во светот каде што работи индустриски брз реактор за неутронска енергија, БН-600.
Замислете котел кој испарува вода, а добиената пареа врти турбогенератор кој генерира електрична енергија. Отприлика вака функционира нуклеарната централа во општа смисла. Само „котелот“ е енергијата на атомското распаѓање. Дизајните на енергетските реактори можат да бидат различни, но според принципот на работа тие можат да се поделат во две групи - термички неутронски реактори и брзи неутронски реактори.
Основата на секој реактор е фисија на тешки јадра под влијание на неутрони. Точно, постојат значителни разлики. Во термалните реактори, ураниум-235 се расцепува од термални неутрони со ниска енергија, создавајќи фрагменти од фисија и нови високоенергетски неутрони (наречени брзи неутрони). Веројатноста термички неутрон да се апсорбира од јадрото на ураниум-235 (со последователна фисија) е многу поголема од брзата, така што неутроните треба да се забават. Ова се прави со помош на модератори - супстанции кои, при судир со јадрата, неутроните губат енергија. Горивото за термалните реактори обично е ниско збогатен ураниум, графит, лесна или тешка вода се користат како модератор, а обичната вода се користи како течност за ладење. Повеќето оперативни нуклеарни централи се изградени според една од овие шеми.
Брзите неутрони произведени како резултат на присилна нуклеарна фисија може да се користат без никаква умереност. Шемата е следна: брзите неутрони произведени за време на фисијата на јадрата на ураниум-235 или плутониум-239 се апсорбираат од ураниум-238 за да формираат (по две бета распаѓања) плутониум-239. Освен тоа, на секои 100 фисионирани јадра на ураниум-235 или плутониум-239, се формираат 120−140 јадра на плутониум-239. Точно, бидејќи веројатноста за нуклеарна фисија со брзи неутрони е помала отколку со термички, горивото мора да се збогати во поголема мера отколку за термалните реактори. Покрај тоа, тука е невозможно да се отстрани топлината користејќи вода (водата е модератор), така што треба да се користат други средства за ладење: обично тоа се течни метали и легури, од многу егзотични опции како што е живата (таква течност за ладење се користела во првиот американски експериментален реактор Клементин) или легури на олово - бизмут (кои се користат во некои реактори за подморници - особено, подморници од Советскиот проект 705) до течен натриум (најчеста опција во реакторите за индустриска енергија). Реакторите кои работат според оваа шема се нарекуваат брзи неутронски реактори. Идејата за таков реактор беше предложена во 1942 година од Енрико Ферми. Се разбира, војската покажа најжесток интерес за оваа шема: брзите реактори за време на работата произведуваат не само енергија, туку и плутониум за нуклеарно оружје. Поради оваа причина, брзите неутронски реактори се нарекуваат и одгледувачи (од англискиот одгледувач - продуцент).
Што има внатре во него
Активната зона на брзиот неутронски реактор е структурирана како кромид, во слоеви. 370 склопови на гориво формираат три зони со различно збогатување на ураниум-235 - 17, 21 и 26% (првично имаше само две зони, но за да се изедначи ослободувањето на енергија, беа направени три). Тие се опкружени со странични екрани (ќебиња), или зони за размножување, каде што се наоѓаат склопови што содржат осиромашен или природен ураниум, кој се состои главно од изотоп 238, на краевите на шипките за гориво над и под јадрото, исто така, има таблети со осиромашен ураниум ураниум, кои ги формираат крајните екрани (репродукција на зони). Реакторот BN-600 е мултипликатор (одгледувач), односно за 100 јадра ураниум-235 поделени во јадрото, се произведуваат 120-140 јадра на плутониум во страничните и крајните екрани, што овозможува проширена репродукција на нуклеарно гориво. . Склоповите за гориво (FA) се збир на горивни елементи (прачки за гориво) собрани во едно куќиште - специјални челични цевки исполнети со пелети од ураниум оксид со различни збогатувања. Така што прачките за гориво не доаѓаат во контакт едни со други и течноста за ладење може да циркулира меѓу нив, тенка жица е намотана на цевките. Натриумот влегува во склопот на горивото преку долните дупки за гаснење и излегува низ прозорците во горниот дел. На дното на склопот на гориво има стебло што се вметнува во штекерот на комутаторот, на врвот има дел за глава, со кој склопот се фаќа при преоптоварување. Склоповите за гориво од различни збогатувања имаат различни места за монтирање, така што едноставно е невозможно да се инсталира склопот на погрешно место. За контрола на реакторот, се користат 19 компензирачки шипки кои содржат бор (апсорбер на неутрони) за да се компензира изгорувањето на горивото, 2 автоматски контролни прачки (за одржување на дадена моќност) и 6 активни заштитни шипки. Бидејќи сопствената неутронска позадина на ураниумот е ниска, за контролирано стартување на реакторот (и контрола на ниски нивоа на моќност) се користи „осветлување“ - извор на фотонеутрони (гама емитер плус берилиум).
Цик-цак на историјата
Интересно е што историјата на светската нуклеарна енергија започна токму со брзиот неутронски реактор. На 20 декември 1951 година, во Ајдахо беше лансиран првиот светски реактор за брза неутронска енергија, EBR-I (Experimental Breeder Reactor), со електрична моќност од само 0,2 MW. Подоцна, во 1963 година, во близина на Детроит беше лансирана нуклеарна централа со брз неутронски реактор Ферми - веќе со капацитет од околу 100 MW (во 1966 година имаше сериозна несреќа со топење на дел од јадрото, но без никакви последици за околината или луѓето) .
Во СССР, од доцните 1940-ти, Александар Лејпунски работи на оваа тема, под чие водство беа развиени основите на теоријата за брзи реактори во Институтот за физика и енергија во Обнинск (ФЕИ) и беа изградени неколку експериментални штандови, кои овозможи да се проучува физиката на процесот. Како резултат на истражувањето, во 1972 година, првата советска брза неутронска нуклеарна централа стапи во функција во градот Шевченко (сега Актау, Казахстан) со реактор БН-350 (првично означен БН-250). Не само што произведуваше електрична енергија, туку и користеше топлина за десолинирање на водата. Наскоро беа пуштени во употреба француската нуклеарна централа со брзиот реактор Phenix (1973) и британската со PFR (1974), двете со моќност од 250 MW.
Сепак, во 1970-тите, термалните неутронски реактори почнаа да доминираат во индустријата за нуклеарна енергија. Ова се должи на различни причини. На пример, фактот дека брзите реактори можат да произведуваат плутониум, што значи дека тоа може да доведе до кршење на законот за неширење на нуклеарно оружје. Сепак, најверојатно главниот фактор беше тоа што термалните реактори беа поедноставни и поевтини, нивниот дизајн беше развиен на воени реактори за подморници, а самиот ураниум беше многу евтин. Индустриските брзи неутронски енергетски реактори кои стапија во функција низ целиот свет по 1980 година можат да се избројат на прстите од едната рака: тоа се Superphenix (Франција, 1985–1997), Monju (Јапонија, 1994–1995) и BN-600 (Beloyarsk). NPP, 1980), кој моментално е единствениот оперативен реактор за индустриска енергија во светот.
Тие се враќаат
Меѓутоа, во моментов, вниманието на специјалистите и јавноста повторно е насочено кон нуклеарните централи со брзи неутронски реактори. Според проценките на Меѓународната агенција за атомска енергија (МААЕ) во 2005 година, вкупниот волумен на докажани резерви на ураниум, чија цена за екстракција не надминува 130 долари за килограм, е приближно 4,7 милиони тони. Според проценките на МААЕ, овие резерви ќе траат 85 години (врз основа на побарувачката на ураниум за производство на електрична енергија на нивоата од 2004 година). Содржината на изотопот 235, кој се „гори“ во термалните реактори, во природниот ураниум е само 0,72%, остатокот е ураниум-238, „некорисен“ за термалните реактори. Меѓутоа, ако се префрлиме на користење на брзи неутронски реактори способни да „горат“ ураниум-238, истите овие резерви ќе траат повеќе од 2500 години!
Продавница за склопување на реакторот, каде што поединечни делови од реакторот се склопуваат од поединечни делови користејќи го методот SKD
Покрај тоа, брзите неутронски реактори овозможуваат спроведување на затворен циклус на гориво (во моментов не е имплементиран во BN-600). Бидејќи само ураниум-238 е „согорен“, по обработката (отстранување на производи од фисија и додавање на нови делови од ураниум-238), горивото може повторно да се вчита во реакторот. И бидејќи циклусот ураниум-плутониум произведува повеќе плутониум отколку што се распаѓа, вишокот гориво може да се користи за нови реактори.
Покрај тоа, овој метод може да се користи за обработка на вишок плутониум од типот на оружје, како и плутониум и минорни актиниди (нептуниум, америциум, куриум) извлечени од потрошеното гориво од конвенционалните термални реактори (ситните актиниди во моментов претставуваат многу опасен дел од радиоактивниот отпад). . Во исто време, количината на радиоактивен отпад во споредба со термалните реактори е намалена за повеќе од дваесет пати.
Рестартирајте слепо
За разлика од термалните реактори, во реакторот BN-600 склоповите се наоѓаат под слој на течен натриум, така што отстранувањето на потрошените склопови и поставувањето на свежите на нивно место (овој процес се нарекува претовар) се случува во целосно затворен режим. Во горниот дел на реакторот има големи и мали ротациони приклучоци (ексцентрични релативно едни на други, односно нивните оски на ротација не се совпаѓаат). На мал ротационен приклучок е поставен столб со системи за контрола и заштита, како и механизам за преоптоварување со држач од типот на колет. Ротациониот механизам е опремен со „хидраулична заптивка“ изработена од специјална легура со ниска топење. Во нормална состојба тој е цврст, но за да се рестартира се загрева до точката на топење, додека реакторот останува целосно затворен, така што испуштањата на радиоактивни гасови практично се елиминираат. Процесот на повторно вчитување исклучува многу чекори. Прво, фаќачот се доведува до еден од склоповите лоцирани во складиштето на потрошените склопови во реакторот, го отстранува и го пренесува во лифтот за истовар. Потоа се крева во преносната кутија и се става во барабанот за потрошени склопови, од каде што откако ќе се исчисти со пареа (од натриум) влегува во базенот за потрошено гориво. Во следната фаза, механизмот отстранува еден од склоповите на јадрото и го преместува во складиштето во реакторот. По ова, потребниот се вади од барабанот за свеж склоп (во кој се претходно инсталирани склоповите на гориво што дошле од фабриката) и се вградува во свежо склопен лифт, кој го снабдува со механизмот за претовар. Последната фаза е инсталирање на склопови на гориво во испразнетата ќелија. Во исто време, се наметнуваат одредени ограничувања за работата на механизмот од безбедносни причини: на пример, невозможно е истовремено да се ослободат две соседни ќелии, покрај тоа, при преоптоварување, сите контролни и заштитни шипки мора да бидат во активната зона. Процесот на повторно вчитување на еден склоп трае до еден час, повторно вчитување на една третина од јадрото (околу 120 склопови на гориво) трае околу една недела (во три смени), оваа постапка се изведува секоја микро-кампања (160 ефективни дена, пресметани во целост моќ). Точно, сега согорувањето на горивото се зголеми, а само една четвртина од јадрото е преоптоварено (приближно 90 склопови на гориво). Во овој случај, операторот нема директна визуелна повратна информација и се води само од индикаторите на сензорите и држачите за агол на ротација на колоната (прецизноста на позиционирањето е помала од 0,01 степени), силите за извлекување и инсталација.
Процесот на рестартирање вклучува многу фази, се изведува со помош на специјален механизам и наликува на игра „15“. Крајната цел е да се внесат свежи склопови од соодветниот барабан во саканиот отвор, а потрошените во сопствениот барабан, од каде што, откако ќе се исчистат со пареа (од натриум), ќе паднат во базенот за ладење.
Измазнете само на хартија
Зошто, и покрај сите нивни предности, брзите неутронски реактори не станаа широко распространети? Ова првенствено се должи на особеностите на нивниот дизајн. Како што споменавме погоре, водата не може да се користи како течност за ладење, бидејќи е модератор на неутрони. Затоа, брзите реактори главно користат метали во течна состојба - од егзотични легури на олово-бизмут до течен натриум (најчеста опција за нуклеарни централи).
„Во брзите неутронски реактори, термичките и радијационите оптоварувања се многу повисоки отколку во термалните реактори“, објаснува за премиерот Михаил Баканов, главен инженер на нуклеарната централа Белојарск. „Ова води кон потребата да се користат специјални структурни материјали за садот на реакторот и системите во реакторот. Шипката за гориво и склоповите на горивото не се направени од легури на циркониум, како во термичките реактори, туку од специјални легирани челици од хром, кои се помалку подложни на „отекување“ на зрачење. Од друга страна, на пример, садот на реакторот не е подложен оптоварувања поврзани со внатрешен притисок - тој е само малку над атмосферскиот“.
Според Михаил Баканов, во првите години од работењето главните тешкотии биле поврзани со отекување на зрачење и пукање на горивото. Овие проблеми, сепак, наскоро беа решени, беа развиени нови материјали - и за гориво и за куќишта на шипки за гориво. Но, дури и сега, кампањите се ограничени не толку поради согорувањето на горивото (кое на BN-600 достигнува 11%), туку од животниот век на ресурсите на материјалите од кои се направени горивото, шипките за гориво и склоповите на горивото. Понатамошните оперативни проблеми беа поврзани главно со истекување на натриум во секундарното коло, хемиски активен и опасен за оган метал кој бурно реагира на контакт со воздух и вода: „Само Русија и Франција имаат долгогодишно искуство во управувањето со индустриски брзи неутронски реактори за напојување. . И ние и француските специјалисти се соочивме со истите проблеми од самиот почеток. Успешно ги решивме, уште од самиот почеток обезбедивме специјални средства за следење на затегнатоста на кола, локализирање и сузбивање на истекување на натриум. Но, францускиот проект се покажа како помалку подготвен за такви неволји, како резултат на тоа, реакторот Феникс конечно беше затворен во 2009 година.
„Проблемите беа навистина исти“, додава Николај Ошканов, директор на нуклеарната централа Белојарск, „но тие беа решени овде и во Франција на различни начини. На пример, кога шефот на еден од склоповите во Феникс се наведна за да го зграпчи и растовари, француските специјалисти развија сложен и прилично скап систем за „гледање“ низ слој натриум и кога го имавме истиот проблем, еден од нашите инженери предложија користење на видео камера, поставена во едноставна структура како ѕвонче за нуркање - отворена цевка на дното со аргон дуван одозгора механизмот, а свитканиот склоп беше успешно отстранет“.
Брза иднина
„Немаше да има таков интерес за технологијата на брзи реактори во светот, ако не беше успешната долгорочна работа на нашиот БН-600“, вели Николај Ошканов „Развојот на нуклеарната енергија, според мене, е првенствено поврзан со сериско производство и работа на брзи реактори . Само тие овозможуваат вклучување на целиот природен ураниум во циклусот на гориво и на тој начин зголемување на ефикасноста, како и намалување на количината на радиоактивен отпад за десетици пати. Во овој случај, иднината на нуклеарната енергија ќе биде навистина светла“.
25 декември 2013 година
Фазата на физичко стартување на брзиот неутронски реактор БН-800 започна денеска во АЕЦ Белојарск, изјави за РИА Новости претставник на Rosenergoatom.
Во оваа фаза, која би можела да трае неколку недели, реакторот ќе се наполни со течен натриум, а потоа во него ќе се вчита нуклеарно гориво. Претставник на Rosenergoatom објасни дека по завршувањето на физичкото стартување, енергетската единица ќе биде препознаена како нуклеарна инсталација.
Енергетската единица бр. 4 со реакторот БН-800 на нуклеарната централа Белојарск (БНПП) ќе го достигне целосниот капацитет до крајот на 2014 година, изјави за новинарите во средата првиот заменик генерален директор на државната корпорација Росатом, Александар Локшин.
„Единицата треба да го достигне целосниот капацитет до крајот на годината“, рече тој, појаснувајќи дека станува збор за крајот на 2014 година.
Според него, колото во моментов се полни со натриум, а завршувањето на физичкото лансирање е планирано за средината на април. Според него, енергетската единица е 99,8% подготвена за физичко стартување. Како што истакна генералниот директор на Rosenergoatom Concern OJSC, Евгениј Романов, објектот се планира да започне со електрична енергија на крајот на летото.
Енергетската единица со реакторот БН-800 е развој на уникатниот реактор БН-600 во нуклеарната централа Белојарск, кој е во пилот работа околу 30 години. Многу малку земји во светот имаат технологија за брз неутронски реактор, а Русија е светски лидер во оваа област.
Ајде да дознаеме повеќе за тоа...
Реакторска (централна) сала БН-600
На 40 километри од Екатеринбург, во средината на најубавите шуми на Урал, се наоѓа градот Заречни. Во 1964 година, тука беше лансирана првата советска индустриска нуклеарна централа Белојарскаја (со реактор AMB-100 со капацитет од 100 MW). Сега АЕЦ Белојарск останува единствената во светот каде работи индустриски брз реактор за неутронска енергија - BN-600
Замислете котел кој испарува вода, а добиената пареа врти турбогенератор кој генерира електрична енергија. Отприлика вака функционира нуклеарната централа во општа смисла. Само „котелот“ е енергијата на атомското распаѓање. Дизајните на енергетските реактори можат да бидат различни, но според принципот на работа тие можат да се поделат во две групи - термички неутронски реактори и брзи неутронски реактори.
Основата на секој реактор е фисија на тешки јадра под влијание на неутрони. Точно, постојат значителни разлики. Во термалните реактори, ураниум-235 се расцепува од термални неутрони со ниска енергија, создавајќи фрагменти од фисија и нови високоенергетски неутрони (наречени брзи неутрони). Веројатноста термички неутрон да се апсорбира од јадрото на ураниум-235 (со последователна фисија) е многу поголема од брзата, така што неутроните треба да се забават. Ова се прави со помош на модератори - супстанции кои, при судир со јадрата, неутроните губат енергија.
Горивото за термалните реактори обично е ниско збогатен ураниум, графит, лесна или тешка вода се користат како модератор, а обичната вода се користи како течност за ладење. Повеќето оперативни нуклеарни централи се изградени според една од овие шеми.
Брзите неутрони произведени како резултат на присилна нуклеарна фисија може да се користат без никаква умереност. Шемата е следна: брзите неутрони произведени за време на фисијата на јадрата на ураниум-235 или плутониум-239 се апсорбираат од ураниум-238 за да формираат (по две бета распаѓања) плутониум-239. Покрај тоа, на секои 100 фисиирани јадра на ураниум-235 или плутониум-239, се формираат 120-140 јадра на плутониум-239. Точно, бидејќи веројатноста за нуклеарна фисија со брзи неутрони е помала отколку со термички, горивото мора да се збогати во поголема мера отколку за термалните реактори. Покрај тоа, тука е невозможно да се отстрани топлината користејќи вода (водата е модератор), така што мора да користите други течности за ладење: обично тоа се течни метали и легури, од многу егзотични опции како што е живата (таква течност за ладење се користела во првиот американски експериментален реактор Клементин) или легури на олово - бизмут (кои се користат во некои подморнички реактори - особено, подморници од Советскиот проект 705) до течен натриум (најчеста опција кај реакторите за индустриска енергија). Реакторите кои работат според оваа шема се нарекуваат брзи неутронски реактори. Идејата за таков реактор беше предложена во 1942 година од Енрико Ферми. Се разбира, војската покажа најжесток интерес за оваа шема: брзите реактори за време на работата произведуваат не само енергија, туку и плутониум за нуклеарно оружје. Поради оваа причина, брзите неутронски реактори се нарекуваат и одгледувачи (од англискиот одгледувач - продуцент).
Цик-цак на историјата
Интересно е што историјата на светската нуклеарна енергија започна токму со брзиот неутронски реактор. На 20 декември 1951 година, во Ајдахо беше лансиран првиот светски реактор за брза неутронска енергија, EBR-I (Experimental Breeder Reactor), со електрична моќност од само 0,2 MW. Подоцна, во 1963 година, во близина на Детроит беше лансирана нуклеарна централа со брз неутронски реактор Ферми - веќе со капацитет од околу 100 MW (во 1966 година имаше сериозна несреќа со топење на дел од јадрото, но без никакви последици за околината или луѓето) .
Во СССР, од доцните 1940-ти, Александар Лејпунски работи на оваа тема, под чие водство беа развиени основите на теоријата за брзи реактори во Институтот за физика и енергија во Обнинск (ФЕИ) и беа изградени неколку експериментални штандови, кои овозможи да се проучува физиката на процесот. Како резултат на истражувањето, во 1972 година, првата советска брза неутронска нуклеарна централа стапи во функција во градот Шевченко (сега Актау, Казахстан) со реактор БН-350 (првично означен БН-250). Не само што произведуваше електрична енергија, туку и користеше топлина за десолинирање на водата. Наскоро беа пуштени во употреба француската нуклеарна централа со брзиот реактор Phenix (1973) и британската со PFR (1974), двете со моќност од 250 MW.
Сепак, во 1970-тите, термалните неутронски реактори почнаа да доминираат во индустријата за нуклеарна енергија. Ова се должи на различни причини. На пример, фактот дека брзите реактори можат да произведуваат плутониум, што значи дека тоа може да доведе до кршење на законот за неширење на нуклеарно оружје. Сепак, најверојатно главниот фактор беше тоа што термалните реактори беа поедноставни и поевтини, нивниот дизајн беше развиен на воени реактори за подморници, а самиот ураниум беше многу евтин. Индустриските брзи неутронски реактори кои стапија во функција низ светот по 1980 година можат да се избројат на прстите од едната рака: тоа се Superphenix (Франција, 1985–1997), Monju (Јапонија, 1994–1995) и BN-600 (Beloyarsk). NPP, 1980), кој моментално е единствениот оперативен реактор за индустриска енергија во светот.
Изградба на БН-800
Тие се враќаат
Меѓутоа, во моментов, вниманието на специјалистите и јавноста повторно е насочено кон нуклеарните централи со брзи неутронски реактори. Според проценките на Меѓународната агенција за атомска енергија (МААЕ) во 2005 година, вкупниот волумен на докажани резерви на ураниум, чија цена за екстракција не надминува 130 долари за килограм, е приближно 4,7 милиони тони. Според проценките на МААЕ, овие резерви ќе траат 85 години (врз основа на побарувачката на ураниум за производство на електрична енергија на нивоата од 2004 година). Содржината на изотопот 235, кој се „гори“ во термалните реактори, во природниот ураниум е само 0,72%, остатокот е ураниум-238, „некорисен“ за термалните реактори. Меѓутоа, ако се префрлиме на користење на брзи неутронски реактори способни да „горат“ ураниум-238, истите овие резерви ќе траат повеќе од 2500 години!
Покрај тоа, брзите неутронски реактори овозможуваат спроведување на затворен циклус на гориво (во моментов не е имплементиран во BN-600). Бидејќи само ураниум-238 е „согорен“, по обработката (отстранување на производи од фисија и додавање на нови делови од ураниум-238), горивото може повторно да се вчита во реакторот. И бидејќи циклусот ураниум-плутониум произведува повеќе плутониум отколку што се распаѓа, вишокот гориво може да се користи за нови реактори.
Покрај тоа, овој метод може да се користи за обработка на вишок плутониум од типот на оружје, како и плутониум и минорни актиниди (нептуниум, америциум, куриум) извлечени од потрошеното гориво од конвенционалните термални реактори (ситните актиниди во моментов претставуваат многу опасен дел од радиоактивниот отпад). . Во исто време, количината на радиоактивен отпад во споредба со термалните реактори е намалена за повеќе од дваесет пати.
Измазнете само на хартија
Зошто, и покрај сите нивни предности, брзите неутронски реактори не станаа широко распространети? Ова првенствено се должи на особеностите на нивниот дизајн. Како што споменавме погоре, водата не може да се користи како течност за ладење, бидејќи е модератор на неутрони. Затоа, брзите реактори главно користат метали во течна состојба - од егзотични легури на олово-бизмут до течен натриум (најчеста опција за нуклеарни централи).
„Во брзите неутронски реактори, термичките и радијационите оптоварувања се многу повисоки отколку во термалните реактори“, објаснува за премиерот Михаил Баканов, главен инженер на нуклеарната централа Белојарск. „Ова води кон потребата да се користат специјални структурни материјали за садот на реакторот и системите во реакторот. Куќиштата на шипките за гориво и склоповите на горивото не се направени од легури на циркониум, како во термалните реактори, туку од специјални легирани челици од хром, кои се помалку подложни на „отекување“ на зрачење. Од друга страна, на пример, садот на реакторот не е подложен на оптоварувања поврзани со внатрешен притисок - тој е само малку повисок од атмосферскиот притисок.
Според Михаил Баканов, во првите години од работењето главните тешкотии биле поврзани со отекување на зрачење и пукање на горивото. Овие проблеми, сепак, наскоро беа решени, беа развиени нови материјали - и за гориво и за куќишта на шипки за гориво. Но, дури и сега, кампањите се ограничени не толку поради согорувањето на горивото (кое на BN-600 достигнува 11%), туку од животниот век на ресурсите на материјалите од кои се направени горивото, шипките за гориво и склоповите на горивото. Понатамошните оперативни проблеми беа поврзани главно со истекување на натриум во секундарното коло, хемиски активен и опасен за оган метал кој бурно реагира на контакт со воздух и вода: „Само Русија и Франција имаат долгогодишно искуство во управувањето со индустриски брзи неутронски реактори за напојување. . И ние и француските специјалисти се соочивме со истите проблеми од самиот почеток. Успешно ги решивме, уште од самиот почеток обезбедивме специјални средства за следење на затегнатоста на кола, локализирање и сузбивање на истекување на натриум. Но, францускиот проект се покажа како помалку подготвен за такви неволји, како резултат на тоа, реакторот Феникс конечно беше затворен во 2009 година.
„Проблемите беа навистина исти“, додава Николај Ошканов, директор на нуклеарната централа Белојарск, „но тие беа решени овде и во Франција на различни начини. На пример, кога главата на еден од склоповите на Феникс се наведна за да го грабне и растовари, француските специјалисти развија сложен и прилично скап систем за „гледање“ низ слој натриум. И кога се појави истиот проблем кај нас, еден од нашите инженери предложи да користиме видео камера поставена во едноставна структура како ѕвонче за нуркање - цевка отворена на дното со аргон вдишан одозгора. Откако стопениот натриум беше исфрлен, операторите можеа да го вклучат механизмот преку видео врска и свитканиот склоп беше успешно отстранет“.
Брза иднина
„Немаше да има таков интерес за технологијата на брзи реактори во светот, ако не беше успешната долгорочна работа на нашиот БН-600“, вели Николај Ошканов „Развојот на нуклеарната енергија, според мене, е првенствено поврзан со сериско производство и работа на брзи реактори . Само тие овозможуваат вклучување на целиот природен ураниум во циклусот на гориво и на тој начин зголемување на ефикасноста, како и намалување на количината на радиоактивен отпад за десетици пати. Во овој случај, иднината на нуклеарната енергија ќе биде навистина светла“.
Брз неутронски реактор BN-800 (вертикален пресек)
Што има внатре во него
Активната зона на брзиот неутронски реактор е распоредена како кромид, во слоеви
370 склопови на гориво формираат три зони со различно збогатување на ураниум-235 - 17, 21 и 26% (првично имаше само две зони, но за да се изедначи ослободувањето на енергија, беа направени три). Тие се опкружени со странични екрани (ќебиња), или зони за размножување, каде што се наоѓаат склопови што содржат осиромашен или природен ураниум, кој се состои главно од изотоп 238, на краевите на шипките за гориво над и под јадрото, исто така, има таблети со осиромашен ураниум ураниум, кои ги формираат крајните екрани (репродукција на зони).
Склоповите за гориво (FA) се збир на горивни елементи собрани во едно куќиште - специјални челични цевки исполнети со пелети од ураниум оксид со разновидни збогатувања. За да се осигура дека елементите на горивото не доаѓаат во контакт едни со други, а течноста за ладење може да циркулира меѓу нив, тенка жица се намотува на цевките. Натриумот влегува во склопот на горивото преку долните дупки за гаснење и излегува низ прозорците во горниот дел.
На дното на склопот на гориво има стебло што се вметнува во штекерот на комутаторот, на врвот има дел за глава, со кој склопот се фаќа при преоптоварување. Склоповите за гориво од различни збогатувања имаат различни места за монтирање, така што едноставно е невозможно да се инсталира склопот на погрешно место.
За контрола на реакторот, се користат 19 компензирачки шипки кои содржат бор (апсорбер на неутрони) за да се компензира изгорувањето на горивото, 2 автоматски контролни прачки (за одржување на дадена моќност) и 6 активни заштитни шипки. Бидејќи сопствената неутронска позадина на ураниумот е ниска, за контролирано стартување на реакторот (и контрола на ниски нивоа на моќност) се користи „осветлување“ - извор на фотонеутрони (гама емитер плус берилиум).
Како работи реакторот BN-600
Реакторот има интегрален распоред, односно садот на реакторот ја содржи активната зона (1), како и три јамки (2) од првото коло за ладење, од кои секоја има своја главна циркулациона пумпа (3) и две средни разменувачи на топлина (4). Течноста за ладење е течен натриум, кој се пумпа низ јадрото од дното нагоре и се загрева од 370 до 550 ° C
Поминувајќи низ средни разменувачи на топлина, тој ја пренесува топлината на натриум во второто коло (5), кое веќе влегува во генераторите на пареа (6), каде што испарува водата и ја прегрева пареата до температура од 520 ° C (при притисок од 130 банкомат). Пареата се доставува до турбините наизменично во цилиндрите со висок (7), среден (8) и низок (9) притисок. Издувната пареа се кондензира со ладење со вода (10) од езерцето за ладење и повторно влегува во генераторите на пареа. Три турбогенератори (11) на АЕЦ Белојарск произведуваат 600 MW електрична енергија. Гасната празнина на реакторот е исполнета со аргон под многу низок вишок притисок (околу 0,3 атм).
Преоптоварување на слепо
За разлика од термалните реактори, во реакторот BN-600 склоповите се наоѓаат под слој на течен натриум, така што отстранувањето на потрошените склопови и поставувањето на свежите на нивно место (овој процес се нарекува претовар) се случува во целосно затворен режим. Во горниот дел на реакторот има големи и мали ротациони приклучоци (ексцентрични релативно едни на други, односно нивните оски на ротација не се совпаѓаат). На мал ротационен приклучок е поставен столб со системи за контрола и заштита, како и механизам за преоптоварување со држач од типот на колет. Ротациониот механизам е опремен со „хидраулична заптивка“ изработена од специјална легура со ниска топење. Во нормална состојба тој е цврст, но за да се рестартира се загрева до точката на топење, додека реакторот останува целосно затворен, така што испуштањата на радиоактивни гасови практично се елиминираат.
Процесот на повторно вчитување на еден склоп трае до еден час, повторно вчитување на една третина од јадрото (околу 120 склопови на гориво) трае околу една недела (во три смени), оваа постапка се изведува секоја микро-кампања (160 ефективни дена, пресметани во целост моќ). Точно, сега согорувањето на горивото се зголеми, а само една четвртина од јадрото е преоптоварено (приближно 90 склопови на гориво). Во овој случај, операторот нема директна визуелна повратна информација и се води само од индикаторите на сензорите и држачите за агол на ротација на колоната (прецизноста на позиционирањето е помала од 0,01 степени), силите за извлекување и инсталација. Од безбедносни причини, се наметнуваат одредени ограничувања за работата на механизмот: на пример, две соседни ќелии не можат да се ослободат истовремено, освен тоа, кога се преоптоварени, сите контролни и заштитни шипки мора да бидат во активната зона.
Во 1983 година, врз основа на BN-600, претпријатието разви проект за подобрен реактор BN-800 за енергетска единица со капацитет од 880 MW(e). Во 1984 година, започна работата на изградбата на два реактори БН-800 во Белојарск и новите нуклеарни централи во Јужен Урал. Последователното одложување на изградбата на овие реактори беше искористено за да се усоврши дизајнот со цел дополнително да се подобри неговата безбедност и да се подобрат техничките и економските показатели. Работата на изградбата на БН-800 беше обновена во 2006 година во АЕЦ Белојарск (четврта енергетска единица) и треба да биде завршена во 2014 година.
Реакторот BN-800 во изградба ги има следниве важни задачи:
- Обезбедување работа на MOX гориво.
- Експериментална демонстрација на клучните компоненти на затворен циклус на гориво.
- Тестирање во реални работни услови на нови типови опрема и подобрени технички решенија воведени за подобрување на ефикасноста, доверливоста и безбедноста.
- Развој на иновативни технологии за идни брзи неутронски реактори со течност за ладење од течен метал:
- тестирање и сертификација на напредни горива и структурни материјали;
- демонстрација на технологија за согорување на помали актиниди и трансмутирање на долготрајни фисиони производи, кои го сочинуваат најопасниот дел од радиоактивниот отпад од нуклеарната енергија.
Во тек е изработка на проект за подобрен комерцијален реактор БН-1200 со моќност од 1220 MW.
Реактор BN-1200 (вертикален пресек)
За реализација на овој проект е планирана следната програма:
- 2010...2016 година – развој на техничкиот дизајн на реакторската постројка и имплементација на програмата за истражување и развој.
- 2020 година – пуштање во употреба на главниот енергетски блок со MOX гориво и организација на неговото централизирано производство.
- 2023…2030 – пуштање во употреба на серија енергетски блокови со вкупен капацитет од околу 11 GW.
Во нашата земја, првите проценки на својствата на брзиот спектар на неутрони што се применуваат на нуклеарните реактори беа направени во 1946 година на иницијатива на И.В. Курчатова. Од 1949 година, А.И. Лејпунски, под чие научно раководство приближно во исто време, со пресметка беше прикажана можноста за проширена репродукција на нуклеарно гориво и употреба на течност за ладење од течен метал во реактори со брз неутронски спектар. Опсежните истражувања за развој на физичко-техничките основи на брзите реактори започнаа во Институтот за физика и енергетика во Обнинск, а потоа и во многу други организации.
За да се спроведат истражувања за физичките и инженерските проблеми на брзите неутронски реактори, IPPE изгради и пушти во функција критични склопови (реактори со нула моќност) и брзи неутронски истражувачки реактори (RR): BR-1 (во 1955 година), BR-2 (во 1956 година ), БР-5 (во 1959 година), БФС-1 (во 1961 година), БФС-2 (во 1969 година), БР-10 (реконструкција на БР-5, во 1973 година Г.).
Како резултат на студиите спроведени на овие први инсталации, беше потврдена можноста за постигнување фактор за размножување на нуклеарното гориво во брзите реактори KV>1, како главно нуклеарно гориво се препорачува ураниум диоксид, а главно средство за ладење течен натриум.
Првиот демонстративен брз реактор беше тековно оперативниот истражувачки реактор BOR-60.
- стекнување искуство во управување со брзи неутронски реактори со поголема моќност;
- верификација на методите за пресметување на неутронски карактеристики (critmass, поле за ослободување топлина, производство и квалитет на плутониум, коефициенти на реактивност);
- проверка на веродостојноста на опремата и горивото; инсталација на десалинизација на морската вода, тестирање на безбедносни системи;
- проблеми со масло, со генератори на пареа, со прачки за гориво, потрошен барабан за склопување (SAD), со системот за претовар, со структурни материјали на горивни прачки, склопови за гориво и нивни решенија;
- истражување на науката за материјали, истражување на факторот на репродукција, тестирање на природна циркулација, експеримент со влегување во режим на вриење во склоп на гориво, експерименти за динамиката на развојот на истекување меѓу кола.
Брзиот реактор BN-600 - кој работи како дел од енергетска единица од 600 MW - ја снабдува мрежата со електрична енергија од 1980 година. Користи главно гориво со ураниум оксид збогатен до 17, 21 и 26%, и мала количина на MOX гориво. Ова е реактор од интегрален тип, во садот на реакторот се наоѓаат средни разменувачи на топлина натриум-натриум и главните циркулациони пумпи. Притисокот на натриумовата течност за ладење во куќиштето е малку (0,05 MPa) повисок од атмосферскиот притисок, така што ризикот од пукање на куќиштето е елиминиран. Генератори на пареа инсталирани надвор од трупот снабдуваат со пареа три турбински генератори од 200 MW.
На 27 јуни 2014 година, се случи физичкото стартување на енергетската единица бр беше пуштен во комерцијална работа. Реакторот започна да работи со користење на таканареченото хибридно јадро, во кое главниот дел (84%) се состои од склопови на гориво со ураниумско гориво, а 16% - склопови на гориво со MOX гориво. Пренесувањето на овој реактор на целосно полнење со MOX гориво е планирано во 2019 година. Изградена е постројка за производство на MOX гориво.
Реакторот BN-800 користи и докажани технички решенија имплементирани во BN-600 и нови кои значително ја зголемуваат безбедноста на електраната, како што се: ефектот на реактивност со нула натриум празнина, хидраулично пондерирани заштитни шипки за итни случаи кои се активираат кога течноста за ладење тече стапката се намалува, пасивни системи за ладење итни случаи, специјална „стапица“ е обезбедена под јадрото за собирање и задржување на топењето и фрагментите од јадрото во случај на негово уништување како резултат на тешка несреќа, сеизмичката отпорност на конструкцијата има е зголемен.
Брзи реактори кои моментално работат во светот
| Реактор | Статус на реакторот, распоред, течност за ладење | Моќност (термичка/ електрични) |
Гориво |
Земја | Години на работа |
| БОР-60 | Истражување, јамка, натриум | 55/10 | оксид | Русија | 1969-2020 |
| БН-600 | 1470/600 | оксид | Русија | 1980-2020 | |
| БН-800 | Пилот-индустриски, интегрален, натриум | 2100/800 | MOX | Русија | 2016-2043 |
| FBTR | 40/13,2 | карбид (метал) | Индија | 1985-2030 | |
| PFBR | Прототип, интегрален, натриум | 1250/500 | оксид (метал) | Индија | - |
| ЦЕФР | Експериментален, интегрален, натриум | 65/20 | оксид (MOX) |
Кина | 2010-2040 |
| Џојо | Експериментален, интегрален, натриум | 140/- | оксид | Јапонија | 1978-2007 година, во моментов е подложен на долгорочна реконструкција, можно е лансирање во 2021 година |
| Монџу | Прототип, јамка, натриум | 714/280 | оксид | Јапонија | 1994-96, 2010 година, деактивиран со одлука на јапонската влада |
Јапонската влада одлучи целосно да ја затвори нуклеарната централа Монџу, единствената нуклеарна централа во земјата со брз неутронски реактор.
Нуклеарната регулаторна агенција (НРА) го одложи разгледувањето на рестартирањето на брзиот реактор за истражување на натриум JOYO. Барањето за дозвола за повторно стартување на JOYO беше поднесено до регулаторот на 30 март 2017 година. Апликацијата не содржи проценет датум за рестартирање.
Така, од 1972 година (од лансирањето на BN-350), во нашата земја се користат брзи реактори за производство на електрична енергија и десалинирана вода. Во моментов, Русија е единствената земја во светот чија структура на нуклеарна енергија вклучува брзи неутронски реактори. Ова беше постигнато поради фактот што само кај нас се успешно завршени сите неопходни фази на совладување на технологијата BN - брзи реактори со натриумова течност за ладење.
Многу експерти денес веруваат дека брзите неутронски реактори се иднината на нуклеарната енергија. Еден од пионерите во развојот на оваа технологија е Русија, каде брзиот неутронски реактор БН-600 во АЕЦ Белојарск работи 30 години без сериозни инциденти, таму се гради реакторот БН-800 и се создава планиран е комерцијален реактор БН-1200. Франција и Јапонија имаат искуство во управување со брзи неутронски нуклеарни централи, а се разгледуваат и плановите за изградба на брзи неутронски нуклеарни централи во Индија и Кина. Се поставува прашањето: зошто нема практични програми за развој на брза неутронска енергија во земја со многу развиена нуклеарна енергетска индустрија - САД?
Всушност, таков проект имаше и во САД. Станува збор за проектот Clinch River Breeder Reactor (на англиски - The Clinch River Breeder Reactor, скратено како CRBRP). Целта на овој проект беше да се дизајнира и изгради натриум брз реактор, кој требаше да биде демонстративен прототип за следната класа слични американски реактори наречени LMFBR (кратенка од Liquid Metal Fast Breeder Reactors). Во исто време, реакторот на реката Клинч беше замислен како значаен чекор кон развојот на технологијата на брзи реактори со течни метали со цел нивна комерцијална употреба во електроенергетската индустрија. Локацијата на реакторот на реката Клинч требаше да биде површина од 6 km 2, административно дел од градот Оук Риџ во Тенеси.
Реакторот требаше да има топлинска моќност од 1000 MW и електрична моќност во опсег од 350-380 MW. Горивото за него требаше да биде 198 шестоаголни склопови собрани во форма на цилиндар со две зони за збогатување на горивото. Внатрешноста на реакторот требаше да се состои од 108 склопови кои содржат плутониум збогатен до 18%. Тие требаше да бидат опкружени со надворешна зона составена од 90 склопови со плутониум збогатен до 24%. Оваа конфигурација требаше да обезбеди најдобри услови за ослободување на топлина.
Проектот првпат беше претставен во 1970 година. Во 1971 година, американскиот претседател Ричард Никсон ја воспостави оваа технологија како еден од главните приоритети за истражување и развој на нацијата.
Што го спречи неговото спроведување?
Една од причините за ваквата одлука беше тековната ескалација на трошоците на проектот. Во 1971 година, Комисијата за атомска енергија на САД утврди дека проектот ќе чини околу 400 милиони долари. Приватниот сектор вети дека ќе го финансира најголемиот дел од проектот, со 257 милиони долари. Меѓутоа, во следните години, цената на проектот скокна на 700 милиони Заклучно со 1981 година, веќе беа потрошени милијарда долари буџетски средства, и покрај фактот што цената на проектот во тоа време беше проценета на 3-3,2 милијарди. долари, не сметајќи уште една милијарда, што беше неопходно за изградба на фабрика за производство на произведено гориво. Во 1981 година, конгресниот комитет откри случаи на различни злоупотреби, што дополнително ја зголеми цената на проектот.
Пред одлуката за затворање, цената на проектот веќе беше проценета на 8 милијарди долари.
Друга причина беа високите трошоци за изградба и работа на самиот реактор за производство на електрична енергија. Во 1981 година, беше проценето дека трошоците за изградба на брз реактор ќе бидат двојно повисоки од стандардниот реактор за лесна вода со иста моќност. Исто така, беше проценето дека за одгледувачот да биде економски конкурентен со конвенционалните реактори за лесна вода, цената на ураниумот треба да биде 165 долари за фунта, додека во реалноста тогаш цената беше 25 долари за фунта. Приватните генераторски компании не сакаа да инвестираат во таква ризична технологија.
Друга сериозна причина за ограничување на програмата за одгледување беше заканата од можно прекршување на режимот за неширење, бидејќи оваа технологија произведува плутониум, кој исто така може да се користи за производство на нуклеарно оружје. Поради меѓународна загриженост за прашањата за ширење на нуклеарното оружје, во април 1977 година, американскиот претседател Џими Картер повика на неодредено одложување на изградбата на комерцијални брзи реактори.
Претседателот Картер генерално беше постојан противник на проектот на реката Клинч. Во ноември 1977 година, откако стави вето на нацрт-законот за продолжување на финансирањето, Картер рече дека тој ќе биде „премногу скап“ и „ќе стане технички застарен и економски неизводлив штом ќе биде завршен“. Покрај тоа, тој изјави дека технологијата на брзиот реактор воопшто е залудна. Наместо да се влеваат ресурси во проектот за брзи демонстрации на неутрони, Картер наместо тоа предложи „трошење пари за подобрување на безбедноста на постојните нуклеарни технологии“.
Проектот за реката Клинч беше обновен откако Роналд Реган ја презеде функцијата во 1981 година. И покрај зголеменото противење од Конгресот, тој ја поништи забраната на неговиот претходник и изградбата продолжи. Сепак, на 26 октомври 1983 година, и покрај успешниот напредок на градежните работи, Сенатот на САД со мнозинство (56 спрема 40) повика да нема дополнително финансирање за изградба и локацијата беше напуштена.
Уште еднаш, беше запаметен неодамна, кога проектот за реактор со ниска моќност mPower започна да се развива во САД. Местото на планираната изградба на нуклеарната централа на реката Клинч се разгледува како локација за нејзина изградба.
Уникатниот руски брз неутронски реактор кој работи во нуклеарната централа Белојарск е доведен до моќност од 880 мегавати, јавува прес-службата на Росатом.
Реакторот работи во енергетската единица бр. 4 на нуклеарната централа Белојарск и во моментов е подложен на рутинско тестирање на опремата за производство. Во согласност со програмата за тестирање, енергетската единица обезбедува одржување на електричната моќност на ниво од најмалку 880 мегавати за 8 часа.
Моќта на реакторот се зголемува во фази со цел на крајот да се добие сертификат на ниво на проектна моќност од 885 мегавати врз основа на резултатите од тестот. Во моментов, реакторот е сертифициран за моќност од 874 мегавати.
Да потсетиме дека АЕЦ Белојарск работи со два брзи неутронски реактори. Од 1980 година тука работи реакторот БН-600 - долго време беше единствениот реактор од овој тип во светот. Но, во 2015 година започна етапното лансирање на вториот реактор БН-800.
Зошто е ова толку важно и се смета за историски настан за глобалната нуклеарна индустрија?
Брзите неутронски реактори овозможуваат спроведување на затворен циклус на гориво (во моментов не е имплементиран во BN-600). Бидејќи само ураниум-238 е „согорен“, по обработката (отстранување на производи од фисија и додавање на нови делови од ураниум-238), горивото може повторно да се вчита во реакторот. И бидејќи циклусот ураниум-плутониум произведува повеќе плутониум отколку што се распаѓа, вишокот гориво може да се користи за нови реактори.
Покрај тоа, овој метод може да се користи за обработка на вишок плутониум од типот на оружје, како и плутониум и минорни актиниди (нептуниум, америциум, куриум) извлечени од потрошеното гориво од конвенционалните термални реактори (ситните актиниди во моментов претставуваат многу опасен дел од радиоактивниот отпад). . Во исто време, количината на радиоактивен отпад во споредба со термалните реактори е намалена за повеќе од дваесет пати.
Зошто, и покрај сите нивни предности, брзите неутронски реактори не станаа широко распространети? Ова првенствено се должи на особеностите на нивниот дизајн. Како што споменавме погоре, водата не може да се користи како течност за ладење, бидејќи е модератор на неутрони. Затоа, брзите реактори главно користат метали во течна состојба - од егзотични легури на олово-бизмут до течен натриум (најчеста опција за нуклеарни централи).
„Во брзите неутронски реактори, топлинските и радијационите оптоварувања се многу поголеми отколку во термалните реактори“, објаснува за премиерот Михаил Баканов, главен инженер на нуклеарната централа Белојарск. - Ова доведува до потреба од употреба на специјални структурни материјали за садот на реакторот и системите во реакторот. Куќиштата на шипките за гориво и склоповите на горивото не се направени од легури на циркониум, како во термалните реактори, туку од специјални легирани челици од хром, кои се помалку подложни на „отекување“ на зрачење. Од друга страна, на пример, садот на реакторот не е подложен на оптоварувања поврзани со внатрешен притисок - тој е само малку повисок од атмосферскиот притисок.
Според Михаил Баканов, во првите години од работењето главните тешкотии биле поврзани со отекување на зрачење и пукање на горивото. Овие проблеми, сепак, наскоро беа решени, беа развиени нови материјали - и за гориво и за куќишта на шипки за гориво. Но, дури и сега, кампањите се ограничени не толку поради согорувањето на горивото (кое на BN-600 достигнува 11%), туку од животниот век на ресурсите на материјалите од кои се направени горивото, шипките за гориво и склоповите на горивото. Понатамошните оперативни проблеми беа поврзани главно со истекување на натриум во секундарното коло, хемиски активен и опасен за оган метал кој бурно реагира на контакт со воздух и вода: „Само Русија и Франција имаат долгогодишно искуство во управувањето со индустриски брзи неутронски реактори за напојување. . И ние и француските специјалисти се соочивме со истите проблеми од самиот почеток. Успешно ги решивме, уште од самиот почеток обезбедивме специјални средства за следење на затегнатоста на кола, локализирање и сузбивање на истекување на натриум. Но, францускиот проект се покажа како помалку подготвен за такви неволји, како резултат на тоа, реакторот Феникс конечно беше затворен во 2009 година.
„Проблемите навистина беа исти“, додава Николај Ошканов, директор на АЕЦ Белојарск, „но тие беа решени овде и во Франција на различни начини. На пример, кога главата на еден од склоповите на Феникс се наведна за да го грабне и растовари, француските специјалисти развија сложен и прилично скап систем за „гледање“ низ слој натриум. И кога се појави истиот проблем кај нас, еден од нашите инженери предложи да користиме видео камера поставена во едноставен дизајн како ѕвонче за нуркање - цевка отворена на дното со аргон вдишан одозгора. Откако стопениот натриум беше исфрлен, операторите можеа да го вклучат механизмот преку видео врска и свитканиот склоп беше успешно отстранет“.
Активната зона на брзиот неутронски реактор е распоредена како кромид, во слоеви
370 склопови на гориво формираат три зони со различно збогатување на ураниум-235 - 17, 21 и 26% (првично имаше само две зони, но за да се изедначи ослободувањето на енергија, беа направени три). Тие се опкружени со странични екрани (ќебиња), или зони за размножување, каде што се наоѓаат склопови што содржат осиромашен или природен ураниум, кој се состои главно од изотоп 238, на краевите на шипките за гориво над и под јадрото, исто така, има таблети со осиромашен ураниум ураниум, кои ги формираат крајните екрани (репродукција на зони).
Склоповите за гориво (FA) се збир на горивни елементи (елементи на гориво) собрани во едно куќиште - специјални челични цевки исполнети со пелети од ураниум оксид со различни збогатувања. За да се осигура дека елементите на горивото не доаѓаат во контакт едни со други, а течноста за ладење може да циркулира меѓу нив, тенка жица се намотува на цевките. Натриумот влегува во склопот на горивото преку долните дупки за гаснење и излегува низ прозорците во горниот дел.
На дното на склопот на горивото има стебло вметната во штекерот на комутаторот, на врвот има дел за глава, со кој склопот се фаќа при преоптоварување. Склоповите за гориво од различни збогатувања имаат различни места за монтирање, така што едноставно е невозможно да се инсталира склопот на погрешно место.
За контрола на реакторот, се користат 19 компензирачки шипки кои содржат бор (апсорбер на неутрони) за да се компензира изгорувањето на горивото, 2 автоматски контролни прачки (за одржување на дадена моќност) и 6 активни заштитни шипки. Бидејќи сопствената неутронска позадина на ураниумот е ниска, за контролирано стартување на реакторот (и контрола на ниски нивоа на моќност) се користи „осветлување“ - извор на фотонеутрони (гама емитер плус берилиум).
Енергетските единици со брзи неутронски реактори можат значително да ја прошират базата на гориво на нуклеарната енергија и да го минимизираат радиоактивниот отпад со организирање на затворен циклус на нуклеарно гориво. Само неколку земји имаат такви технологии, а Руската Федерација, според експертите, е светски лидер во оваа област.
Реакторот BN-800 (од „брз натриум“, со електрична моќност од 880 мегавати) е пилот индустриски брз неутронски реактор со течен метален течност за ладење, натриум. Тој треба да стане прототип на комерцијални, помоќни енергетски единици со реактори BN-1200.
извори