Yekaterinburg'a 40 km uzaklıkta, en güzel Ural ormanlarının ortasında Zarechny kasabası bulunmaktadır. 1964 yılında ilk Sovyet endüstriyel nükleer santrali Beloyarskaya burada açıldı (100 MW kapasiteli AMB-100 reaktörüyle). Artık Beloyarsk NPP, endüstriyel hızlı nötron güç reaktörü BN-600'ün faaliyet gösterdiği dünyadaki tek nükleer santral olmaya devam ediyor.
Suyu buharlaştıran bir kazan düşünün ve ortaya çıkan buhar, elektrik üreten bir turbojeneratörü döndürüyor. Genel anlamda bir nükleer santralin işleyişi kabaca bu şekildedir. Yalnızca “kazan” atomik bozunmanın enerjisidir. Güç reaktörlerinin tasarımları farklı olabilir, ancak çalışma prensibine göre iki gruba ayrılabilirler: termal nötron reaktörleri ve hızlı nötron reaktörleri.
Herhangi bir reaktörün temeli, nötronların etkisi altında ağır çekirdeklerin bölünmesidir. Doğru, önemli farklılıklar var. Termal reaktörlerde uranyum-235, düşük enerjili termal nötronlar tarafından bölünerek fisyon parçaları ve yeni yüksek enerjili nötronlar (hızlı nötronlar olarak adlandırılır) üretilir. Termal bir nötronun uranyum-235 çekirdeği tarafından emilme olasılığı (sonraki fisyonla birlikte) hızlı olandan çok daha yüksektir, bu nedenle nötronların yavaşlatılması gerekir. Bu, moderatörlerin (çekirdeklerle çarpıştığında nötronların enerjisini kaybeden maddeler) yardımıyla yapılır. Termal reaktörlerin yakıtı genellikle düşük zenginleştirilmiş uranyumdur; moderatör olarak grafit, hafif veya ağır su, soğutucu olarak ise sıradan su kullanılır. İşletmedeki nükleer enerji santrallerinin çoğu bu planlardan birine göre inşa edilmiştir.
Zorunlu nükleer fisyon sonucu üretilen hızlı nötronlar, herhangi bir ölçüye gerek kalmadan kullanılabilir. Şema şu şekildedir: Uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeklerinin fisyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar, (iki beta bozunmasından sonra) plütonyum-239'u oluşturmak üzere uranyum-238 tarafından emilir. Ayrıca her 100 parçalanmış uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeği için 120−140 plütonyum-239 çekirdeği oluşur. Doğru, hızlı nötronlar tarafından nükleer fisyon olasılığı termal olanlardan daha az olduğundan, yakıtın termal reaktörlere göre daha fazla zenginleştirilmesi gerekir. Ek olarak, burada su kullanarak ısıyı uzaklaştırmak imkansızdır (su bir moderatördür), bu nedenle diğer soğutucuları kullanmanız gerekir: genellikle bunlar cıva gibi çok egzotik seçeneklerden sıvı metaller ve alaşımlardır (böyle bir soğutucu, ilk Amerikan deneysel reaktörü Clementine) veya kurşun - bizmut alaşımlarından (bazı denizaltı reaktörlerinde - özellikle Sovyet Projesi 705 denizaltılarında kullanılır) sıvı sodyuma (endüstriyel güç reaktörlerinde en yaygın seçenek) dönüştürülür. Bu şemaya göre çalışan reaktörlere hızlı nötron reaktörleri denir. Böyle bir reaktör fikri 1942'de Enrico Fermi tarafından önerildi. Elbette bu plana en büyük ilgiyi ordu gösterdi: Operasyon sırasında hızlı reaktörler sadece enerji üretmekle kalmıyor, aynı zamanda nükleer silahlar için plütonyum da üretiyor. Bu nedenle hızlı nötron reaktörlerine yetiştiriciler (İngiliz yetiştirici - üreticiden) de denir.
Onun içinde ne var
Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde yapılandırılmıştır. 370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir. Yakıt çubuklarının uçlarında, çekirdeğin üstünde ve altında ayrıca tükenmiş tabletler bulunur. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme). BN-600 reaktörü bir çarpandır (yetiştiricidir), yani çekirdeğe bölünmüş 100 uranyum-235 çekirdeği için, yan ve uç eleklerde 120-140 plütonyum çekirdeği üretilir, bu da nükleer reaktörlerin çoğaltılmasını genişletmeyi mümkün kılar. yakıt. Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt çubuklarından) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmemesi ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesi için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar. Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine takılan bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır. Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).
Tarihin zikzakları
Dünya nükleer enerjisinin tarihinin tam olarak hızlı nötron reaktörüyle başlaması ilginçtir. 20 Aralık 1951'de, yalnızca 0,2 MW elektrik gücüne sahip dünyanın ilk hızlı nötron güç reaktörü EBR-I (Deneysel Damızlık Reaktörü) Idaho'da faaliyete geçti. Daha sonra, 1963'te, Detroit yakınlarında Fermi hızlı nötron reaktörüne sahip bir nükleer enerji santrali başlatıldı - zaten yaklaşık 100 MW kapasiteye sahip (1966'da çekirdeğin bir kısmının erimesiyle ciddi bir kaza oldu, ancak bunun için herhangi bir sonuç olmadı) çevre veya insanlar).
SSCB'de, 1940'ların sonlarından bu yana, Alexander Leypunsky bu konu üzerinde çalışıyor; liderliği altında Obninsk Fizik ve Enerji Enstitüsü'nde (FEI) hızlı reaktör teorisinin temelleri geliştirildi ve birkaç deney standı inşa edildi. sürecin fiziğini incelemeyi mümkün kıldı. Araştırmanın bir sonucu olarak, 1972'de Shevchenko şehrinde (şimdiki Aktau, Kazakistan) BN-350 reaktörü (başlangıçta BN-250 olarak adlandırıldı) ile ilk Sovyet hızlı nötron nükleer santrali faaliyete geçti. Sadece elektrik üretmekle kalmadı, aynı zamanda suyu tuzdan arındırmak için de ısı kullandı. Kısa süre sonra, her ikisi de 250 MW kapasiteye sahip olan hızlı reaktörlü Phenix (1973) Fransız nükleer enerji santrali ve PFR'li İngiliz nükleer santrali (1974) faaliyete geçti.
Ancak 1970'li yıllarda termal nötron reaktörleri nükleer enerji endüstrisine hakim olmaya başladı. Bunun çeşitli nedenleri vardı. Örneğin hızlı reaktörlerin plütonyum üretebilmesi, nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin yasanın ihlal edilmesine yol açabileceği anlamına geliyor. Bununla birlikte, büyük olasılıkla ana faktör, termal reaktörlerin daha basit ve daha ucuz olması, tasarımlarının denizaltılar için askeri reaktörler üzerinde geliştirilmiş olması ve uranyumun kendisinin çok ucuz olmasıydı. 1980'den sonra dünya çapında faaliyete geçen endüstriyel hızlı nötron güç reaktörleri bir elin parmaklarında sayılabilir: bunlar Superphenix (Fransa, 1985−1997), Monju (Japonya, 1994−1995) ve BN-600 (Beloyarsk) NPP, 1980) şu anda dünyada çalışan tek endüstriyel güç reaktörüdür.
Geri geliyorlar
Ancak şu anda uzmanların ve kamuoyunun dikkati yeniden hızlı nötron reaktörlü nükleer santrallere odaklanmış durumda. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (IAEA) 2005 yılında yaptığı tahminlere göre, çıkarılma maliyeti kilogram başına 130 doları geçmeyen uranyumun kanıtlanmış toplam rezervi yaklaşık 4,7 milyon tondur. UAEA'nın tahminlerine göre bu rezervler 85 yıl dayanacak (elektrik üretimi için uranyum talebinin 2004 seviyelerine göre). Termal reaktörlerde "yanan" 235 izotopunun doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72'dir, geri kalanı termal reaktörler için "işe yaramaz" olan uranyum-238'dir. Ancak uranyum-238'i "yakma" kapasitesine sahip hızlı nötron reaktörlerini kullanmaya geçersek, aynı rezervler 2500 yıldan fazla dayanacaktır!
Reaktörün ayrı parçalarının SKD yöntemi kullanılarak ayrı parçalardan monte edildiği reaktör montaj atölyesi
Üstelik hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.
Dahası, bu yöntem, silah kalitesinde plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küryum) işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılmaktadır.
Körü körüne yeniden başlat
Termal reaktörlerden farklı olarak, BN-600 reaktöründe düzenekler bir sıvı sodyum tabakasının altına yerleştirilir, bu nedenle kullanılmış düzeneklerin çıkarılması ve yerine yenilerinin takılması (bu işleme yeniden yükleme denir) tamamen kapalı bir modda gerçekleşir. Reaktörün üst kısmında irili ufaklı döner tapalar vardır (birbirlerine göre eksantrik, yani dönme eksenleri çakışmaz). Küçük bir döner tapanın üzerine kontrol ve koruma sistemlerine sahip bir sütunun yanı sıra pens tipi tutucuya sahip bir aşırı yük mekanizması monte edilmiştir. Döner mekanizma, düşük sıcaklıkta eriyen özel bir alaşımdan yapılmış bir "hidrolik conta" ile donatılmıştır. Normal durumunda katıdır, ancak yeniden başlatıldığında erime noktasına kadar ısıtılır, bu arada reaktör tamamen kapalı kalır, böylece radyoaktif gazların salınımı pratik olarak ortadan kaldırılır. Yeniden yükleme işlemi birçok adımı kapatır. Öncelikle kıskaç, kullanılmış düzeneklerin reaktör içi deposunda bulunan düzeneklerden birine getirilir, çıkarılır ve boşaltma asansörüne aktarılır. Daha sonra transfer kutusuna kaldırılır ve kullanılmış ünite tamburuna yerleştirilir, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra kullanılmış yakıt havuzuna girer. Bir sonraki aşamada mekanizma, çekirdek düzeneklerinden birini çıkarır ve onu reaktör içi depolama tesisine taşır. Bundan sonra, gerekli olanı (fabrikadan gelen yakıt düzeneklerinin önceden monte edildiği) yeni montaj tamburundan çıkarılır ve onu yeniden yükleme mekanizmasına besleyen taze montaj asansörüne takılır. Son aşama, yakıt düzeneklerinin boşalan hücreye kurulmasıdır. Aynı zamanda, güvenlik nedeniyle mekanizmanın çalışmasına belirli kısıtlamalar getirilmektedir: örneğin, iki bitişik hücrenin aynı anda serbest bırakılması imkansızdır, ayrıca aşırı yük sırasında tüm kontrol ve koruma çubukları aktif bölgede olmalıdır. Bir montajın yeniden yükleme işlemi bir saat kadar sürer, çekirdeğin üçte birinin (yaklaşık 120 yakıt tertibatı) yeniden yüklenmesi yaklaşık bir hafta (üç vardiyada) sürer, bu prosedür her mikro kampanyada gerçekleştirilir (160 etkili gün, tam olarak hesaplanmıştır) güç). Doğru, artık yakıt tüketimi arttı ve çekirdeğin yalnızca dörtte biri aşırı yüklendi (yaklaşık 90 yakıt grubu). Bu durumda operatör doğrudan görsel geri bildirime sahip değildir ve yalnızca kolon dönüş açısı sensörleri ve tutucuların (konumlandırma doğruluğu 0,01 dereceden azdır), çıkarma ve montaj kuvvetlerinin göstergeleri tarafından yönlendirilir.
Yeniden başlatma işlemi birçok aşamadan oluşur, özel bir mekanizma kullanılarak gerçekleştirilir ve “15” oyununu andırır. Nihai amaç, taze düzenekleri ilgili tamburdan istenen yuvaya almak ve kullanılmış olanları kendi tamburlarına almak, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra soğutma havuzuna düşeceklerdir.
Yalnızca kağıt üzerinde pürüzsüz
Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer santraller için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.
Beloyarsk NPP'nin baş mühendisi Mikhail Bakanov Başbakan'a şöyle açıklıyor: "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksektir." "Bu, reaktör kabı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğuruyor. Yakıt çubuğu ve yakıt düzenekleri, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılır. Öte yandan, örneğin reaktör kabı, darbeye maruz kalmaz. iç basınçla ilgili yükler, atmosferik basıncın yalnızca biraz üzerindedir."
Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar, yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşan) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak, hava ve su ile temas ettiğinde şiddetli reaksiyona giren, kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan bir metal olan ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerinin çalıştırılması konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Devrelerin sıkılığını izlemek, sodyum sızıntılarını lokalize etmek ve bastırmak için en başından itibaren özel araçlar sağlayarak bunları başarıyla çözdük. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı; sonuç olarak Phenix reaktörü 2009 yılında kapatıldı.”
Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da farklı şekillerde çözüldüler. Örneğin, Phenix'teki meclislerden birinin başı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar bir sodyum tabakasının arkasını "görmek" için karmaşık ve oldukça pahalı bir sistem geliştirdiler. Ve biz de aynı sorunu yaşadığımızda, bir tane. Mühendislerimizden birkaçı, dalış zili gibi basit bir yapıya yerleştirilmiş, alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir video kamera kullanılmasını önerdi. mekanizma ve bükülmüş düzenek başarıyla kaldırıldı.
Hızlı gelecek
Nikolai Oshkanov, "BN-600'ümüzün uzun vadeli başarılı çalışması olmasaydı dünyada hızlı reaktör teknolojisine bu kadar ilgi olmazdı" diyor Nikolai Oshkanov, "Benim görüşüme göre nükleer enerjinin gelişimi öncelikle bununla bağlantılı. hızlı reaktörlerin seri üretimi ve işletilmesi ile. Yalnızca bunlar, tüm doğal uranyumun yakıt döngüsüne dahil edilmesini ve böylece verimliliğin artırılmasını ve ayrıca radyoaktif atık miktarının onlarca kat azaltılmasını mümkün kılar. Bu durumda nükleer enerjinin geleceği gerçekten parlak olacak” dedi.
25 Aralık 2013
Rosenergoatom temsilcisi RIA Novosti'ye, BN-800 hızlı nötron reaktörünün fiziksel başlatma aşamasının bugün Beloyarsk NPP'de başladığını söyledi.
Birkaç hafta sürebilecek bu aşamada reaktör sıvı sodyumla doldurulacak ve ardından nükleer yakıt yüklenecek. Rosenergoatom'un bir temsilcisi, fiziksel başlatmanın tamamlanmasının ardından güç ünitesinin nükleer tesis olarak tanınacağını açıkladı.
Rosatom devlet şirketi Birinci Genel Müdür Yardımcısı Alexander Lokshin Çarşamba günü gazetecilere verdiği demeçte, Beloyarsk Nükleer Enerji Santrali'nin (BNPP) BN-800 reaktörünü içeren 4 numaralı güç ünitesinin 2014 yılı sonuna kadar tam kapasiteye ulaşacağını söyledi.
2014 yılı sonundan bahsettiğimizi belirterek, “Yıl sonuna kadar ünitenin tam kapasiteye ulaşması gerekiyor” dedi.
Ona göre devre şu anda sodyumla dolduruluyor ve fiziksel lansmanın nisan ayı ortasında tamamlanması planlanıyor. Ona göre güç ünitesi fiziksel başlatma için %99,8 oranında hazır. Rosenergoatom Concern OJSC Genel Müdürü Evgeny Romanov'un da belirttiği gibi, tesisin yaz sonunda elektriğe başlaması planlanıyor.
BN-800 reaktörlü güç ünitesi, yaklaşık 30 yıldır pilot işletmede olan Beloyarsk NPP'deki benzersiz BN-600 reaktörünün geliştirilmiş halidir. Dünyada çok az ülke hızlı nötron reaktörü teknolojisine sahip olup, Rusya bu alanda dünya lideridir.
Bu konuda daha fazlasını öğrenelim...
Reaktör (merkezi) salonu BN-600
Yekaterinburg'a 40 km uzaklıkta, en güzel Ural ormanlarının ortasında Zarechny kasabası bulunmaktadır. 1964 yılında ilk Sovyet endüstriyel nükleer enerji santrali Beloyarskaya (100 MW kapasiteli AMB-100 reaktörlü) burada açıldı. Artık Beloyarsk NPP, dünyada endüstriyel hızlı nötron güç reaktörünün çalıştığı tek yer olmaya devam ediyor - BN-600
Suyu buharlaştıran bir kazan düşünün ve ortaya çıkan buhar, elektrik üreten bir turbojeneratörü döndürüyor. Genel anlamda bir nükleer santralin işleyişi kabaca bu şekildedir. Yalnızca “kazan” atomik bozunmanın enerjisidir. Güç reaktörlerinin tasarımları farklı olabilir, ancak çalışma prensibine göre iki gruba ayrılabilirler: termal nötron reaktörleri ve hızlı nötron reaktörleri.
Herhangi bir reaktörün temeli, nötronların etkisi altında ağır çekirdeklerin bölünmesidir. Doğru, önemli farklılıklar var. Termal reaktörlerde uranyum-235, düşük enerjili termal nötronlar tarafından bölünerek fisyon parçaları ve yeni yüksek enerjili nötronlar (hızlı nötronlar olarak adlandırılır) üretilir. Termal bir nötronun uranyum-235 çekirdeği tarafından emilme olasılığı (sonraki fisyonla birlikte) hızlı olandan çok daha yüksektir, bu nedenle nötronların yavaşlatılması gerekir. Bu, moderatörlerin (çekirdeklerle çarpıştığında nötronların enerjisini kaybeden maddeler) yardımıyla yapılır.
Termal reaktörlerin yakıtı genellikle düşük zenginleştirilmiş uranyumdur; moderatör olarak grafit, hafif veya ağır su, soğutucu olarak ise sıradan su kullanılır. İşletmedeki nükleer enerji santrallerinin çoğu bu planlardan birine göre inşa edilmiştir.
Zorunlu nükleer fisyon sonucu üretilen hızlı nötronlar, herhangi bir ölçüye gerek kalmadan kullanılabilir. Şema şu şekildedir: Uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeklerinin fisyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar, (iki beta bozunmasından sonra) plütonyum-239'u oluşturmak üzere uranyum-238 tarafından emilir. Ayrıca her 100 parçalanmış uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeği için 120-140 plütonyum-239 çekirdeği oluşur. Doğru, hızlı nötronlar tarafından nükleer fisyon olasılığı termal olanlardan daha az olduğundan, yakıtın termal reaktörlere göre daha fazla zenginleştirilmesi gerekir. Ek olarak, burada su kullanarak ısıyı uzaklaştırmak imkansızdır (su bir moderatördür), bu nedenle diğer soğutucuları kullanmanız gerekir: genellikle bunlar cıva gibi çok egzotik seçeneklerden sıvı metaller ve alaşımlardır (böyle bir soğutucu, ilk Amerikan deneysel reaktörü Clementine) veya kurşun - bizmut alaşımlarından (bazı denizaltı reaktörlerinde - özellikle Sovyet Projesi 705 denizaltılarında kullanılır) sıvı sodyuma (endüstriyel güç reaktörlerinde en yaygın seçenek) dönüştürülür. Bu şemaya göre çalışan reaktörlere hızlı nötron reaktörleri denir. Böyle bir reaktör fikri 1942'de Enrico Fermi tarafından önerildi. Elbette bu plana en büyük ilgiyi ordu gösterdi: Operasyon sırasında hızlı reaktörler sadece enerji üretmekle kalmıyor, aynı zamanda nükleer silahlar için plütonyum da üretiyor. Bu nedenle hızlı nötron reaktörlerine yetiştiriciler (İngiliz yetiştirici - üreticiden) de denir.
Tarihin zikzakları
Dünya nükleer enerjisinin tarihinin tam olarak hızlı nötron reaktörüyle başlaması ilginçtir. 20 Aralık 1951'de, yalnızca 0,2 MW elektrik gücüne sahip dünyanın ilk hızlı nötron güç reaktörü EBR-I (Deneysel Damızlık Reaktörü) Idaho'da faaliyete geçti. Daha sonra, 1963'te, Detroit yakınlarında Fermi hızlı nötron reaktörüne sahip bir nükleer enerji santrali başlatıldı - zaten yaklaşık 100 MW kapasiteye sahip (1966'da çekirdeğin bir kısmının erimesiyle ciddi bir kaza oldu, ancak bunun için herhangi bir sonuç olmadı) çevre veya insanlar).
SSCB'de, 1940'ların sonlarından bu yana, Alexander Leypunsky bu konu üzerinde çalışıyor; liderliği altında Obninsk Fizik ve Enerji Enstitüsü'nde (FEI) hızlı reaktör teorisinin temelleri geliştirildi ve birkaç deney standı inşa edildi. sürecin fiziğini incelemeyi mümkün kıldı. Araştırmanın bir sonucu olarak, 1972'de Shevchenko şehrinde (şimdiki Aktau, Kazakistan) BN-350 reaktörü (başlangıçta BN-250 olarak adlandırıldı) ile ilk Sovyet hızlı nötron nükleer santrali faaliyete geçti. Sadece elektrik üretmekle kalmadı, aynı zamanda suyu tuzdan arındırmak için de ısı kullandı. Kısa süre sonra, her ikisi de 250 MW kapasiteye sahip olan hızlı reaktörlü Phenix (1973) Fransız nükleer enerji santrali ve PFR'li İngiliz nükleer santrali (1974) faaliyete geçti.
Ancak 1970'li yıllarda termal nötron reaktörleri nükleer enerji endüstrisine hakim olmaya başladı. Bunun çeşitli nedenleri vardı. Örneğin hızlı reaktörlerin plütonyum üretebilmesi, nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin yasanın ihlal edilmesine yol açabileceği anlamına geliyor. Bununla birlikte, büyük olasılıkla ana faktör, termal reaktörlerin daha basit ve daha ucuz olması, tasarımlarının denizaltılar için askeri reaktörler üzerinde geliştirilmiş olması ve uranyumun kendisinin çok ucuz olmasıydı. 1980'den sonra dünya çapında faaliyete geçen endüstriyel hızlı nötron güç reaktörleri bir elin parmaklarında sayılabilir: bunlar Superphenix (Fransa, 1985–1997), Monju (Japonya, 1994–1995) ve BN-600 (Beloyarsk) NPP, 1980) şu anda dünyada çalışan tek endüstriyel güç reaktörüdür.
BN-800'ün inşaatı
Geri geliyorlar
Ancak şu anda uzmanların ve kamuoyunun dikkati yeniden hızlı nötron reaktörlü nükleer santrallere odaklanmış durumda. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (IAEA) 2005 yılında yaptığı tahminlere göre, çıkarılma maliyeti kilogram başına 130 doları geçmeyen uranyumun kanıtlanmış toplam rezervi yaklaşık 4,7 milyon tondur. UAEA'nın tahminlerine göre bu rezervler 85 yıl dayanacak (elektrik üretimi için uranyum talebinin 2004 seviyelerine göre). Termal reaktörlerde "yanan" 235 izotopunun doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72'dir, geri kalanı termal reaktörler için "işe yaramaz" olan uranyum-238'dir. Ancak uranyum-238'i "yakma" kapasitesine sahip hızlı nötron reaktörlerini kullanmaya geçersek, aynı rezervler 2500 yıldan fazla dayanacaktır!
Üstelik hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.
Dahası, bu yöntem, silah kalitesinde plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küryum) işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılmaktadır.
Yalnızca kağıt üzerinde pürüzsüz
Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer santraller için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.
Beloyarsk NPP'nin baş mühendisi Mikhail Bakanov Başbakan'a şöyle açıklıyor: "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksektir." "Bu, reaktör kabı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğuruyor. Yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin mahfazaları, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılmıştır. Öte yandan, örneğin reaktör kabı, iç basınçla ilişkili yüklere maruz kalmıyor; atmosfer basıncından yalnızca biraz daha yüksek."
Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar, yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşan) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak, hava ve su ile temas ettiğinde şiddetli reaksiyona giren, kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan bir metal olan ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerinin çalıştırılması konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Devrelerin sıkılığını izlemek, sodyum sızıntılarını lokalize etmek ve bastırmak için en başından itibaren özel araçlar sağlayarak bunları başarıyla çözdük. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı; sonuç olarak Phenix reaktörü 2009 yılında kapatıldı.”
Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da farklı şekillerde çözüldüler. Örneğin, Phenix'teki düzeneklerden birinin başı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar bir sodyum tabakasının arkasını 'görmek' için karmaşık ve oldukça pahalı bir sistem geliştirdiler. Aynı sorun bizde de ortaya çıktığında, mühendislerimizden biri dalış zili gibi basit bir yapıya yerleştirilmiş bir video kamera kullanmayı önerdi - alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir boru. Sodyum eriyiği dışarı atıldıktan sonra, video bağlantısı aracılığıyla operatörler mekanizmanın tutacağını konumlandırabildi ve bükülmüş düzenek başarıyla çıkarıldı."
Hızlı gelecek
Nikolai Oshkanov, "BN-600'ümüzün uzun vadeli başarılı çalışması olmasaydı dünyada hızlı reaktör teknolojisine bu kadar ilgi olmazdı" diyor Nikolai Oshkanov, "Benim görüşüme göre nükleer enerjinin gelişimi öncelikle bununla bağlantılı. hızlı reaktörlerin seri üretimi ve işletilmesi ile. Yalnızca bunlar, tüm doğal uranyumun yakıt döngüsüne dahil edilmesini ve böylece verimliliğin artırılmasını ve ayrıca radyoaktif atık miktarının onlarca kat azaltılmasını mümkün kılar. Bu durumda nükleer enerjinin geleceği gerçekten parlak olacak” dedi.
Hızlı nötron reaktörü BN-800 (dikey bölüm)
Onun içinde ne var
Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde düzenlenmiştir.
370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir. Yakıt çubuklarının uçlarında, çekirdeğin üstünde ve altında ayrıca tükenmiş tabletler bulunur. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme).
Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt çubuklarından) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmesini ve aralarında soğutucu dolaşmasını önlemek için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar.
Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine takılan bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır.
Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).
BN-600 reaktörü nasıl çalışır?
Reaktör entegre bir düzene sahiptir, yani reaktör kabı aktif bölgeyi (1) ve ayrıca her biri kendi ana sirkülasyon pompasına (3) ve iki ara ısı eşanjörleri (4). Soğutma sıvısı, çekirdek boyunca aşağıdan yukarıya doğru pompalanan ve 370°C'den 550°C'ye ısıtılan sıvı sodyumdur.
Ara ısı eşanjörlerinden geçerek, halihazırda buhar jeneratörlerine (6) giren ikinci devrede (5) ısıyı sodyuma aktarır, burada suyu buharlaştırır ve buharı 520 ° C sıcaklığa (130 basınçta) aşırı ısıtır. ATM). Buhar, türbinlere dönüşümlü olarak yüksek (7), orta (8) ve düşük (9) basınçlı silindirlere beslenir. Egzoz buharı, soğutma havuzundan gelen suyla (10) soğutularak yoğunlaştırılır ve tekrar buhar jeneratörlerine girer. Beloyarsk NPP'nin üç turbojeneratörü (11) 600 MW elektrik enerjisi üretiyor. Reaktörün gaz boşluğu çok düşük aşırı basınç altında (yaklaşık 0,3 atm) argonla doldurulur.
Körü körüne aşırı yükleme
Termal reaktörlerden farklı olarak, BN-600 reaktöründe düzenekler bir sıvı sodyum tabakasının altına yerleştirilir, bu nedenle kullanılmış düzeneklerin çıkarılması ve yerine yenilerinin takılması (bu işleme yeniden yükleme denir) tamamen kapalı bir modda gerçekleşir. Reaktörün üst kısmında irili ufaklı döner tapalar vardır (birbirlerine göre eksantrik, yani dönme eksenleri çakışmaz). Küçük bir döner tapanın üzerine kontrol ve koruma sistemlerine sahip bir sütunun yanı sıra pens tipi tutucuya sahip bir aşırı yük mekanizması monte edilmiştir. Döner mekanizma, düşük sıcaklıkta eriyen özel bir alaşımdan yapılmış bir "hidrolik conta" ile donatılmıştır. Normal durumunda katıdır, ancak yeniden başlatıldığında erime noktasına kadar ısıtılır, bu arada reaktör tamamen kapalı kalır, böylece radyoaktif gazların salınımı pratik olarak ortadan kaldırılır.
Bir montajın yeniden yükleme işlemi bir saat kadar sürer, çekirdeğin üçte birinin (yaklaşık 120 yakıt tertibatı) yeniden yüklenmesi yaklaşık bir hafta (üç vardiyada) sürer, bu prosedür her mikro kampanyada gerçekleştirilir (160 etkili gün, tam olarak hesaplanmıştır) güç). Doğru, artık yakıt tüketimi arttı ve çekirdeğin yalnızca dörtte biri aşırı yüklendi (yaklaşık 90 yakıt grubu). Bu durumda operatör doğrudan görsel geri bildirime sahip değildir ve yalnızca sütun dönüş açısı sensörleri ve tutucuların (konumlandırma doğruluğu 0,01 dereceden azdır), çıkarma ve montaj kuvvetlerinin göstergeleri tarafından yönlendirilir. Güvenlik nedeniyle mekanizmanın çalışmasına belirli kısıtlamalar getirilmiştir: örneğin iki bitişik hücre aynı anda serbest bırakılamaz; ayrıca aşırı yüklendiğinde tüm kontrol ve koruma çubukları aktif bölgede olmalıdır.
1983 yılında şirket, BN-600'ü temel alarak 880 MW(e) kapasiteli bir güç ünitesi için geliştirilmiş bir BN-800 reaktörü projesi geliştirdi. 1984 yılında Beloyarsk'ta iki BN-800 reaktörünün ve yeni Güney Ural nükleer santrallerinin inşası için çalışmalar başladı. Bu reaktörlerin inşasında yaşanan müteakip gecikme, güvenliğini daha da artırmak ve teknik ve ekonomik göstergeleri iyileştirmek amacıyla tasarımı iyileştirmek için kullanıldı. BN-800'ün inşasına ilişkin çalışmalar 2006 yılında Beloyarsk NPP'de (4. güç ünitesi) yeniden başlatıldı ve 2014 yılında tamamlanması bekleniyor.
Yapım aşamasında olan BN-800 reaktörünün aşağıdaki önemli görevleri bulunmaktadır:
- MOX yakıtıyla çalışmanın sağlanması.
- Kapalı bir yakıt çevriminin temel bileşenlerinin deneysel gösterimi.
- Verimliliği, güvenilirliği ve güvenliği artırmak için yeni ekipman türlerinin ve geliştirilmiş teknik çözümlerin gerçek çalışma koşullarında test edilmesi.
- Sıvı metal soğutuculu geleceğin hızlı nötron reaktörleri için yenilikçi teknolojilerin geliştirilmesi:
- gelişmiş yakıtların ve yapısal malzemelerin test edilmesi ve sertifikalandırılması;
- nükleer enerjiden kaynaklanan radyoaktif atıkların en tehlikeli bölümünü oluşturan küçük aktinitlerin yakılması ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin dönüştürülmesine yönelik teknolojinin gösterimi.
1220 MW kapasiteye sahip geliştirilmiş bir ticari reaktör BN-1200 için bir projenin geliştirilmesi devam etmektedir.
Reaktör BN-1200 (dikey bölüm)
Bu projenin uygulanması için aşağıdaki program planlanmıştır:
- 2010...2016 – reaktör tesisinin teknik tasarımının geliştirilmesi ve Ar-Ge programının uygulanması.
- 2020 – MOX yakıtı kullanan ana güç ünitesinin devreye alınması ve merkezi üretiminin organizasyonu.
- 2023…2030 – toplam kapasitesi yaklaşık 11 GW olan bir dizi güç ünitesinin devreye alınması.
Ülkemizde nötronların hızlı spektrumunun özelliklerinin nükleer reaktörlere uygulanmasıyla ilgili ilk tahminler 1946 yılında I.V. Kurçatova. 1949'dan beri A.I. hızlı reaktörler üzerinde çalışmanın başına geçti. Leypunsky, bilimsel liderliği altında, yaklaşık olarak aynı zamanda, nükleer yakıtın genişletilmiş yeniden üretimi ve hızlı nötron spektrumuna sahip reaktörlerde sıvı metal soğutucu kullanımının olasılığını hesaplamayla gösterdi. Hızlı reaktörlerin fiziksel ve fiziksel-teknik temellerini geliştirmeye yönelik kapsamlı araştırmalar Obninsk'teki Fizik ve Güç Mühendisliği Enstitüsü'nde ve ardından diğer birçok kuruluşta başladı.
Hızlı nötron reaktörlerinin fizik ve mühendislik sorunları üzerine araştırma yapmak için IPPE, kritik düzenekleri (sıfır güç reaktörleri) ve hızlı nötron araştırma reaktörlerini (RR) inşa etti ve işletmeye aldı: BR-1 (1955'te), BR -2 (1956'da) ), BR-5 (1959'da), BFS-1 (1961'de), BFS-2 (1969'da), BR-10 (BR-5'in yeniden inşası, 1973 G.'de).
Bu ilk tesislerde yapılan çalışmalar sonucunda, KV>1 hızlı reaktörlerde nükleer yakıt yetiştirme faktörünün elde edilebilme olasılığı doğrulanmış; ana nükleer yakıt olarak uranyum dioksit, ana soğutucu olarak ise sıvı sodyum önerilmiştir.
İlk gösteri hızlı reaktörü şu anda faaliyette olan BOR-60 araştırma reaktörüydü.
- daha yüksek güce sahip hızlı nötron reaktörlerinin çalıştırılmasında deneyim kazanmak;
- nötronik özelliklerin (kritik kütle, ısı salınım alanı, plütonyum üretimi ve kalitesi, reaktivite katsayıları) hesaplanmasına yönelik yöntemlerin doğrulanması;
- ekipmanın ve yakıtın güvenilirliğinin kontrol edilmesi; deniz suyunun tuzdan arındırılmasının kurulumu, güvenlik sistemlerinin test edilmesi;
- yağ, buhar jeneratörleri, yakıt çubukları, kullanılmış montaj tamburu (SAD), yeniden yükleme sistemi, yakıt çubuklarının yapısal malzemeleri, yakıt düzenekleri ve bunların çözümleri ile ilgili sorunlar;
- malzeme bilimi araştırması, üreme faktörü araştırması, doğal dolaşımın test edilmesi, bir yakıt düzeneğinde kaynama moduna girme deneyi, devreler arası sızıntının gelişim dinamikleri üzerine deneyler.
600 MW'lık bir güç ünitesinin parçası olarak çalışan BN-600 hızlı reaktör, 1980'den beri şebekeye elektrik sağlıyor. Esas olarak %17, 21 ve 26 oranında zenginleştirilmiş uranyum oksit yakıtı ve az miktarda MOX yakıtı kullanılır. Bu entegre tipte bir reaktördür, ara sodyum-sodyum ısı eşanjörleri ve ana sirkülasyon pompaları reaktör kabında bulunur. Muhafaza içindeki sodyum soğutucunun basıncı, atmosfer basıncından biraz (0,05 MPa) daha yüksek olduğundan, muhafazanın yırtılma riski ortadan kalkar. Gövdenin dışına kurulan buhar jeneratörleri, üç adet 200 MW'lık türbin jeneratörüne buhar sağlıyor.
27 Haziran 2014 tarihinde BN-800 reaktörlü 4 numaralı güç ünitesinin fiziksel olarak devreye alınması gerçekleşti, 10 Aralık 2015'te ilk olarak ülkenin birleşik enerji sistemine dahil edildi ve 31 Ekim 2016'da, ticari işletmeye açıldı. Reaktör, ana kısmı (% 84) uranyum yakıtlı yakıt düzeneklerinden ve% 16'sı MOX yakıtlı yakıt düzeneklerinden oluşan hibrit çekirdek adı verilen kullanılarak çalışmaya başladı. Bu reaktörün 2019 yılında MOX yakıtıyla tam yüklemeye geçmesi planlanıyor. MOX yakıtı üretecek bir tesis inşa edildi.
BN-800 reaktörü, hem BN-600'de uygulanan kanıtlanmış teknik çözümleri hem de enerji santralinin güvenliğini önemli ölçüde artıran yeni çözümleri kullanır; örneğin: sıfır sodyum boşluk reaktivitesi etkisi, soğutucu akışı kesildiğinde tetiklenen hidrolik ağırlıklı acil durum koruma çubukları azaltılmış, pasif acil soğutma sistemleri, çekirdeğin altında, ciddi bir kaza sonucu yok olması durumunda eriyiği ve çekirdeğin parçalarını toplamak ve tutmak için özel bir "tuzak" sağlanmıştır, yapının sismik direnci artırılmıştır. artırılmış.
Şu anda dünyada faaliyet gösteren hızlı reaktörler
| Reaktör | Reaktör durumu, düzeni, soğutucu | Güç (termal/ elektrik) |
Yakıt |
Ülke | Operasyon yılları |
| BOR-60 | Araştırma, döngü, sodyum | 55/10 | oksit | Rusya | 1969-2020 |
| BN-600 | 1470/600 | oksit | Rusya | 1980-2020 | |
| BN-800 | Pilot-endüstriyel, integral, sodyum | 2100/800 | MOX | Rusya | 2016-2043 |
| FBTR | 40/13,2 | karbür (metal) | Hindistan | 1985-2030 | |
| PFBR | Prototip, integral, sodyum | 1250/500 | oksit (metal) | Hindistan | - |
| CEFR | Deneysel, integral, sodyum | 65/20 | oksit (MOX) |
Çin | 2010-2040 |
| Joyo | Deneysel, integral, sodyum | 140/- | oksit | Japonya | 1978-2007, şu anda uzun vadeli yeniden yapılanma aşamasındadır, 2021'de olası lansman |
| Monju | Prototip, döngü, sodyum | 714/280 | oksit | Japonya | 1994-96, 2010, Japon hükümetinin kararıyla hizmet dışı bırakıldı |
Japon hükümeti, ülkenin hızlı nötron reaktörüne sahip tek nükleer enerji santrali olan Monju Nükleer Santrali'ni tamamen hizmet dışı bırakma kararı aldı.
Nükleer Düzenleme Kurumu (NRA), JOYO hızlı sodyum araştırma reaktörünün yeniden başlatılmasının değerlendirilmesini erteledi. JOYO'yu yeniden başlatma izni başvurusu 30 Mart 2017'de düzenleyiciye sunuldu. Uygulama tahmini bir yeniden başlatma tarihi içermiyor.
Böylece ülkemizde 1972 yılından bu yana (BN-350'nin piyasaya sürülmesinden bu yana) elektrik üretmek ve suyu tuzdan arındırmak amacıyla hızlı reaktörler kullanılmaktadır. Şu anda dünyada nükleer enerji yapısında hızlı nötron reaktörleri bulunan tek ülke Rusya'dır. Bu, yalnızca ülkemizde BN teknolojisine (sodyum soğutuculu hızlı reaktörler) hakim olmanın gerekli tüm aşamalarının başarıyla tamamlanmış olması nedeniyle sağlandı.
Bugün pek çok uzman, hızlı nötron reaktörlerinin nükleer enerjinin geleceği olduğuna inanıyor. Bu teknolojinin geliştirilmesinde öncülerden biri, Beloyarsk NGS'deki BN-600 hızlı nötron reaktörünün 30 yıldır ciddi bir kaza olmadan çalıştığı, BN-800 reaktörünün burada inşa edildiği ve yeni bir nükleer santralin oluşturulduğu Rusya'dır. ticari BN-1200 reaktörü planlanıyor. Fransa ve Japonya'nın hızlı nötron nükleer santralleri işletme deneyimi var ve Hindistan ve Çin'de hızlı nötron nükleer santralleri kurma planları da düşünülüyor. Şu soru ortaya çıkıyor: Nükleer enerji endüstrisi çok gelişmiş olan bir ülkede - ABD'de neden hızlı nötron enerjisinin geliştirilmesine yönelik pratik programlar yok?
Aslında ABD’de böyle bir proje vardı. Clinch River Damızlık Reaktörü projesinden bahsediyoruz (İngilizce - The Clinch River Breeder Reactor, CRBRP olarak kısaltılmıştır). Bu projenin amacı, LMFBR'ler (Liquid Metal Fast Breeder Reactors'ın kısaltması) adı verilen benzer Amerikan reaktörlerinin bir sonraki sınıfı için bir gösteri prototipi olacak bir sodyum hızlı reaktör tasarlamak ve inşa etmekti. Aynı zamanda, Clinch River reaktörü, elektrik enerjisi endüstrisinde ticari kullanım amacıyla sıvı metal hızlı reaktör teknolojisinin geliştirilmesine yönelik önemli bir adım olarak tasarlandı. Clinch River reaktörünün yeri, idari olarak Tennessee'deki Oak Ridge şehrinin bir parçası olan 6 km2'lik bir alan olacaktı.
Reaktörün ısıl gücünün 1000 MW, elektrik gücünün ise 350-380 MW aralığında olması gerekiyordu. Bunun için yakıt, iki yakıt zenginleştirme bölgesine sahip bir silindir şeklinde monte edilmiş 198 altıgen düzenek olacaktı. Reaktörün içi %18 oranında zenginleştirilmiş plütonyum içeren 108 parçadan oluşacaktı. Bunların %24 oranında zenginleştirilmiş plütonyum içeren 90 bileşimden oluşan bir dış bölge ile çevrelenmesi gerekiyordu. Bu konfigürasyonun ısı tahliyesi için en iyi koşulları sağlaması gerekiyordu.
Proje ilk olarak 1970 yılında sunuldu. 1971 yılında ABD Başkanı Richard Nixon bu teknolojiyi ülkenin en önemli araştırma ve geliştirme önceliklerinden biri olarak belirledi.
Uygulanmasını ne engelledi?
Bu kararın nedenlerinden biri proje maliyetlerinin sürekli olarak artmasıydı. 1971 yılında ABD Atom Enerjisi Komisyonu projenin yaklaşık 400 milyon dolara mal olacağını belirledi. Özel sektör, 257 milyon dolarlık taahhütle projenin çoğunu finanse etme sözü verdi. Ancak sonraki yıllarda projenin maliyeti 700 milyon dolara çıktı. 1981 yılı itibarıyla, projenin maliyetinin 3 - 3,2 milyar dolar olduğu tahmin edilmesine rağmen, bütçeden bir milyar dolar harcanmıştı. üretilen yakıtın üretimi için bir tesisin inşası için gerekli olan bir milyarı saymıyorum bile. 1981 yılında bir kongre komitesi çeşitli suiistimal vakalarını ortaya çıkardı ve bu da projenin maliyetini daha da artırdı.
Kapatma kararından önce projenin maliyetinin 8 milyar dolar olduğu tahmin ediliyordu.
Diğer bir neden ise elektrik üretmek için üreme reaktörünün inşa edilmesi ve işletilmesinin yüksek maliyetiydi. 1981 yılında hızlı bir reaktör inşa etmenin maliyetinin, aynı güçte standart bir hafif su reaktörünün maliyetinin iki katı olacağı tahmin ediliyordu. Üreticinin geleneksel hafif su reaktörleriyle ekonomik olarak rekabet edebilmesi için uranyum fiyatının pound başına 165 dolar olması gerektiği de tahmin ediliyordu, halbuki gerçekte fiyat pound başına 25 dolardı. Özel üretim şirketleri bu kadar riskli bir teknolojiye yatırım yapmak istemedi.
Yetiştirici programını kısıtlamanın bir diğer ciddi nedeni, nükleer silah üretmek için de kullanılabilen plütonyum üreten bu teknoloji nedeniyle nükleer silahların yayılmasını önleme rejiminin olası bir ihlali tehdidiydi. Nükleer silahların yayılmasına ilişkin uluslararası kaygılar nedeniyle, Nisan 1977'de ABD Başkanı Jimmy Carter, ticari hızlı reaktörlerin inşasının süresiz olarak ertelenmesi çağrısında bulundu.
Başkan Carter genel olarak Clinch River projesinin tutarlı bir rakibiydi. Kasım 1977'de, finansmana devam etmek için bir yasa tasarısını veto ettikten sonra Carter, yasanın "yasaklanacak derecede pahalı" olacağını ve "tamamlandığında teknik açıdan geçerliliğini yitireceğini ve ekonomik açıdan olanaksız hale geleceğini" söyledi. Ayrıca genel olarak hızlı reaktör teknolojisinin faydasız olduğunu ifade etti. Carter, kaynakları hızlı bir nötron gösteri projesine yatırmak yerine "mevcut nükleer teknolojilerin güvenliğini artırmak için para harcamayı" önerdi.
Clinch River Projesi, Ronald Reagan'ın 1981'de göreve gelmesinden sonra yeniden başlatıldı. Kongre'nin artan muhalefetine rağmen selefinin yasağını kaldırdı ve inşaat yeniden başladı. Ancak, 26 Ekim 1983'te, inşaat çalışmalarının başarılı ilerlemesine rağmen, ABD Senatosu çoğunluk (56'ya karşı 40) inşaat için daha fazla fon talep edilmemesi çağrısında bulundu ve site terk edildi.
ABD'de düşük güçlü bir mPower reaktörü projesinin geliştirilmeye başlandığı yakın zamanda bir kez daha hatırlandı. Clinch River Nükleer Santrali'nin planlanan inşaat alanı, inşaat alanı olarak değerlendiriliyor.
Rosatom basın servisinin haberine göre, Beloyarsk Nükleer Santrali'nde faaliyet gösteren benzersiz Rus hızlı nötron reaktörü 880 megawatt güce getirildi.
Reaktör, Beloyarsk NPP'nin 4 numaralı güç ünitesinde çalışıyor ve şu anda üretim ekipmanının rutin testlerinden geçiyor. Güç ünitesi, test programına uygun olarak elektrik gücünün 8 saat boyunca en az 880 megavat seviyesinde tutulmasını sağlıyor.
Test sonuçlarına göre 885 megawatt tasarım gücü seviyesinde sertifikasyon alabilmek için reaktör gücü kademeli olarak artırılıyor. Şu anda reaktörün 874 megavatlık bir güç sertifikası var.
Beloyarsk nükleer santralinin iki hızlı nötron reaktörünü çalıştırdığını hatırlayalım. 1980'den beri BN-600 reaktörü burada çalışıyor - uzun süredir dünyada bu tipteki tek reaktördü. Ancak 2015 yılında ikinci BN-800 reaktörünün aşamalı lansmanı başladı.
Bu neden bu kadar önemli ve küresel nükleer endüstri için tarihi bir olay olarak değerlendiriliyor?
Hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.
Dahası, bu yöntem, silah kalitesinde plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küryum) işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılmaktadır.
Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer santraller için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.
Beloyarsk NPP'nin baş mühendisi Mikhail Bakanov Başbakan'a şöyle açıklıyor: "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksek." - Bu durum reaktör kazanı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğurmaktadır. Yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin mahfazaları, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılmıştır. Öte yandan, örneğin reaktör kabı, iç basınçla ilişkili yüklere maruz kalmıyor; atmosfer basıncından yalnızca biraz daha yüksek."
Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar, yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşan) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak, hava ve su ile temas ettiğinde şiddetli reaksiyona giren, kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan bir metal olan ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerinin çalıştırılması konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Devrelerin sıkılığını izlemek, sodyum sızıntılarını lokalize etmek ve bastırmak için en başından itibaren özel araçlar sağlayarak bunları başarıyla çözdük. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı; sonuç olarak Phenix reaktörü 2009 yılında kapatıldı.”
Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da farklı şekillerde çözüldüler. Örneğin, Phenix'teki düzeneklerden birinin başı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar bir sodyum tabakasının arkasını 'görmek' için karmaşık ve oldukça pahalı bir sistem geliştirdiler. Aynı sorun bizde de ortaya çıktığında, mühendislerimizden biri dalış zili gibi basit bir tasarıma sahip, alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir boruya yerleştirilmiş bir video kamera kullanmayı önerdi. Sodyum eriyiği dışarı atıldıktan sonra, video bağlantısı aracılığıyla operatörler mekanizmanın tutacağını konumlandırabildi ve bükülmüş düzenek başarıyla çıkarıldı."
Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde düzenlenmiştir.
370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir. Yakıt çubuklarının uçlarında, çekirdeğin üstünde ve altında ayrıca tükenmiş tabletler bulunur. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme).
Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt elemanları) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmesini ve aralarında soğutucu dolaşmasını önlemek için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar.
Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine yerleştirilmiş bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır.
Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).
Hızlı nötron reaktörlerine sahip güç üniteleri, nükleer enerjinin yakıt tabanını önemli ölçüde genişletebilir ve kapalı bir nükleer yakıt döngüsü düzenleyerek radyoaktif atığı en aza indirebilir. Sadece birkaç ülkede bu tür teknolojiler var ve uzmanlara göre Rusya Federasyonu bu alanda dünya lideri.
BN-800 reaktörü (“hızlı sodyum”dan, 880 megawatt elektrik gücüne sahip), sıvı metal soğutucu sodyuma sahip pilot endüstriyel hızlı nötron reaktörüdür. BN-1200 reaktörlü, ticari, daha güçlü güç ünitelerinin prototipi haline gelmeli.
kaynaklar