Nükleer santraller, nükleer santrallerde, Dünya uydularında ve ana unsuru nükleer reaktör olan büyük deniz taşımacılığında kullanılmaktadır.
Nükleer reaktör enerji salınımıyla birlikte ağır çekirdeklerin fisyonunun kontrollü zincirleme reaksiyonunun gerçekleştirildiği bir cihazdır. Daha önce belirtildiği gibi, kendi kendini idame ettiren bir nükleer zincir reaksiyonunun uygulanmasının koşulu, ağır bir çekirdeğin daha hafif çekirdeklere (parçalara) bölünmesi sırasında ortaya çıkan ve katılma fırsatına sahip olan yeterli sayıda ikincil nötronun varlığıdır. ağır çekirdeklerin fisyonunun ileri süreci.
Her türlü nükleer reaktörün ana parçaları şunlardır:
1) çekirdek nükleer yakıtın bulunduğu yerde nükleer fisyonun zincirleme reaksiyonu meydana gelir ve enerji açığa çıkar;
2) nötron reflektörüçekirdeği çevreleyen ve nötronları bölgeye geri yansıtarak çekirdekten sızıntının azaltılmasına yardımcı olan. Yansıtıcı malzemelerin nötron yakalama olasılığı düşük, ancak elastik saçılma olasılığı yüksek olmalıdır;
3) soğutucu– çekirdekteki ısıyı uzaklaştırmak için kullanılır;
4) zincirleme reaksiyon kontrol ve düzenleme sistemi;
5) biyolojik koruma sistemi(radyasyondan korunma), servis personelini iyonlaştırıcı radyasyonun zararlı etkilerinden korur.
Yavaş nötronlar kullanan nükleer reaktörlerde, aktif bölge, nükleer yakıta ek olarak, atom çekirdeğinin fisyonunun zincirleme reaksiyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar için bir moderatör içerir. Moderatörlerin (grafit) yanı sıra soğutucu görevi de görebilen organik sıvılar ve su kullanılır. Çekirdekte moderatör yoksa, nükleer fisyonun büyük kısmı, enerjileri 10 keV'den büyük olan hızlı nötronların etkisi altında meydana gelir. Moderatörü olmayan bir reaktör (hızlı bir nötron reaktörü), yalnızca U izotopuyla zenginleştirilmiş doğal uranyumun yaklaşık %10 konsantrasyonunda kullanılması durumunda kritik hale gelebilir.
Yavaş bir nötron reaktörünün çekirdeği, U ve U karışımını içeren yakıt elemanlarını ve nötronların yaklaşık 1 eV'lik bir enerjiye yavaşlatıldığı bir moderatörü içerir. Yakıt elemanları (yakıt elemanları) Nötronları zayıf bir şekilde emen hermetik bir kabuk içine alınmış bölünebilir malzeme bloklarıdır. Fisyon enerjisi nedeniyle yakıt elemanları ısınır ve enerjiyi kanallarda dolaşan soğutucuya yansıtır.
Yakıt çubuklarına yüksek teknik gereksinimler uygulanır: tasarımın basitliği; soğutucu akışında mekanik stabilite ve dayanıklılık, boyutların ve sızdırmazlığın korunmasını sağlar; TVEL'in yapısal malzemesi tarafından düşük nötron emilimi ve çekirdekteki minimum yapısal malzeme; çalışma sıcaklıklarında nükleer yakıt ve fisyon ürünlerinin yakıt çubuklarının, soğutucunun ve moderatörün kaplamasıyla etkileşiminin olmaması. Yakıt elemanının geometrik şekli, gerekli yüzey alanı/hacim oranını ve soğutucu tarafından yakıt elemanının tüm yüzeyinden maksimum ısı uzaklaştırma yoğunluğunu sağlamanın yanı sıra, büyük miktarda nükleer yakıt yanmasını ve yüksek derecede bir nükleer yakıt yanmasını garanti etmelidir. fisyon ürünlerinin tutulması. Yakıt çubukları radyasyon direncine sahip olmalı, nükleer yakıt rejenerasyonunun basitliği ve verimliliğine sahip olmalı ve düşük maliyetli olmalı ve yeniden yükleme işlemlerini hızlı bir şekilde gerçekleştirebilme kabiliyetini sağlayacak gerekli boyutlara ve tasarıma sahip olmalıdır.
Güvenlik nedeniyle, yakıt çubuğu kaplamalarının güvenilir sızdırmazlığı, çekirdeğin tüm çalışma süresi boyunca korunmalıdır.
(3-5 yıl) ve kullanılmış yakıt çubuklarının daha sonra geri dönüşüme gönderilene kadar depolanması (1-3 yıl). Bir çekirdek tasarlarken, yakıt çubuklarında izin verilen hasar sınırlarını (hasar miktarı ve derecesi) önceden belirlemek ve gerekçelendirmek gerekir. Çekirdek, tüm tasarım hizmet ömrü boyunca çalışma sırasında, yakıt çubuklarına verilen hasar için belirlenen sınırlar aşılmayacak şekilde tasarlanmıştır. Bu gereksinimlerin karşılanması, çekirdeğin tasarımı, soğutucunun kalitesi ve ısı giderme sisteminin özellikleri ve güvenilirliği ile sağlanır. Çalışma sırasında, ayrı ayrı yakıt çubuklarının kabuklarının sıkılığı zarar görebilir. Bu tür ihlallerin iki türü vardır: gaz halindeki fisyon ürünlerinin yakıt elemanından soğutucuya kaçtığı mikro çatlakların oluşumu (gaz yoğunluğu tipi kusur); yakıtın soğutucu ile doğrudan temasının mümkün olduğu kusurların ortaya çıkması.
Zincir reaksiyonu, nötronları güçlü bir şekilde emen malzemelerden (örneğin bor, kadmiyum) yapılmış özel kontrol çubukları tarafından kontrol edilir. Kontrol çubuklarının daldırılma sayısını ve derinliğini değiştirerek, nötron akılarını ve dolayısıyla zincir reaksiyonunun yoğunluğunu ve enerji üretimini düzenlemek mümkündür.
Şu anda, nükleer yakıt tipinde (uranyum, plütonyum), nükleer yakıtın kimyasal bileşiminde (uranyum, uranyum dioksit), soğutucu tipinde (su) farklılık gösteren çok sayıda farklı nükleer reaktör modeli geliştirilmiştir. , ağır su, organik çözücüler ve diğerleri), moderatörün türüne göre (grafit, su, berilyum).
Nükleer fisyonun esasen enerjileri 0,5 MeV'den büyük nötronlar tarafından gerçekleştirildiği reaktörlere denir. hızlı nötron reaktörleri. Fisyonların çoğunluğunun, ara nötronların bölünebilir izotopların çekirdekleri tarafından emilmesi sonucu meydana geldiği reaktörlere denir. ara (rezonans) nötron reaktörleri.
Nükleer santrallerde en yaygın olanı: yüksek güçlü kanal reaktörleri(RBMK) ve (VVER).
11,8 m çapında ve 7 m yüksekliğindeki RBMK çekirdeği, moderatör olan grafit bloklardan oluşan silindirik bir yığındır. Her bloğun teknolojik kanal için bir deliği vardır (toplamda 1700).
Her kanalda, duvarları 0,9 mm kalınlığında ve zirkonyum alaşımından yapılmış, 13,5 mm çapında ve 3,5 m uzunluğunda içi boş tüp şeklinde iki yakıt çubuğu bulunur. Yakıt çubukları,% 2 U'ya kadar zenginleştirilmiş uranyum dioksit topakları ile doldurulur. RBMK çekirdeğindeki toplam yakıt kütlesi 190 tondur. Reaktörün çalışması sırasında yakıt çubukları, teknolojik kanallardan geçen soğutucu akışlarla (su) soğutulur.
RBMK-1000 reaktörünün şematik diyagramı Şekil 1'de gösterilmektedir. 7.
Pirinç. 7. Yüksek güçlü kanal termal nötron reaktörü
1 - turbojeneratör; 2 - kontrol çubukları; 3 - ayırıcı tamburlar;
4 - kapasitörler; 5 – grafit moderatörü; 6 – aktif bölge;
7 - yakıt çubukları; 8 – betondan yapılmış koruyucu kabuk
Yakıt çubuklarında meydana gelen nükleer zincir reaksiyonunu kontrol etmek için, nötronları iyi emen kadmiyum veya bordan yapılmış düzenleme ve kontrol çubukları özel kanallara yerleştirilir. Çubuklar özel kanallar aracılığıyla serbestçe hareket eder. Kontrol çubuğunun daldırılma derinliği, nötron emiliminin derecesini belirler. Çekirdeğin çevresi boyunca bir nötron reflektör tabakası vardır - aynı grafit bloklar, ancak kanallar yoktur.
Grafit yığını, nötronlara ve gama radyasyonuna karşı biyolojik koruma sağlamak üzere tasarlanmış silindirik bir çelik su tankı ile çevrelenmiştir. Ayrıca reaktör 21,6'21,6'25,5 m ölçülerinde beton bir şaftın içinde yer almaktadır.
Bu nedenle, RBMK'nin ana elemanları nükleer yakıtla doldurulmuş yakıt elemanları, bir nötron ikamesi ve reflektör, bir soğutucu ve nükleer fisyon reaksiyonunun gelişimini kontrol etmeye yarayan kontrol çubuklarıdır.
RBMK tipi reaktöre sahip bir nükleer santralin çalışma prensibi aşağıdaki gibidir. U çekirdeklerinin bölünmesi sonucu ortaya çıkan ikincil hızlı nötronlar yakıt çubuklarını terk ederek grafit moderatöre girerler. Moderatörün içinden geçmenin bir sonucu olarak, enerjilerinin önemli bir kısmını kaybederler ve halihazırda termal oldukları için tekrar komşu yakıt çubuklarından birine düşerler ve U çekirdeklerinin daha sonraki fisyon sürecine katılırlar. Zincirleme reaksiyon, “parçaların” (%80), ikincil nötronların, alfa, beta parçacıklarının ve gama kuantumunun kinetik enerjisi şeklinde salınır ve bunun sonucunda yakıt çubuklarının ve moderatörün grafit astarının ısınması sağlanır. Sudan oluşan soğutucu, teknolojik kanallarda yaklaşık 7 MPa basınç altında aşağıdan yukarıya doğru hareket ederek reaktör çekirdeğini soğutuyor. Sonuç olarak soğutucu, reaktörün çıkışında 285°C'lik bir sıcaklığa ısıtılır.
Daha sonra buhar-su karışımı boru hatları aracılığıyla suyu buhardan ayırmaya yarayan bir ayırıcıya taşınır. Basınç altında ayrılan doymuş buhar, bir elektrik akımı jeneratörüne bağlı bir türbinin kanatları üzerine düşer.
Egzoz buharı proses kondenserine gönderilir, yoğunlaştırılır, ayırıcıdan gelen soğutucu ile karıştırılır ve sirkülasyon pompasının oluşturduğu basınç altında tekrar reaktör çekirdeğinin proses kanallarına girer.
Bu tür reaktörlerin avantajları, reaktörü kapatmadan yakıt çubuklarının değiştirilebilmesi ve reaktör durumunun kanal kanal izlenebilmesidir. RMBK reaktörlerinin dezavantajları arasında düşük güç seviyelerinde düşük çalışma stabilitesi, koruma kontrol sisteminin yetersiz hızı ve turbojeneratörün gerçek radyoaktif kirlenme olasılığının bulunduğu tek devreli bir devrenin kullanılması yer alır.
Termal nötronlarla çalışan reaktörlerden dünyanın birçok ülkesinde en yaygın kullanılanları basınçlı su güç reaktörleri.
Bu tip reaktörler aşağıdaki ana yapısal elemanlardan oluşur: kasetlere monte edilmiş yakıt çubuklarını barındıran kapaklı bir mahfaza; kontroller ve koruma, aynı anda nötron reflektörü ve biyolojik koruma görevi gören bir ısı kalkanı (Şekil 8).
VVER kabı, 12-25 m yüksekliğinde ve 3-8 m çapında (reaktör gücüne bağlı olarak) yüksek mukavemetli alaşımlı çelikten yapılmış dikey kalın duvarlı bir silindirdir. Reaktör kabı, masif çelik küresel bir kapakla yukarıdan hava geçirmez şekilde kapatılmıştır.
Pirinç. 8. VVER-1000 NGS'nin şematik diyagramı:
1 - ısı kalkanı; 2 - çerçeve; 3 - kapak ; 4 - birincil devre boru hatları;
5 - ikincil devre boru hatları; 6 - buhar türbünü; 7 - jeneratör;
8 - proses kapasitörü; 9 , 11 – sirkülasyon pompaları;
10 - Buhar jeneratörü; 12 - yakıt çubukları
Reaktör kabı, radyasyondan korunma bariyerlerinden biri olan beton bir kabuk içine yerleştirilmiştir. Elektrik gücü 440 MW (VVER-440) olan seri basınçlı su reaktörüne sahip bir nükleer santralin çalışma prensibi aşağıdaki gibidir. Bir nükleer reaktörün çekirdeğinden ısının uzaklaştırılması, çift devreli bir şema kullanılarak gerçekleştirilir. Birincil devrenin 270°C sıcaklığa sahip soğutucusu (su), bir sirkülasyon pompası tarafından sağlanan, yaklaşık 12,5 MPa'lık yüksek basınç altında bir boru hattı yoluyla reaktör çekirdeğine beslenir. Soğutma sıvısı çekirdekten geçerek 300°C'ye kadar ısınır (devredeki yüksek basınç suyun kaynamasına izin vermez) ve ardından buhar jeneratörüne girer.
Buhar jeneratöründe birincil soğutucu, ısısını daha düşük basınç altındaki (yaklaşık 4,4 MPa) ikincil besleme suyuna aktarır. Bu nedenle, ikincil devredeki su kaynar ve radyoaktif olmayan buhara dönüşür ve bu, bir buhar hattı üzerinden bir elektrik akımı jeneratörüne bağlı bir buhar türbinine sağlanır. Egzoz buharı proses kondansatöründe soğutulur ve besleme pompasının etkisi altında yoğuşma suyu tekrar buhar jeneratörüne girer. Çift devreli ısı giderme şeması nükleer santralin radyasyon güvenliğini sağlar.
Nükleer enerjinin geliştirilmesine yönelik beklentiler şu anda hızlı nötron reaktörlerinin inşasıyla ilişkilidir. Ayrıca, reaktörler, elektrik üretiminin yanı sıra, yakıt döngüsüne yalnızca termal nötronlarla U veya Pu bölünebilirliğini değil aynı zamanda U ve Th'yi de (yer kabuğundaki içeriği yaklaşık 4'tür) dahil ederek nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde yeniden üretilmesine olanak tanır. doğal uranyumdan kat kat daha yüksektir).
Hızlı bir nötron reaktörünün çekirdeğine yüksek oranda zenginleştirilmiş yakıt içeren yakıt çubukları yerleştirilir. Çekirdek, yakıt hammaddeleri (tükenmiş uranyum, toryum) içeren yakıt çubuklarından oluşan bir üreme bölgesi ile çevrilidir. Çekirdekten kaçan nötronlar, yakıt hammaddelerinin çekirdekleri tarafından üreme bölgesinde yakalanır ve bunun sonucunda yeni nükleer yakıt oluşumu sağlanır. Hızlı reaktörlerin özel bir avantajı, içlerinde nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını organize etme yeteneğidir, yani enerji üretimiyle eşzamanlı olarak yanmış nükleer yakıt yerine yeni nükleer yakıt üretilebilir. Hızlı reaktörler moderatöre ihtiyaç duymaz ve soğutucunun nötronları yavaşlatmasına gerek yoktur.
Hızlı bir nötron reaktörünün çekirdeğinde moderatör yoktur; dolayısıyla reaktör çekirdeğinin hacmi, RBMK veya VVER'dekinden kat kat daha küçüktür ve yaklaşık 2 m3'tür. Yapay olarak üretilen Pu veya yüksek oranda zenginleştirilmiş (%20'den fazla) uranyum, reaktörlerde nükleer yakıt olarak kullanılır.
BN-600 reaktörünün çekirdeği, her biri 127 yakıt çubuğu ve 27 kontrol ve acil durum koruma sistemi çubuğu içeren 370 yakıt düzeneğini barındırır.
BN-600 reaktörünün çekirdeğindeki termal enerjiyi uzaklaştırmak için üç devreli bir teknolojik şema kullanılır (Şekil 9).
Birinci ve ikinci devrelerde soğutucu olarak erime noktası 98 ° C olan sıvı sodyum kullanılır; nötronların emilimi ve yumuşatma kabiliyeti düşüktür.
Reaktör çıkışındaki birincil devrenin sıvı sodyumu 550°C sıcaklığa sahiptir ve ara ısı değiştiriciye girer. Orada ısıyı, aynı zamanda sıvı sodyum olarak da kullanılan ikincil devrenin soğutucusuna aktarır. İkinci devrenin soğutucusu, üçüncü sirkülasyon devresinin soğutucusu olan suyun buhara dönüştürüldüğü buhar jeneratörüne girer. Buhar jeneratöründe 14 MPa basınçta üretilen buhar, elektrik jeneratörünün türbinine girer. Proses kondenserinde soğutulduktan sonra egzoz buharı pompa aracılığıyla buhar jeneratörüne geri gönderilir. Bu nedenle, BN-600 reaktörlü bir nükleer santraldeki ısı giderme şeması bir radyoaktif ve iki radyoaktif olmayan devreden oluşur. BN-600 jeneratörünün yakıt ikmalleri arasındaki çalışma süresi 150 gündür.
Pirinç. 9. Hızlı nötron reaktörüne sahip bir nükleer santralin teknolojik diyagramı:
1 – çekirdek yakıt çubukları; 2 – üreme bölgesinin yakıt çubukları; 3 – reaktör kabı;
4
– beton reaktör kabı; 5
– birincil soğutma sıvısı;
6
– ikincil soğutucu; 7
– üçüncü devre soğutucusu;
8 - buhar türbünü; 9 – jeneratör; 10 – proses kapasitörü;
11 - Buhar jeneratörü; 12 – ara ısı eşanjörü;
13 - sirkülasyon pompası
Nükleer santrallerin işletilmesi sırasında, nükleer yakıt döngüsünden (NFC) yüksek oranda radyoaktif atıkların bertaraf edilmesiyle ilgili sorunların yanı sıra, nükleer reaktörlerin hizmet ömründen (20-40 yıl) kaynaklanan ek sorunlar da ortaya çıkmaktadır. Bu hizmet ömrünün sona ermesinden sonra reaktörlerin devre dışı bırakılması ve nükleer yakıt ve soğutucunun çekirdeklerinden çıkarılması gerekir. Reaktörün kendisi ya rafa kaldırılıyor ya da sökülüyor. Dünyanın kullanılmış nükleer reaktörlerin sökülmesi konusunda çok az deneyimi var.
1. Atom ve atom çekirdeği hakkında genel bilgi. Radyoaktivite olgusu.
2. Radyoaktif bozunmanın temel yasası. Faaliyet ve ölçü birimleri.
3. Ağır çekirdeklerin fisyonu ve fisyon zincir reaksiyonu.
4. Nükleer reaktörün çalışma prensibi ve özellikleri nedir?
5. VVER-1000 ve RBMK-1000 reaktörlerinin temel özelliklerini veriniz. Onların farkı nedir?
6. Hızlı nötron reaktörleri BN-600'ün temel özellikleri.
DERS 4.İYONLAŞTIRICI RADYASYON,
ÖZELLİKLERİ VE ETKİLEŞİMLERİ
Slayt 11. Hızlı bir nötron reaktörünün çekirdeğine, oldukça zenginleştirilmiş 235U yakıt içeren yakıt çubukları yerleştirilir. Aktif bölge, oluşan bir üreme bölgesi ile çevrilidir.
yakıt hammaddeleri içeren yakıt elemanlarından (tükenmiş 228U veya 232Th). Çekirdekten kaçan nötronlar, yakıt hammaddelerinin çekirdekleri tarafından üreme bölgesinde yakalanır ve bunun sonucunda yeni nükleer yakıt oluşumu sağlanır. Hızlı reaktörlerin avantajı, içlerinde nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde çoğaltılmasının organize edilmesi olasılığıdır; Enerji üretimiyle eş zamanlı olarak yanmış nükleer yakıt yerine yeni nükleer yakıt üretilecek. Hızlı reaktörler moderatöre ihtiyaç duymaz ve soğutucunun nötronları yavaşlatmasına gerek yoktur.
Hızlı bir nötron reaktörünün temel amacı, atom silahlarının bileşenleri olan silah kalitesinde plütonyumun (ve diğer bazı bölünebilir aktinitlerin) üretilmesidir. Ancak bu tür reaktörler, özellikle enerji sektöründe, doğal uranyumun tamamını veya önemli bir kısmını ve ayrıca mevcut tükenmiş uranyum rezervlerini yakmak için bölünebilir plütonyum 239Pu'nun 238U'dan genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını sağlamak için de kullanılır. Hızlı nötron reaktörlerinin enerji sektörünün gelişmesiyle nükleer enerjinin yakıtla kendi kendine yetmesi sorunu çözülebilir.
Slayt 12. Damızlık reaktörü, nükleer yakıtın "yanmasına" ikincil yakıtın genişletilmiş yeniden üretiminin eşlik ettiği bir nükleer reaktör. Bir üreme reaktöründe, nükleer yakıtın fisyon işlemi sırasında açığa çıkan nötronlar (örneğin, 235U), reaktöre yerleştirilen ham maddenin çekirdekleri (örneğin, 238U) ile etkileşime girerek ikincil nükleer yakıtın (239Pu) oluşmasına neden olur. . Yetiştirici tipi bir reaktörde, yeniden üretilen ve yakılan yakıt, aynı kimyasal elementin izotoplarıdır (örneğin, 235U yakılır, 233U yeniden üretilir), reaktör-dönüştürücü tipi bir reaktörde - farklı kimyasal elementlerin izotopları (örneğin, 235U yakılır, 239Pu yeniden üretilir).
Hızlı reaktörlerde nükleer yakıt, en az %15 oranında 235U izotop içeren zenginleştirilmiş bir karışımdır. Böyle bir reaktör, nükleer yakıtın genişletilmiş bir şekilde çoğaltılmasını sağlar (içinde, fisyon yapabilen atomların kaybolmasıyla birlikte, bazıları yenilenir (örneğin, 239Pu oluşumu)). Fisyonların ana sayısına hızlı nötronlar neden olur ve her fisyon eylemine, 238U çekirdekleri tarafından yakalandığında onları dönüştüren (iki ardışık β yoluyla) çok sayıda nötronun (termal nötronlarla fisyonla karşılaştırıldığında) ortaya çıkması eşlik eder. -bozunur) 239Pu çekirdeğine dönüşür, yani yeni nükleer yakıt. Bu, örneğin hızlı nötron reaktörlerinde 100 adet fisyona uğramış yakıt çekirdeği (235U) için, fisyona uygun 150 adet 239Pu çekirdeğin oluştuğu anlamına gelir. (Bu tür reaktörlerin üreme faktörü 1,5'e ulaşır, yani 1 kg 235U için 1,5 kg'a kadar Pu elde edilir). 239Pu, bir reaktörde bölünebilir bir element olarak kullanılabilir.
Küresel enerji gelişimi açısından bakıldığında, hızlı bir nötron reaktörünün (BN) avantajı, termal nötron reaktörlerinde fisyon yapamayan ağır elementlerin izotoplarının yakıt olarak kullanılmasına izin vermesidir. Yakıt döngüsü, doğası gereği termal nötron reaktörlerinin ana yakıtı olan 235U'dan çok daha büyük olan 238U ve 232Th rezervlerini içerebilir. Nükleer yakıtın 235U ile zenginleştirilmesinden sonra kalan “atık uranyum” da kullanılabilir. Plütonyumun da geleneksel reaktörlerde üretildiğini ancak çok daha küçük miktarlarda üretildiğini unutmayın.
Slayt 13. BN - hızlı nötronları kullanan nükleer reaktör. Gemi yetiştiricisi reaktörü. Birincil ve ikincil devrelerin soğutucusu genellikle sodyumdur. Üçüncü devre soğutucusu su ve buhardır. Hızlı reaktörlerin moderatörü yoktur.
Hızlı reaktörlerin avantajları arasında yüksek derecede yakıt tüketimi (yani daha uzun bir kampanya süresi) yer alır ve dezavantajları ise en basit soğutucu olan suyun (su) kullanılmasının imkansızlığı nedeniyle yüksek maliyet, yapısal karmaşıklık, yüksek sermaye maliyetleri ve yüksek maliyetlidir. oldukça zenginleştirilmiş yakıt.
Yüksek derecede zenginleştirilmiş uranyum, uranyum-235 izotopunun kütle içeriği %20'ye eşit veya daha fazla olan uranyumdur. Yüksek bir nükleer yakıt konsantrasyonu sağlamak için çekirdeğin birim hacmi başına maksimum ısı salınımının sağlanması gerekir. Hızlı bir nötron reaktörünün ısı salınımı, yavaş nötron reaktörlerinin ısı salınımından on ila on beş kat daha yüksektir. Böyle bir reaktörde ısının uzaklaştırılması yalnızca sodyum, potasyum gibi sıvı metal soğutucular veya helyum ve ayrışan gazlar gibi en iyi termal ve termofiziksel özelliklere sahip enerji yoğun gaz soğutucular kullanılarak gerçekleştirilebilir. Tipik olarak erimiş sodyum (sodyum erime noktası 98 °C) gibi sıvı metaller kullanılır. Sodyumun dezavantajları suya, havaya ve yangın tehlikesine karşı yüksek kimyasal reaktivitesini içerir. Reaktör girişindeki soğutucunun sıcaklığı 370 °C'dir ve çıkışta - 550, örneğin VVER için benzer göstergelerden on kat daha yüksektir - orada girişteki su sıcaklığı 270 derecedir ve çıkış - 293.
Nötronlar mı?
Nötronlar, protonlarla birlikte çoğu atom çekirdeğinin parçası olan parçacıklardır. Nükleer fisyon reaksiyonu sırasında uranyum çekirdeği iki parçaya ayrılır ve ayrıca birkaç nötron yayar. Diğer atomlara girip bir veya daha fazla fisyon reaksiyonunu tetikleyebilirler. Uranyum çekirdeğinin bozunması sırasında açığa çıkan her nötron komşu atomlara çarparsa, giderek daha fazla enerjinin açığa çıkmasıyla çığ benzeri bir reaksiyonlar zinciri başlayacaktır. Eğer caydırıcı olmazsa nükleer patlama yaşanır.
Ancak bir nükleer reaktörde nötronların bir kısmı ya dışarı çıkar ya da özel emiciler tarafından emilir. Bu nedenle, fisyon reaksiyonlarının sayısı her zaman aynı kalır; tam olarak enerji elde etmek için gereken miktar kadar. Radyoaktif bozunma reaksiyonundan elde edilen enerji ısı üretir ve bu daha sonra bir enerji santralinin türbinini çalıştırmak için buhar üretmek için kullanılır.
Nükleer reaksiyonu sabit tutan nötronlar farklı enerjilere sahip olabilir. Enerjiye bağlı olarak termal veya hızlı (soğuk olanları da vardır, ancak nükleer santrallere uygun değildir) olarak adlandırılırlar. Dünyadaki reaktörlerin çoğu termal nötronların kullanımına dayanıyor ancak Beloyarsk NPP'nin hızlı bir reaktörü var. Neden?
Avantajları nelerdir?
Hızlı bir nötron reaktöründe, nötron enerjisinin bir kısmı, geleneksel reaktörlerde olduğu gibi, nükleer yakıtın ana bileşeni olan uranyum-235'in fisyon reaksiyonunu sürdürmek için kullanılır. Ve enerjinin bir kısmı uranyum-238 veya toryum-232'den yapılmış bir kabuk tarafından emiliyor. Bu elementler geleneksel reaktörler için işe yaramaz. Nötronlar çekirdeklerine çarptığında nükleer enerjide yakıt olarak kullanılmaya uygun izotoplara dönüşürler: plütonyum-239 veya uranyum-233.
Zenginleştirilmiş uranyum Kullanılmış nükleer yakıtın aksine, uranyum yalnızca robotlar tarafından işlenmesini gerektirecek kadar radyoaktif değildir. Hatta kalın eldiven giyerek ellerinizle kısa süre bile tutabilirsiniz. Fotoğraf: ABD Enerji Bakanlığı
Böylece hızlı nötron reaktörleri yalnızca şehirlere ve fabrikalara enerji sağlamak için değil, aynı zamanda nispeten ucuz hammaddelerden yeni nükleer yakıt üretmek için de kullanılabilecek. Aşağıdaki gerçekler ekonomik faydalar lehine konuşuyor: Cevherden eritilen bir kilogram uranyumun maliyeti yaklaşık elli dolar, yalnızca iki gram uranyum-235 içeriyor ve geri kalanı uranyum-238'dir.
Ancak dünyada hızlı nötron reaktörleri pratikte kullanılmamaktadır. BN-600 benzersiz sayılabilir. Ne Japon Monju, ne Fransız Phoenix, ne de ABD ve Büyük Britanya'daki bazı deneysel reaktörler şu anda çalışmıyor: termal nötron reaktörlerinin inşa edilmesi ve çalıştırılmasının daha kolay olduğu ortaya çıktı. Enerji üretimini nükleer yakıt üretimiyle birleştirebilecek reaktörlere giden yolda bir takım engeller var. Ve 35 yıldır başarılı bir şekilde çalıştırıldığına bakılırsa, BN-600'ün tasarımcıları engellerin en azından bir kısmını aşmayı başardılar.
Sorun nedir?
Sodyumda. Herhangi bir nükleer reaktörün çeşitli bileşen ve unsurları olması gerekir: nükleer yakıtlı yakıt düzenekleri, nükleer reaksiyonu kontrol eden unsurlar ve cihazda üretilen ısıyı emen bir soğutucu. Bu bileşenlerin tasarımı, yakıtın ve soğutucunun bileşimi farklı olabilir, ancak bunlar olmadan reaktör tanım gereği imkansızdır.
Hızlı bir nötron reaktöründe soğutucu olarak nötronları tutmayan bir malzemenin kullanılması gerekir, aksi takdirde hızlıdan yavaşa, termal olanlara dönüşeceklerdir. Nükleer enerjinin şafağında tasarımcılar cıva kullanmayı denediler ama cıva reaktörün içindeki boruları eritti ve dışarıya sızmaya başladı. Radyasyonun etkisi altında radyoaktif hale gelen ısınan zehirli metal o kadar çok soruna yol açtı ki cıva reaktörü projesi hızla terk edildi.
Sodyum parçaları genellikle bir gazyağı tabakası altında depolanır. Bu sıvı yanıcı olmasına rağmen sodyum ile reaksiyona girmez ve havadan kendisine su buharı salmaz. Fotoğraf: Superplus / Vikipedi
BN-600 sıvı sodyum kullanır. İlk bakışta sodyum cıvadan biraz daha iyidir: kimyasal olarak son derece aktiftir, suyla şiddetli reaksiyona girer (başka bir deyişle suya atıldığında patlar) ve betonun içerdiği maddelerle bile reaksiyona girer. Bununla birlikte, nötronlara müdahale etmez ve uygun düzeyde inşaat işi ve müteakip bakım ile sızıntı riski o kadar da büyük değildir. Ayrıca sodyum, su buharının aksine normal basınçta pompalanabilir. Yüzlerce atmosferlik basınç altında, yırtılmış bir buhar hattından çıkan buhar metali keser, dolayısıyla sodyum bu anlamda daha güvenlidir. Kimyasal aktiviteye gelince, iyi amaçlarla da kullanılabilir. Bir kaza durumunda sodyum sadece betonla değil aynı zamanda radyoaktif iyotla da reaksiyona girer. Sodyum iyodür artık nükleer santral binasını terk etmiyor; Fukushima'daki nükleer santraldeki kaza sırasında ise gaz halindeki iyot emisyonların neredeyse yarısını oluşturuyordu.
Hızlı nötron reaktörleri geliştiren Sovyet mühendisleri, önce deneysel BR-2'yi (aynı başarısız olan cıva ile) ve ardından cıva yerine sodyum içeren deneysel BR-5 ve BOR-60'ı inşa etti. Onlardan elde edilen veriler, benzersiz bir nükleer kimya ve enerji santralinde (bir deniz suyu tuzdan arındırma tesisi ile birleştirilmiş bir nükleer enerji santrali) kullanılan ilk endüstriyel "hızlı" reaktör BN-350'nin tasarlanmasını mümkün kıldı. Beloyarsk NPP'de BN tipi ikinci reaktör - “hızlı, sodyum” inşa edildi.
BN-600 piyasaya sürüldüğünde edinilen deneyime rağmen, ilk yıllar bir dizi sıvı sodyum sızıntısıyla gölgelendi. Bu olayların hiçbiri halk için bir radyasyon tehdidi oluşturmadı veya tesis personelinin ciddi radyasyona maruz kalmasına yol açmadı ve 1990'ların başından bu yana sodyum sızıntıları tamamen durdu. Bunu küresel bağlamda ele alırsak, Japonya'nın Monju'su 1995 yılında ciddi bir sıvı sodyum sızıntısı yaşadı ve bu da tesisin yangına ve 15 yıl süreyle kapatılmasına yol açtı. Yalnızca Sovyet tasarımcıları, hızlı bir nötron reaktörü fikrini deneysel bir cihazdan ziyade endüstriyel bir cihaza dönüştürmeyi başardı; bu deneyim, Rus nükleer bilim adamlarının yeni nesil reaktörü (BN-800) geliştirmesine ve inşa etmesine olanak sağladı.
BN-800 zaten inşa edildi. 27 Haziran 2014'te reaktör minimum güçte çalışmaya başladı ve 2015 yılında devreye alınması bekleniyor. Bir nükleer reaktörün başlatılması çok karmaşık bir süreç olduğundan, uzmanlar fiziksel başlatma (kendi kendini idame ettiren bir zincirleme reaksiyonun başlangıcı) ile güç ünitesinin ilk megawatt elektriği sağlamaya başladığı enerji başlatma işlemini birbirinden ayırıyor. ağ.
Beloyarsk NPP, kontrol paneli. Resmi web sitesinden fotoğraf: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
BN-800'de tasarımcılar, örneğin reaktör için acil durum hava soğutma sistemi de dahil olmak üzere bir dizi önemli iyileştirme uyguladılar. Geliştiriciler, avantajının enerji kaynaklarından bağımsızlık olduğunu söylüyor. Fukushima'da olduğu gibi bir nükleer santralde elektrik kaybolursa, soğutma reaktörünün akışı yine de kaybolmayacaktır - konveksiyon ve ısıtılmış havanın yükselmesi nedeniyle dolaşım doğal olarak korunacaktır. Ve eğer çekirdek aniden erirse, radyoaktif eriyik dışarıya değil, özel bir tuzağa düşecektir. Son olarak, aşırı ısınmaya karşı koruma, bir kaza durumunda tüm soğutma sistemleri tamamen arızalansa bile üretilen ısıyı emebilen büyük miktarda sodyum kaynağıdır.
BN-800'ün ardından daha büyük güce sahip bir BN-1200 reaktörünün inşa edilmesi planlanıyor. Geliştiriciler, beyin çocuklarının seri bir reaktör haline gelmesini ve yalnızca Beloyarsk NPP'de değil diğer istasyonlarda da kullanılmasını bekliyor. Ancak bunlar şimdilik sadece planlar; hızlı nötron reaktörlerine geniş çaplı geçiş için hâlâ çözülmesi gereken bir takım sorunlar var.
Beloyarsk NPP, yeni bir güç ünitesinin şantiyesi. Resmi web sitesinden fotoğraf: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
Sorun nedir?
Yakıt ekonomisi ve ekolojisi. Hızlı nötron reaktörleri, zenginleştirilmiş uranyum oksit ve plütonyum oksit karışımıyla çalışır - buna mox yakıtı denir. Teorik olarak, ucuz uranyum-238'den plütonyum veya uranyum-233 kullanması veya diğer reaktörlerde ışınlanmış toryum kullanması nedeniyle geleneksel yakıttan daha ucuz olabilir, ancak şu ana kadar mox yakıtı, fiyat açısından geleneksel yakıttan daha düşüktür. Bu, kırılması o kadar da kolay olmayan bir tür kısır döngüye dönüşüyor: Reaktör inşa etme teknolojisine ince ayar yapmak, reaktörde ışınlanan malzemeden plütonyum ve uranyumun çıkarılması ve reaktör üzerinde kontrolün sağlanması gerekiyor. yüksek seviyeli materyallerin yayılmasının önlenmesi. Bazı ekolojistler, örneğin kar amacı gütmeyen Bellona merkezinin temsilcileri, ışınlanmış malzemenin işlenmesi sırasında üretilen büyük miktarda atığa dikkat çekiyor, çünkü hızlı bir nötron reaktöründe değerli izotoplarla birlikte, gerekli olan önemli miktarda radyonüklit oluşuyor. bir yere gömülmek.
Yani hızlı bir nötron reaktörünün başarılı bir şekilde çalışması bile tek başına nükleer enerjide bir devrimi garanti etmez. Sınırlı uranyum-235 rezervlerinden çok daha erişilebilir uranyum-238 ve toryum-232'ye geçiş için bu gerekli ancak yeterli olmayan bir koşuldur. Nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ve nükleer atıkların bertaraf edilmesi süreçlerinde yer alan teknoloji uzmanlarının görevleriyle başa çıkıp çıkamayacakları ayrı bir hikaye konusu.
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 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, ağır çekirdeklerin nötronların etkisi altında 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 enerji kaybettiği 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 fırlatıldı. 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 yılında, BN-350 reaktörü (başlangıçta BN-250 olarak adlandırıldı) ile ilk Sovyet hızlı nötron nükleer santrali Şevçenko şehrinde (şimdi Aktau, Kazakistan) 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 kanıtlanmış uranyum rezervlerinin toplam hacmi 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, küriyum) fazlasının 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 azaltılıyor.
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 ulaşır) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi; kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan, hava ve suyla temas ettiğinde şiddetli tepki veren bir metal: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerini çalıştırma 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, "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 elemanıdır - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt elemanlarının birbiriyle temas etmemesini ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesini sağlamak 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). Kontrol ve koruma sistemlerine sahip bir sütunun yanı sıra pens tipi tutucuya sahip bir aşırı yük mekanizması, küçük bir döner tapanın üzerine 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 koşulları altında 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 gösterilmesi.
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.
Nükleer enerji vaatleri nedeniyle her zaman artan bir ilgi görmüştür. Dünyada elektriğin yaklaşık yüzde yirmisi nükleer reaktörler kullanılarak elde ediliyor ve gelişmiş ülkelerde nükleer enerjiden elde edilen ürün için bu rakam daha da yüksek, yani tüm elektriğin üçte birinden fazlası. Ancak ana tip reaktörler LWR ve VVER gibi termal reaktörlerdir. Bilim adamları, yakın gelecekte bu reaktörlerin ana sorunlarından birinin, fisyon zincirleme reaksiyonunu gerçekleştirmek için gerekli olan doğal yakıt, uranyum ve onun izotopu 238'in eksikliği olacağına inanıyor. Bu doğal yakıt malzemesinin termal reaktörler için kaynaklarının olası tükenmesi nedeniyle, nükleer enerjinin geliştirilmesine kısıtlamalar getirilmektedir. Yakıt üretiminin mümkün olduğu hızlı nötronları kullanan nükleer reaktörlerin kullanılmasının daha umut verici olduğu düşünülmektedir.
Geliştirme geçmişi
Yüzyılın başında Rusya Federasyonu Atom Endüstrisi Bakanlığı'nın programına dayanarak, yeni tipte modernize edilmiş nükleer enerji santralleri olan nükleer enerji komplekslerinin güvenli bir şekilde işletilmesini sağlamak ve sağlamak için görevler belirlendi. Bu tesislerden biri, Sverdlovsk'un (Ekaterinburg) 50 kilometre yakınında bulunan Beloyarsk nükleer santraliydi. Kurulmasına 1957 yılında karar verildi ve 1964'te ilk ünite işletmeye alındı.
Bloklarından ikisi, geçen yüzyılın 80-90'larında kaynaklarını tüketen termal nükleer reaktörleri çalıştırıyordu. Üçüncü blokta ise dünyada ilk kez BN-600 hızlı nötron reaktörü test edildi. Çalışması sırasında geliştiricilerin planladığı sonuçlar elde edildi. İşlemin güvenliği de mükemmeldi. 2010 yılında sona eren proje döneminde ciddi bir ihlal veya sapma yaşanmamıştır. Son süresi 2025 yılında doluyor. BN-600 ve onun halefi BN-800'ün de dahil olduğu hızlı nötron nükleer reaktörlerinin büyük bir geleceğe sahip olduğu şimdiden söylenebilir.
Yeni BN-800'ün lansmanı
OKBM bilim adamları Gorki'den (bugünkü Nizhny Novgorod) Afrikantov, 1983 yılında Beloyarsk nükleer santralinin dördüncü güç ünitesi için bir proje hazırladı. 1987 yılında Çernobil'de meydana gelen kaza ve 1993 yılında yeni güvenlik standartlarının uygulamaya konması nedeniyle çalışmalar durduruldu ve fırlatma süresiz olarak ertelendi. Ancak 1997 yılında, Gosatomnadzor'dan 880 MW kapasiteli BN-800 reaktörlü 4 numaralı ünitenin inşası için lisans alındıktan sonra süreç yeniden başladı.
25 Aralık 2013 tarihinde, soğutucunun daha fazla girişi için reaktörün ısıtılması başladı. On dördüncü Haziran ayında, plana göre planlandığı gibi, minimum zincirleme reaksiyonu gerçekleştirmeye yetecek bir kütle meydana geldi. Sonra işler durdu. Ünite 3'te kullanılana benzer, uranyum ve plütonyumun bölünebilir oksitlerinden oluşan MOX yakıtı hazır değildi. Geliştiricilerin yeni reaktörde kullanmak istediği şey buydu. Birleştirmek ve yeni seçenekler aramak zorunda kaldım. Sonuç olarak güç ünitesinin lansmanını ertelememek için montajın bir kısmında uranyum yakıtı kullanılmasına karar verildi. BN-800 nükleer reaktörünün ve 4 numaralı ünitenin lansmanı 10 Aralık 2015'te gerçekleşti.
Süreç açıklaması
Hızlı nötronlara sahip bir reaktörde çalışma sırasında, fisyon reaksiyonunun bir sonucu olarak, uranyum kütlesi tarafından emildiğinde, daha fazla fisyon sürecini devam ettirebilen yeni oluşturulan nükleer malzeme plütonyum-239'u oluşturan ikincil elementler oluşur. Bu reaksiyonun temel avantajı, nükleer santrallerdeki nükleer reaktörler için yakıt olarak kullanılan plütonyumdan nötron üretilmesidir. Varlığı, rezervleri sınırlı olan uranyum üretiminin azaltılmasını mümkün kılmaktadır. Bir kilogram uranyum-235'ten bir kilogram plütonyum-239'dan biraz daha fazlasını elde edebilirsiniz, böylece yakıt üretimi sağlanır.
Sonuç olarak, kıt uranyumun minimum düzeyde tüketildiği ve üretimde herhangi bir kısıtlamanın olmadığı nükleer güç ünitelerinde enerji üretimi yüzlerce kat artacaktır. Bu durumda uranyum rezervlerinin insanlığa onlarca yüzyıl yeteceği tahmin ediliyor. Nükleer enerjide minimum uranyum tüketimi açısından dengeyi korumak için en uygun seçenek, her dört termal reaktör için hızlı nötronlarla çalışan bir termal reaktörün kullanılacağı 4'e 1 oranı olacaktır.
BN-800 hedefleri
Beloyarsk NGS'nin 4 numaralı güç ünitesindeki operasyonel ömrü boyunca nükleer reaktöre belirli görevler verildi. BN-800 reaktörü MOX yakıtıyla çalışmalıdır. İşin başında meydana gelen küçük bir aksaklık, yaratıcıların planlarını değiştirmedi. Beloyarsk NGS müdürü Sayın Sidorov'a göre, MOX yakıtına tam geçiş 2019 yılında gerçekleştirilecek. Eğer bu gerçekleşirse, yerel hızlı nötron nükleer reaktörü, dünyada tamamen bu tür yakıtla çalışan ilk reaktör olacak. Gelecekteki benzer hızlı reaktörler için sıvı metal soğutuculu, daha verimli ve daha güvenli bir prototip haline gelmelidir. Buna dayanarak BN-800, yenilikçi ekipmanı çalışma koşulları altında test ediyor, güç ünitesinin güvenilirliğini ve verimliliğini etkileyen yeni teknolojilerin doğru uygulanmasını kontrol ediyor.
sınıf = "eliadunit">
Yeni yakıt çevrim sisteminin çalışmasının kontrol edilmesi.
Uzun ömürlü radyoaktif atıkların yakılmasına yönelik testler.
Büyük miktarlarda biriken silah kalitesinde plütonyumun imhası.
BN-800, tıpkı selefi BN-600 gibi, Rus geliştiricilerin hızlı reaktörlerin oluşturulması ve işletilmesinde paha biçilmez deneyim biriktirmesi için bir başlangıç noktası olmalıdır.
Hızlı bir nötron reaktörünün avantajları
BN-800 ve benzeri nükleer reaktörlerin nükleer enerjide kullanılması,
Alınan enerji miktarını önemli ölçüde artıran uranyum kaynak rezervlerinin ömrünü önemli ölçüde artırır.
Radyoaktif fisyon ürünlerinin ömrünü minimuma indirme yeteneği (birkaç bin yıldan üç yüze kadar).
Nükleer santrallerin güvenliğini artırın. Hızlı bir nötron reaktörünün kullanılması, çekirdek erimesinin minimum düzeye indirilmesine olanak tanır, tesisin kendini koruma düzeyini önemli ölçüde artırabilir ve işleme sırasında plütonyum salınımını ortadan kaldırabilir. Sodyum soğutuculu bu tip reaktörlerin güvenliği artırılmıştır.
17 Ağustos 2016'da Beloyarsk NGS'nin 4 numaralı güç ünitesi %100 güçle çalışmaya ulaştı. Geçen yılın Aralık ayından bu yana entegre Ural sistemi, hızlı bir reaktörde üretilen enerjiyi alıyor.
sınıf = "eliadunit">