Исследуем, как работают реакторы на быстрых нейтронах и в чем заключается их преимущество в ядерной энергетике. Мне тут задали вопрос, на который сходу не получилось ответить, "а чем реакторы на быстрых нейтронах лучше обычных, ВВР например? Единственной страной кроме России, сумевшей запустить реактор на быстрых нейтронах промышленной мощности, оказалась Франция.
Бесконечная энергия: в России придумали способ сделать атомные электростанции «вечными»
Именно этот инновационный реактор на быстрых нейтронах стал настоящей мировой сенсацией, когда первым на планете целый год вырабатывал энергию на МОКС-топливе. Сегодня в России успешно работает исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР 60, однако его возраст уже перевалил за 45 лет. Россия первой запустила реактор на быстрых нейтронах с полным циклом использования МОКС-топлива, которое позволяет использовать неисчерпаемые запасы природного урана. В реакторах на быстрых нейтронах обходятся без замедлителей. Специальный модуль создает ядерное топливо, затем оно поступает в энергоблок «Брест-ОД-300» на быстрых нейтронах, а после переработки то же самое топливо возвращается обратно в реактор, и снова по кругу. «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
Российские ученые: Реактор БН-800 полностью переведен на МОКС-топливо
В Северске началось капитальное строительство линий электропередачи (ЛЭП) для реализации схемы выдачи мощности будущего энергоблока с инновационным реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований. В итоге, на сегодняшний день в Обнинске уже собрали модель активной зоны перспективного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200М. "Росатом" завершил передачу 25 тонн высокообогащенного урана для первого китайского реактора на быстрых нейтронах.
В России завершается сборка мощнейшего «суперреактора» на быстрых нейтронах
Мировая тенденция развития быстрых исследовательских реакторов показывает, что к 2025 г. МБИР можем стать единственной подобной установкой в мире. Максимальная плотность потока нейтронов 5. Предусматривается, что новая исследовательская ядерная установка будет иметь несколько независимых петель с автономным охлаждением, набор инструментованных ячеек в активной зоне, а также большое количество ячеек для размещения материаловедческих сборок. Технические характеристики МБИРа позволят решать широкий спектр задач, в том числе в области экспериментального обеспечения научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по созданию инновационных ядерно-энергетических установок нового поколения. Реактор позволит осуществлять отработку технологий замыкания топливного цикла и утилизации радиоактивных отходов, проводить комплексные исследования по радиационному материаловедению, включая создание новых конструкционных, топливных и поглощающих материалов, а также осуществлять комплексные экспериментальные работы с использованием нейтронного и других видов реакторных излучений для фундаментальных исследований. Мощность для исследовательского реактора не важна, но она прямо связана с нейтронным потоком, который и является главным инструментом исследований. А поток влияет на сроки набора дозы облучения — возможность провести эксперименты с облучением за три года вместо 10 лет безусловно важна для исследователей, и это и является главным преимуществом высокопоточного реактора, так же, как и возможность проведения экспериментов в более широком диапазоне температур. На основе МБИРа создается самая современная исследовательская площадка не только для России, но фактически для всего мира. Росатом неоднократно заявлял, что открыт для взаимовыгодного сотрудничества в данном проекте со всеми заинтересованными сторонами, поэтому и возникла идея сформировать на базе МБИРа Международный центр исследований.
Такие аппараты ранее не строились, то есть это принципиально новые реакторы. Их сторонники делают упор на важные преимущества свинцовых реакторов с точки зрения безопасности и экономики, свои аргументы есть у скептиков», — говорит директор автономной некоммерческой организации для поддержки развития атомной науки, техники и образования «АтомИнфо-Центр» Александр Уваров. Эксперт отмечает, что разработчики концепции БРЕСТ предлагают новый тип топливного цикла — пристанционный, при котором переработка отработавшего ядерного топлива ОЯТ и фабрикация из него нового топлива осуществляются непосредственно на площадке АЭС. Например, так называемые миноры — нептуний, америций и кюрий, также образующиеся при работе реактора. С ними нужно что-то делать — вернуть ли их в реактор как часть топлива, дожечь ли в специализированной установке реактор или ускоритель , или, например, отдать космонавтам, чтобы они производили из них плутоний-238 для своих нужд.
Такие особенности установки позволили отказаться от массивной гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также дали возможность снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Новое топливо Для быстрых реакторов необходимо специальное топливо, обычно оксиды урана или урана и плутония. СНУП-топливо получают из обедненного урана, оставшегося после обогащения, и энергетического плутония, произведенного из облученного топлива, с помощью технологии карботермического синтеза. По мнению ученых, применение нитридов позволит удлинить топливную кампанию, то есть время работы топливной сборки, и тем самым улучшить экономические показатели эксплуатации. Новая жизнь атомной энергетики Как уже было сказано, блок с реактором БРЕСТ — компонент опытно-демонстрационного энергетического комплекса.
Кроме реакторного блока в ОДЭК входит пристанционный завод, состоящий из модуля переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и модуля фабрикации-рефабрикации, где будут изготавливаться тепловыделяющие элементы для БРЕСТ. На заводе планируется производить топливо, компоненты которого со временем будут извлекаться из облученного ядерного топлива ОЯТ. Благодаря переработке ОЯТ топливный цикл удастся замкнуть. Создание такого цикла на ОДЭК предусматривает включение в топливо минорных актинидов радиотоксичных трансурановых элементов, образующихся в процессе облучения для их последующей трансмутации. Благодаря взаимодействию с быстрыми нейтронами кюрий, нептуний и америций будут превращаться в другие, менее опасные химические элементы. Первый — БН-800, в котором также используются обедненный уран и плутоний из облученного топлива. Но топливо для БН-800 производится на Горно-химическом комбинате, а в Северске оно будет изготавливаться и эксплуатироваться на одной площадке.
Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований, производство электроэнергии и тепла, отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Основным предназначением МБИР является проведение массовых реакторных испытаний инновационных материалов и макетов элементов активных зон для ядерно-энергетических систем четвертого поколения, включая реакторы на быстрых нейтронах с замыканием топливного цикла, а также и тепловые реакторы малой и средней мощности. На сайте могут быть использованы материалы интернет-ресурсов Facebook и Instagram, владельцем которых является компания Meta Platforms Inc. Какое достижение науки в 2021 году вы считаете самым важным? Посадка ровера с вертолетом на Марс Запуск нейтринного телескопа на дне Байкала Интерфейс мозг-компьютер вернул речь парализованному человеку Запуск телескопа Джеймса Уэбба — самого мощного телескопа в истории Ответить.
В шаге от безотходной ядерной энергетики
Фото из открытых источников При всем уважении к модной нынче «зеленой» энергетике, полностью заменить собой традиционную она не в состоянии. Последняя тоже не является панацеей, поскольку запасы ископаемого топлива для нее угля, газа, нефти являются исчерпаемыми. Хорошие перспективы имеются у ядерной энергетики с привычными реакторами на тепловых нейтронах, но для их работы также требуется редкий и дорогой уран U-235. Однако есть вариант с так называемым «замкнутым топливным циклом», где ставка делается на реакторы на быстрых нейтронах, которые могут перерабатывать природный U-238 и торий. Что же это за технология такая, и почему будущее именно за ней? Во время работы обычного ядерного реактора тяжелое ядро урана, плутония или тория при делении выпускает несколько «лишних» нейтронов, что приводит к эффекту наведенной радиоактивности. В российских ВВЭР это ведет к накоплению в водяном носителе трития, тяжелого изотопа водорода. После этого его приходится выделять путем сложных и дорогостоящих манипуляций. Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем.
Большим преимуществом расплавленного металла является то, что он практически не поглощает нейтроны и не набирает наведенную радиоактивность.
Первый энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 проработал более четверти века. Опыт его эксплуатации стал подтверждением научных и технических идей, которые были в него заложены. В процессе эксплуатации реактора БН-350 были выполнены многочисленные материаловедческие исследования, изготовлена партия экспериментальных ТВС со смешанным оксидным топливом, которые позволили провести измерения коэффициента воспроизводства и сравнить его с расчётным значением. Эксплуатация БН-350 подтвердила надёжность и безопасность энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами, их лёгкость в управлении.
Его эксплуатация позволила собрать обширный объём информации, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих реакторных установок. С пуском БН-350 программа создания быстрых реакторов вышла на новый этап, о котором мечтал А. Лейпунский — создание энергетических быстрых реакторов. Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки.
Президент Российской академии наук Александр Сергеев считает, что «строительство БРЕСТа знаменует собой начало новой эпохи в мировой ядерной энергетике». Строительство комплекса должно завершиться к 2030 году. А в будущем установка может стать даже объектом экспорта. В реализации проекта принимают участие более 30 организаций и более полутора тысяч ученых, инженеров и конструкторов.
Главная заслуга принадлежит именно людям, которые трудились над созданием уникального проекта. Именно ОДЭК является примером, когда резерв ученых и инженеров советского времени нашел свое проявление в современном времени, — с гордостью говорит Вячеслав Першуков. Экоэнергетика «Прорыв» стал первым в мире атомной энергетики проектом, где сохраняются ресурсы планеты. Баланс Земли поддерживается, ведь перерабатываются все отходы и мусор, оставшийся после атомной энергетики. Такая «уборка» обеспечивает абсолютно безопасное для экологии производство. Президент Курчатовского института Михаил Ковальчук в своем выступлении затронул тему экологии. Как правило, это дрова, уголь, нефть, газ, и мы просто их сжигаем, — поясняет Михаил Валентинович. Отсюда возникает вопрос декарбонизации и безуглеродной экономики и энергетики.
Так, благодаря изменениям в конструкции главного циркуляционного насоса второго контура, системы перегрузки, переходу от секционно-модульных на крупномодульные парогенераторы, улучшениям системы аварийного отвода тепла и холодной ловушки первого контура активной зоны снизились масса и стоимостные характеристики оборудования реакторной установки. А детальная проработка схемно-компоновочных и архитектурно-строительных решений и оптимизация генерального плана привели к сокращению строительных объемов. В итоге проектные показатели капитальных затрат на сооружение и, соответственно, себестоимость производства электроэнергии снизились, обеспечена конкурентоспособность по сравнению с перспективными блоками атомной и традиционной энергетики.
Благодаря физическим особенностям активной зоны быстрого реактора для топлива можно использовать плутоний различного изотопного состава — из переработанного топлива как быстрых, так и водо-водяных реакторов, и добавлять минорые актиниды для их дожигания в реакторе , нарабатывать плутоний для новых порций топлива и востребованные изотопы. Срок службы блока с БН-1200М составляет минимум 60 лет. Как отмечает Сергей Шепелев, есть потенциал для роста до 80 лет, увеличения КИУМ — с 0,9 до 0,91, назначенного срока службы парогенераторов — с 30 до 60 лет, а также для удлинения топливной кампании.
В 2023 году должны быть утверждены финансовые параметры проекта и пройдены общественные слушания. Следующий шаг — одобрение Главгосэкспертизы и получение в Ростехнадзоре лицензии на размещение энергоблока. Затем — разработка проектной документации и прочих документов и еще одна Главгосэкспертиза.
В шаге от безотходной ядерной энергетики
При этом он химически пассивен при контакте с воздухом или водой, поэтому исключены возможные взрывы при нештатной разгерметизации контура реактора. Это чрезвычайно важно для безопасности современной ядерной энергетики. Даже если реактор будет поврежден и рабочий носитель выйдет наружу, он просто медленно вытечет, охладится и застынет, сам собой закупорив повреждение во внешнем контуре. Никаких радиационных ужасов, вроде катастрофы на Чернобыльской АЭС, уже не будет.
В перспективе КПД может вырасти еще больше, если вместо паровой турбины к реактору будет подключена газовая турбина с замкнутым циклом. В-третьих, реакторы на быстрых турбинах, благодаря особенностям своей конструкции, сами воспроизводят ядерное топливо. Внутри БРЕСТ уран-238 будет поглощать свободные нейтроны и превращаться в изотоп другого химического элемента — в плутоний-239.
А это, к слову, начинка для ядерного оружия. При оптимальных условиях при делении одного ядра урана-235 можно будет получить 1,25 ядра нового оружейного плутония-239 из урана-238. Звучит фантастически.
В перспективе это дает возможность отказаться от сложного и дорогостоящего глубинного захоронения отходов», — прокомментировал старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов. Она появилась в 2021 году как часть продуктового направления «Сбалансированный ядерный топливный цикл» и рассчитана до 2035 года. Программа включает задачи по выделению минорных актинидов в отдельные фракции, их промежуточное хранение, вовлечение в топливо быстрых реакторов, эксплуатацию такого топлива, послереакторные исследования и др.
Еще один важный аспект — оптимизация реакторных установок для выжигания максимального количества минорных актинидов. Сбалансированный ядерный топливный цикл ЯТЦ — это продукт Госкорпорации «Росатом», основанный на инновационных практических решениях в области замыкания ядерного топливного цикла, позволяющих эффективно переработать облученное ядерное топливо и обеспечить рациональное обращение с продуктами переработки, как полезными уран, плутоний , так и направляемыми на захоронение продукты деления. Сбалансированный ЯТЦ ставит своей основной задачей принципиальное снижение объема и активности радиоактивных отходов, направляемых на захоронение.
Сбалансированный ЯТЦ позволяет: повысить безопасность обращения с отходами ядерной энергетики и снизить экологические риски; решить проблему будущих поколений и обеспечить устойчивую модель потребления и производства; минимизировать объемы и степени опасности подлежащих захоронению отходов; повторно вовлечь ценное сырье в ЯТЦ — рециклировать ядерные материалы.
В качестве топлива эти установки могут использовать не только обогащенный природный уран, но и вторичные продукты ядерного топливного цикла — обедненный уран и плутоний. Кроме того, расчеты показали, что минорные актиниды из ОЯТ под действием быстрых нейтронов в реакторе будут делиться на осколки, представляющие собой достаточно широкий спектр радиоактивных и стабильных изотопов, но в целом их потенциальная опасность будет гораздо ниже, чем у исходных минорных актинидов. Процесс трансмутации минорных актинидов также называют «дожиганием» в реакторе. Внедрение МОКС-топлива позволяет многократно расширить сырьевую базу атомной энергетики за счет обедненного урана и плутония и перерабатывать облученное топливо вместо хранения. Дожигание минорных актинидов — это следующий шаг в замыкании ядерного топливного цикла, который должен не только уменьшить количество ядерных отходов, подлежащих финальной изоляции, но и значительно снизить их радиоактивность. В перспективе это дает возможность отказаться от сложного и дорогостоящего глубинного захоронения отходов», - прокомментировал старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов. Она появилась в 2021 году как часть продуктового направления «Сбалансированный ядерный топливный цикл» и рассчитана до 2035 года.
Шевченко, Казахская ССР. Первый энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 проработал более четверти века. Опыт его эксплуатации стал подтверждением научных и технических идей, которые были в него заложены. В процессе эксплуатации реактора БН-350 были выполнены многочисленные материаловедческие исследования, изготовлена партия экспериментальных ТВС со смешанным оксидным топливом, которые позволили провести измерения коэффициента воспроизводства и сравнить его с расчётным значением. Эксплуатация БН-350 подтвердила надёжность и безопасность энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами, их лёгкость в управлении. Его эксплуатация позволила собрать обширный объём информации, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих реакторных установок. С пуском БН-350 программа создания быстрых реакторов вышла на новый этап, о котором мечтал А. Лейпунский — создание энергетических быстрых реакторов.
«Росатом» начал строить первый в мире атомный энергоблок с безотходным циклом
Зеленее не бывает. Использованные источники:.
Новое топливо В рамках проекта Топливная компания разработала принципиально новый вид ядерного топлива — смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, которое носит название «СНУП». Параллельно продолжается работа по созданию второго поколения твэлов с более высоким уровнем выгорания, которые должны использоваться, когда производство СНУП-топлива перейдет на этап рефабрикации. Технологии переработки облученного топлива так же важны для атомной энергетики будущего, как и новые реакторы и ранее не существовавшие виды топлива. Именно они помогут сделать атомную энергетику не только экономически доступной и безопасной, но и практически безотходной в своей производственной цепочке и жизненном цикле. И, таким образом, эта замкнутая система станет практически независимой от внешних поставок сырья».
Идеи о замыкании ядерного топливного цикла были высказаны советским физиком Александром Лейпунским еще на заре атомной промышленности. А теперь наша страна открывает всему миру новую эру в использовании атомной энергии: экономически эффективной, абсолютно безопасной и экологически чистой. Президент Российской академии наук Александр Сергеев считает, что «строительство БРЕСТа знаменует собой начало новой эпохи в мировой ядерной энергетике». Строительство комплекса должно завершиться к 2030 году. А в будущем установка может стать даже объектом экспорта. В реализации проекта принимают участие более 30 организаций и более полутора тысяч ученых, инженеров и конструкторов. Главная заслуга принадлежит именно людям, которые трудились над созданием уникального проекта.
Россия остается главным мировым поставщиком атомных технологий и топлива. Первая поставка в Китай топлива для реактора на быстрых нейтронах « Росатом » впервые отправил в Китай топливо для реактора на быстрых нейтронах, о чем госкорпорация объявила 29 сентября 2022 года. Это флагманский проект КНР в области «быстрой» атомной энергетики. Заказчику отгружены первые тепловыделяющие сборки для стартовой загрузки реактора.
Фото из открытых источников При всем уважении к модной нынче «зеленой» энергетике, полностью заменить собой традиционную она не в состоянии. Последняя тоже не является панацеей, поскольку запасы ископаемого топлива для нее угля, газа, нефти являются исчерпаемыми.
Хорошие перспективы имеются у ядерной энергетики с привычными реакторами на тепловых нейтронах, но для их работы также требуется редкий и дорогой уран U-235. Однако есть вариант с так называемым «замкнутым топливным циклом», где ставка делается на реакторы на быстрых нейтронах, которые могут перерабатывать природный U-238 и торий. Что же это за технология такая, и почему будущее именно за ней? Во время работы обычного ядерного реактора тяжелое ядро урана, плутония или тория при делении выпускает несколько «лишних» нейтронов, что приводит к эффекту наведенной радиоактивности. В российских ВВЭР это ведет к накоплению в водяном носителе трития, тяжелого изотопа водорода. После этого его приходится выделять путем сложных и дорогостоящих манипуляций.
Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. Большим преимуществом расплавленного металла является то, что он практически не поглощает нейтроны и не набирает наведенную радиоактивность.
Реактор БН-800 проработал год на топливе из отработавшего ядерного топлива
Реактор на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС был полностью переведен на уран-плутониевое МОКС-топливо. «Россия продолжает шаг за шагом использовать те уникальные преимущества, которые дают нашей отрасли мощные реакторы на быстрых нейтронах. В России учёные-атомщики вывели реактор БН-800 на номинальную мощность с полной загрузкой инновационным, так называемым МОХ-топливом. Росатом ЗАМКНУЛ ЯДЕРНЫЙ ЦИКЛ! Борис Марцинкевич. Четвертый энергоблок БН-800 Белоярской АЭС после очередной загрузки инновационным МОКС-топливом выведен на 1.