Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. «Прорыв» предусматривает создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Заметим, что и быстрые нейтроны появились в Поднебесной не без участия России. Исследуем, как работают реакторы на быстрых нейтронах и в чем заключается их преимущество в ядерной энергетике. В реакторах на быстрых нейтронах обходятся без замедлителей.
Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей
Это послужит дальнейшему развитию реакторов на быстрых нейтронах и пониманию, что происходит в радиационных полях с различными материалами». При выстраивании двухкомпонентной атомной энергетики с замыканием ядерного топливного цикла то, что не знали куда деть, становится ценнейшим сырьем – реакторы на быстрых нейтронах «питаются» тем, что остается после работы обычных реакторов. В чем радиоэкологические преимущества реакторов на быстрых нейтронах и почему проблема замыкания ядерного топливного цикла касается каждого? Против продаж реакторов на быстрых нейтронах резко выступает США. Именно этот инновационный реактор на быстрых нейтронах стал настоящей мировой сенсацией, когда первым на планете целый год вырабатывал энергию на МОКС-топливе. Новый ядерный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем должен стать демонстратором уникальной технологии – полностью замкнутого ядерного топливного цикла.
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
«Росатом» начал возводить в Томской области уникальный реактор на быстрых нейтронах. Новый ядерный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем должен стать демонстратором уникальной технологии – полностью замкнутого ядерного топливного цикла. На Белоярской АЭС после планово-предупредительного ремонта (ППР) включили в сеть энергоблок № 4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Раньше в российские реакторы на быстрых нейтронах загружали обычное урановое топливо, так как на них отрабатывали натриевые технологии. В реакторах на быстрых нейтронах обходятся без замедлителей. «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
The purpose of the MBIR construction is to have a high-flux fast test reactor with unique capabilities to implement the following tasks: in-pile tests and post-irradiation examination, production of heat and electricity, testing of new technologies for the radioisotopes and modified materials production.
Хотя, что интересно, нужный нам плутоний-239 в них тоже образуется, пусть и не так быстро. Энергоблок БРЕСТ за счет своей конструкции, особого расположения топливных элементов, использования слабо активируемого свинцового теплоносителя позволяет получить коэффициент воспроизводства топлива гораздо выше единицы — по расчетам, до 1,2, что уже очень близко к теоретическому пределу. Основной трудностью в освоении столь привлекательного на бумаге замкнутого ядерного цикла всегда была инженерная сложность реакторов на быстрых нейтронах. Если упростить задачу до максимума, то реактор на быстрых нейтронах — это гораздо более «горячая штучка», чем стандартный энергоблок, использующий медленные, тепловые нейтроны и обычную воду в качестве теплоносителя. В реакторах на быстрых нейтронах все гораздо напряженнее — разрушительные потоки нейтронов, температуры теплоносителя, быстрота и многогранность реакций в активной зоне. Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах в историческом периоде оказались практически на порядок выше, чем таковые для обычных реакторов. Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах — это единичные и экспериментальные установки.
Это позволит в полной мере воплотить все экологические и экономические преимущества технологии реакторов на быстрых нейтронах», - отметил директор Белоярской АЭС Иван Сидоров. В рамках пресс-тура журналисты встретились с руководством и специалистами Белоярской АЭС, посетили реакторное отделение, в центральном зале которого увидели работающий на МОКС-топливе реактор БН-800, побывали на блочном пункте управления и в машинном зале, где турбогенератор вырабатывает электроэнергию, которая обеспечивает электроснабжение населения, социальных и промышленных объектов Урала. Сегодня Россия продолжает обеспечивать стабильную энергетическую безопасность.
И при нашем техническом содействии выведен на рабочий режим в 2010 году. Тот же "ТВЭЛ" в декабре прошлого года исполнил обязательства российской стороны и в отношении CFR-600 - энергетического реактора на быстрых нейтронах большой мощности, который Китай строит уже по собственному проекту как первый энергоблок АЭС "Сяпу". Тогда с Машиностроительного завода в подмосковной Электростали предприятие "Росатома" были отгружены три партии ядерного топлива, включая все тепловыделяющие сборки для начальной загрузки активной зоны, а также топливо для первой перегрузки. Эта поставка шла в Поднебесную по железной дороге, а самолетом отправили комплект сборок управления и защиты реактора. А мы вслед за ними констатируем: с пуском первого энергоблока АЭС "Сяпу" станет единственной за пределами России атомной электростанцией с быстрым реактором большой мощности… Но город Обнинск в ста километрах от Москвы был и навсегда останется родиной, отправной точкой всему, что связано с развитием этого направления атомной энергетики в СССР и России. И живым памятником выдающемуся ученому-физику, организатору и вдохновителю многих перспективных проектов Александру Ильичу Лейпунскому. Об этом и многом другом - в специальном проекте RG.
Уральскую АЭС переводят на отработавшее топливо. Физик-ядерщик объяснил минусы такого подхода
А это, как мы знаем, тоже ядерное топливо, основа всего ядерного оружия в современном мире. В идеале на каждое разделившееся ядро урана-235 мы можем получить 1,25 ядра нового плутония-239, который чудесным образом возник прямо в реакторе из «бросового» урана-238, непригодного для обычного деления. Конечно, идеальную картинку в реальном реакторе получить невозможно. Нейтроны активно захватываются ядрами других элементов, присутствующих в активной зоне: осколками деления, теплоносителем и замедлителем, стержнями управления и защиты, часть нейтронов просто вылетает из активной зоны. Поэтому в современных реакторах на легкой воде, например упомянутых ВВЭР, коэффициент размножения топлива составляет 0,5—0,7. Хотя, что интересно, нужный нам плутоний-239 в них тоже образуется, пусть и не так быстро. Энергоблок БРЕСТ за счет своей конструкции, особого расположения топливных элементов, использования слабо активируемого свинцового теплоносителя позволяет получить коэффициент воспроизводства топлива гораздо выше единицы — по расчетам, до 1,2, что уже очень близко к теоретическому пределу.
В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейт... В Волгодонске отгрузили реактор на быстрых нейтронах Дата публикации: 21 апр 2022 г. Элементы многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР отправлены из Волгодонска в Димитроград на место постоянной сборки.
Специалисты полагают, что данная инновация фактически превращает БН-800 в вечный ядерный реактор. Облученное ядерное топливо с прочих атомных электростанций теперь можно повторно использовать после специальной переработки. Эксперты подчеркивают, что это событие можно считать ярким примером воплощения идеи мирного атома, работающего на благо всего человечества.
Результатом такого синтеза будет ЯРЭС — ядерная релятивистская электростанция. Это реактор без сверхкритической массы делящихся продуктов и потому абсолютно взрывобезопасный. Он сможет работать на уране из отвалов радиохимических предприятий, на природном уране и даже на тории. И что чрезвычайно важно, он будет способен "дожигать" в короткоживущие изотопы всю ту гадость, которую сегодня мы не знаем, куда девать - радиоактивные отходы и облученное ядерное топливо, и даст возможность полностью перерабатывать долгоживущие продукты-актиноиды тепловыделяющих элементов подлодок и старых АЭС. Что позволит сократить объем радиоактивных отходов в разы и навсегда решить проблему нехватки урана для атомных станций, - поясняет профессор, доктору технических наук Игорь Острецов. Сердце ЯРЭС — линейный ускоритель Богомолова на обратной волне, сверхкомпактная супермашина по производству протонов с энергиями порядка 10 ГэВ. Классическому криогенному ускорителю на каждый ГэВ на выходе нужен 1 километр длины на 4 ГэВ — соответственно 4 километра , наш 4-ГэВ ускоритель Богомолова легко помещается в грузовой отсек транспортного самолета Ан-124 "Руслан". Да, рядом аспектов ядерных релятивистских технологий у нас де-факто занимается Физико-энергетический институт в городе Обнинске Калужской области, ФЭИ, там недавно начались работы по глубоко подкритичным системам. Некоторые эксперименты по ЯРТ ведутся и в Дубне, в составе большой кооперации, но при очень скудном финансировании. Он со своей командой выступил идеологом и активным участником ограниченных экспериментов по ЯРТ в Дубне на массивной урановой сборке, вложив в них практически все собственные средства. А сейчас уже несколько лет обивает пороги Росатомовского начальства, добиваясь задумаемся! Люди, представляющие интересы государства в фактически наиприоритетнейших вопросах национальной безопасности, настолько безответственны, до такой степени не боятся совершить ошибку, которая безо всяких преувеличений может стоить России ее суверенитета, что позволяют себе годами держать такие вещи в долгом ящике.
Россия на пороге создания нового реактора на быстрых нейтронах
Владельцы АЭС США — в основном частные компании, они не видят коммерческих преимуществ в быстрых реакторах по сравнению с обычными «тепловыми». Да и тема обеспечения человечества практически вечной энергетической базой американцам не близка. Не вышло у американцев и с военным использованием натриевых быстрых реакторов. Натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Поэтому после трехлетней эксплуатации единственной американской подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на обычный водо-водяной, и эксперименты с использованием быстрых реакторов Пентагон прекратил.
Однако из-за нескольких аварий его неоднократно останавливали, запускали снова, потом снова останавливали и окончательно заглушили в феврале 2010 года, так и не выведя на проектную мощность. В Японии быстрым реакторам не повезло: в 1995 году на реакторе «Мондзю» через четыре месяца после пуска произошла крупная утечка натрия. Потом 15 лет на АЭС шел ремонт, но при перезапуске снова произошла авария. С тех пор реактор не работает.
Индия имеет исследовательский быстрый реактор FTBR, но с пуском демонстрационного реактора PFBR-500 у индийцев не ладится уже много лет по причине отсутствия опыта и специалистов. Многочисленные отказы экспериментального оборудования ставят под вопрос реализацию этого проекта. Единственными серьезными конкурентами России в этой области сейчас являются китайцы, которые, однако, используют российское топливо с обогащенным ураном: они запустили экспериментальный реактор на быстрых нейтронах CEFR в 2011 году, а сейчас строят демонстрационный блок, который должен заработать в ближайшие годы. Первый китайский опытный реактор CEFR мощностью 65 мегаватт проектировался в 90-х годах в России, но строился китайцами самостоятельно.
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. Это важная особенность концепции проекта «Прорыв»: он нацелен на создание ядерно-энергетических комплексов, состоящих из АЭС и заводов по регенерации и рефабрикации ядерного топлива. Эти комплексы, по замыслу авторов проекта, должны быть, во-первых, безопасны настолько, чтобы исключить любые аварии, требующие эвакуации или отселения местных жителей.
Во-вторых, они должны выдерживать конкуренцию с другими видами генерации при сопоставлении их LCOE — средней расчетной себестоимости производства энергии в течение всего жизненного цикла электростанции. Благодаря созданию ядерно-энергетических комплексов, подобных ОДЭК, планируется решить три важные задачи атомной промышленности. Первая — полное использование энергетического потенциала уранового сырья. Иными словами, есть возможность увеличить топливную базу атомной промышленности в сотню раз.
При положительном коэффициенте для нейтронов облегчается задача по движению к графитовому замедлителю, говорит ядерный физик из Швеции Ларс-Эрик де Геер. Отсюда и растет корень катастрофы, говорит Де Геер. С увеличением реактивности реактор нагревается, больше воды превращается пар, что еще сильнее повышает реактивность. Процесс продолжается и продолжается. Что стало причиной катастрофы на Чернобыльской АЭС? Пульт управления атомной станцией это что-то из «Стар трэк» Когда Чернобыльская АЭС работала в полную силу, это не было большой проблемой, говорит Лайман.
При высоких температурах урановое топливо, которое приводит в действие ядерное деление, поглощает больше нейтронов, что делает его менее реактивным. Но при работе на пониженной мощности реакторы типа РБМК-1000 становятся очень нестабильными. На станции 26 апреля 1986 года шел планово-предупредительный ремонт. И каждый такой ремонт для реактора типа РБМК включал испытания работы различного оборудования, как регламентные, так и нестандартные, проводящиеся по отдельным программам. Данная остановка предполагала проведение испытаний так называемого режима «выбега ротора турбогенератора», предложенного генеральным проектировщиком институтом Гидропроект в качестве дополнительной системы аварийного электроснабжения. К моменту, когда операторы станции получили разрешение на дальнейшее снижение мощности, в реакторе из-за расщепления урана, скопился поглощающий нейтроны ксенон ксеноновое отравление , поэтому внутри него не мог поддерживаться соответствующий уровень реактивности.
При работе активной зоны ректора в полную мощность ксенон сжигается раньше, чем может начать создавать проблемы. Но поскольку ректор работал в течение 9 часов только вполсилы, поэтому ксенон не выгорел. При запланированном постепенном снижении произошел кратковременный провал по мощности практически до нуля. Персонал станции принял решение о восстановлении мощности реактора, путем извлечения поглощающих стержней реактора состоят из поглощающего нейтроны карбида бора , которые используются для замедления реакции деления. Кроме того, из-за снижения оборотов насосов, подключенных к «выбегающему» генератору, усугубилась проблема положительного парового коэффициента реактивности. За секунды мощность реактора резко возросла, превысив уровень его возможностей в 100 раз.
Чтобы не пропустить ничего интересного из мира высоких технологий, подписывайтесь на наш новостной канал в Telegram. Там вы узнаете много нового. Поняв опасность ситуации, начальник смены 4-го энергоблока дал команду старшему инженеру управления реактором нажать кнопку аварийного глушения реактора А3-5. По сигналу этой кнопки в активную зону должны были вводиться стержни аварийной защиты.
По мнению экспертов, при работе только реакторов на тепловых нейтронах, которые составляют сегодня основу мировой ядерной энергетики, уже к концу нынешнего столетия запасы планетарного урана-235 окажутся исчерпанными. Следовательно, атомной энергетике, построенной на основе только этих реакторов, присущ тот же принципиальный недостаток, что и традиционной энергетике на органическом топливе — исчерпаемость топливных ресурсов. Коротко Однако существует ядерный процесс, который позволяет использовать для производства энергии подавляющую составную часть природного урана — уран-238: при захвате нейтрона уран-238 превращается в плутоний-239, который является таким же делящимся материалом, как и уран-235. При облучении плутоний-239 не только делится, но и захватывает нейтроны, в связи с чем накапливаются его другие изотопы: плутоний-240, -241, -242, такое превращение наиболее эффективно происходит в реакторе на быстрых нейтронах. Принципиально важно, что при этом возможна наработка плутония в количестве, превышающем потребности самого реактора поэтому реакторы такого типа называют размножителями. За счет этого происходит не только наработка топлива для обеспечения работающих быстрых реакторов, но и постепенное его накопление.
В связи с этим становится очевидным, что внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах является необходимым условием для развития крупномасштабной ядерной энергетики. В процессе эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах должна быть решена важнейшая задача — создание замкнутого ядерного топливного цикла, который характеризуется повторяющимися циклами переработки отработавшего ядерного топлива и изготовления на основе выделенного плутония нового топлива. Этапы освоения быстрых натриевых реакторов Работы по быстрым реакторам были начаты в Физико-энергетическом институте с создания исследовательской базы — экспериментального реактора мощностью 5 МВт БР-5, 1958 г. В нем впервые были использованы и испытаны в работе научно-технические идеи и решения, на основе которых позднее стали развиваться быстрые реакторы большей мощности. К числу таких решений относились: натриевый теплоноситель для отвода тепла от ядерного реактора, керамическое топливо в виде смеси диоксидов урана и плутония, нержавеющие стали в качестве основного материала конструкций, контактирующих с натрием.
"Росатом" начнет испытания топлива для "реактора будущего" на Белоярской АЭС в 2023 году
В нем механическая энергия преобразуется в электричество. Топливом для реактора является уран, из которого можно «выжать» еще больше электричества, если немного по-другому инициировать реакцию деления ядер. Что такое цепная реакция деления Ядро атома можно сравнить с мешком картошки. Чем туже он набит, тем вероятнее порвется, если втиснуть еще одну картошину. Так, ядро тяжелого химического элемента может «лопнуть», если число частиц, из которых оно состоит, увеличится на одну. Когда такое ядро рвется, вне «мешка» оказывается несколько частиц-«картошин». Они могут попасть в другие ядра и привести к их разрыву — делению на части. Если новых свободных «картошин» больше одной, то количество «разорванных мешков»-ядер будет лавинообразно расти — это и есть цепная реакция деления.
Цепная реакция деления урана, в ходе которой высвобождается огромное количество тепла и рождается 2-3 свободных нейтрона Уран U — самый тяжелый химический элемент в природе. В нем больше сотни «картошин», то есть нейтронов — электрически нейтральных элементарных частиц. От их точного количества зависит, «картошка» какой «температуры» и на какой скорости должна влететь в ядро, чтобы инициировать реакцию деления. Ядра, различающиеся числом нейтронов, — это изотопы, их обозначают суммой входящих в них протонов и нейтронов. В составе есть и другие изотопы, но для реакции деления они не так важны, как уран-235 и -238. Реактор БН-800. Фото «Росатома» Уран с меньшим количеством нейтронов любит «холодную картошку».
На конференции был представлен широкий спектр докладов, касающихся перспектив развития технологий быстрых натриевых реакторов в России и за рубежом, нейтронной физики, теплоносителя, перспективных конструкционных материалов и оборудования. ЦАИР частного учреждения «Наука и инновации» был представлен доклад «История и перспективы развития зарубежных проектов реакторов с быстрым спектром нейтронов и натриевым теплоносителем», включающий анализ ретроспективы развития быстрых натриевых реакторов за рубежом, описание текущих зарубежных проектов реакторов типа БН и национальных программ поддержки их развития, а также результаты многокритериального сравнения данной технологии с другими инновационными реакторными системами.
Такой вид ядерного топлива называется МОКС-топливом. Это первый шаг к замыканию топливного цикла. После того как плутоний отработает, часть его сгорит, отдав энергию, а другая часть будет переработана, и из нее сделают новое топливо, которое вновь загрузят в реактор, уже в третий раз.
Фактически реактор на быстрых нейтронах превратится в «перпетуум мобиле». Это будет машина по переработке всего сырьевого урана, который извлекается из земли. Уран весь будет вовлечен в производство электроэнергии.
Для справки: Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А. Лейпунского» один из ведущих научно-исследовательских центров Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Здесь были выдвинуты и реализованы идеи создания реакторов на быстрых нейтронах и реакторов с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую. ГНЦ РФ - ФЭИ является мировым лидером в области использования жидких металлов в качестве теплоносителей в АЭС с быстрыми реакторами, судовых и космических ядерных энергетических установках.
Институт выполняет функции научного руководителя всех российских натриевых реакторов.
АО "ТВЭЛ" представило инновационные решения для замыкания ядерного топливного цикла
Вообще-то, Россия не является пионером в создании реакторов на быстрых нейтронах, но она стала первой, кто преуспел в этом. Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл, поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. Так, без обновления парка высокопоточных реакторов с достаточным потоком быстрых нейтронов в течение пары десятилетий ядерная наука может начать ощущать серьезную нехватку инструментария. важный этап в развитии технологий реакторов на быстрых нейтронах и замыкания ядерного топливного цикла в России. Физико-энергетический институт остается лидером в разработке и формировании реакторов на быстрых нейтронах.