Sa mga nakaraang artikulo, nalaman namin na alinman sa solar energy ay hindi makatutugon sa mga pangangailangan ng sangkatauhan (dahil sa mabilis na pagkabigo ng mga baterya at ang kanilang gastos), o ang thermonuclear energy (dahil kahit na matapos na makamit ang isang positibong ani ng enerhiya sa mga eksperimentong reactor, mayroong nananatiling hindi kapani-paniwalang halaga ng mga problema sa paraan ng komersyal na paggamit). Ano ang natitira?

Sa loob ng higit sa isang daang taon, sa kabila ng lahat ng pag-unlad ng sangkatauhan, ang karamihan ng kuryente ay nakuha mula sa banal na pagkasunog ng karbon (na siyang pinagmumulan pa rin ng enerhiya para sa 40.7% ng mga kapasidad sa pagbuo sa mundo), gas (21.2% ), mga produktong langis (5.5%) at hydropower (isa pang 16.2%, sa kabuuan ng lahat ng ito - 83.5% ng ).

Ang natitira ay nuclear power, na may mga conventional thermal neutron reactors (nangangailangan ng bihira at mahal na U-235) at may mga reactor na gumagamit mabilis na mga neutron(na maaaring magproseso ng natural na U-238 at thorium sa isang "closed fuel cycle").

Ano ang gawa-gawa na "closed fuel cycle", ano ang mga pagkakaiba sa pagitan ng mabilis at thermal neutron reactors, anong mga disenyo ang umiiral, kailan natin aasahan ang kaligayahan mula sa lahat ng ito, at siyempre - ang isyu ng kaligtasan - sa ilalim ng hiwa.

Tungkol sa mga neutron at uranium

Sinabihan kaming lahat sa paaralan na ang U-235, kapag natamaan ito ng isang neutron, ay nahahati sa pagpapakawala ng enerhiya, at lumilipad ang isa pang 2-3 neutron. Sa katotohanan, siyempre, ang lahat ay medyo mas kumplikado, at ang prosesong ito ay lubos na nakasalalay sa enerhiya ng paunang neutron na ito. Tingnan natin ang mga plot ng cross section (=probability) ng neutron capture reaction (U-238 + n -> U-239 at U-235 + n -> U-236), at ang fission reaction para sa U-235 at U-238 depende sa enerhiya (=bilis) ng mga neutron:

Tulad ng nakikita mo, ang posibilidad ng pagkuha ng neutron na may fission para sa U-235 ay tumataas sa pagbaba ng enerhiya ng neutron, samakatuwid, sa mga maginoo na nuclear reactor, ang mga neutron ay "pinabagal" sa grapayt / tubig sa isang lawak na ang kanilang bilis ay nagiging pareho. pagkakasunud-sunod bilang ang bilis ng thermal vibration ng mga atom V kristal na sala-sala(kaya ang pangalan - thermal neutrons). At ang posibilidad ng fission ng U-238 ng mga thermal neutron ay 10 milyong beses na mas mababa kaysa sa U-235, kaya naman ang natural na uranium ay kailangang iproseso sa tonelada upang makuha ang U-235.

Maaaring sabihin ng isang taong tumitingin sa tsart sa ibaba: Oh, magandang ideya! At magprito tayo ng murang U-238 na may 10MeV neutrons - dapat itong maging isang chain reaction, dahil doon tumataas ang cross section graph para sa fission! Ngunit may problema dito - ang mga neutron na inilabas bilang resulta ng reaksyon ay may enerhiya na 2 MeV lamang o mas mababa (sa average ~ 1.25), at ito ay hindi sapat upang magsimula ng isang self-sustaining reaksyon sa mga mabilis na neutron sa U- 238 (alinman sa mas maraming enerhiya ang kailangan, o higit pang mga neutron ang lumipad palabas sa bawat dibisyon). Eh, malas ang sangkatauhan sa sansinukob na ito ...

Gayunpaman, kung ang isang self-sustaining reaksyon sa mabilis na mga neutron sa U-238 ay naging napakasimple, magkakaroon ng mga natural na nuclear reactor, tulad ng nangyari sa U-235 sa Oklo, at, nang naaayon, ang U-238 ay hindi naging matatagpuan sa kalikasan sa anyo ng malalaking deposito.

Sa wakas, kung abandunahin natin ang "self-sustaining" ng reaksyon, posible pa ring direktang hatiin ang U-238 para makakuha ng enerhiya. Ito ay halimbawa na ginamit sa mga bombang thermonuclear- ang mga neutron na may enerhiya na 14.1 MeV mula sa reaksyon ng D + T ay naghahati sa U-238 sa shell ng bomba - at sa gayon posible na dagdagan ang lakas ng pagsabog nang halos walang bayad. Sa ilalim ng kinokontrol na mga kondisyon - nananatili ang teoretikal na posibilidad ng pagsasama ng isang fusion reactor at isang kumot (shell) ng U-238 - upang ang enerhiya thermonuclear fusion tumaas ng ~10-50 beses dahil sa reaksyon ng fission.

Ngunit paano mo hahatiin ang U-238 at thorium sa isang self-sustaining reaction?

Isinara ang ikot ng gasolina

Ang ideya ay ang mga sumusunod: tingnan natin hindi ang fission cross section, ngunit sa capture cross section: Sa isang angkop na neutron energy (hindi masyadong maliit at hindi masyadong malaki), ang U-238 ay maaaring makuha ang isang neutron, at pagkatapos ng 2 decays, naging plutonium-239:

Mula sa ginastos na gasolina - ang plutonium ay maaaring ihiwalay sa kemikal, at gumawa ng MOX na gasolina (isang pinaghalong plutonium at uranium oxides) na maaaring masunog pareho sa mga mabilis na reactor at sa maginoo, mga thermal. Ang proseso ng kemikal na pagproseso ng ginastos na gasolina - ay maaaring maging napakahirap dahil sa mataas na radyaktibidad nito, at hindi pa ganap na nalutas at hindi pa praktikal na naisasagawa (ngunit ang trabaho ay isinasagawa).

Para sa natural na thorium - isang katulad na proseso, kinukuha ng thorium ang isang neutron, at pagkatapos ng kusang fission - ay nagiging uranium-233, na nag-fission sa halos parehong paraan tulad ng uranium-235 at inilabas mula sa ginastos na gasolina sa kemikal na paraan:

Ang mga reaksyong ito, siyempre, ay nagaganap din sa mga maginoo na thermal reactor - ngunit dahil sa moderator (na lubos na nagbabawas sa pagkakataon ng pagkuha ng neutron) at mga control rod (na sumisipsip ng ilan sa mga neutron), ang halaga ng plutonium na nabuo ay mas mababa sa uranium -235 paso. Upang makabuo ng mas maraming fissile substance kaysa sa nasusunog nila, kailangan mong mawalan ng kaunting neutron hangga't maaari sa control rods (halimbawa, gamit ang control rods mula sa ordinaryong uranium), construction, coolant (higit pa dito sa ibaba) at ganap na alisin ang ang neutron moderator (grapayt o tubig ).

Dahil sa katotohanan na ang fission cross section ng fast neutrons ay mas mababa kaysa sa thermal neutrons, kinakailangan upang madagdagan ang konsentrasyon ng fissile material (U-235, U-233, Pu-239) sa reactor core mula 2-4 hanggang 20% at higit pa. At ang paggawa ng bagong gasolina ay isinasagawa sa mga cassette na may thorium / natural uranium na matatagpuan sa paligid ng core na ito.

Sa kabutihang-palad, kung ang fission ay sanhi ng isang mabilis na neutron at hindi isang thermal - ang reaksyon ay naglalabas ng ~1.5 beses na mas maraming neutron kaysa sa kaso ng fission ng mga thermal neutron - na ginagawang mas makatotohanan ang reaksyon:

Ito ang pagtaas sa bilang ng mga nabuong neutron na ginagawang posible na makagawa ng mas maraming gasolina kaysa sa orihinal. Siyempre, ang bagong gasolina ay hindi kinuha mula sa hangin, ngunit ginawa mula sa "walang silbi" na U-238 at thorium.

Tungkol sa coolant

Tulad ng nalaman namin sa itaas, ang tubig ay hindi maaaring gamitin sa isang mabilis na reaktor - ito ay lubos na epektibo sa pagbagal ng mga neutron. Ano kayang palitan nito?

Mga gas: Maaari mong palamigin ang reactor gamit ang helium. Ngunit dahil sa maliit na kapasidad ng init, mahirap palamigin ang makapangyarihang mga reaktor sa ganitong paraan.

Mga likidong metal: Sodium, potassium ay malawakang ginagamit sa mga fast reactor sa buong mundo. Mula sa mga kalamangan - mababang temperatura natutunaw at gumagana sa malapit-atmospheric pressure, ngunit ang mga metal na ito ay nasusunog nang napakahusay at tumutugon sa tubig. Ang tanging operating power reactor sa mundo na BN-600 ay gumagana sa sodium coolant.

Lead, bismuth- ay ginagamit sa BREST at SVBR reactor na kasalukuyang ginagawa sa Russia. Sa mga halatang disadvantages - kung ang reactor ay lumamig sa ibaba ng nagyeyelong punto ng lead / bismuth - ito ay napakahirap at mahaba upang painitin ito (maaari mong basahin ang tungkol sa mga hindi halata sa link sa wiki). Sa pangkalahatan, maraming mga teknolohikal na isyu sa paraan sa pagpapatupad.

Mercury- mayroong isang BR-2 reactor na may mercury coolant, ngunit sa nangyari, ang mercury ay natutunaw ang mga materyales sa istruktura ng reaktor nang medyo mabilis - kaya ang mga mercury reactor ay hindi na itinayo.

Exotic: Ang isang hiwalay na kategorya - nilusaw asin reactors - LFTR - gumana sa iba't ibang mga pagpipilian fluoride ng fissile na materyales (uranium, thorium, plutonium). 2 "laboratory" na reactor ang itinayo sa USA sa Oak Ridge National Laboratory noong 60s, at mula noon ay wala nang ibang reactor na ipinatupad, bagama't maraming proyekto.

Mga operating reactor at mga kagiliw-giliw na proyekto

Russian BOR-60- isang eksperimentong mabilis na neutron reactor, na tumatakbo mula noong 1969. Sa partikular, ang mga elemento ng istruktura ng mga bagong fast neutron reactor ay nasubok dito.

Russian BN-600, BN-800: Tulad ng nabanggit sa itaas, ang BN-600 ay ang tanging mabilis na neutron power reactor sa mundo. Ito ay tumatakbo mula noong 1980, habang nasa uranium-235.

Sa 2014, ito ay binalak na maglunsad ng isang mas malakas na BN-800. Nakaplano na na simulan ang paggamit ng MOX fuel (na may plutonium), at simulan ang pag-eehersisyo ng closed fuel cycle (na may reprocessing at pagsunog ng ginawang plutonium). Pagkatapos ay maaaring mayroong isang serial BN-1200, ngunit ang desisyon sa pagtatayo nito ay hindi pa nagagawa. Ayon sa karanasan ng konstruksiyon at pang-industriya na operasyon ng mga mabilis na neutron reactor, ang Russia ay sumulong nang higit pa kaysa sinuman, at nagpapatuloy sa aktibong pag-unlad nito.

Ang mga maliliit na operational research fast reactor ay matatagpuan din sa Japan (Jōyō), India (FBTR) at China (China Experimental Fast Reactor).

Japanese Monju reactor- ang pinaka kapus-palad na reactor sa mundo. Noong 1995, itinayo ito, at sa parehong taon, ilang daang kilo ng sodium ang tumagas, sinubukan ng kumpanya na itago ang laki ng insidente (hello Fukushima), ang reaktor ay isinara sa loob ng 15 taon. Noong Mayo 2010, ang reaktor ay sa wakas ay inilunsad sa pinababang kapangyarihan, ngunit noong Agosto, sa panahon ng fuel refueling, isang 3.3-toneladang crane ang ibinagsak sa reaktor, na agad na lumubog sa likidong sodium. Posibleng makuha ang crane noong Hunyo 2011. Sa Mayo 29, 2013, gagawa ng desisyon na permanenteng isara ang reaktor.

Reaktor ng alon ng paglalakbay: Sa mga kilalang hindi natupad na proyekto - "traveling wave reactor" - traveling wave reactor, TerraPower. Ang proyektong ito ay na-promote ni Bill Gates - kaya isinulat nila ito ng dalawang beses sa Habré:,. Ang ideya ay ang "core" ng reactor ay binubuo ng pinayaman na uranium, at sa paligid nito - mga cassette na may U-238 / thorium, kung saan ang hinaharap na gasolina ay gagawin. Pagkatapos, ililipat ng robot ang mga cassette na ito palapit sa gitna - at magpapatuloy ang reaksyon. Ngunit sa katotohanan, napakahirap gawin ang lahat ng ito nang walang pagproseso ng kemikal, at ang proyekto ay hindi kailanman nagsimula.

Sa kaligtasan ng nuclear energy

Paano ko masasabi na ang sangkatauhan ay maaaring umasa sa nuclear power - at ito ay isang bagay pagkatapos ng Fukushima?

Ang katotohanan ay ang anumang enerhiya ay mapanganib. Alalahanin ang aksidente sa Banqiao Dam sa China, na binuo, bukod sa iba pang mga bagay, upang makabuo ng kuryente - pagkatapos ay 26,000 katao ang namatay mula rito. hanggang 171 thousand Tao. Ang aksidente sa Sayano-Shushenskaya hydroelectric power station - 75 katao ang namatay. Sa Tsina lamang, 6,000 minero ang namamatay bawat taon sa pagmimina ng karbon, at hindi iyon binibilang ang mga epekto sa kalusugan ng paglanghap ng CHP fumes.

Ang bilang ng mga aksidente sa mga nuclear power plant ay hindi nakadepende sa bilang ng mga power unit, dahil ang bawat pag-crash ay maaari lamang mangyari nang isang beses sa isang serye. Pagkatapos ng bawat insidente - ang mga sanhi ay sinusuri at inalis sa lahat ng mga bloke. Kaya, pagkatapos ng aksidente sa Chernobyl, ang lahat ng mga bloke ay natapos, at pagkatapos ng Fukushima, ang enerhiyang nuklear ay inalis mula sa mga Hapones sa pangkalahatan (gayunpaman, mayroon ding mga motibo ng pagsasabwatan dito - ang Estados Unidos at mga kaalyado ay inaasahang magkakaroon ng kakulangan ng uranium -235 sa susunod na 5-10 taon).

Ang problema sa ginastos na gasolina ay direktang nalutas ng mga mabilis na neutron reactor, tk. bilang karagdagan sa pagpapabuti ng teknolohiya ng pagpoproseso ng basura, mas kaunting basura ang nabuo: mabibigat (actinides), ang mga produktong pangmatagalang reaksyon ay "nasusunog" din ng mabilis na mga neutron.

Konklusyon

Ang mga mabilis na reaktor ay may pangunahing bentahe na inaasahan ng lahat mula sa mga thermonuclear reactor - ang gasolina para sa mga ito ay magiging sapat para sa sangkatauhan sa libu-libong at sampu-sampung libong taon. Hindi mo na kailangan pang minahan - ito ay mina na, at namamalagi

Sinamahan ng paglabas ng temperatura, depende sa mga tampok ng disenyo Mayroong dalawang uri ng mga ito - isang mabilis na neutron reactor at isang mabagal, kung minsan ay tinatawag na thermal.

Ang mga neutron na inilabas sa panahon ng reaksyon ay may napakataas na paunang bilis, ayon sa teorya ay sumasaklaw sa libu-libong kilometro bawat segundo. Ito ay mga mabilis na neutron. Sa proseso ng paggalaw dahil sa pagbangga sa mga atomo ng nakapalibot na bagay, bumabagal ang kanilang bilis. Ang isang simple at abot-kayang paraan upang artipisyal na bawasan ang bilis ay ang paglalagay ng tubig o grapayt sa kanilang landas. Kaya, natutunan na ayusin ang antas ng mga particle na ito, ang isang tao ay nakagawa ng dalawang uri ng mga reaktor. Nakuha ng mga "thermal" na neutron ang kanilang pangalan dahil sa katotohanan na ang bilis ng kanilang paggalaw pagkatapos ng pagbagal ay halos tumutugma sa natural na bilis ng intraatomic. thermal motion. Sa mga terminong numero, ito ay hanggang sa 10 km bawat segundo. Para sa microworld, ang halagang ito ay medyo mababa, kaya ang pagkuha ng mga particle sa pamamagitan ng nuclei ay madalas na nangyayari, na nagiging sanhi ng mga bagong round ng fission (isang chain reaction). Ang kinahinatnan nito ay ang pangangailangan para sa isang mas maliit na halaga ng fissile na materyal kaysa sa maaaring ipagmalaki ng mabilis na neutron reactor. Bilang karagdagan, ang ilang iba pa Sa sandaling ito nagpapaliwanag lamang kung bakit ang karamihan sa mga nagpapatakbong istasyon ng nuklear ay gumagamit ng mga mabagal na neutron.

Tila - kung ang lahat ay kinakalkula, kung gayon bakit kailangan natin ng isang mabilis na neutron reactor? Ito ay lumiliko na hindi lahat ay malinaw. Ang pinakamahalagang bentahe ng naturang mga halaman ay ang kakayahang mag-supply ng iba pang mga reactor, pati na rin ang lumikha ng isang pagtaas ng fission cycle. Pag-isipan natin ito nang mas detalyado.

Ang isang mabilis na neutron reactor ay gumagawa ng mas buong paggamit ng gasolina na na-load sa core. Magsimula tayo sa pagkakasunud-sunod. Sa teorya, dalawang elemento lamang ang maaaring gamitin bilang gasolina: plutonium-239 at uranium (isotopes 233 at 235). Tanging ang U-235 isotope ang matatagpuan sa kalikasan, ngunit napakakaunti nito upang pag-usapan ang mga prospect ng naturang pagpipilian. Ang ipinahiwatig na uranium at plutonium ay mga derivatives ng thorium-232 at uranium-238, na nabuo bilang resulta ng pagkakalantad sa isang neutron flux. Ngunit ang dalawang ito ay mas karaniwan sa kanilang natural na anyo. Kaya, kung posible na magsimula ng isang self-sustaining chain reaction ng U-238 (o plutonium-232) fission, ang resulta nito ay ang paglitaw ng mga bagong bahagi ng fissile material - uranium-233 o plutonium-239. Kapag ang mga neutron ay pinabagal sa thermal speed (classical reactors), ang ganitong proseso ay imposible: ito ay U-233 at Pu-239 na nagsisilbing gasolina sa kanila, ngunit ang isang mabilis na neutron reactor ay nagpapahintulot sa naturang karagdagang pagbabagong maisagawa.

Ang proseso ay ang mga sumusunod: naglo-load kami ng uranium-235 o thorium-232 (mga hilaw na materyales), pati na rin ang isang bahagi ng uranium-233 o plutonium-239 (gasolina). Ang huli (alinman sa kanila) ay nagbibigay ng neutron flux na kinakailangan upang "mag-apoy" ang reaksyon sa mga unang elemento. Sa proseso ng pagkabulok, ang istasyon na na-convert ng mga generator sa kuryente ay inilabas. Ang mga mabilis na neutron ay kumikilos sa mga hilaw na materyales, na ginagawang ... mga bagong bahagi ng gasolina ang mga elementong ito. Karaniwan, ang mga halaga ng sinunog at nabuong gasolina ay pantay, ngunit kung mas maraming hilaw na materyales ang na-load, kung gayon ang pagbuo ng mga bagong bahagi ng fissile na materyal ay nangyayari nang mas mabilis kaysa sa pagkonsumo. Samakatuwid ang pangalawang pangalan ng naturang mga reactor - mga breeder. Ang labis na gasolina ay maaaring gamitin sa mga klasikong mabagal na reaktor.

Ang kawalan ng mabilis na mga modelo ng neutron ay ang uranium-235 ay dapat pagyamanin bago mag-load, na nangangailangan ng karagdagang mga pamumuhunan sa pananalapi. Bilang karagdagan, ang pangunahing disenyo mismo ay mas kumplikado.

Disyembre 25, 2013

Ang yugto ng pisikal na pagsisimula ng BN-800 fast neutron reactor ay nagsimula ngayon sa Beloyarsk NPP, sinabi ng isang kinatawan ng Rosenergoatom sa RIA Novosti.

Sa yugtong ito, na maaaring tumagal ng ilang linggo, ang reaktor ay mapupuno ng likidong sodium at pagkatapos ay mapupunan nuclear fuel. Ipinaliwanag ng kinatawan ng Rosenergoatom na sa pagkumpleto ng pisikal na pagsisimula, ang power unit ay makikilala bilang isang nuclear installation.

Ang power unit No. 4 na may BN-800 reactor sa Beloyarsk Nuclear Power Plant (BNPP) ay aabot sa buong kapasidad sa pagtatapos ng 2014, sinabi ni Alexander Lokshin, Unang Deputy General Director ng Rosatom State Corporation, sa mga mamamahayag noong Miyerkules.

"Dapat maabot ng unit ang buong kapasidad nito sa katapusan ng taon," aniya, idinagdag iyon nag-uusap kami tungkol sa katapusan ng 2014.

Ayon sa kanya, sa kasalukuyan tumatakbo ang oras pagpuno ng circuit na may sodium, ang pagkumpleto ng pisikal na paglulunsad ay binalak para sa kalagitnaan ng Abril. Ayon sa kanya, ang power unit ay 99.8% ready para sa physical launch. Tulad ng sinabi ni Evgeny Romanov, Pangkalahatang Direktor ng Rosenergoatom Concern OJSC, ang power start-up ng pasilidad ay naka-iskedyul para sa katapusan ng tag-init.

Ang power unit na may BN-800 reactor ay isang pag-unlad ng natatanging BN-600 reactor sa Beloyarsk NPP, na nasa pilot operation nang humigit-kumulang 30 taon. Ang isang napakaliit na bilang ng mga bansa sa mundo ay nagtataglay ng teknolohiya ng mga mabilis na neutron reactor, at ang Russia ang nangunguna sa mundo sa lugar na ito.

Alamin natin ang higit pa tungkol dito...

Reactor (gitnang) silid BN-600

Ang bayan ng Zarechny ay matatagpuan 40 km mula sa Yekaterinburg, sa gitna ng pinakamagagandang kagubatan ng Urals. Noong 1964, ang unang Sobyet na pang-industriyang nuclear power plant, Beloyarskaya, ay inilunsad dito (na may isang AMB-100 reactor na may kapasidad na 100 MW). Ngayon ang Beloyarsk NPP ay nag-iisa sa mundo kung saan gumagana ang isang pang-industriya na fast neutron power reactor - BN-600.

Isipin ang isang boiler na sumisingaw ng tubig, at ang nagresultang singaw ay nagpapaikot ng turbogenerator na bumubuo ng kuryente. Tulad nito sa sa mga pangkalahatang tuntunin at nagtayo ng nuclear power plant. Tanging ang "boiler" ay ang enerhiya ng atomic decay. Ang mga disenyo ng mga power reactor ay maaaring magkakaiba, ngunit ayon sa prinsipyo ng operasyon maaari silang nahahati sa dalawang grupo - thermal neutron reactors at fast neutron reactors.

Sa puso ng anumang reaktor ay ang fission ng mabibigat na nuclei sa ilalim ng pagkilos ng mga neutron. Totoo, may mga makabuluhang pagkakaiba. Sa mga thermal reactor, ang uranium-235 ay na-fission sa ilalim ng pagkilos ng low-energy thermal neutrons, na gumagawa ng fission fragment at bagong high-energy neutrons (tinatawag na fast neutrons). Ang posibilidad ng pagsipsip ng isang uranium-235 nucleus (na may kasunod na fission) ng isang thermal neutron ay mas mataas kaysa sa isang mabilis, kaya ang mga neutron ay dapat pabagalin. Ginagawa ito sa tulong ng mga moderator - mga sangkap, sa mga banggaan sa nuclei kung saan nawawalan ng enerhiya ang mga neutron.

Ang gasolina para sa mga thermal reactor ay kadalasang mababa ang enriched uranium, grapayt, magaan o mabigat na tubig ang ginagamit bilang isang moderator, at ang ordinaryong tubig ay ang coolant. Ayon sa isa sa mga scheme na ito, karamihan sa mga gumaganang nuclear power plant ay nakaayos.

Ang mga mabilis na neutron na ginawa bilang resulta ng sapilitang fission ng nuclei ay maaaring gamitin nang walang anumang pag-moderate. Ang pamamaraan ay ang mga sumusunod: ang mga mabilis na neutron na nabuo sa panahon ng fission ng uranium-235 o plutonium-239 nuclei ay hinihigop ng uranium-238 na may pagbuo (pagkatapos ng dalawang beta decay) ng plutonium-239. Bukod dito, para sa 100 fissioned uranium-235 o plutonium-239 nuclei, 120-140 plutonium-239 nuclei ang nabuo. Totoo, dahil ang posibilidad ng nuclear fission sa pamamagitan ng mabilis na mga neutron ay mas mababa kaysa sa mga thermal neutron, ang gasolina ay dapat na pagyamanin sa mas malaking lawak kaysa sa mga thermal reactor. Bilang karagdagan, imposibleng alisin ang init gamit ang tubig dito (ang tubig ay isang moderator), kaya kailangang gumamit ng iba pang mga coolant: kadalasan ito ay mga likidong metal at haluang metal, mula sa mga kakaibang opsyon tulad ng mercury (ginamit ang naturang coolant sa unang American experimental Clementine reactor) o lead -bismuth alloys (ginagamit sa ilang mga reactor para sa mga submarino - sa partikular, ang mga Sobyet na bangka ng proyekto 705) sa likidong sodium (ang pinakakaraniwang opsyon sa mga industrial power reactor). Ang mga reaktor na tumatakbo ayon sa pamamaraang ito ay tinatawag na mga fast neutron reactor. Ang ideya ng naturang reaktor ay iminungkahi noong 1942 ni Enrico Fermi. Siyempre, ipinakita ng militar ang pinaka-masigasig na interes sa pamamaraang ito: ang mga mabilis na reaktor sa proseso ng trabaho ay gumagawa hindi lamang ng enerhiya, kundi pati na rin ang plutonium para sa mga sandatang nuklear. Para sa kadahilanang ito, ang mga mabilis na neutron reactor ay tinatawag ding mga breeder (mula sa English breeder - manufacturer).

Zigzag ng kasaysayan

Ito ay kagiliw-giliw na ang kasaysayan ng industriya ng nuclear power sa mundo ay nagsimula nang tumpak sa isang mabilis na neutron reactor. Noong Disyembre 20, 1951, ang unang mabilis na neutron power reactor sa mundo na EBR-I (Experimental Breeder Reactor) na may electric power na 0.2 MW lamang ay inilunsad sa Idaho. Nang maglaon, noong 1963, isang nuclear power plant na may mabilis na neutron reactor na Fermi ay inilunsad malapit sa Detroit - na may kapasidad na halos 100 MW (noong 1966 ay nagkaroon ng isang malubhang aksidente sa pagkatunaw ng bahagi ng core, ngunit walang anumang mga kahihinatnan para sa kapaligiran o mga tao).

Mula noong huling bahagi ng 1940s, ang paksang ito ay pinag-aralan sa USSR ni Alexander Leipunsky, sa ilalim ng kanyang pamumuno sa Obninsk Institute of Physics and Power Engineering (IPPE) ang mga pundasyon ng teorya ng mabilis na mga reaktor ay binuo at maraming mga eksperimentong stand ang itinayo, na kung saan ginawang posible na pag-aralan ang pisika ng proseso. Bilang resulta ng pananaliksik, noong 1972 ang unang Soviet fast neutron nuclear power plant ay inilagay sa lungsod ng Shevchenko (ngayon ay Aktau, Kazakhstan) na may BN-350 reactor (orihinal na itinalagang BN-250). Hindi lamang ito nakabuo ng kuryente, ngunit gumamit din ng init upang mag-desalinate ng tubig. Hindi nagtagal ay inilunsad ang French nuclear power plant na may Phenix fast reactor (1973) at ang British na may PFR (1974), parehong may kapasidad na 250 MW.

Gayunpaman, noong 1970s, nagsimulang mangibabaw ang mga thermal neutron reactor sa industriya ng nuclear power. Ito ay dahil sa iba't ibang dahilan. Halimbawa, ang katotohanan na ang mga mabilis na reactor ay maaaring makagawa ng plutonium, na nangangahulugan na ito ay maaaring humantong sa isang paglabag sa batas sa hindi paglaganap ng mga sandatang nuklear. Gayunpaman, malamang na ang pangunahing kadahilanan ay ang mga thermal reactor ay mas simple at mas mura, ang kanilang disenyo ay nasubok sa mga reaktor ng militar para sa mga submarino, at ang uranium mismo ay napakamura. Ang mga industriyal na fast neutron power reactor na inilagay sa buong mundo pagkatapos ng 1980 ay mabibilang sa isang kamay: ito ay Superphenix (France, 1985-1997), Monju (Japan, 1994-1995) at BN-600 (Beloyarsk NPP, 1980), na sa kasalukuyan ay ang tanging gumaganang pang-industriyang power reactor sa mundo.

Konstruksyon ng BN-800

Babalik na sila

Gayunpaman, sa kasalukuyan, ang atensyon ng mga espesyalista at publiko ay muling nakatuon sa mga nuclear power plant na may mabilis na neutron reactor. Ayon sa mga pagtatantya na ginawa ng International Agency para sa atomic energy(IAEA) noong 2005, ang kabuuang dami ng mga ginalugad na reserba ng uranium, ang mga gastos sa pagkuha na hindi lalampas sa $130 kada kilo, ay humigit-kumulang 4.7 milyong tonelada. Ayon sa mga pagtatantya ng IAEA, ang mga reserbang ito ay tatagal ng 85 taon (batay sa pangangailangan para sa uranium para sa pagbuo ng kuryente sa antas ng 2004). Ang nilalaman ng isotope 235, na "nasusunog" sa mga thermal reactor, sa natural na uranium ay 0.72% lamang, ang natitira ay uranium-238, na "walang silbi" para sa mga thermal reactor. Gayunpaman, kung lilipat tayo sa paggamit ng mga fast neutron reactor na may kakayahang "magsunog" ng uranium-238, ang parehong mga reserbang ito ay magiging sapat para sa higit sa 2500 taon!

Bukod dito, ginagawang posible ng mga mabilis na neutron reactor na ipatupad ang isang closed fuel cycle (sa kasalukuyan, hindi ito ipinapatupad sa BN-600). Dahil ang uranium-238 lamang ang "nasusunog", pagkatapos ng pagproseso (ang pagkuha ng mga produkto ng fission at ang pagdaragdag ng mga bagong bahagi ng uranium-238), ang gasolina ay maaaring i-reload sa reaktor. At dahil mas maraming plutonium ang nagagawa sa uranium-plutonium cycle kaysa sa nabulok, ang sobrang gasolina ay maaaring gamitin para sa mga bagong reactor.

Bukod dito, ang pamamaraang ito ay maaaring magproseso ng labis na mga armas-grade plutonium, pati na rin ang plutonium at minor actinides (neptunium, americium, curium) na nakuha mula sa ginastos na gasolina ng mga conventional thermal reactors (minor actinides kasalukuyang kumakatawan sa isang napaka-mapanganib na bahagi ng radioactive waste). Kasabay nito, ang dami ng radioactive na basura kumpara sa mga thermal reactor ay nabawasan ng higit sa dalawampung beses.

Makinis lamang sa papel

Bakit, sa lahat ng kanilang mga merito, ang mga fast neutron reactor ay hindi malawakang ginagamit? Una sa lahat, ito ay dahil sa mga kakaibang katangian ng kanilang disenyo. Tulad ng nabanggit sa itaas, ang tubig ay hindi maaaring gamitin bilang isang coolant, dahil ito ay isang neutron moderator. Samakatuwid, sa mga mabilis na reactor, ang mga metal ay pangunahing ginagamit sa estado ng likido- mula sa kakaibang lead-bismuth alloys hanggang sa likidong sodium (ang pinakakaraniwang opsyon para sa mga nuclear power plant).

"Sa mga mabilis na neutron reactor, ang mga thermal at radiation load ay mas mataas kaysa sa mga thermal reactor," paliwanag ni Mikhail Bakanov, punong inhinyero ng Beloyarsk NPP, kay PM. – Ito ay humahantong sa pangangailangang gumamit ng mga espesyal na materyales sa istruktura para sa reactor vessel at in-reactor system. Ang mga casing ng TVEL at TVS ay hindi gawa sa mga haluang metal na zirconium, tulad ng sa mga thermal reactor, ngunit ng mga espesyal na alloyed chromium steels, na hindi gaanong madaling kapitan sa 'pamamaga' ng radiation. Sa kabilang banda, halimbawa, ang reactor vessel ay hindi napapailalim sa mga load na nauugnay sa panloob na presyon - ito ay bahagyang mas mataas kaysa sa atmospheric pressure.

Ayon kay Mikhail Bakanov, sa mga unang taon ng operasyon, ang mga pangunahing paghihirap ay nauugnay sa pamamaga ng radiation at pag-crack ng gasolina. Ang mga problemang ito, gayunpaman, ay nalutas sa lalong madaling panahon, ang mga bagong materyales ay binuo - kapwa para sa gasolina at para sa mga pambalot ng baras ng gasolina. Ngunit kahit ngayon, ang mga kampanya ay limitado hindi sa pamamagitan ng fuel burnup (na sa BN-600 ay umabot sa 11%), ngunit sa pamamagitan ng mapagkukunan ng mga materyales na kung saan ang gasolina, mga elemento ng gasolina at mga fuel assemblies ay ginawa. Ang karagdagang mga problema sa pagpapatakbo ay pangunahing nauugnay sa pagtagas ng sodium sa pangalawang circuit, isang reaktibo at nasusunog na metal na marahas na tumutugon sa pakikipag-ugnay sa hangin at tubig: "Tanging ang Russia at France ang may mahabang karanasan sa pagpapatakbo ng mga pang-industriyang power reactor sa mabilis na mga neutron. Pareho kaming nakaharap ng mga Pranses na espesyalista sa parehong mga problema mula pa sa simula. Matagumpay naming nalutas ang mga ito, mula sa simula pa lang espesyal na paraan pagsubaybay sa higpit ng mga circuit, lokalisasyon at pagsugpo sa mga pagtagas ng sodium. At ang proyekto ng Pransya ay naging hindi gaanong handa para sa gayong mga kaguluhan, bilang isang resulta, noong 2009, sa wakas ay isinara ang Phenix reactor.

"Ang mga problema ay talagang pareho," dagdag ng direktor ng Beloyarsk NPP na si Nikolai Oshkanov, "ngunit nalutas ang mga ito dito at sa France iba't ibang paraan. Halimbawa, kapag ang Phenix ay yumuko bahagi ng ulo isa sa mga pagtitipon, upang makuha at i-unload ito, ang mga Pranses na espesyalista ay bumuo ng isang kumplikado at medyo mahal na sistema ng 'pangitain' sa pamamagitan ng sodium layer. At noong nagkaroon kami ng parehong problema, iminungkahi ng isa sa aming mga inhinyero ang paggamit ng isang video camera na inilagay sa pinakasimpleng istraktura tulad ng isang diving bell - isang tubo na nakabukas mula sa ibaba na may argon na humihip mula sa itaas. Nang maalis ang sodium melt, nakuha ng mga operator ang mekanismo sa pamamagitan ng video link, at matagumpay na naalis ang nakabaluktot na pagpupulong."

mabilis na kinabukasan

"Walang ganoong interes sa teknolohiya ng mabilis na mga reaktor sa mundo kung hindi dahil sa matagumpay na pangmatagalang operasyon ng ating BN-600," sabi ni Nikolai Oshkanov. "Ang pag-unlad ng enerhiyang nuklear, sa aking palagay, ay pangunahing nauugnay sa mass production at pagpapatakbo ng mga fast reactors.” . Ginagawa lamang nilang posible na maisama ang lahat ng natural na uranium sa ikot ng gasolina at sa gayon ay mapataas ang kahusayan, pati na rin bawasan ang dami ng radioactive na basura ng sampung beses. Sa kasong ito, ang kinabukasan ng nuclear energy ay magiging talagang maliwanag.

Mabilis na neutron reactor BN-800 (vertical section)
Ano bang meron sa loob niya

Ang core ng isang mabilis na neutron reactor ay nakaayos tulad ng isang sibuyas, sa mga layer

Ang 370 fuel assemblies ay bumubuo ng tatlong mga zone na may iba't ibang pagpapayaman sa uranium-235 - 17, 21 at 26% (sa una ay mayroon lamang dalawang zone, ngunit upang mapantayan ang paglabas ng enerhiya, gumawa sila ng tatlo). Ang mga ito ay napapalibutan ng mga side shield (kumot), o mga breeding zone, kung saan matatagpuan ang mga assemblies na naglalaman ng naubos o natural na uranium, na pangunahing binubuo ng 238 isotope. reproduction).

Ang mga Fuel assemblies (FAs) ay isang hanay ng mga elemento ng gasolina (TVEL) na pinagsama-sama sa isang pabahay - mga tubo na gawa sa espesyal na bakal na puno ng uranium oxide pellets na may iba't ibang pagpapayaman. Upang ang mga elemento ng gasolina ay hindi magkadikit, at ang coolant ay maaaring magpalipat-lipat sa pagitan nila, isang manipis na kawad ay sugat sa paligid ng mga tubo. Ang sodium ay pumapasok sa fuel assembly sa pamamagitan ng lower throttling hole at lumalabas sa mga bintana sa itaas na bahagi.

Sa ibabang bahagi ng pagpupulong ng gasolina mayroong isang shank na ipinasok sa socket ng kolektor, sa itaas na bahagi mayroong isang bahagi ng ulo, kung saan ang pagpupulong ay nakuha sa panahon ng pag-reload. Ang mga pagtitipon ng gasolina ng iba't ibang pagpapayaman ay may iba't ibang mga upuan kaya itakda ang build sa maling lugar imposible lang.

Para makontrol ang reactor, 19 compensating rods na naglalaman ng boron (neutron absorber) ang ginagamit para mabayaran ang fuel burnup, 2 automatic control rods (upang mapanatili ang isang ibinigay na power), at 6 active protection rods. Dahil ang sariling neutron background ng uranium ay maliit, para sa kinokontrol na paglulunsad ng reaktor (at kontrol sa mababang antas ng kapangyarihan) ang "backlight" ay ginagamit - isang photoneutron source (gamma emitter plus beryllium).

Paano gumagana ang BN-600 reactor

Ang reactor ay may integral na layout, ibig sabihin, ang core (1) ay matatagpuan sa reactor vessel, pati na rin ang tatlong loops (2) ng unang cooling circuit, na ang bawat isa ay may sariling pangunahing circulation pump (3) at dalawang intermediate heat. exchanger (4). Ang coolant ay likidong sodium, na ibinubomba sa core mula sa ibaba pataas at pinainit mula 370 hanggang 550°C

Sa pagdaan sa mga intermediate heat exchanger, inililipat nito ang init sa sodium sa pangalawang circuit (5), na pumapasok na sa mga generator ng singaw (6), kung saan sinisingaw nito ang tubig at pinainit ang singaw sa temperatura na 520°C (sa presyon na 130 atm). Ang singaw ay ibinibigay sa mga turbine naman sa mga silindro ng mataas (7), katamtaman (8) at mababang (9) na presyon. Ang singaw ng tambutso ay pinalalamig sa pamamagitan ng paglamig ng tubig (10) mula sa cooling pond at muling pumapasok sa mga generator ng singaw. Tatlong turbine generator (11) ng Beloyarsk NPP ang gumagawa ng 600 MW ng electric power. Ang gas cavity ng reactor ay puno ng argon sa napakababang overpressure (mga 0.3 atm).

Blind overload

Hindi tulad ng mga thermal reactor, sa BN-600 reactor, ang mga assemblies ay nasa ilalim ng isang layer ng liquid sodium, kaya ang pag-alis ng mga ginugol na assemblies at ang pag-install ng mga sariwang assemblies sa kanilang lugar (ang prosesong ito ay tinatawag na refueling) ay nangyayari sa isang ganap na saradong mode. Sa itaas na bahagi ng reaktor, mayroong malaki at maliit na rotary plugs (sira-sira na nauugnay sa bawat isa, iyon ay, ang kanilang mga rotation axes ay hindi nag-tutugma). Ang isang haligi na may mga sistema ng kontrol at proteksyon, pati na rin ang isang labis na karga na mekanismo na may isang collet-type gripper, ay naka-mount sa isang maliit na rotary plug. Ang rotary mechanism ay nilagyan ng "hydraulic lock" na gawa sa isang espesyal na low-melting alloy. Sa normal na estado nito, ito ay solid, at para sa muling pagkarga ay pinainit ito hanggang sa natutunaw na punto, habang ang reaktor ay nananatiling ganap na selyadong, upang ang mga paglabas ng mga radioactive na gas ay halos hindi kasama.

Ang proseso ng pag-reload ng isang pagpupulong ay tumatagal ng hanggang isang oras, ang pag-reload ng ikatlong bahagi ng core (mga 120 fuel assemblies) ay tumatagal ng humigit-kumulang isang linggo (sa tatlong shift), ang pamamaraang ito ay isinasagawa bawat micro-run (160 epektibong araw, sa mga tuntunin ng buong kapasidad). Totoo, ang fuel burnup ay nadagdagan na ngayon, at isang-kapat lamang ng core (mga 90 fuel assemblies) ang nire-refuel. Kasabay nito, ang operator ay walang direktang visual na feedback at ginagabayan lamang ng mga tagapagpahiwatig ng mga sensor ng mga anggulo ng pag-ikot ng string at grippers (ang katumpakan ng pagpoposisyon ay mas mababa sa 0.01 degrees), mga puwersa ng pagkuha at pagtatakda. Para sa mga kadahilanang pangkaligtasan, ang ilang mga paghihigpit ay ipinapataw sa pagpapatakbo ng mekanismo: halimbawa, ang dalawang katabing mga cell ay hindi maaaring ilabas nang sabay-sabay, bilang karagdagan, sa panahon ng labis na karga, ang lahat ng mga control at proteksyon rod ay dapat na nasa aktibong zone.

Noong 1983, sa batayan ng BN-600, ang enterprise ay bumuo ng isang proyekto para sa isang pinahusay na BN-800 reactor para sa isang power unit na may kapasidad na 880 MW(e). Noong 1984, nagsimula ang trabaho sa pagtatayo ng dalawang BN-800 reactor sa Beloyarsk at ang bagong South Ural NPP. Ang kasunod na pagkaantala sa pagtatayo ng mga reactor na ito ay ginamit upang pinuhin ang disenyo upang higit pang mapabuti ang kaligtasan nito at mapabuti ang mga teknikal at pang-ekonomiyang tagapagpahiwatig. Ang trabaho sa pagtatayo ng BN-800 ay ipinagpatuloy noong 2006 sa Beloyarsk NPP (4th power unit) at dapat makumpleto sa 2014.

Ang BN-800 na itinatayo ay may mga sumusunod na mahahalagang gawain:

• Tinitiyak ang operasyon sa MOX-fuel.
• Eksperimental na pagpapakita ng mga pangunahing bahagi ng isang closed fuel cycle.
• Nagtatrabaho sa tunay na kondisyon pagpapatakbo ng mga bagong uri ng kagamitan at pinahusay na mga teknikal na solusyon na ipinakilala upang mapabuti ang kahusayan, pagiging maaasahan at kaligtasan.
• Pag-unlad makabagong teknolohiya para sa mga hinaharap na mabilis na neutron reactor na may likidong metal coolant:
  • pagsubok at sertipikasyon ng promising fuel at structural materials;
  • pagpapakita ng teknolohiya ng pagsunog ng mga menor de edad na actinides at transmutation ng mga pangmatagalang produkto ng fission, na siyang pinaka-mapanganib na bahagi ng radioactive waste ng nuclear energy.

Isang proyekto para sa pinahusay na commercial reactor BN-1200 na may kapasidad na 1220 MW ay ginagawa.

Reactor BN-1200 (vertical section)

Ang sumusunod na programa para sa pagpapatupad ng proyektong ito ay pinlano:

• 2010…2016 – pagbuo ng isang teknikal na disenyo para sa isang planta ng reactor at pagpapatupad ng isang R&D program.
• 2020 – pag-commissioning ng pangunahing MOX-fuelled power unit at organisasyon ng sentralisadong produksyon nito.
• 2023…2030 – pag-commissioning ng isang serye ng mga power unit na may kabuuang kapasidad na humigit-kumulang 11 GW.

Ang enerhiyang nuklear ay palaging tumanggap ng mas mataas na atensyon dahil sa mga prospect nito. Sa mundo, humigit-kumulang dalawampung porsyento ng kuryente ang nabuo gamit ang mga nuclear reactor, at sa mga binuo na bansa ang indicator na ito ng produkto ng nuclear energy ay mas mataas pa - higit sa isang katlo ng lahat ng kuryente. Gayunpaman, ang mga pangunahing uri ng mga reactor ay nananatiling thermal, tulad ng LWR at VVER. Naniniwala ang mga siyentipiko na ang isa sa mga pangunahing problema ng mga reactor na ito sa malapit na hinaharap ay ang kakulangan ng natural na gasolina, uranium, ang 238 isotope nito, na kinakailangan para sa chain reaction dibisyon. Batay sa posibleng pag-ubos ng mga mapagkukunan ng natural na materyal na panggatong na ito para sa mga thermal reactor, ang mga paghihigpit ay ipinapataw sa pagbuo ng nuclear energy. Ang mas maaasahan ay ang paggamit ng mga nuclear reactor gamit ang mabilis na mga neutron, kung saan posible ang pagpaparami ng gasolina.

Kasaysayan ng pag-unlad

Batay sa programa ng Ministry of Nuclear Industry ng Russian Federation, sa simula ng siglo, ang mga gawain ay itinakda upang lumikha at matiyak ang ligtas na operasyon ng mga nuclear energy complex, modernized nuclear power plant ng isang bagong uri. Ang isa sa mga pasilidad na ito ay ang Beloyarsk nuclear power plant, na matatagpuan 50 kilometro malapit sa Sverdlovsk (Yekaterinburg) Ang desisyon na likhain ito ay ginawa noong 1957, at noong 1964 ang unang yunit ay inilagay sa operasyon.

Ang mga thermal nuclear reactor ay nagpapatakbo sa dalawa sa mga bloke nito, na noong 80-90s ng huling siglo ay naubos ang kanilang mapagkukunan. Sa Unit 3, ang BN-600 fast neutron reactor ay sinubukan sa unang pagkakataon sa mundo. Sa panahon ng kanyang trabaho, ang mga resulta na binalak ng mga developer ay nakuha. Nangunguna rin ang kaligtasan ng proseso. Sa panahon ng proyekto, na natapos noong 2010, walang malubhang paglabag at mga paglihis. Ang huling termino ng kanyang trabaho ay mag-e-expire sa 2025. Masasabi na na ang mga fast neutron nuclear reactor, na kinabibilangan ng BN-600 at ang kahalili nito, ang BN-800, ay may magandang kinabukasan.

Paglunsad ng bagong BN-800

OKBM sila ng mga siyentipiko. Afrikantov mula sa Gorky (kasalukuyang Nizhny Novgorod) naghanda ng draft ikaapat na yunit ng kuryente Beloyarsk NPP noong 1983. Kaugnay ng aksidente na naganap sa Chernobyl noong 1987 at ang pagpapakilala ng mga bagong pamantayan sa kaligtasan noong 1993, ang trabaho ay itinigil at ang paglulunsad ay ipinagpaliban nang walang katiyakan. Noong 1997 lamang, pagkatapos makakuha ng lisensya para sa pagtatayo ng block No. 4 na may BN-800 reactor na may kapasidad na 880 MW mula sa Gosatomnadzor, nagpatuloy ang proseso.

Noong Disyembre 25, 2013, nagsimula ang pag-init ng reaktor para sa karagdagang pagpasok ng coolant. Noong Hunyo 14, tulad ng binalak, nagkaroon ng exit sa isang masa na sapat upang magsagawa ng minimal na chain reaction. Pagkatapos ay natigil ang mga bagay. Ang MOX fuel, na binubuo ng fissile oxides ng uranium at plutonium, katulad ng ginamit sa Unit 3, ay hindi handa. Siya ang gustong gumamit ng mga developer sa bagong reaktor. Kinailangan kong pagsamahin, maghanap ng mga bagong pagpipilian. Bilang isang resulta, upang hindi matiis ang paglulunsad ng yunit ng kuryente, napagpasyahan na gumamit ng uranium fuel sa bahagi ng pagpupulong. Ang paglulunsad ng BN-800 nuclear reactor at block No. 4 ay naganap noong Disyembre 10, 2015.

Paglalarawan ng proseso

Sa panahon ng operasyon sa isang mabilis na neutron reactor, ang mga pangalawang elemento ay nabuo, dahil sa reaksyon ng fission, na, kapag hinihigop ng uranium mass, ay bumubuo ng bagong nilikha na nuclear material na plutonium-239, na may kakayahang ipagpatuloy ang proseso ng karagdagang fission. Ang pangunahing bentahe ng reaksyong ito ay ang paggawa ng mga plutonium neutron, na ginagamit bilang gasolina para sa mga nuclear reactor sa mga nuclear power plant. Ang presensya nito ay ginagawang posible upang mabawasan ang produksyon ng uranium, ang mga reserbang kung saan ay limitado. Mula sa isang kilo ng uranium-235, higit pa sa isang kilo ng plutonium-239 ang maaaring makuha, sa gayo'y tinitiyak ang pagpaparami ng gasolina.

Bilang resulta, ang produksyon ng enerhiya sa mga yunit ng nuclear power na may pinakamababang pagkonsumo ng mahirap na uranium at ang kawalan ng mga paghihigpit sa produksyon ay tataas ng daan-daang beses. Tinatayang sa kasong ito, ang mga reserbang uranium ay magiging sapat para sa sangkatauhan sa loob ng ilang sampu-sampung siglo. Ang pinakamahusay na pagpipilian sa industriya ng nuclear power, upang mapanatili ang balanse sa mga tuntunin ng pinakamababang pagkonsumo ng uranium, magkakaroon ng ratio na 4 hanggang 1, kung saan apat na thermal reactor ang gagamit ng isang fast neutron reactor.

Mga target ng BN-800

Sa panahon ng operasyon sa power unit No. 4 ng Beloyarsk NPP, ang ilang mga gawain ay itinakda bago ang nuclear reactor. Ang BN-800 reactor ay dapat gumana sa MOX fuel. Ang isang bahagyang sagabal na naganap sa simula ng trabaho ay hindi nagbago sa mga plano ng mga tagalikha. Ayon sa direktor ng Beloyarsk NPP, si G. Sidorov, ang buong paglipat sa MOX fuel ay isasagawa sa 2019. Kung ito ay maisasakatuparan, kung gayon ang lokal na fast neutron nuclear reactor ang magiging una sa mundo na ganap na gumana sa naturang gasolina. Dapat itong maging isang prototype ng hinaharap na katulad na mabilis na mga reactor na may likidong metal coolant, mas mahusay at mas ligtas. Batay dito, sinusubok ng BN-800 ang mga makabagong kagamitan sa ilalim ng mga kondisyon ng pagpapatakbo, sinusuri ang kawastuhan ng paggamit ng mga bagong teknolohiya na nakakaapekto sa pagiging maaasahan at kahusayan ng power unit.

class="eliadunit">

Pagsusuri ng trabaho bagong sistema ikot ng gasolina.

Mga pagsubok para sa pagsunog ng radioactive na basura na may mahabang buhay.

Naipon ang paggamit sa malalaking dami, plutonium na may antas ng armas.

Ang BN-800, tulad ng hinalinhan nito, ang BN-600, ay dapat na maging panimulang punto para sa akumulasyon napakahalagang karanasan paglikha at pagpapatakbo ng mga mabilis na reactor sa mga developer ng Russia.

Mga kalamangan ng isang mabilis na neutron reactor

Ang paggamit ng BN-800 at mga katulad na nuclear reactor sa nuclear power engineering ay nagpapahintulot

Makabuluhang taasan ang termino para sa mga reserba ng mga mapagkukunan ng uranium, na makabuluhang pinatataas ang dami ng natanggap na enerhiya.

Ang kakayahang bawasan ang buhay ng mga produkto ng radioactive fission sa pinakamababa (mula sa ilang libong taon hanggang tatlong daan).

Pagbutihin ang kaligtasan ng mga nuclear power plant. Ang paggamit ng isang mabilis na neutron reactor ay ginagawang posible na i-level ang posibilidad ng core meltdown sa isang minimum na antas, ginagawang posible na makabuluhang taasan ang antas ng proteksyon sa sarili ng bagay, at ibukod ang plutonium release sa panahon ng pagproseso. Ang mga reactor ng ganitong uri na may sodium coolant ay mayroon tumaas na antas seguridad.

Noong Agosto 17, 2016, ang power unit No. 4 ng Beloyarsk NPP ay umabot sa 100% na kapasidad. Mula noong Disyembre ng nakaraang taon, ang united system na "Ural" ay tumatanggap ng enerhiya na nabuo sa isang mabilis na reaktor.

class="eliadunit">