Русская Википедия:Реактор на быстрых нейтронах

Реактор БН-350 в Актау

Опреснители на основе БН-350

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~10⁵ эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать обеднённый уран и отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 3%, использовать около 30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

История

Первые научно-исследовательские и промышленные реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и успешно запущены в эксплуатацию в Советском Союзе, а в данный момент России принадлежит технологический приоритет в их разработке и эксплуатации, что открывает практически неограниченные возможности для использования энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе отходов АЭС и оружейного плутония.

Россия занимает первое место в мире в развитии технологий строительства таких реакторов, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны. Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 был запущен в СССР в 1973 году и проработал в Актау по 1999 год. Второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлен на 10 лет^[1]. Там же 10 декабря 2015 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800.

Принцип действия

В связи с малым сечением деления ²³⁵U быстрыми нейтронами для поддержания цепной реакции необходимо поддерживать гораздо бо́льшие напряженности нейтронных полей по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо бо́льшая доля ²³⁸U вовлекается в процесс трансмутации в плутоний, что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.

В активной зоне реактора не должно быть эффективных замедлителей нейтронов, в первую очередь, принципиально недопустимы вещества с легкими ядрами вроде водорода. Поэтому вода и углеводороды не могут использоваться в системе охлаждения реактора. Это требование вынуждает использовать в качестве теплоносителя легкоплавкие металлы, например ртуть, натрий, свинец или висмут. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности и высокой токсичности паров ртути. Сегодня получили развитие реакторы с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым теплоносителями.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима относительно высокая удельная плотность делящегося вещества в активной зоне по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это вынуждает применять особые конструктивные решения, например отражатели нейтронов и высокоплотное топливо, увеличивающие стоимость строительства и эксплуатации. Радиационные нагрузки на конструкционные материалы также значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

По сравнению с распространенным реактором на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом достоинств с точки зрения безопасности: в реакторе нет высокого давления, в них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания, нет риска пароциркониевой реакции, ставшей одной из причин взрывов на Фукусимской АЭС. С другой стороны, популярный теплоноситель натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Именно поэтому после 3-летней эксплуатации единственной подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf (SSN-575) были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на водо-водяной, и конструкция с натриевым теплоносителем больше не применялась в ВМС США, а ВМФ СССР не применялась вообще. ВМФ СССР имел на вооружении серийные АПЛ с реактором со свинцово-висмутовым теплоносителем – проект 705(К) «Лира» в количестве 7 единиц, но к настоящему времени они все также выведены из эксплуатации.

Основным достоинством этого типа реакторов считается возможность вовлечь в топливный цикл такие материалы как уран-238 и торий-232. Это значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Кроме того, эти реакторы позволяют относительно безопасно избавиться от самых активных и долгоживущих изотопов в отработавшем ядерном топливе, значительно сократив срок его биологической опасности.

В сентябре 2016 года российские атомщики успешно протестировали на полной мощности новый и мощнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах — БН-800 Белоярской АЭС. Вместе с запущенным годом ранее производством МОКС-топлива Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счет вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3 % энергетического потенциала ядерного топлива^[1].

Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах

Научно-исследовательские реакторы на быстрых нейтронах
Реактор	Страна	Место	Запуск	Остановка	Тепловая мощность МВт	Электрич. мощность МВт	Тепло- носитель
БР-2	СССР / Россия	Обнинск, ФЭИ	1956	1957	0,1	—	Ртуть
БР-5	СССР / Россия	Обнинск, ФЭИ	1958	2002	5	—	Натрий
ИБР	СССР / Россия	Дубна, ОИЯИ	1960	—	—	—	Натрий
ИБР-2	СССР / Россия	Дубна, ОИЯИ	1981	действует	—	—	Натрий
БОР-60	СССР / Россия	Димитровград, НИИАР	1968	действует	60	12	Натрий
Clementine	США	Лос-Аламос, ЛАНЛ	1946	1952	0,025	—	Ртуть
EBR-1	США	Айдахо, INL	1951	1964	1,4	0,2	Натрий/Калий
EBR-2	США	Айдахо, INL	1964	1994	62	19	Натрий
SEFOR	США	Арканзас	1969	1972	20		Натрий
FFTF	США	Хэнфордский комплекс	1982	1993	400	—	Натрий
DFR	Великобритания	Центр Дунрей	1959	1977	65	11	Натрий/Калий
Rapsodie	Франция	Буш-дю-Рон, Кадараш	1967	1983	40		Натрий
Jōyō	Япония	АЭС Дзёё	1977	2007	150	—	Натрий
FBTR	Индия	Калпаккам, IGCAR	1985	действует	40	13	Натрий
CEFR	Китай	Пекин, CIAE	2010	действует	65	20	Натрий

Промышленные реакторы на быстрых нейтронах

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах, как правило, используются конструктивные схемы с жидкометаллическим теплоносителем. Обычно это или жидкий натрий, или эвтектический сплав (точнее жидкая смесь) свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались и расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Приоритет СССР и России

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы. В 1960—80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в СССР, США и ряде европейских стран. Первый промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 был запущен в СССР в 1973 году, второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600). После закрытия в 2009 году французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phénix) Россия осталась в мире единственной страной с действующими быстрыми энергетическими реакторами: БН-600 в 3-м энергоблоке Белоярской АЭС^[2]^[3] и БН-800 в 4-м энергоблоке Белоярской АЭС^[4]Шаблон:Не АИ. Последний запущен 10 декабря 2015 года, в промышленную эксплуатацию вошёл в 2016 году, а в 2018 году на нём началось использование произведенного на Горно-химическом комбинате «Росатома» серийного МОХ-топлива^[5].

Реактор БН-800 используется для отработки ряда технологий замыкания ядерного топливного цикла использованием «быстрых» реакторов, решающих проблему утилизации отработавшего ядерного топлива. Блок №4 Белоярской АЭС стал прототипом более мощных коммерческих «быстрых» энергоблоков БН-1200, строительство которых планируется в 2030-х^[5].

Эксперименты азиатских стран

Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.), пуск которого был намечен на 2014 год^[6], но на 1 июля 2017 реактор так и не был запущен^[7]. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же мощности.

8 мая 2010 года в Японии, после четырнадцатилетнего перерыва в работе, вызванного пожаром в 1995 году, когда произошла утечка 640 килограммов металлического натрия, впервые вывели в критическое состояние реактор «Мондзю». Пусконаладочные работы для ввода его в эксплуатацию, частью которых являлись серии экспериментальных выводов реактора на минимально-контролируемый уровень, планировалось завершить в 2013 году. Однако в августе 2010 года при работах по перегрузке топлива в корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива — 12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая утонула в натрии. Почти сразу было объявлено, что продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск, откладывается на 1—1,5 года^[8]^[9]^[10]^[11]^[12]. 27 июня 2011 года утонувшая деталь была извлечена из реактора Мондзю. Для извлечения детали специалистам пришлось разобрать верхнюю часть реактора. Сам подъем трехтонной конструкции на поверхность занял восемь часов^[13]. В течение нескольких лет перспективы «Мондзю» были туманны, финансирование не выделялось^[14]. В декабре 2016 правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС «Мондзю». В 2022 году планируется извлечь топливо из реактора и в 2047-м завершить его разборку^[15]^[16].

Реакторы с ртутным теплоносителем

Россия/СССР
- БР-2 ФЭИ, г.Обнинск, 1956

Ртуть первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо замедляет нейтроны. Спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического контура для пуска), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий КПД при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась её высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются: токсичность, дороговизна, большие энергозатраты на перекачку. В результате ртуть была признана экономически невыгодным теплоносителем.

Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива — металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства.^[17]^[18]

Список реакторов

Действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах
Реактор	Страна	АЭС	Запуск	Эксплуатация		Тепловая мощность МВт	Электрич. мощность МВт	Тепло- носитель	Особенности
Реактор	Страна	АЭС	Запуск	с	до	Тепловая мощность МВт	Электрич. мощность МВт	Тепло- носитель	Особенности
БН-600	СССР / Россия	Белоярская АЭС	26.02.1980	08.04.1980		1470	600	Натрий
БН-800	Россия	Белоярская АЭС	10.12.2015	01.11.2016		2100	880	Натрий
Остановленные промышленные реакторы на быстрых нейтронах
Реактор	Страна	АЭС	Запуск	Эксплуатация		Тепловая мощность МВт	Электрич. мощность МВт	Тепло- носитель	Особенности
Реактор	Страна	АЭС	Запуск	с	до	Тепловая мощность МВт	Электрич. мощность МВт	Тепло- носитель	Особенности
БН-350	СССР/ Казахстан	Мангистауский АЭК	1973	16.07.1973	1999	1000	150	Натрий	Дополнительно 100 МВт для отопления и 100 МВт для опреснения
Феникс	Франция	Маркуль	1973	14.07.1974	2009	563	250	Натрий	С 2003 года электр. мощность была снижена до 140 МВт
Суперфеникс	Франция	Крес-Мепьё	1985	1986	1998	3000	1200	Натрий
Мондзю	Япония	АЭС Монджу	1994	29.08.1995	22.09.2016	714	280	Натрий	Реактор в течение 20 лет проработал в общей сложности около одного года^[19]
PFR	Великобритания	Центр Дунрей	01.03.1974	01.07.1976	31.03.1994	650	234	Натрий
Fermi-1	США	АЭС Энрико Ферми	23.08.1963	—	29.11.1972	200	65	Натрий
KNK-I	Германия	ТИ Карлсруэ	1971	21.02.1974	1.09.1974		21	Натрий
KNK-II	Германия	ТИ Карлсруэ	1976	3.03.1979	23.05.1991		21	Натрий	В основу лёг советский реактор БОР-60
Так и не запущенные
CRBRP	США	Долина Теннесси	—	—	—	1000	350		Суммарные затраты — 8 млрд $.
IFR	США		—	—	—	—	—
SNR-300	Германия	АЭС Калькар	—	—	—	1500	300	Натрий	Суммарные затраты — 7 млрд DM.

Строящиеся и проектируемые реакторы на быстрых нейтронах

Строящиеся реакторы на быстрых нейтронах для производства электроэнергии
Реактор	Страна	АЭС	Начало строительства	Завершение строительства	Тепловая мощность, МВт	Электрич. мощность, МВт	Тепло- носитель
PFBR	Индия	АЭС Мадрас	2004	—	1250	500	Натрий
CFR-600	Китай	Сяпу	2017	—	1500	600	Натрий
БРЕСТ-ОД-300	Россия	Северск	2021	—	700	300	Свинец
Проектируемые реакторы на быстрых нейтронах
БН-1200	Россия	Белоярская АЭС	—	—	2800	1220	Натрий
СВБР-100	Россия	—	—	—	280	100	Свинец-висмут

Вывод из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах

Вывод из эксплуатации первого энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-350

Компания ООО «МЭТР» является генеральным проектировщиком технико-экономического обоснования (ТЭО) Проекта вывода из эксплуатации реакторной установки на быстрых нейтронах БН-350 в городе Актау Мангистауской области. В декабре 2021 года получено положительное заключение на ТЭО РГП «Госэкспертизы» Казахстана. Общий защищенный бюджет составил почти 115 млрд тенге. С 2001 про 2010 год МЭТР разрабатывались отдельные проекты по выводу из эксплуатации РУ БН-350, в том числе 4-5 очередей строительства, согласно требованию утвержденных Основных положений вывода из эксплуатации РУ БН-350 Республики Казахстан. Под управлением компании «МЭТР» работали несколько проектных, изыскательских и научно-исследовательских организаций России и Казахстана, том числе отраслевые институты ВНИПИЭТ, НИТИ им. А.П. Александрова, НЯЦ РК, проводились регулярный дискуссии с МАГАТЭ.

Специфика РУ БН-350, как объекта ядерного наследия, значительно отличает реакторную установку от подобных, созданных в более позднее время, поэтому РУ БН-350 не имеет в своем составе оборудования, необходимого для обращения с радиоактивными отходами при его выводе из эксплуатации. Это потребовало разработку в проекте сотни новых сложных и уникальных технологий по обращению с твердыми и жидкими радиоактивными отходами разного уровня активности – начиная с переработки радиоактивного натрия и кончая реабилитацией территории. Уникальным является также и календарный план строительства, так как он максимально учитывает синхронность возведения новых объектов, реконструкцию и демонтаж существующих и параллельные работы по обращению с радиоактивными отходами и реабилитацию территории. Предполагаемый срок вывода из эксплуатации РУ БН-350 может составить 10 лет.^[20]

См. также

Примечания

Шаблон:Примечания

Литература

Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.

Ссылки

Fast Neutron Reactors // WNA, 2013-03-15
TRENDS AND DEVELOPMENTS FOR FAST NEUTRON REACTORS AND RELATED FUEL CYCLES // IAEA, 2013

Внешние ссылки

Шаблон:Выбор языка Шаблон:Ядерные реакторы России Шаблон:Ядерная технология

[:02-1] 1,0 ^1,1 Шаблон:Cite web

[2] Шаблон:Cite web

[3] Шаблон:Cite web

[:0-4] Шаблон:Cite web

[:1-5] 5,0 ^5,1 Шаблон:Cite web

[6] Шаблон:Cite web

[7] Шаблон:Cite web

[8] Шаблон:Cite web

[9] Шаблон:Cite web

[10] Шаблон:Cite web

[11] Шаблон:Cite web

[12] Шаблон:Cite web

[13] Шаблон:Cite web

[14] Пробный запуск реактора «Мондзю» в Японии не проведут до весны 2013 г | Экономический фактор | Экология

[15] Шаблон:Cite news

[16] Шаблон:Cite news

[17] Шаблон:Cite web

[18] Шаблон:Cite web

[Monju-19] Шаблон:Cite web

[20] Шаблон:Cite web

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]

[16]

[17]

[18]

[19]

[20]

Партнерские ресурсы
Криптовалюты	Обмен криптовалют - www.bestchange.ru Криптовалютная биржа CoinEx Криптовалютная биржа Binance HIVE OS - операционная система для майнинга e4pool - Мультивалютный пул для майнинга.
Магазины	AliExpress — глобальная виртуальная (в Интернете) торговая площадка, предоставляющая возможность покупать товары производителей из КНР; computeruniverse.net - Интернет-магазин компьютеров(Промо код 5 Евро на первую покупку:FWWC3ZKQ);
Хостинг	DigitalOcean - американский провайдер облачных инфраструктур, с главным офисом в Нью-Йорке и с центрами обработки данных по всему миру;
Разное	Викиум - Онлайн-тренажер для мозга Like Центр - Центр поддержки и развития предпринимательства. Gamersbay - лучший магазин по бустингу для World of Warcraft. Ноотропы OmniMind N°1 - Усиливает мозговую активность. Повышает мотивацию. Улучшает память. Санкт-Петербургская школа телевидения - это федеральная сеть образовательных центров, которая имеет филиалы в 37 городах России. Lingualeo.com — интерактивный онлайн-сервис для изучения и практики английского языка в увлекательной игровой форме. Junyschool (Джунискул) – международная школа программирования и дизайна для детей и подростков от 5 до 17 лет, где ученики осваивают компьютерную грамотность, развивают алгоритмическое и креативное мышление, изучают основы программирования и компьютерной графики, создают собственные проекты: игры, сайты, программы, приложения, анимации, 3D-модели, монтируют видео. Умназия - Интерактивные онлайн-курсы и тренажеры для развития мышления детей 6-13 лет SkillBox - это один из лидеров российского рынка онлайн-образования. Среди партнеров Skillbox ведущий разработчик сервисного дизайна AIC, медиа-компания Yoola, первое и самое крупное русскоязычное аналитическое агентство Tagline, онлайн-школа дизайна и иллюстрации Bang! Bang! Education, оператор PR-рынка PACO, студия рисования Draw&Go, агентство performance-маркетинга Ingate, scrum-студия Sibirix, имидж-лаборатория Персона. «Нетология» — это университет по подготовке и дополнительному обучению специалистов в области интернет-маркетинга, управления проектами и продуктами, дизайна, Data Science и разработки. В рамках Нетологии студенты получают ценные теоретические знания от лучших экспертов Рунета, выполняют практические задания на отработку полученных навыков, общаются с экспертами и единомышленниками. Познакомиться со всеми продуктами подробнее можно на сайте https://netology.ru, линейка курсов и профессий постоянно обновляется. StudyBay Brazil – это онлайн биржа для португалоговорящих студентов и авторов! Студент получает уникальную работу любого уровня сложности и больше свободного времени, в то время как у автора появляется дополнительный заработок и бесценный опыт. Автор24 — самая большая в России площадка по написанию учебных работ: контрольные и курсовые работы, дипломы, рефераты, решение задач, отчеты по практике, а так же любой другой вид работы. Сервис сотрудничает с более 70 000 авторов. Более 1 000 000 работ уже выполнено. StudyBay – это онлайн биржа для англоязычных студентов и авторов! Студент получает уникальную работу любого уровня сложности и больше свободного времени, в то время как у автора появляется дополнительный заработок и бесценный опыт.