Причина, по которой нет плутониевых реакторов на быстрых нейтронах, впрочем, весьма простая.
Мировой прорыв: уникальный реактор скоро заработает в Сибири
Теперь их просто не нужно накапливать, ведь отработанное топливо будут использовать снова. Кроме того, заменили теплоноситель в реакторе. В нем нет натрия, только свинец, у которого высокая температура кипения. То есть, как говорят специалисты, вероятность какой-либо серьезной аварии ничтожно мала. После того как опытный образец покажет свою эффективность, подобные или более мощные реакторы начнут возводить по всей России.
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. Заметим, что Российская Федерация в области подобных передовых энергетических технологий реально находится впереди планеты всей. Ни США, ни Франция, ни Япония, начав эксперименты с жидким натрием в качестве носителя в реакторах на быстрых нейтронах, так и не смогли добиться их устойчивой работы. Срок его эксплуатации продлен до 2025 года.
Реактор следующего поколения БН-600 был запущен в Свердловской области в 1980 году, и он по-прежнему функционирует. Его мощность составляет 600 Мегаватт, для сравнения, у экспериментального китайского CEFR China Experimental Fast Reactor , запущенного в 2010 году, этот показатель составляет 45 Мегаватт. Самый свежий уже российский реактор на быстрых нейтронах БН-800 был запущен в строй в 2015 году на все той же Белоярской АЭС. Помимо промышленного назначения, ядерная установка, использующая натриевый теплоноситель, послужила платформой для обкатки передовых технологий.
Ведь идеи замыкания ядерного топливного цикла были высказаны еще советским физиком Александром Лейпунским и поддержаны академиком Курчатовым после запуска первой атомной электростанции в Обнинске.
Так что над созданием замкнутого ядерного топливного цикла, когда на отработавшем в реакторах существующих АЭС топливе работают реакторы нового поколения, ведущие ядерщики планеты бьются уже не одно десятилетие. Ведь по сути — это вечный двигатель, причем, абсолютно безопасный. Изображение: «Росатом» Эта технология позволяет не только перерабатывать ядерное топливо, но и использовать его практически до бесконечности. При этом в каждом последующем цикле реактор производит больше топлива, чем в него было загружено. По этой схеме двухкомпонентной атомной энергетики реакторы на быстрых нейтронах будут как «готовить» новое топливо, так и дожигать уран из отработавшего.
Получается своего рода вечный двигатель — источник энергии без границ.
Российские ученые нашли способ получения бесконечной энергии. 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. БРЕСТ — это опытный образец. Его примерная стоимость — 100 миллиардов рублей, но затраты на производство энергии будут значительно ниже, чем на обычных АЭС. Что касается безопасности, то «Прорыв» решает проблему с захоронением отходов.
Россия создала нейтронный «Прорыв»
Росатом начал в Северске строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. не нужно будет хранить ядерные отходы и «урановые хвосты». Реактор на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС был полностью переведен на уран-плутониевое МОКС-топливо.
Росатом делает значительный шаг вперед в трансмутации отходов уранового топлива
Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок будет уран-плутониевая смесь. В частности, реактор БН-800 в 2022 году был переведен на промышленное смешанное оксидное уран-плутониевое МОКС-топливо. Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов — нитридное СНУП-топливо, оно будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 строится в Северске в рамках отраслевого проекта "Прорыв". В случае с МОКС-топливом у нас отработана вся технология производства и накапливается опыт эксплуатации БН-800 с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым топливом.
Россия последние десятилетия принимала неугодное на «позеленевшем» Западе отработавшее ядерное топливо. Но таким образом мы накопили значительное количество потенциальной атомной энергии, которую сможем извлечь в реакторах нового поколения. Нам еще за это и заплатили. Однако вторичное использование отработавшего ядерного топлива — далеко не самое замечательное свойство реактора БН-800 и его младшего собрата БН-600. Да и астероидную опасность никто не отменял — нельзя исключать, что нам могут понадобиться гигатонны взрывной мощности в тротиловом эквиваленте. Это единственные в своем роде промышленные реакторы, которые относятся к классу «размножителей».
Запасов этих изотопов примерно в 100 раз больше, чем запасов «обычного» энергетического урана-235. Реактор-размножитель из некогда «мусорного» обедненного урана-238 нарабатывает плутоний-239, который можно использовать как высокоэнергетическое ядерное топливо повторно — для розжига смеси из бедных изотопов. Но даже не это самое замечательное свойство новых реакторов. Дело в том, что размножители способны нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. С сугубо практической точки зрения мы можем получить топлива больше, чем загрузили. Закон сохранения энергии при этом не нарушается.
Бридер-долгожитель и бридер-инноватор Белоярская АЭС — единственная станция в мире с реакторами на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности. Его изготовили на опытных производствах объединения «Маяк» и Научно-исследовательского института атомных реакторов. Для таблеток используется обедненный уран и высокофоновый плутоний, извлеченный из облученного топлива тепловых реакторов.
Американский журнал Power, одно из старейших профессиональных изданий, назвал это событие в числе главных в мировой энергетике. Через год загрузили более крупную партию, еще 160 тепловыделяющих сборок, и с того времени при всех последующих перегрузках использовали только инновационное топливо.
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. В ГНЦ РФ - ФЭИ проводятся экспериментальные исследования в области ядерно-лазерной физики и физики плазмы, радиационного материаловедения, радиохимии и новых наукоемких технологий, включая нанотехнологии, технологии водородной энергетики и ядерной медицины. Перед российской промышленностью стоит цель в кратчайшие сроки обеспечить технологический суверенитет и переход на новейшие технологии. Государство и крупные отечественные компании направляют ресурсы на ускоренное развитие отечественной исследовательской, инфраструктурной, научно-технологической базы.
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. Исследуем, как работают реакторы на быстрых нейтронах и в чем заключается их преимущество в ядерной энергетике. Реактор на быстрых нейтронах БН-800 Белоярской АЭС был полностью переведен на уран-плутониевое МОКС-топливо. «Исследовать проблему вывода из эксплуатации быстрых реакторов можно на больших реакторах БН-600, БН-800.
Уральскую АЭС переводят на отработавшее топливо. Физик-ядерщик объяснил минусы такого подхода
Строительство реактора ведется в рамках проекта "Прорыв", реализуемого с 2011 года на территории СХК. Его цель - создание ядерно-энергетического комплекса, который позволит организовать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.
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».
В БН-1200М учтены новые, более жесткие требования к системам безопасности и средствам управления запроектными авариями, заложены самые современные технические решения.
Это, например, система пассивного останова на основе гидравлически взвешенных стержней, устройство удержания и охлаждения расплавленного топлива внутри корпуса реактора при постулировании аварии с плавлением ядерного топлива. Также повышает безопасность размещение оборудования и систем, содержащих радиоактивный натрий, в баке реактора. Установка там же автономных теплообменников системы аварийного отвода тепла с организацией естественной циркуляции по контурам уменьшает вероятность тяжелого повреждения активной зоны.
Объем внутриреакторного хранилища в БН-1200 увеличен, чтобы выгружать ТВС из реактора сразу в бассейн выдержки, исключив промежуточный натриевый барабан отработавших сборок. Энергонапряженность активной зоны БН-1200 по сравнению с БН-600 и БН-800 ниже почти вдвое, что позволяет значительно увеличить микрокампанию. Укрупнение твэлов и ТВС, применение уран-плутониевого смешанного топлива, а также новых конструкционных сталей с повышенной радиационной стойкостью обеспечивает более глубокое выгорание топлива и снижает потребление ТВС.
Использование сильфонных компенсаторов для компенсации температурных расширений трубопроводов уменьшит их протяженность. Благодаря новым техническим решениям значительно сокращена длина натриевых систем, исключены течи радиоактивного натрия и его взаимодействие с воздухом.
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».
Он делится с намного большей вероятностью, если в него влетает «лишний» медленный нейтрон. Такой движется «не спеша» — примерно с той же скоростью, что и молекулы газа например, воздуха при комнатной температуре. Более тяжелое ядро 238U предпочитает «картошку погорячее», то есть раскалывается быстрым нейтроном, энергия которого сравнима с энергией стремительно движущихся частиц горячего газа. В цепной реакции деления ядер рождаются быстрые нейтроны, а в природе намного больше урана-238, ядра которого любят «горячую картошку». В теории, большинство промышленных реакторов должно работать на быстрых нейтронах и тяжелых изотопах урана.
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
разработка, испытание реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов). Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла. В России учёные-атомщики вывели реактор БН-800 на номинальную мощность с полной загрузкой инновационным, так называемым МОХ-топливом. В России учёные-атомщики вывели реактор БН-800 на номинальную мощность с полной загрузкой инновационным, так называемым МОХ-топливом. Этот проект нужен для отработки технологии реакторов на «быстрых» нейтронах с использованием уранплутониевого топлива.
Росатом получил лицензию на производство ядерного топлива для «реактора будущего»
Реактор планируется ввести в эксплуатацию во второй половине 2020-х годов. В ходе этой операции окончательно проверяется достижение проектных геометрических параметров всех элементов и подтверждается работоспособность реактора», — цитирует Никипелова РИА «Новости». По словам Никипелова, такие реакторы строятся раз в 50 лет и это «действительно штучный продукт». На базе МБИР планируют создать международный центр исследований, в рамках которого зарубежные участники смогут выполнять эксперименты. Строительство МБИР началось в 2015 году.
Представьте: если раньше говорили, что урана нам хватит на 100 лет, то теперь его хватит на 10 тысяч лет! Или, к примеру, мы сможем количество атомных электростанций увеличить в 100 раз, — объясняет руководитель «Атоминфо-Центра», главный редактор портала Atominfo Александр Уваров. Но на этом специалисты «Росатома» останавливаться не намерены. Корпорация начала сборку нового ректора БРЕСТ — это тоже реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, а значит, с повышенной безопасностью. Разница в том, что реактор типа БН требует отдельного блока по переработке топлива, а БРЕСТ перерабатывает его прямо на станции, а значит, производство электроэнергии становится безопаснее и дешевле. Конечно, подобный переход не произошёл в одночасье.
Реактор БН-800 был изначально спроектирован для использования МОКС-топлива, но загружали его в течение нескольких лет — технологию отрабатывали постепенно.
Это следующий шаг российской науки в замыкании ядерного топливного цикла, ранее технология МОКС-топлива использовалась только для реактора на быстрых нейтронах БН-800. Как отметил Александр Угрюмов, полученные результаты также будут использованы для опережающей разработки и обоснования МОКС-топлива для перспективного инновационного реактора ВВЭР-С с регулированием спектра нейтронов предполагается, что данные установки смогут работать как в открытом, так и в замкнутом топливном цикле. Топливо для «быстрых» реакторов Внедрение замкнутого топливного цикла осуществляется прежде всего для реакторов на быстрых нейтронах, которые по своей физике изначально более «всеядны» с точки зрения топлива и делящихся материалов. Производство МОКС- и СНУП-топлива позволяет вовлекать в ядерный топливный цикл обедненный уран, постепенно ликвидируя его накопленные на складах запасы. Технологии топлива для «быстрых» реакторов с каждым годом развиваются. В 2023 году производства МОКС-топлива, созданное на Горно-химическом комбинате, полностью перешло на изготовление оболочек тепловыделяющих элементов из хромоникелевой аустенитной стали ЭК164.
Вода замедляет движение свободных нейтронов, чтобы те с большей вероятностью продолжили реакцию деления, тем самым повышая ее эффективность. С нагревом реактора больше воды превращается в пар и меньше становится доступно для этой роли замедлителя. В результате ядерное деление замедляется. Этот принцип отрицательной обратной связи является ключевым аспектом безопасности, который предотвращает реакторы такого типа от перегрева. Реакторы типа РБМК-1000 отличаются. Они были созданы специально для работы на менее обогащенном топливе. В качестве теплоносителя реакторы этого типа также используют воду, но в качестве замедлителя в них используются графитовые блоки. Из-за такого разделения ролей теплоносителя и замедлителя в РБМК не работал принцип отрицательной обратной связи «больше пара — меньше реактивность». Вместо это реакторы типа РБМК использовали принцип пустотного коэффициента реактивности. Часть теплоносителя в реакторе может испаряться, образовывая пузырьки пара пустоты в теплоносителе. Увеличение содержания пара может приводить как к росту реактивности положительный паровой коэффициент , так и к ее уменьшению отрицательный паровой коэффициент , это зависит от нейтронно-физических характеристик. 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.