Выполнены запланированные исследования в обоснование безопасности многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР и продления сроков эксплуатации БОР-60. Сегодня в России успешно работает исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР 60, однако его возраст уже перевалил за 45 лет.
"Росатом" надеется ввести реактор "БРЕСТ" в 2028-2029 гг
| К «Прорыву» добавляется реактор (12 февраля 2024) | | Реактор четвертого поколения на быстрых нейтронах даст дополнительный импульс развитию отрасли. |
| Россия сделала шаг к энергетике будущего | Россия продолжила работу с реакторами на быстрых нейтронах единственная в мире. |
Реактор БН-800 проработал год на топливе из отработавшего ядерного топлива
И создание реакторов на быстрых нейтронах было одним из основных и постоянных направлений программы развития ядерной энергии. Опытный аппарат БН-60 в г. Димитровграде, ныне остановленный опытно-промышленный реактор БН-350 в Казахстане, а также успешно работающий один из лучших реакторов России БН-600 на Белоярской АЭС - все это серьезный опытный полигон будущего быстрой ядерной энергетики. В декабре 2006 г. Кириенко сказал: «Блок на быстрых нейтронах БН-600, расположенный на Белоярской атомной станции, уникален. Это зона наших конкурентных преимуществ. Здесь Россия безусловный лидер. Следующий шаг - это строительство БН-800. Своевременный ввод БН-800 является ключевой позицией и принципиальным вопросом с точки зрения значимости для будущего развития ядерной энергетики» [10]. Ввод в эксплуатацию БН-800 Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» запланирован на 2012 г. Дальше это будет положено в основу разработки уже коммерческого реактора в полном смысле этого слова.
Мы настроены оптимистично: он может появиться к 2020 г. Хочется сослаться еще на одну статью, связанную с проблемой быстрых реакторов. Он отметил, что в июне 2006 г. В 2012 г. Однако на этом развитие станции не должно остановиться, для чего уже в 2010 г. Остановимся также на состоявшейся в конце ноября 2007 г. Второй Международной научно-технической конференции «Развитие атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах». Россия будет иметь конкурентоспособный, отработанный и испытанный реактор на быстрых нейтронах. Строящийся реактор БН-800 и планирующийся БН-1 800 будут работать на смешанном уран-плутониевом топливе. Реализация этих идей даст Уралу после 2020 г.
Более того, перевод БН-800 и БН-1 800 на замкнутый топливный цикл и постепенное сжигание в них трансурановых изотопов позволит России сохранить первенство в реализации программы быстрых реакторов. Немаловажным является и тот факт, что мощность российского серийного блока на быстрых нейтронах будет выше, чем у западных аналогов, что также принципиально важно. Вопрос о возможности производства смешанного оксидного топлива для загрузки быстрых реакторов подробно обсуждался в конце прошлого года с руководством управлений Росатома, отвечающих за обращение с ОЯТ и РАО. В ходе дискуссии выяснилось, что к 2012 г. Этого будет достаточно для загрузки нового реактора. Следовательно, за период с 2012 по 2020 г. Реактор БН-800, согласно данным работы Л. Рябева и др. Состоявшиеся переговоры главы российской атомной отрасли С. Кириенко с американским министром энергетики С.
Бодмэном относительно судьбы оружейного плутония [14] показали, что для подгрузки в реакторы БН-600 и БН-800 ежегодно нужно 1,5 т оружейного плутония. Расчеты показывают, что до 2021 г. Таким образом, в нарабатываемом продукте останется три тонны плутония, что позволит обеспечить начальную загрузку реактора БН-1800. Если в последующие после 2020 г. Очевидно, за время работы сибирских оборонных реакторов до пуска котельных будет наработано продукта еще лет на пять. Отсюда следует, что пуск завода РТ-2, который будет нарабатывать даже при переработке всего 800 т ОЯТ в год, то есть около 6,5 т энергетического плутония, должен произойти не ранее 2027-2030 гг. Вместе с тем эти расчеты не учитывают возможности переработки ОЯТ, выгруженного из реакторов БН после его выдержки хотя бы в течение 3-4 лет, то есть через 5 лет после загрузки. С учетом такой возможности можно будет либо построить еще один реактор БН-1 800 после 2025-2026 г. Только в этом случае до 2030 г. С другой стороны, до 2050 г.
Исходя из этого нельзя запаздывать с пуском завода РТ-2 более чем до 2040-2045 гг. Поэтому лучше ориентироваться на его пуск не позднее 2030 г. Куда более важно то обстоятельство, что после пуска завода РТ-2 количество энергетического плутония окажется выше потребляемого на реакторах БН-800 и БН-1 800.
Реактор успешно прошел стадию технологического перехода на инновационное топливо, и готов нести полную нагрузку. Это значит, что инновационное топливо работает правильно, и энергоблок готов надежно, безопасно и в полном объеме вырабатывать электрическую и тепловую энергию, — сообщил директор Белоярской АЭС Иван Сидоров. Таким образом можно констатировать, что в РФ появился практически вечный ядерный реактор. В результате топливо будет вторично перерабатываться и использоваться.
Успешное тестирование данного реактора означает почти безотходную ядерную энергетику с доступом к урану 238. Запуск МОКС-топлива приближает отечественную атомную отрасль к новой технологической платформе на основе замкнутого ядерно-топливного цикла, что в десятки раз увеличит топливную базу атомной энергетики и минимизирует отходы производства.
Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введённых для повышения показателей экономичности, надёжности и безопасности. Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем: испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов, демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики. Генерация электроэнергии В разделе не хватает ссылок на источники см. Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива. Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны. Исключение выделения плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива [20].
Более чем 50-кратное увеличение использования добываемого природного урана, и обеспечение атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт своего воспроизводства. Утилизация отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах. Утилизация радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония. Энергообеспечение развития экономики Свердловской области. До октября 2016 года — выполнение обязательств по утилизации оружейного плутония в рамках соглашения [21].
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.
Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах
Теплоноситель — натрий. Предусмотрено четырехпетлевое исполнение с симметричным исполнением петель. Для использования в активной зоне БН-1200М рассматриваются оксидное и нитридное топливо. БН-1200 создается на базе опыта, накопленного за много десятилетий создания и работы быстрых реакторов.
В проекте БН-1200М использованы технические решения, зарекомендовавшие себя при эксплуатации энергоблоков с реакторами БН-600 и БН-800. БН-600 используется также для реакторного обоснования конструкционных материалов и топлива в проектных условиях эксплуатации. 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.
Но производства этого топлива не было, его нужно было создавать. И в 2010 году уже стало ясно, что когда нужно будет загружать топливо в реактор, готово оно не будет.
Тогда перед конструктором поставили срочную задачу: заменить проектную МОКС-зону на смешанную, где часть сборок будет содержать урановое топливо. И конструктор был вынужден принимать решения в условиях нехватки времени и с учётом всех требований, которые необходимо было соблюсти… Решения эти были связаны главным образом с распределением потока натрия — применили дроссельное устройство, которое вкручивалось снизу в топливную сборку. Как оказалось, это устройство при наших расходах натрия надёжно работать не может: там такие нагрузки, что оно просто-напросто вывинчивается и выпадает. Естественно, это касается только той части сборок их чуть больше сотни из общего количества в тысячу штук , которые пошли под замену штатных… Теперь нужно исправлять их недостатки, заменять ненадёжные части.
На 2018 год энергоблок работает на номинальном уровне мощности [19]. В разделе не хватает ссылок на источники см. Информация должна быть проверяема , иначе она может быть удалена. Вы можете отредактировать статью, добавив ссылки на авторитетные источники в виде сносок.
Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
Кто против и почему? Наш соотечественник Игорь Острецов с единомышленниками, работая в структуре советского еще Минатома, обнаружил, что при облучении протонами высоких энергий даже обедненного урана или отработанного ядерного топлива реакция деления с выделением энергии происходит тоже, что в "быстрых" реакторах, но вот осколки деления имеют совершенно другой изотопный состав и очень быстро теряют свою активность. На основе этого физического эффекта он разработал принципиально новый способ извлечения энергии атома — релятивистскую ядерную технологию, ЯРТ, и предложил свою программу развития ядерной энергетики, которую "пробивает" вот уже 20 лет, не без основания считая ее совершенно безальтернативной. В самом деле, запасы природного и отвального обедненного урана на планете весьма велики, а проблема нераспространения и другая большая головная боль — задача утилизации отработанного ядерного топлива — решаются при таком образе действий сами собой. Мнение экспертов, связанных с атомным монополистом, сегодня весьма распространено, однако есть и критики существующей статегии. Если кратко, наш принцип состоит в том, чтобы органично совместить ядерный реактор с ускорителем элементарных частиц. 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.
Данный факт приводит к идее, продвигаемой МАГАТЭ, а именно к региональным «центрам коллективного пользования», в рамках которых один реактор может обслуживать потребности многих стран.
Участвуя в проекте, международные партнеры смогут получить доступ к уникальному инструменту, которого нет больше нигде в мире, и при этом минимизировать и оптимизировать свои расходы. Текущий год стал отправной точкой для проведения работ по созданию МЦИ. Росатом уже подписал два международных меморандума о сотрудничестве и планирует до конца года подписать еще несколько. Таким образом, будет сформирован круг ключевых участников, которые смогут активно влиять на развитие проекта и условия участия в нем. В 2016 г.
В 2017 г. В общем, можно с уверенностью сказать, что на МБИРе места хватит всем. Андрей Ретингер, журналист-международник.
Быстрые нейтроны на земле, под водой и в реакторах Поднебесной: кто этому прокладывал дорогу?
| Радиационные явления в реакторных материалах обсудили в Обнинске | 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. |
| Россия на пороге создания нового реактора на быстрых нейтронах | Росатом начал в Северске строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. |
| Россия сделала шаг к энергетике будущего — Фонд стратегической культуры | Россия первой запустила реактор на быстрых нейтронах с полным циклом использования МОКС-топлива, которое позволяет использовать неисчерпаемые запасы природного урана. |
| АО "ТВЭЛ" представило инновационные решения для замыкания ядерного топливного цикла | Выполнены запланированные исследования в обоснование безопасности многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР и продления сроков эксплуатации БОР-60. |
Россия сделала шаг к энергетике будущего
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. 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. Реактор четвертого поколения на быстрых нейтронах даст дополнительный импульс развитию отрасли. Так, без обновления парка высокопоточных реакторов с достаточным потоком быстрых нейтронов в течение пары десятилетий ядерная наука может начать ощущать серьезную нехватку инструментария.
В России до сих пор работают 10 ядерных реакторов «чернобыльского типа». Безопасны ли они?
Против продаж реакторов на быстрых нейтронах резко выступает США. Росатом начал в Северске строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Физико-энергетический институт остается лидером в разработке и формировании реакторов на быстрых нейтронах. Раньше в российские реакторы на быстрых нейтронах загружали обычное урановое топливо, так как на них отрабатывали натриевые технологии.
Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России
Эти элементы обладают высокой радиоактивностью и токсичностью, выделяют много тепла, имеют большой период полураспада и являются наиболее опасными компонентами ядерных отходов. Российским решением проблемы минорных актинидов должны стать инновационные реакторы на быстрых нейтронах. В качестве топлива эти установки могут использовать не только обогащенный природный уран, но и вторичные продукты ядерного топливного цикла — обедненный уран и плутоний. Кроме того, расчеты показали, что минорные актиниды из ОЯТ под действием быстрых нейтронов в реакторе будут делиться на осколки, представляющие собой достаточно широкий спектр радиоактивных и стабильных изотопов, но в целом их потенциальная опасность будет гораздо ниже, чем у исходных минорных актинидов. Процесс трансмутации минорных актинидов также называют «дожиганием» в реакторе. Внедрение МОКС-топлива позволяет многократно расширить сырьевую базу атомной энергетики за счет обедненного урана и плутония и перерабатывать облученное топливо вместо хранения. Дожигание минорных актинидов — это следующий шаг в замыкании ядерного топливного цикла, который должен не только уменьшить количество ядерных отходов, подлежащих финальной изоляции, но и значительно снизить их радиоактивность.
Мы придём к тому, что за счёт такой технологии сырьевая база российской атомной энергетики увеличится в 100 раз. 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.
Кинетическая энергия у них выше, чем у тепловых, однако именно на основе последних сейчас работают практически все мировые АЭС. Важная особенность быстрых реакторов — способность производить больше делящихся материалов, чем потреблять. Сочетание «естественная безопасность» говорит о том, что безопасность работы реактора достигается не за счет усложнения его конструкции, а благодаря максимальному использованию законов природы и свойств материалов. Поэтому в установках данного типа при разгерметизации первого контура исключены пожары, химические или тепловые взрывы — в отличие от схем на основе натрия, который бурно реагирует с водой и воздухом. Естественная безопасность обеспечивается и благодаря интегральной компоновке реакторной установки в тепловых моделях реактор и парогенератор разнесены в пространстве. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заливается бетонным наполнителем», — объясняет генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов. Благодаря интегральной компоновке весь объем теплоносителя собран в реакторе, поэтому аварии с потерей охлаждения активной зоны невозможны. Такие особенности установки позволили отказаться от массивной гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также дали возможность снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Новое топливо Для быстрых реакторов необходимо специальное топливо, обычно оксиды урана или урана и плутония. СНУП-топливо получают из обедненного урана, оставшегося после обогащения, и энергетического плутония, произведенного из облученного топлива, с помощью технологии карботермического синтеза. По мнению ученых, применение нитридов позволит удлинить топливную кампанию, то есть время работы топливной сборки, и тем самым улучшить экономические показатели эксплуатации. Новая жизнь атомной энергетики Как уже было сказано, блок с реактором БРЕСТ — компонент опытно-демонстрационного энергетического комплекса.
Примечания 2023: Соглашение Владимира Путина и Си Цзиньпина о продолжении сотрудничества в разработке реакторов на быстрых нейтронах Китай и Россия углубляют сотрудничество по ключевой атомной технологии, которое держит Пентагон в напряжении, из-за ее потенциала нарушить глобальный баланс ядерного оружия. Владимир Путин и Си Цзиньпин в марте 2023 г объявили о заключении долгосрочного соглашения о продолжении разработки так называемых реакторов на быстрых нейтронах. Конгресс США добивается от Белого дома принятия мер по пресечению "опасных", по его мнению, связей между "Росатомом" и Китайской национальной ядерной корпорацией. Пентагон считает передачу реакторов ключом к китайской программе вооружений.
В России до сих пор работают 10 ядерных реакторов «чернобыльского типа». Безопасны ли они?
| Быстрый, натриевый, модернизированный | В нем реакторы на быстрых и на тепловых нейтронах будут работать совместно, обмениваясь топливом. |
| Россия сделала шаг к энергетике будущего | Невольно возникает вопрос, а не отстанет Россия, ныне передовая страна со своим реактором на быстрых нейтронах БН-600, от Индии в области строительства быстрых реакторов? |
| Реактор БН-800 проработал год на топливе из отработавшего ядерного топлива | Здесь были выдвинуты и реализованы идеи создания реакторов на быстрых нейтронах и реакторов с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую. |
| АО "ТВЭЛ" представило инновационные решения для замыкания ядерного топливного цикла | Начался монтаж первой в мире реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем — реактора четвёртого поколения БРЕСТ-ОД-300. |
| Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей | В нем реакторы на быстрых и на тепловых нейтронах будут работать совместно, обмениваясь топливом. |
Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России
Пока во всех действующих установках используется расплавленный натрий, который активно взаимодействует с водой. Металл всплывает на ее поверхности и плавится, попутно выделяется водород, который может воспламениться. Полностью от воды в реакторе не избавиться: пар нужен, чтобы крутить турбину. Поэтому сейчас в России проектируют и строят реакторы со свинцовым теплоносителем — они менее активно взаимодействуют с водой.
В мире есть только два энергетических реактора на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800. Они находятся в России на территории Белоярской атомной электростанции. Еще два отечественных реактора научно-исследовательские.
Также есть по одному исследовательскому реактору в Индии и Китае. Замкнутый ядерно-топливный цикл Главный плюс реактора на быстрых нейтронах — возможность организовать замкнутый цикл использования ядерного топлива: из отработанного топлива можно достать «недогоревшие» атомы, сделать из них новую порцию топлива и снова дать ему поработать в реакторе — и так несколько раз. По мнению ученых, это повысит эффективность использования природных запасов урана и уменьшает количество отходов.
Дмитрий Рудик ведущий инженер научного исследовательского ядерного университета МИФИ На специальных радиохимических заводах из отработанного ядерного топлива выделяют уран 238U, которого очень много после «работы» в «медленном» реакторе, а также остатки 235U и плутония. По словам эксперта, реактор на быстрых нейтронах позволит повторно использовать отработанное топливо, что потенциально может обеспечить человечество электроэнергией на тысячи лет. К тому же замкнутый топливный цикл поможет избавляться от долгоживущих радиоактивных ядер, которые в противном случае пришлось бы где-то хранить.
При переходе на замкнутый цикл задач придется решить немало. Переработка топлива, побывавшего в реакторе, — долгий и непростой процесс.
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.
Внедрение инноваций и нового высокотехнологичного оборудования позволяет Росатому и его предприятиям занимать новые ниши на рынке, повышая конкурентоспособность атомной отрасли и всей российской промышленности в целом.
В мероприятии приняли участие более 200 ученых и специалистов предприятий Госкорпорации «Росатом», научных организаций страны, а также делегация из Казахстана. Участники заседания обсудили историю и будущее развитие отрасли, актуальные научные и технические вопросы, проанализировали опыт, полученный при создании, пуске и эксплуатации БН-350, пуск которого в те годы стал технологическим прорывом, положившим начало энергетике будущего. Его успешная эксплуатация позволила накопить неоценимый опыт, который нашёл своё развитие в создании более мощных энергетических реакторов. Благодаря общему труду сегодня мы являемся лидирующей страной в области быстрых технологий». Он также зачитал поздравление от имени депутатов Государственной Думы Российской Федерации, адресованное коллективу Физико-энергетического института им. От имени администрации Обнинска к участникам обратился Глава городского самоуправления, Председатель Обнинского городского Собрания Геннадий Артемьев. Он подчеркнул, что вклад ученых Физико-энергетического института оказался решающим в этом историческом событии. Доктор физико-математических наук, профессор, президент ядерного общества Казахстана Владимир Школьник в своем выступлении отметил перспективность технологии быстрых реакторов и актуальность направления по выводу отработавших ядерных установок из эксплуатации.
Такие аппараты ранее не строились, то есть это принципиально новые реакторы. Их сторонники делают упор на важные преимущества свинцовых реакторов с точки зрения безопасности и экономики, свои аргументы есть у скептиков», — говорит директор автономной некоммерческой организации для поддержки развития атомной науки, техники и образования «АтомИнфо-Центр» Александр Уваров. Эксперт отмечает, что разработчики концепции БРЕСТ предлагают новый тип топливного цикла — пристанционный, при котором переработка отработавшего ядерного топлива ОЯТ и фабрикация из него нового топлива осуществляются непосредственно на площадке АЭС. Например, так называемые миноры — нептуний, америций и кюрий, также образующиеся при работе реактора. С ними нужно что-то делать — вернуть ли их в реактор как часть топлива, дожечь ли в специализированной установке реактор или ускоритель , или, например, отдать космонавтам, чтобы они производили из них плутоний-238 для своих нужд.
Российские атомщики совершили «Прорыв» за всё человечество
Атомщики нашли решение — жидкие металлы: они не влияют на скорость нейтронов, зато прекрасно проводят тепло. Белоярская АЭС. Фото с сайта wikipedia. Пока во всех действующих установках используется расплавленный натрий, который активно взаимодействует с водой. Металл всплывает на ее поверхности и плавится, попутно выделяется водород, который может воспламениться. Полностью от воды в реакторе не избавиться: пар нужен, чтобы крутить турбину. Поэтому сейчас в России проектируют и строят реакторы со свинцовым теплоносителем — они менее активно взаимодействуют с водой. В мире есть только два энергетических реактора на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800. Они находятся в России на территории Белоярской атомной электростанции. Еще два отечественных реактора научно-исследовательские.
Также есть по одному исследовательскому реактору в Индии и Китае. Замкнутый ядерно-топливный цикл Главный плюс реактора на быстрых нейтронах — возможность организовать замкнутый цикл использования ядерного топлива: из отработанного топлива можно достать «недогоревшие» атомы, сделать из них новую порцию топлива и снова дать ему поработать в реакторе — и так несколько раз. По мнению ученых, это повысит эффективность использования природных запасов урана и уменьшает количество отходов. Дмитрий Рудик ведущий инженер научного исследовательского ядерного университета МИФИ На специальных радиохимических заводах из отработанного ядерного топлива выделяют уран 238U, которого очень много после «работы» в «медленном» реакторе, а также остатки 235U и плутония. По словам эксперта, реактор на быстрых нейтронах позволит повторно использовать отработанное топливо, что потенциально может обеспечить человечество электроэнергией на тысячи лет.
Еще один важный аспект — оптимизация реакторных установок для выжигания максимального количества минорных актинидов. Сбалансированный ядерный топливный цикл ЯТЦ — это продукт Госкорпорации «Росатом», основанный на инновационных практических решениях в области замыкания ядерного топливного цикла, позволяющих эффективно переработать облученное ядерное топливо и обеспечить рациональное обращение с продуктами переработки, как полезными уран, плутоний , так и направляемыми на захоронение продукты деления. Сбалансированный ЯТЦ ставит своей основной задачей принципиальное снижение объема и активности радиоактивных отходов, направляемых на захоронение.
Сбалансированный ЯТЦ позволяет: повысить безопасность обращения с отходами ядерной энергетики и снизить экологические риски; решить проблему будущих поколений и обеспечить устойчивую модель потребления и производства; минимизировать объемы и степени опасности подлежащих захоронению отходов; повторно вовлечь ценное сырье в ЯТЦ — рециклировать ядерные материалы. Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки и в полной мере отвечают актуальной ESG-повестке. Достигнутые результаты — это труд тысяч высококвалифицированных профессионалов, которые работают в интересах экономической стабильности России. Четкое взаимодействие промышленных предприятий с научно-исследовательскими институтами помогает укреплять технологический суверенитет страны, повышать конкурентоспособность отечественной атомной отрасли.
Его у нас тоже очень много — ведь он копится в любом ядерном топливе при работе реактора. И когда мы перерабатываем отработавшее топливо, то извлекаем из него плутоний. За ядерным топливом будущее? Этот материал представляет собой отличный энергетический источник — собственно, в МОКС-топливе он выступает основным энерговыделителем. Когда работает быстрый реактор, плутоний делится, отдаёт свою энергию натрию, а тот преобразует её в электричество.
Но это ещё не всё. В ходе ядерных реакций из урана тоже образуется плутоний, который также благополучно делится и в конце концов отдаёт свою энергию в провода. То есть в процессе работы реактора плутоний тратится, но при этом нарабатывается из второго компонента — урана. Подарок будущим поколениям — Получается, что для производства МОКС-топлива у нас компонентов намного больше, чем для работы реакторов на тепловых нейтронах? Для тепловых реакторов нужно постоянно добывать уран из-под земли, обогащать его, а потом этот драгоценный изотоп уран-235 выгорает. А в случае уранплутониевого топлива получается так: мы берём обеднённый уран и плутоний, кладём в реактор, там плутоний одновременно и выгорает, и нарабатывается. И дальше уже вопрос баланса. Козёл, МОХ и жёлтый кек: как хорошо вы понимаете язык атомщиков Есть так называемый коэффициент воспроизводства, то есть соотношение между тем, сколько плутония мы запихнули в реактор, и тем, сколько выгрузили после того, как сборка отработает. Если он меньше единицы, значит, выработалось меньше, чем сгорело.
На тепловых реакторах коэффициент воспроизводства топлива гораздо меньше единицы. Для справки Идею быстрых реакторов предложил ещё в 30-е годы XX века лауреат Нобелевской премии по физике Энрико Ферми, «папа» первого в мире ядерного реактора. Он доказал, что быстрые реакторы способны создавать делящиеся материалы и поэтому в них можно попробовать максимально использовать возможности урана. Эту идею тут же подхватили в СССР. Первый быстрый реактор, БН-1, построили в нашей стране в 1955 году. Он обладал низкой мощностью, зато проведённые на нём исследования доказали: в быстрых реакторах действительно можно воспроизводить топливо. Эксперименты продолжились. Начиная с 1969 года в НИИ атомных реакторов в Димитровграде работает БОР-60 — в нём исследуют топливо и материалы для быстрых реакторов. Затем был БН-600, который запустили в 1980-м, — он, кстати, также действует до сих пор.
В январе 1997 года получил лицензию на производство проект реактора БН-800, в декабре 2015-го блок с этим реактором заработал на Белоярской АЭС.
В-третьих, реакторы на быстрых турбинах, благодаря особенностям своей конструкции, сами воспроизводят ядерное топливо. Внутри БРЕСТ уран-238 будет поглощать свободные нейтроны и превращаться в изотоп другого химического элемента — в плутоний-239. А это, к слову, начинка для ядерного оружия.
При оптимальных условиях при делении одного ядра урана-235 можно будет получить 1,25 ядра нового оружейного плутония-239 из урана-238. Звучит фантастически. 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.
К «Прорыву» добавляется реактор
Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. А теперь плохая новость: для ядерного реактора он не годится, так как при попадании в него нейтроном он не взрывается. Научно-техническая конференция «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН-2023)». Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах, работая на МОКС‑топливе, способны нарабатывать плутоний, которого хватит, чтобы обеспечить себя и при необходимости другие реакторы новым топливом. И реактор на быстрых нейтронах немного уменьшает их количество.