Многие специалисты сегодня считают, что будущим ядерной энергетики являются реакторы на быстрых нейтронах. Одним из пионеров в освоении этой технологии является Россия, где уже 30 лет без серьезных происшествий работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС, там же строится реактор БН-800 и планируется создание коммерческого реактора БН-1200. Опыт эксплуатации АЭС на быстрых нейтронах имеется у Франции и Японии, рассматриваются планы строительства АЭС на быстрых нейтронах в Индии и Китае. Спрашивается, почему же в стране с очень высокоразвитой ядерной энергетикой – в США – практических программ по развитию энергетики на быстрых нейтронах не наблюдается?

На самом деле такой проект в США был. Речь идет о проекте реактора-бридера Клинч Ривер (по английски - The Clinch River Breeder Reactor, сокращенно CRBRP). Целью этого проекта были разработка и создание натриевого реактора на быстрых нейтронах, который должен был быть демонстрационным прототипом для следующего класса аналогичных американских реакторов под названием LMFBR (сокращение от фразы Liquid Metal Fast Breeder Reactors – жидкометаллический быстрый реактор). При этом реактор Клинч-Ривер задумывался как существенный шаг на пути к освоению технологии жидкометаллических быстрых реакторов с целью их коммерческого использования в электроэнергетике. Местом размещения реактора Клинч-Ривер должен был стать участок площадью 6 км 2 , административно входящий в состав города Оук-Ридж в штате Теннесси.

Реактор должен был иметь тепловую мощность 1000 Мвт и электрическую мощность в интервале 350-380 МВт. Топливом для него должны были быть 198 шестигранных сборок, собранных в форме цилиндра с двумя зонами обогащения топлива. Внутренняя часть реактора должна была состоять из 108 сборок, содержащих плутоний, обогащенный до 18%. Их должна была окружать внешняя зона, состоящая из 90 сборок с плутонием, обогащенным до 24%. Такая конфигурация должна была обеспечить наилучшие условия для тепловыделения.

Впервые проект был представлен в 1970 году. В 1971 году президент США Ричард Никсон установил эту технологию как один из высших приоритетов для научно-исследовательских работ страны.

Что же помешало его реализации?

Одной из причин такого решения была продолжающаяся эскалация стоимости проекта. В 1971 году Комиссия по атомной энергии США установила, что стоимость проекта составит порядка 400 млн долларов. Частный сектор обещал профинансировать большую часть проекта, выделив 257 млн долларов. В последующие годы, однако, стоимость проекта подпрыгнула до 700 млн. По состоянию на 1981 год был потрачен уже миллиард долларов бюджетных средств, при том, что стоимость проекта оценивалась в тот момент в 3 – 3,2 млрд долларов, не считая еще одного миллиарда, который был необходим для строительства завода по производству гененерированного топлива. В 1981 году комитет Конгресса вскрыл случаи различных злоупотреблений, что еще более утяжелило стоимость проекта.

Перед тем, как принять решение о закрытии, стоимость проекта оценивалась уже в 8 млрд долларов.

Другой причиной стала высокая стоимость строительства и эксплуатации самого реактора-бридера для производства электричества. В 1981 году было оценено, что стоимость строительства быстрого реактора будет вдвое больше строительства стандартного легководного реактора такой же мощности. Было также подсчитано, что для того, чтобы бридер мог экономически конкурировать с обычными легководными реакторами, цена урана должна составлять 165 долларов за фунт, в то время как в действительности эта цена находилась тогда на уровне 25 долларов за фунт. Частные генерирующие компании не пожелали вкладывать деньги в такую рискованную технологию.

Еще одной серьезной причиной для сворачивания программы бридеров стала угроза возможного нарушения режима нераспространения, поскольку в этой технологии происходит наработка плутония, который также может быть использован для производства ядерного оружия. Из-за международной озабоченности по поводу вопросов распространения ядерных материалов, в апреле 1977 году президент США Джимми Картер призвал отложить на неопределенный срок строительство коммерческих быстрых реакторов.

Президент Картер вообще был последовательным оппонентом проекта Клинч Ривер. В ноябре 1977 года, наложив вето на законопроект о продолжении финансирования, Картер сказал, что это будет «неоправданно дорого» и «после завершения строительства станет технически устаревшим и экономически необоснованным». Кроме этого он заявил о бесперспективности технологии быстрых реакторов вообще. Вместо того, чтобы вкладывать ресурсы в демонстрационный проект на быстрых нейтронах, Картер предлагал взамен «потратиться на увеличение безопасности существующих ядерных технологий».

Проект Клинч Ривер был возобновлен после прихода к власти Рональда Рейгана в 1981 году. Несмотря на растущую оппозицию со стороны Конгресса, он отменил запрет своего предшественника, и строительство возобновилось. Однако, 26 октября 1983 года, несмотря на успешный ход строительных работ, Сенат США большинством (56 против 40) призвал отказаться от дальнейшего финансирования строительства и объект был заброшен.

В очередной раз о нем вспомнили совсем недавно, когда в США стал разрабатываться проект маломощного реактора mPower. В качестве места его строительства как раз и рассматривается площадка планировавшегося строительства АЭС Клинч-Ривер.

В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона - делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов - стать плутонием-239:

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше - воду в быстром реакторе использовать нельзя - она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 - опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику - и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы - обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных - топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно - оно уже добыто, и лежит на

Уникальный российский реактор на быстрых нейтронах, работающий на Белоярской АЭС, вывели на мощность 880 мегаватт — об этом сообщает пресс-служба Росатома.

Реактор работает на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС и сейчас проходят плановые испытания генерирующего оборудования. В соответствии с программой испытаний энергоблок обеспечивает в течение 8 часов поддержание электрической мощности на уровне не ниже 880 мегаватт.

Мощность реактора поднимается поэтапно, для того что бы в итоге по результатам испытаний получить аттестацию на проектном уровне мощности в 885 мегаватт. На данный момент реактор аттестован на мощность 874 мегаватта.

Напомним, что на Белоярской АЭС работает два реактора на быстрых нейтронах. С 1980 года здесь работает реактор БН-600 — долгое время он был единственным в мире реактором этого типа. Но в 2015 году начался поэтапный запуск второго реактора БН-800.

Почему это так важно и считается историческим событием для мировой атомной отрасли?

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии - от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, - объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. - Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию’. С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, - оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы - как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, - добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, - но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения’ сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола,- открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 - 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) - трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней - головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно.

Для управления реактором используется 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» - фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Подобными технологиями обладают лишь некоторые страны, и РФ, по признанию экспертов, является мировым лидером в этой области.

Реактор БН-800 (от «быстрый натриевый», электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием. Он должен стать прототипом коммерческих, более мощных энергоблоков с реакторами БН-1200.

источники

В 40 км от Екатеринбурга, посреди красивейших уральских лесов расположен городок Заречный. В 1964 году здесь была запущена первая советская промышленная АЭС — Белоярская(с реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт). Сейчас Белоярская АЭС осталась единственной в мире, где работает промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах — БН-600.

Представьте себе кипятильник, который испаряет воду, а образовавшийся пар крутит турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию. Примерно так в общих чертах и устроена атомная электростанция. Только «кипятильник» — это энергия атомного распада. Конструкции энергетических реакторов могут быть различными, но по принципу работы их можно разделить на две группы — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

В основе любого реактора лежит деление тяжелых ядер под действием нейтронов. Правда, есть и существенные отличия. В тепловых реакторах уран-235 делится под действием низкоэнергетических тепловых нейтронов, при этом образуются осколки деления и новые нейтроны, имеющие высокую энергию (так называемые быстрые нейтроны). Вероятность поглощения ядром урана-235 (с последующим делением) теплового нейтрона гораздо выше, чем быстрого, поэтому нейтроны нужно замедлить. Это делается с помощью замедлителей- веществ, при столкновениях с ядрами которых нейтроны теряют энергию. Топливом для тепловых реакторов обычно служит уран невысокого обогащения, в качестве замедлителя используются графит, легкая или тяжелая вода, а теплоносителем является обычная вода. По одной из таких схем устроены большинство функционирующих АЭС.

Быстрые нейтроны, образующиеся в результате вынужденного деления ядер, можно использовать и без какого-либо замедления. Схема такова: быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении ядер урана-235 или плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (после двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 или плутония-239 образуется 120−140 ядер плутония-239. Правда, поскольку вероятность деления ядер быстрыми нейтронами меньше, чем тепловыми, топливо должно быть обогащенным в большей степени, чем для тепловых реакторов. Кроме того, отводить тепло с помощью воды здесь нельзя (вода- замедлитель), так что приходится использовать другие теплоносители: обычно это жидкие металлы и сплавы, от весьма экзотических вариантов типа ртути (такой теплоноситель был использован в первом американском экспериментальном реакторе Clementine) или свинцово-висмутовых сплавов (использовались в некоторых реакторах для подводных лодок- в частности, советских лодок проекта 705) до жидкого натрия (самый распространенный в промышленных энергетических реакторах вариант). Реакторы, работающие по такой схеме, называются реакторами на быстрых нейтронах. Идея такого реактора была предложена в 1942 году Энрико Ферми. Разумеется, самый горячий интерес проявили к этой схеме военные: быстрые реакторы в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия. По этой причине реакторы на быстрых нейтронах называют также бридерами (от английского breeder- производитель).

Что у него внутри

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями. 370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 — 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства). Реактор БН-600 относится к размножителям (бридерам), то есть на 100 разделившихся в активной зоне ядер урана-235 в боковых и торцевых экранах нарабатывается 120−140 ядер плутония, что дает возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) — трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части. В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней — головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно. Для управления реактором используются 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» — фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Зигзаги истории

Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

В СССР этой темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под руководством которого в Обнинском физико-энергетическом институте (ФЭИ) были разработаны основы теории быстрых реакторов и построены несколько экспериментальных стендов, что позволило изучить физику процесса. В результате проведенных исследований в 1972 году вступила в строй первая советская АЭС на быстрых нейтронах в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250). Она не только вырабатывала электроэнергию, но и использовала тепло для опреснения воды. Вскоре были запущены французская АЭС с быстрым реактором Phenix (1973) и британская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Они возвращаются

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн. Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года). Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238. Однако, если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

Цех сборки реактора, где из отдельных деталей методом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора

Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

Перезагрузка вслепую

В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. В верхней части реактора расположены большая и малая поворотная пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены. Процесс перегрузки выключает множество этапов. Сначала захват подводится к одной из сборок, находящихся во внутриреакторном хранилище отработанных сборок, извлекает ее и переносит в элеватор выгрузки. Затем ее поднимают в передаточный бокс и помещают в барабан отработавших сборок, откуда она после очистки паром (от натрия) попадет в бассейн выдержки. На следующем этапе механизм извлекает одну из сборок активной зоны и переставляет ее во внутриреакторное хранилище. После этого из барабана свежих сборок (в который заранее устанавливают ТВСы, пришедшие с завода) извлекают нужную, устанавливают ее в элеватор свежих сборок, который подает ее к механизму перегрузки. Последний этап — установка ТВС в освободившуюся ячейку. При этом на работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: например, нельзя одновременно освобождать две соседние ячейки, кроме того, при перегрузке все стержни управления и защиты должны находиться в активной зоне. Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность). Правда, сейчас выгорание топлива увеличили, и перегружается только четверть активной зоны (примерно 90 ТВС). При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи, и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования — менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки.

Процесс перезагрузки включает множество этапов, производится с помощью специального механизма и напоминает игру в «15». Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в нужное гнездо, а отработавших — в свой барабан, откуда они после очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки.

Гладко только на бумаге

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, — объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию". С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы — как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, — добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, — но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения" сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола, — открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

Быстрое будущее

«В мире не было бы такого интереса к технологии быстрых реакторов, если бы не успешная многолетняя эксплуатация нашего БН-600, — говорит Николай Ошканов.- Развитие атомной энергетики, на мой взгляд, в первую очередь связано с серийным производством и эксплуатацией именно быстрых реакторов. Только они позволяют вовлечь в топливный цикл весь природный уран и таким образом увеличить эффективность, а также в десятки раз уменьшить количество радиоактивных отходов. В этом случае будущее атомной энергетики будет действительно светлым».

Ядерные энергетические установки используются на атомных электрических станциях, на спутниках Земли, на крупном морском транспорте, основным элементом которых является ядерный реактор.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер, сопровождающаяся выделением энергии. Как уже отмечалось ранее, условием осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции является наличие достаточного количества вторичных нейтронов, возникающих в процессе деления тяжелого ядра на более легкие ядра (осколки) и имеющих возможность участвовать в дальнейшем процессе деления тяжелых ядер.

Основными частями ядерного реактора любого типа являются:

1) активная зона , где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия;

2) отражатель нейтронов , который окружает активную зону и способствует уменьшению утечки нейтронов из активной зоны путем их отражения обратно в зону. Материалы отражения должны обладать малой вероятностью захвата нейтронов, но большой вероятностью их упругого рассеивания;

3) теплоноситель – используется для отвода тепла из активной зоны;

4) система управления и регулирования цепной реакции ;

5) система биологической защиты (радиационной защиты), предохраняющая обслуживающий персонал от вредного действия ионизирующего излучения.

В ядерных реакторах на медленных нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер. Применяют замедлители (графит), а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией больше 10 кэВ. Реактор без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании природного урана, обогащенного изотопом U до концентрации около 10%.

В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие элементы, содержащие смесь U и U и замедлитель, в котором нейтроны замедляются до энергии около 1 эВ. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие элементы разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах.

К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и минимум конструкционного материала в активной зоне; отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечить требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны
(3–5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1–3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения ТВЭЛов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего его расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения ТВЭЛов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителя, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида таких нарушений: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Изменяя количество и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, а следовательно, интенсивность цепной реакции и выработку энергии.

В настоящее время разработано большое количество различных моделей ядерных реакторов, которые различаются по виду ядерного топлива (уран, плутоний), по химическому составу ядерного топлива (уран, диоксид урана), по виду теплоносителя (вода, тяжелая вода, органические растворители и другие), по виду замедлителя (графит, вода, бериллий).

Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах . Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах .

Наиболее распространенными на АЭС являются реакторы большой мощности канальные (РБМК) и (ВВЭР).

Активная зона РБМК диаметром 11,8 м и высотой 7 м представляет собой цилиндрическую кладку, состоящую из графитовых блоков – замедлитель. В каждого блоке имеется отверстие для технологического канала (всего 1700).

В каждом канале установлено два ТВЭЛа, имеющих форму полых трубок диаметром 13,5 мм и длиной 3,5 м, стенки которых толщиной 0,9 мм выполнены из циркониевого сплава. ТВЭЛы заполнены таблетками из диоксида урана, обогащенного до 2% U. Общая масса топлива в активной зоне РБМК составляет 190 т. В процессе работы реактора ТВЭЛы охлаждаются проходящими по технологическим каналам потоками теплоносителя (вода).

Принципиальная схема реактора РБМК-1000 показана на рис. 7.

Рис. 7. Реактор большой мощности канальный на тепловых нейтронах

1 - турбогенератор; 2 - стержни управления; 3 - барабаны-сепараторы;

4 - конденсаторы; 5 – графитовый замедлитель; 6 – активная зона;

7 - твэлы; 8 – защитная оболочка из бетона

Для управления цепной ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие и управляющие стержни, выполненные из кадмия или бора, которые хорошо поглощают нейтроны. Стержни свободно перемещаются по специальным каналам. Глубина погружения регулирующего стержня определяет степень поглощения нейтронов. По периферии активной зоны расположен слой отражателя нейтронов – те же графитовые блоки, но без каналов.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим стальным баком с водой, который предназначен для биологической защиты от нейтронов и гамма-излучений. Кроме того, реактор размещается в бетонной шахте размером 21,6´21,6´25,5 м.

Таким образом, основными элементами РБМК являются тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом, заменитель и отражатель нейтронов, теплоноситель и регулирующие стержни, служащие для управления развитием ядерной реакции деления.

Принцип работы АЭС с реактором типа РБМК состоит в следующем. Появляющиеся в результате деления ядер U вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый замедлитель. В результате прохождения по замедлителю они теряют значительную часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в один из соседних ТВЭЛов и участвуют в дальнейшем процессе деления ядер U. Энергия цепной ядерной реакции выделяется в виде кинетической энергии «осколков» (80%), вторичных нейтронов, альфа-, бета-частиц и гамма-квантов, в результате чего происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением около 7 МПа, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до температуры 285°С на выходе из реактора.

Далее пароводяная смесь транспортируется по трубопроводам в сепаратор, служащий для отделения воды от пара. Отсепарированный насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока.

Отработанный пар направляется в технологический конденсатор, конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.

Преимущество таких реакторов являются возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля состояния реактора. К недостаткам реакторов РМБК следует отнести низкую стабильность работы на малых уровнях мощности, недостаточное быстродействие системы управления защиты и использование одноконтурной схемы, в которой имеется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора.

Среди реакторов, работающих на тепловых нейтронах, наиболее широкое распространение во многих странах мира получили водо-водяные энергетические реакторы .

Реакторы этого типа состоят из следующих основных конструктивных элементов: корпуса с крышкой, в котором размещаются ТВЭЛы, собранные в кассеты; органы управления и защиты, тепловой экран, выполняющий одновременно роль отражателя нейтронов и биологической защиты (рис. 8).

Корпус ВВЭР представляет собой вертикальный толстостенный цилиндр из высокопрочной легированной стали высотой 12–25 м и диаметром 3–8 м (в зависимости от мощности реактора). Сверху корпус реактора герметично закрывается массивной стальной сферической крышкой.

Рис. 8. Принципиальная схема АЭС ВВЭР-1000:

1 – тепловой экран; 2 - корпус; 3 – крышка; 4 - трубопроводы первого контура;

5 - трубопроводы второго контура; 6 - паровая турбина; 7 - генератор;

8 - технологический конденсатор; 9 , 11 – циркуляционные насосы;

10 - парогенератор; 12 - твэлы

Корпус реактора установлен в бетонной оболочке, являющейся одним из барьеров радиационной защиты. Принцип работы АЭС с серийным водо-водяным реактором электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) состоит в следующем. Теплоотвод от активной зоны ядерного реактора осуществляется по двухконтурной схеме. Теплоноситель (вода) первого контура, имеющий температуру 270°С, по трубопроводу подводится к активной зоне реактора под высоким давлением порядка 12,5 МПа, поддерживаемым циркуляционным насосом. Проходя по активной зоне, теплоноситель нагревается до 300°С (высокое давление в контуре не позволяет воде закипеть) и дальше поступает в парогенератор.

В парогенераторе теплоноситель первого контура отдает свое тепло так называемой питательной воде второго контура, находящейся под более низким давлением (приблизительно 4,4 МПа). Поэтому вода второго контура закипает и превращается в нерадиоактивный пар, который по пароводу подается на паровую турбину, связанную с генератором электрического тока. Отработанный пар охлаждается в технологическом конденсаторе, и под действием питательного насоса конденсат вновь поступает в парогенератор. Двухконтурная схема теплоотвода обеспечивает радиационную безопасность АЭС.

Перспективы развития ядерной энергетики в настоящее время связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах. Также реакторы наряду с выработкой электроэнергии позволяют осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива, вовлекая в топливный цикл не только делящиеся тепловыми нейтронами U или Pu, но и U и Th (его содержание в земной коре примерно в 4 раза выше, чем природного урана).

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т. е. одновременно с выработкой энергии можно производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах отсутствует замедлитель, в связи с этим объем активной зоны реактора во много раз меньше, чем в РБМК или ВВЭР, и составляет примерно 2 м 3 . В качестве ядерного топлива в реакторах используется искусственно полученный Pu или высокообогащенный (более 20%) уран.

В активной зоне реактора БН-600 размещается 370 топливных сборок, в каждой из которых содержится по 127 ТВЭЛов и 27 стержней системы управления и аварийной защиты.

Для отвода тепловой энергии в активной зоне реактора БН-600 используется трехконтурная технологическая схема (рис. 9).

В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, температура плавления которого составляет 98°С, он обладает малой поглощающей и замедляющей способностью нейтронов.

Жидкий натрий первого контура на выходе из реактора имеет температуру 550°С и поступает в промежуточный теплообменник. Там он отдает теплоту теплоносителю второго контура, в качестве которого тоже используется жидкий натрий. Теплоноситель второго контура поступает в парогенератор, где происходит превращение в пар воды, являющейся теплоносителем третьего циркуляционного контура. Вырабатываемый в парогенераторе пар под давлением 14 МПа поступает в турбину электрогенератора. Отработанный пар после охлаждения в технологическом конденсаторе направляется насосом опять в парогенератор. Таким образом, схему теплоотвода на АЭС с реактором БН-600 составляют один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Время работы генератора БН-600 между перегрузками топлива составляет 150 суток.

Рис. 9. Технологическая схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах:

1 – твэлы активной зоны; 2 – твэлы зоны воспроизводства; 3 – корпус реактора;

4 – бетонный корпус реактора; 5 – теплоноситель первого контура;
6 – теплоноситель второго контура; 7 – теплоноситель третьего контура;

8 – паровая турбина; 9 – генератор; 10 – технологический конденсатор;

11 – парогенератор; 12 – промежуточный теплообменник;

13 – циркуляционный насос

При эксплуатации АЭС, кроме проблем, связанных с захоро-нением высокорадиоактивных отходов ядерный топливный цикл (ЯТЦ), возникают дополнительные проблемы, которые обусловлены сроком службы ядерных реакторов (20–40 лет). После окончания этого срока службы реакторы необходимо выводить из эксплуатации, а из активной зоны их необходимо извлекать ядерное топливо, теплоноситель. Сам реактор консервируют или демонтируют. Опыт демонтажа отработанных ядерных реакторов в мире очень небольшой.