atomcirkeln
Att följa händelserna i/i Ukraina och se den hårda kampen mellan västerländska sanktioner och den ryska verkligheten halkade nyheterna, vars betydelse och betydelse kan vara den största under 21-talet. Om allt lyckas och arbetet börjar kommer Ryssland om 10 år att få en energikälla med praktiskt taget inga begränsningar. Vad pratar vi om?
Nej, det handlar tyvärr inte om termonukleär energi. Även om arbetet i denna riktning pågår, är allting än så länge i prototyperstadiet. Vi pratar om en sluten kärncykel - det låter dig utvinna energi från kärnavfall, samtidigt som du producerar annat kärnbränsle.
Låt oss kort förklara vad poängen är: alla dagens kärnkraftverk arbetar på uran-235 (U-235), detta är en av de instabila isotoper av uran. Det används av långsamma neutronreaktorer, de så kallade "termiska". U-235 är mycket knapphändig till sin natur, dess utvinning är mycket mödosam, den måste separeras i isotoper och anrikas till 3-5% koncentration. I denna form är den lämplig för användning i reaktorer. Som ett resultat av driften av reaktorn producerar U-235 sina tyngre isotoper U-239, U-238 och några andra klyvningsprodukter. Allt är i princip avfall. Väldigt dyrt avfall, de måste förvaras någonstans, skyddas mot strålning osv. Enligt forskare kommer den snabbt växande kärnkraftsindustrin, baserad på moderna "termiska" kärnreaktorer som används vid befintliga och under uppförande kärnkraftverk (de flesta med VVER- och LWR-reaktorer), oundvikligen att möta en brist på uranråvaror redan i nuvarande århundradet på grund av det faktum att det klyvbara bränsleelementet för dessa stationer är den sällsynta isotopen uran-235.
Det finns även reaktorer av en annan typ - på snabba neutroner. I en snabb neutronreaktor (FN), under en kärnklyvningsreaktion, föds ett överskott av sekundära neutroner, vars absorption i huvuddelen av uran, bestående av uran-238, leder till intensiv bildning av en ny kärnklyvbar material, plutonium-239. Som ett resultat av varje kilogram uran-235, tillsammans med energiproduktion, kan mer än ett kg plutonium-239 erhållas, som kan användas som bränsle i alla kärnkraftverksreaktorer istället för sällsynt uran-235. Denna fysiska process, kallad bränslereproduktion, kommer att göra det möjligt att involvera allt naturligt uran i kärnkraftsindustrin, inklusive dess huvuddel, uran-238 isotopen (99,3 % av den totala massan av fossilt uran). Denna isotop i moderna kärnkraftverk på termiska neutroner deltar praktiskt taget inte i energiproduktion.
Enligt forskare kommer den gemensamma driften av "termiska" och "snabba" reaktorer i ett förhållande på cirka 80:20% att säkerställa den mest effektiva användningen av uranresurser i kärnenergi. Med detta förhållande kommer snabba reaktorer att producera tillräckligt med plutonium-239 för att driva kärnkraftverk med termiska neutronreaktorer.
En ytterligare fördel med tekniken för snabba reaktorer med ett överskott av sekundära neutroner är förmågan att "bränna ut" långlivade (med en sönderfallsperiod på upp till tusentals och hundratusentals år) radioaktiva klyvningsprodukter och förvandla dem till kortlivade sådana med en halveringstid på högst 200-300 år. Sådant omvandlat radioaktivt avfall kan säkert grävas ner i speciella lagringsanläggningar utan att störa jordens naturliga strålningsbalans.
Arbetet inom området snabba neutronkärnreaktorer började 1960 med designen av den första experimentella industriella kraftreaktorn BN-350. Denna reaktor startades 1973 och var i drift fram till 1998.
1980 togs nästa kraftfullare BN-3 kraftreaktor (600 MW(e)) i drift vid Beloyarsk NPP som en del av kraftenhet nr 600, som fortsätter att fungera tillförlitligt till denna dag, och är den största av reaktorer av denna typ i världen. I april 2010 fullbordade reaktorn sin designlivslängd på 30 år med hög tillförlitlighet och säkerhetsindikatorer. Under en lång period av drift hålls kraftenhetens kapacitetsfaktor på en genomgående hög nivå - cirka 80%. Oplanerade förluster mindre än 1,5 %. Under de senaste 10 åren av driften av kraftenheten har det inte förekommit ett enda fall av en nödavstängning av reaktorn.
Det finns inga utsläpp av långlivade gas-aerosol-radionuklider i miljön. Utbytet av inerta radioaktiva gaser är för närvarande försumbart. Driften av reaktorn har på ett övertygande sätt visat tillförlitligheten hos konstruktionsåtgärder för att förhindra och begränsa natriumläckage.
När det gäller tillförlitlighet och säkerhet visade sig BN-600-reaktorn vara konkurrenskraftig med seriella termiska reaktorer baserade på termiska neutroner (VVER).
1983, på basis av BN-600, utvecklade företaget ett projekt för en förbättrad BN-800-reaktor för en kraftenhet med en kapacitet på 880 MW(e). 1984 började arbetet med att bygga två BN-800-reaktorer i Beloyarsk och det nya kärnkraftverket i södra Ural. Den efterföljande förseningen i konstruktionen av dessa reaktorer användes för att förfina designen för att ytterligare förbättra dess säkerhet och förbättra tekniska och ekonomiska indikatorer. Arbetet med konstruktionen av BN-800 återupptogs 2006 vid Beloyarsk NPP (4:e kraftenheten) och skulle vara slutfört 2013.
BN-800-reaktorn under uppbyggnad har följande viktiga uppgifter:
Säkerställ drift på MOX-bränsle.
Experimentell demonstration av nyckelkomponenter i en sluten bränslecykel.
Testning i verkliga driftsförhållanden av nya typer av utrustning och förbättrade tekniska lösningar införda för att förbättra effektivitet, tillförlitlighet och säkerhet.
Utveckling av innovativ teknik för framtida snabba neutronreaktorer med flytande metallkylvätska:
— Testning och certifiering av lovande bränsle och konstruktionsmaterial.
— demonstration av tekniken för att bränna ut mindre aktinider och transmutation av långlivade fissionsprodukter, som är den farligaste delen av radioaktivt avfall från kärnenergi.
JSC "Afrikantov OKBM" utvecklar ett projekt för en förbättrad kommersiell reaktor BN-1200 med en kapacitet på 1220 MW.
Följande program för genomförandet av detta projekt är planerat:
— 2010...2016 — Utveckling av en teknisk design för en reaktoranläggning och genomförande av ett FoU-program.
— 2020 — driftsättning av huvudkraftenheten som använder MOX-bränsle och organisation av dess centraliserade produktion.
— 2023...2030 — Driftsättning av en serie kraftenheter med en total kapacitet på cirka 11 GW.
Tillsammans med de lösningar som bekräftas av den positiva driftupplevelsen av BN-600 och som ingår i BN-800-projektet, använder BN-1200-projektet nya lösningar som syftar till att ytterligare förbättra de tekniska och ekonomiska indikatorerna och öka säkerheten.
Enligt tekniska och ekonomiska indikatorer:
— Ökning av utnyttjandefaktorn för installerad kapacitet från det planerade värdet på 0,85 för BN-800 till 0,9.
— Stegvis ökning av MOX-bränsleutbränningen från den nivå som uppnåddes i de experimentella bränslepatronerna på 11,8 % t.a. upp till 20 % t.a. (genomsnittlig utbränning ~140 MW dag/kg);
— En ökning av förädlingskvoten till ~1,2 för uran-plutoniumoxidbränsle och upp till ~1.45 för blandat nitridbränsle.
— minskning av specifika indikatorer för metallförbrukning med ~1,7 gånger jämfört med BN-800;
— En ökning av reaktorns livslängd från 45 år (BN-800) till 60 år.
För säkerhet:
- Sannolikheten för allvarlig skada på kärnan bör vara en storleksordning mindre än kraven i regleringsdokument;
— Den sanitära skyddszonen bör placeras inom gränserna för kärnkraftsanläggningen för eventuella olyckor på grundval av design.
— Gränsen för skyddsåtgärdszonen bör sammanfalla med gränsen för kärnkraftsanläggningen för allvarliga olyckor som inte är konstruktionsbaserade, vars sannolikhet inte överstiger 10–7 per reaktor/år.
Den optimala kombinationen av referens och nya lösningar och möjligheten till utökad reproduktion av bränsle gör det möjligt att klassificera detta projekt som en generation IV kärnteknik.
Och nu, med utgångspunkt från denna teori och praktik, låt oss gå vidare till huvudnyheterna.
JSC Atomproekt var värd för ett möte för organisationer som deltar i Breakthrough-projektområdet för att förbereda designdokumentation för en upparbetningsmodul för använt kärnbränsle (SNF) för inlämning till Glavgosexpertiza i Ryssland.
Atomproekt presenterade för intresserade parter det framtida utseendet på SNF-upparbetningsmodulen. Inom ramen för mötet övervägdes de huvudsakliga tekniska lösningarna för hantering av radioaktivt avfall, layoutlösningar för byggnader och tekniska lösningar för SNF-bearbetning.
”Atomproekts specialister utvecklade designdokumentationen för bearbetningsmodulen och bjöd in intresserade parter att diskutera frågor som uppstod under beredningen av material. Mötet hjälpte till att formulera tekniska lösningar som kommer att slutföras i projektet, samt att optimera utvecklingen”, säger Natalia Shafrova, biträdande generaldirektör för Atomproekt JSC, chef för Project Responsibility Center.
Bakom de torra linjerna i denna nyhet ligger början på skapandet av en industriell teknik för en sluten kärnkraftscykel med energiförsörjning för landet för ett par tusen år framöver. Arbetet har förstås bara börjat, och det är många svårigheter framför sig. Men om vi slutför detta arbete som påbörjats i Sovjetunionen kommer vi inte att ha några problem med elproduktionen. Och vi kan lugnt vänta på utvecklingen av en termonukleär reaktor i drift.
Material som används:
http://maxpark.com/community/6285/content/2473368
http://www.atomic-energy.ru/news/2015/03/17/55516
http://i-russia.ru/nuclear/directions/36/
Relaterad video:
informationen