Файл: Реферат по дисциплине Общая энергетика по теме Реакторы на быстрых нейтронах.docx

Широкое использование реакторов на медленных нейтронах натолкнуло ученых на то, что уран-235 сильно истощается и следует перейти быстрые ректоры. Но, как и любая другая технология, реакторы на быстрых нейтронах имеют свои недостатки: требуют высокие меры безопасности, из чего следует высокую стоимость строительства станции данного типа. В связи с этим, быстрые реакторы могут быть неконкурентоспособны некоторое время, пока существует возможность добыче дешевого. Но даже эти недостатки не могут прервать развитие технологии быстрых систем, так как в долгосрочной перспективе эта технология крайне важна и допустит, как расширение использования урана, так и будет использоваться в избавлении от радиоактивных отходов и ядерного оружия с плутониевым наполнением.

Существует мнение, что именно ректоры этого типа лягут в основу развития атомной энергетики. Приводятся следующие исторические и перспективные соображения. Первый РБН был пущен в США в 1951 году, В России первый РБН был пущен в 67 1972 году (БН-350). В 1980 году на Белоярской АЭС был пущен БН-600. На той же АЭС в 2012 году был запущен реактор БН-800.

В наши дни в мире действуют всего 4 научно-исследовательских реакторов: ИБР-2 (Россия, Дубна), БОР-60 (Россия, Димитровград), FBTR (Индия, Калпаккам), CEFR (Китай, Пекин). И всего 2 промышленных реактора на быстрых нейтронах: БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. БН-800 является самым мощным в мире реактором на быстрых нейтронах. Сокращение «БН» означает «быстрые нейтроны», а цифры – электрическую мощность энергоблока. Он был в первый раз запущен 10 декабря 2015 года. Его электрическая и тепловая мощность 885 МВт и 2100 МВт соответственно. КПД энергоблока составляет 39.4%. Ректор состоит из двух частей – активной зоны, куда помещают диоксид урана UO² обогащенного по U-235 до 17-26%. Столь высокая степень обогащения необходима только для запуска реактора. В активной зоне происходит деление U-235 и Pu-239.

Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание U-235 в нем меньше, чем в природном уране. В основном это U-238. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов. Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, U-238 в бланкете превращается в Pu-239. После того, как их U-238 будет наработано достаточное количество Pu-239 из него изготовляют MOX-топливо, состоящее из PuO₂ + UO₂. Полученное топливо вводится в активную зону реактора, причем подобная переработка топлива может осуществляться до трех раз. При замене урановых бланкетов на стальные рефлекторы, реактор перестанет быть бридером и получит возможность сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.

---

1. 
    Также основную роль в реакторе играют три контура теплообмена. В первом контуре расположен ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция. В нем выделяется большее количество теплоты, которое при помощи расплавленного натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря насосу натрий циркулирует по первому контуру, перенося тепло. Температура натрия на входе в активную зону составляет 354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике он передает через стенку тепло натрию второго контура.
   
2. 
    Второй контур служит для передачи тепла от первого к третьему (воде). Он нужен для того, чтобы радиоактивный натрий не попал в воду. В нем поддерживается более высокое давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы при пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй контур.
   
3. 
    В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со вторым контуром нагревается, при это испаряясь, и дальше этот пар вращает турбину, которая крутит генератор, вырабатывая электрическую энергию.
   

Разрабатывается реактор БН-1200 и БН-1800. Проектное технико-экономическое сравнение следующее:

Новые мощности	2011 – 2015	2016 - 2020
Всего, млн. кВт	83.3/1118	68.4/90.2
ГЭС	7.7/8.3	14.3/18.5
АЭС	11.1/11.1	19.9/24.9
ТЭС, всего Из них на газе Из них на угле	65.4/92.4	35/46.8
	33.6/36	16.4/17.1
	30.9/56.4	17.9/30.4

Приведенные цифры говорят о конкурентоспособности АЭС с другими источниками электроэнергии. Всего в России предполагается следующий ввод электрических мощностей:

БУДУЩЕЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА БЫСТРЫЙ НЕЙТРОНАХ

Многие специалисты утверждают, что будущее ядерной энергетики заключается в эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Данный вид станций будет более рационально использовать запасы урана, используемого в работе, а также к большей экологичности подобных станций. Ну и наконец, они будут более безопасны, чем текущие установки.

---

Для обеспечения производственных мощностей миру требуется все больше и больше электроэнергии, в противном случае это может привести к спаду экономики и целого рядя неприятных последствий, частично проблему нехватки электроэнергии может решить развитие безопасной атомной энергетики (или как это называется в Европе – “Зеленый атом”), которая будет экономично расходовать запасы урана. Текущих темпов потребления пригодного урана для работы реакторов на медленных нейтронах, хватает, по разным оценкам, лишь до конца текущего века. Другая картина обстоит с быстрыми реакторами, их запас топлива, а именно урана 238, исчисляется тысячами лет.

Сейчас многие государства включились в процесс улучшения и активного использования бридерных технологий. Так, например, тестовый Китайский бридер был запущен в 2010 и включен в электросеть в 2011, в Индии в 2012, во Франции первый подобный реактор был запущен в 2020 году. Россия в данный момент находится на одной из лидирующих позиций в “быстрой энергетике”. Российские инженеры повсеместно участвуют в разработке и строительстве реакторов на быстрых нейтронах. Стоит заметить, что внедрение быстрых реакторов будет означать переход к замкнутому ядерному циклу топлив и экономному использованию сырья, что очень важно для таких быстроразвивающихся стран, как Китай и Индия.

Последними разработками в данной области являются Российские свинцово-висмутовые теплоносители СББР-100. Реактор малой мощности является модульной конструкцией, которая вместе с аналогичными установками позволяет собрать атомную станцию необходимой электрической мощности. Компактные размеры реактора позволяют легко транспортировать его ж-д путями, а также монтировать (и демонтировать) его в станцию. Также существует и другой отечественный проект – реактор Брест с свинцовым теплоносителем, оба этих реактора относятся к устройствам с так называемой естественной безопасностью, это означает использование материалов и технологий, которые гарантированно изначально не могут привести к авариям.

На текущий день, повсеместное внедрение реакторов на быстрых нейтронах не может быть начато лишь из-за крупных производств по переработке ОЯТ ². Такие предприятия нужны для извлечения как урана, так и плутония из топлива; они являются важным звеном обеспечивающим замыкание цикла ядерного топлива. На данный момент переработкой ядерного топлива занимаются четыре страны: Россия, Франция, Япония и Великобритания, топливо тепловых атомных станций очищается от урана и плутония. Сейчас этот плутоний не имеет практического применения, а ведь его можно было вторично использовать в бридере. Уран, также выделенный из отработавшего ядерного топлива, пригоден для использования в быстром реакторе для нового плутония.

---

Другим несомненным преимуществом бридера является его эффективность в переработке радиоактивных отходов. При очищении топлива выделяются продукты распада, которые нуждаются в контейнерах хранения, а также постройки мест захоронений данных контейнеров, а если облучить такие радиоактивные вещества быстрыми нейтронами, время, необходимое для их нейтрализации, резко снижается.

Росатом инвестировал собственные средства в развитие ФНБ до 2025 года. В октябре 2018 Росатом запросил дополнительные 200 млрд рублей на 2019-2025 гг. в рамках федеральной программы развития атомной энергетики. Российский реактор БН-600 – Белоярский энергоблок 3 мощностью 600 МВт, включен в сеть с 1980 года и, по разным оценкам, на текущий день имеет лучший рекорд по производительности среди всех российских энергоблоков. К 2010 году в России было выделено примерно 40 тонн чистого плутония, который будет сожжен БН-800 к 2925 году. Задачей БН-800 сейчас служит систематизация опыта и накопленных технических решений, которые будут применены уже в БН-1200.

Заключение

1. 
   Предложенные технические решения, касающиеся гидродинамики, а также тепло- и массообмена, применимо к жидкометаллическим теплоносителям быстрых реакторов обеспечат существенное улучшение технических характеристик всего энергоблока и позволят улучшить его безопасность, экологичность и экономичность.
   
2. 
   Модернизация российской экономики обязательно затронет атомную энергетику. Внедрение инновационных методов проектирования, строительства и эксплуатации станций представляется требованием времени. Например, развитие использования реакторов на быстрых нейтронах, позволит решить целый ряд проблем, связанных и утилизацией радиоактивного топлива, остающегося в процессе работы станций на медленных нейтронах, а также обеспечит безопасность АЭС и повысит эффективность использования топлива.
   
3. 
   Благодаря всем преимуществам реакторов на быстрых нейтронах и лидерству России в этой сфере, Россия открывает перед собой новый потенциально перспективный рынок, на который можно поставлять от технологических решений до высокотехнологичного оборудования.
   

Список литературы

1. 
   http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t120-4_2016/go,4/ Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР // Атомная энергия. 2016. Т. 120. Вып. 4. С. 183–191.
   
2. 
   https://nuclear-power-engineering.ru/issue/2016-03/ Морозов, В.Ю. Стогов // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2016. № 3. С. 104–115.
   
3. 
   https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/1455/1436 Концепция перспективного энергоблока с быстрым реактором БН-1200 / В.И. Рачков, В.М. Поплавский, А.М. Цибуля, Ю.Е. Багдасаров, Б.А. Васильев, Ю.Л. Каманин, С.Л. Осипов, Н.Г. Кузавков, Б.Н. Ершов, Н.Р. Амирметов // Атомная энергия. 2010. Т. 108. Вып. 4. С. 201–205.
   
4. 
   Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика – 2015) / Сборник тезисов докладов научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика – 2015)», 06–09 октября 2015 г., г. Обнинск. – Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, ISBN 978-5-906512-70-3, 2015. – 274 с. 2.
   
5. 
   Сборник докладов «Теплофизика реакторов на нового поколения» (Теплофизика – 2015). 06–09 октября 2015 г., г. Обнинск. – Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, 2016. – 710 с. – электронное издание.
   
6. 
   https://doc365.ru/uploads/store/5fbb7f58302524.43337626_fgpeikoqmljnh.pdf Нейтронно-физические и теплофизические исследования в обоснование высокотемпературной ядерной энерготехнологии с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства водорода / С.Г. Калякин, Ф.А. Козлов, А.П. Сорокин, Г.П. Богословская, А.П. Иванов, М.А. Коновалов, А.В
   

---

---