Атомной энергетике всегда уделялось повышенное внимание из-за ее перспективности. В мире около двадцати процентов электроэнергии получают при помощи атомных реакторов, а в развитых странах этот показатель продукта атомной энергетики еще выше – больше трети от всего электричества. Однако, основным видом реакторов остаются тепловые, типа LWR и ВВЭР. Ученые считают, что одной из основных проблем этих реакторов в ближайшее время будет нехватка природного топлива, урана, его изотопа 238, необходимого для проведения цепной реакции деления. Исходя из возможного истощения ресурсов этого естественного материала топлива для тепловых реакторов, на развитие атомной энергетики накладываются ограничения. Более перспективным считается применение ядерных реакторов с использованием быстрых нейтронов, при котором возможно воспроизводство топлива.
История разработки
Исходя из программы Министерства атомной промышленности РФ в начале века были поставлены задачи по созданию и обеспечению безопасной работы ядерных комплексов энергетики, модернизированных АЭС нового типа. Одним из таких объектов стала Белоярская атомная электростанция, расположенная в 50-и километрах под Свердловском (Екатеринбург) Решение о ее создании принято в 1957 году, а в 1964 – запущен в работу первый блок.
В двух ее блоках работали тепловые ядерные реакторы, которые к 80-90 годам прошлого века исчерпали свой ресурс. На третьем блоке впервые в мире был апробирован реактор на быстрых нейтронах БН-600. За время его работы были получены планируемые разработчиками результаты. На высоте оказалась и безопасность процесса. В течение проектного срока, а он закончился в 2010 году, не произошло никаких серьезных нарушений и отклонений. Окончательный срок его работы истекает к 2025 году. Уже сейчас можно сказать, что ядерные реакторы на быстрых нейтронах, к которым относятся БН-600 и его преемник, БН-800, имеют большое будущее.
Запуск нового БН-800
Ученые ОКБМ им. Африкантова из Горького (нынешний Нижний Новгород) подготовили проект четвертого энергоблока Белоярской АЭС еще в 1983 году. В связи с аварией, произошедшей в Чернобыле в 1987 и введения новых нормативов безопасности в 1993 работы были прекращены и запуск отложен на неопределенное время. Только в 1997 году после получения лицензии на возведение блока №4 с реактором БН-800 мощностью 880 МВт от Госатомнадзора процесс возобновился.
25-го декабря 2013 началось разогревание реактора для дальнейшего вхождения теплоносителя. В июне четырнадцатого, как и намечалось по плану, произошел выход на массу, достаточную для проведения минимальной цепной реакции. Дальше дело застопорилось. МОКС-топливо, состоящее из делящихся оксидов урана и плутония, аналогичное тому, что применялось в энергоблоке №3, и не было готово. Именно его хотели использовать разработчики в новом реакторе. Пришлось комбинировать, искать новые варианты. В результате, чтобы не переносить запуск энергоблока, решили применять в части сборки урановое топливо. Запуск ядерного реактора БН-800 и блока №4 состоялся 10 декабря 2015.
Описание процесса
Во время работы в реакторе с быстрыми нейтронами происходит образование, вследствие реакции деления, вторичных элементов, которые при процессе поглощения урановой массой образуют вновь созданный ядерный материал плутоний-239, способный продолжать процесс дальнейшего деления. Главным достоинством этой реакции является получение нейтронов плутония, который применяется в качестве топлива для ядерных реакторов АЭС. Его наличие позволяет сократить добычу урана, запасы которого ограничены. Из килограмма урана-235 можно получить чуть более килограмма плутония-239, обеспечивая тем самым воспроизводство топлива.
В результате производство энергии в атомных энергоблоках при наименьших расходах дефицитного урана и отсутствия ограничений на производство возрастет в сотни раз. Подсчитано, что в этом случае урановых запасов хватит человечеству на несколько десятков веков. Оптимальным вариантом в атомной энергетике для сохранения баланса по минимальному расходу урана будет соотношение 4 к 1, где на четыре тепловых реактора будет использоваться один, работающий на быстрых нейтронах.
Цели БН-800
Во время срока эксплуатации в энергоблоке №4 Белоярской АЭС перед ядерным реактором были поставлены определенные задачи. Реактор БН-800 должен работать на MOX топливе. Небольшая заминка, произошедшая в начале работы, планы создателей не поменяла. По словам директора Белоярской АЭС г-н Сидорова переход в полном объеме на MOX топливо будет осуществлен в 2019 году. Если это осуществится, то местный ядерный реактор на быстрых нейтронах станет первым мире, полностью работающим с таким топливом. Он должен стать прототипом будущих подобных быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, более производительных и безопасных. Исходя из этого на БН-800 проходит апробирование инновационного оборудования в рабочих условиях, проверка правильности применения новых технологий, влияющих на надежность, экономичность работы энергоблока.
- Проверка работы новой системы топливного цикла.
- Испытания по выжиганию радиоактивных отходов с длительным сроком жизни.
- Утилизация, накопленного в больших количествах, оружейного плутония.
БН-800, так же, как и его предшественник, БН-600, должны стать отправной точкой для накопления бесценного опыта создания и эксплуатации быстрых реакторов российским разработчикам.
Преимущества реактора на быстрых нейтронах
- Применение в атомной энергетике БН-800 и ему подобных ядерных реакторов позволяет
- Существенно увеличить срок по запасам урановых ресурсов, что значительно увеличивает полученный объем энергии.
- Возможность сокращать срок жизни радиоактивных продуктов деления до минимального (от несколько тысяч лет до трехсот).
- Повысить безопасность АЭС. Применение реактора на быстрых нейтронах позволяет нивелировать до минимального уровня возможность расплавления активной зоны, позволяет существенно повысить уровень самозащиты объекта, исключить выделения плутония при переработке. Реакторы такого типа с натриевым теплоносителем обладают повышенным уровнем безопасности.
17 августа 2016 года энергоблок №4 Белоярской АЭС вышел на режим работы мощности 100%. В объединенную систему «Урал» с декабря прошлого года поступает энергия, выработанная на быстром реакторе.
