Раздел 1. УРАН.
Раздел 2. Тепловые ядерные реакторы.
Раздел 3. Замкнутый ядерный топливный цикл.
Часть 6. Стоимость электрической энергии на Быстрых реакторах.
Реакторы на быстрых нейтронах не получили распространения в качестве основных электростанций в том числе и из-за ряда сложностей съёма энергии с теплоносителя и промышленной её реализации. Из-за подобных технологических проблем они были неконкурентноспособны по сравнению с водо-водяными реакторами.
В быстрых реакторах наиболее подходящие теплоносители были на основе расплавленного металла. Наиболее технологичным и изученным был натрий. Его и взяли за основу теплоносителя для быстрых реакторов. Но натрий является очень агрессивным металлом, что не раз приводило к авариям на подобных атомных станциях.
Невозможность прямого съёма энергии с натриевого теплоносителя заставила делать это через три контура теплообменника.
Сначала первый контур активного натрия (это значит - радиоактивного), циркулирующего в реакторе, передавал энергию на второй тепловой контур, там обменивался энергией с уже неактивным натрием, а неактивный натрий, в свою очередь, через третий контур обменивался энергией с водой, производя водяной пар, который шёл уже на турбину парогенератора.
Всё это усложняло и удорожало конструкцию, при этом уменьшался КПД и полезная тепловая мощность реактора. Следовательно, энергия, которую можно получить на быстрых реакторах, дороже (по опыту эксплуатации Феникса, эта энергия в 2,5 раза дороже, чем на водо-водяных реакторах при аналогичных условиях), но при этом мы получаем ещё вторичное горючее - Плутоний 239. И если рассматривать цельные экономические показатели, то они будут в пользу быстрого реактора.
При этом, быстрые реакторы на сегодня – это единственная возможность включить в топливный цикл Уран 238 и обеспечить условно неограниченным запасом энергии нашу цивилизацию.
В результате большого наработанного опыта по эксплуатации реакторов БН-350/600/800 коэффициент удорожания удалось снизить до 1,25 – 1,4. Но тем не менее, быстрые реакторы дороже водо-водяных.
Часть 7. Переработка топлива.
На бумаге процесс извлечения и переработки топлива из реакторов на быстрых нейтронах выглядит хорошо, но в реальности есть проблемы.
Чтобы достать вожделенный Плутоний 239 из отработанного топлива, нужны соответствующие технологии в переработке облучённых отходов. Наведённая радиоактивность такова, что человек не может принимать участие в этом процессе. Следовательно, это нужно делать бесконтактным роботизированным способом, чтобы банально не облучиться.
И такие технологии разработаны и существуют. Они уже начали выходить из лабораторных стен, для того чтобы развиваться в промышленном масштабе.
Технология переработки такого уровня - одна из проблем, которые нужно решить, чтобы замкнуть топливный ядерный цикл.
Сам Плутоний 239, хотя и очень похож на Уран 235, но обладает немного иными свойствами, то есть Уран-Плутониевое топливо, которое будет работать в замкнутом топливном цикле, по своим характеристикам отличается от просто Уранового топлива.
Следовательно, параметры одного типа реактора будут несколько отличаться от параметров другого, что требует модернизацию существующих реакторов под новые требования. Это ещё одна проблема на пути развития Быстрых реакторов.
Само такое топливо уже создано, это MOX-топливо. В таком топливе в качестве делящегося элемента используется Плутоний 239, разбавленный отвальным Уранов 238.
По MOX-топливу есть свои нюансы, но они некритичные.
Часть 8. Итог.
На сегодня имеются полностью проработанные физические аспекты быстрых реакторов и решены критические проблемы эксплуатации.
Имеются технологии, которые нужно вывести на промышленной уровень.
Реактор БН-800 уже работает на уран-плутониевом мокс-топливе, отрабатываются последние технологии для данного типа реакторов, чтобы воплотить их уже в окончательном облике промышленного серийного быстрого реактора БН-1200.
Есть ещё один важный момент. Если в тепловых реакторах отработанное топливо принято хранить в ядерных могильниках (такой концепции придерживаются в США), что создаёт повышенную наведенную радиоактивность в земной коре, пусть даже изолированную, то в случае с быстрыми реакторами топливо многократно используется в ядерном реакторе.
Это вызывает выжигание не только топлива, но и долгоживущих радиоактивных отходов. При этом радиоактивность конечного отработанного топлива падает настолько, что будет равняться извлечённой радиоактивности Урана из Земной породы. То есть, сколько человек извлек радиоактивного Урана для своих нужд, столько же наведённой радиоактивности и захоронит, сохранив полный баланс.
Часть 9. Проект "Прорыв".
В 2010 году в России была принята целевая программа по развитию ядерных энергетических технологий нового поколения. В рамках этой программы был создан проект ПРОРЫВ.
Этот проект нацелен на внедрение быстрых реакторов в глобальную атомную энергетику.
В рамках этого проекта разрабатывается реактор БН-1200, который будет по мощности сопоставим с традиционными водо-водяными реакторами, а по капитальным затратам и стоимости выработки энергии - максимально близок к ним.
С запуском БН-1200 начнётся постепенное замыкание ядерного топливного цикла.
Когда именно и где будет построен БН-1200, Росатом должен определиться в 2020 году.
Наиболее интересные публикации на мой взгляд.
Если хотите более подробнее разобраться в реакторах на быстрых нейтронах, то здесь можно прочитать уточнённую научную публикацию, а тут скачать.
Можно посмотреть анимацию об особенностях съёма энергии с теплоносителя реактора БН-600.
Видео-презентация проектов БРЕСТ-300 и БН-1200.
В общих чертах ознакомиться с концепцией можно, посмотрев видеозапись доклада научного руководителя проектного направления «Прорыв» Адамова Евгения Олеговича «Основные достижения и перспективы проекта "Прорыв"» на мероприятии в Госкорпорации «Росатом» «День Науки» от 6 февраля 2018 года.
Общедоступная информация:
Реактор поколения 3+ (ВВЭР-1200)
Презентация Росатома "Замкнутый ядерный топливный цикл"