Всем привет, сегодня я хочу рассказать про реактор на быстрых нейтронах(БН).
Реакторы на БН представляют научный интерес, так как обладают большим преимуществам по сравнению с наиболее распространёнными реакторами на медленных нейтронах(тепловыми). А именно, реакторы на быстрых нейтронах способны более эффективно использовать ядерное топливо, сжигать долгоживущие радиоактивные отходы, а также снабжать топливом ректоры на медленных нейтронах.
Первые научно-исследовательские и промышленные реакторы на быстрых нейтронах были разработаны и успешно запущены в эксплуатацию в СССР, а в данный момент России принадлежит технологический приоритет в их разработке и эксплуатации, что открывает неограниченные возможности для использования энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе отходов АЭС и оружейного плутония.
Советский Союз занимал первое место в мире в развитии технологий строительства таких реакторов, Первый реактор БН-350 открыли в 1973 году..Реактор обеспечивал город Актау 135 МВт электричества и опреснял воду с Каспийского моря. Закрыли его только в 1994 году, поскольку у управляющей компании кончились средства на закупку топлива. В 1999 году, после 26 лет работы, его полностью закрыл. Второй реактор БН-600, построенный на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный в России. Он использует охлаждающий бассейн с натрием, и работает с 1980 года, поставляя в местную энергосеть 600 МВт. В 2015 был запущен БН-800 на Белоярской АЭС. В настоящее время в России проектируется БН-1200.
Принцип работы расскажу на примере реактора БН 600.
Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание урана-235 в нем меньше, чем в природном уране. В основном это уран-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, уран-238 в бланкете превращается в плутоний-239. После того, как их урана-238 будет наработано достаточное количество плутония-239 из него изготовляют MOX-топливо (PuO2 + UO2), которое будет использоваться в дальнейшем. Переработка использованного топлива, особенно в бланкете, типична для циклов в быстрых реакторах. Обычно, выделенный с помощью переработки, плутоний вводится в активную зону как MOX-топливо..Если заменить урановые бланкеты на стальные рефлекторы, реактор перестанет быть бридером, однако появится возможность сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.
В реакторах на быстрых нейтронах нет замедлителей. Вода не может выступать теплоносителем . В реакторе БН-600 используется натрий. давление в реакторе лишь незначительно превышает атмосферное при температуре натрия около 600 ˚C (стандартные температуры работы тепловых реакторов около 350-550 ˚C). В БН-600 происходят следующие процессы: через активную зону циркулирует натрий первого контура. В теплообменнике он передаёт тепло натрию второго контура. Второй контур служит для того, чтобы радиоактивный натрий из первого контура не смог проникнуть во второй и третий контуры. Теплоносителем третьего контура служит вода, которая при нагреве испаряется, а пар идёт на турбину.
Преимуществом данного реактора является, что топлива хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно — оно уже добыто, и лежит на складах и отвалах. Тоесть переработка отработанного топлива с обычных тепловых АЭС. Недостатком является, что данные быстрые реакторы стоят дороже обычных тепловых ядерных реакторов
В заключении хочу сказать, что реакторы на Быстрых нейтронах являться реакторами будущего, так как они способны использовать низкообогащенный уран и перерабатывать отработанное топливо. Ведь топлива для обычных АЭС урана-235 большинству стран пока хватает в ближайшей перспективе (15-30 лет),
- Если вам было интересно, то ставьте палец вверх, подписывайтесь на мой канал и делитесь нашими публикациями с друзьями. Спасибо за просмотр и до новых встреч!