АЭС с реакторами на быстрых нейтронах

Онобладает хорошей совместимостью с материалами, используемыми для изготовления корпуса, и топливными элементами. Высокая температура кипения обеспечивает поддержание низкого давления в первом контуре (около 1,0 МПа), определяемое гидравлическим сопротивлением тракта [1, 7, 8].Реакторы с быстрыми нейтронами с натриевым теплоносителем имеют трехконтурную систему отвода тепла.Теплоносителем в первом и втором контуре служитнатрий, в третьем контуре - вода и пар. Между теплоносителями первого и второго контуров теплообмен осуществляется в теплообменнике.Втретьем контуре для осуществления теплообмена используется парогенератор. За счет этого способа в трехконтурной схеме исключенопоступление воды в первый контур [1].Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах имеют ряд преимуществ по отношению к реакторам на тепловых нейтронах. Сегодня накоплен положительный опыт их эксплуатации.Но им присущ ряд недостатков. Ими не обеспечивается требуемое время удвоения, которое должно составлятьот 4 до 6 лет.При удельной теплонапряженности активной зоны, равной 450-550 кВт/л,время удвоения у них лежит в пределах 9-12 лет [1, 7, 8].Использование натрия приводит кпредъявлению дополнительных требований, касающихся конструкции оборудования, условий эксплуатации и конструкции ядерной энергетической установки. Перед пуском установки на предварительный подогрев оборудования и трубопроводов требуется 20-35 сут. Также необходимо устранять контакт натрием с водой.Требуется переход к бессальниковым конструкциям циркуляционных насосов и арматуры[8].В связи с этим в России и за рубежом сегодня проводятся работы по исследованию газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах. В качестве газовых теплоносителей исследованы гелий, диоксид углерода и «Нитрин», основой которогоявляетсядиссоциирующая смесь N2O4. По мнению экспертов в области ядерной энергетики, использование газовых теплоносителей для реакторов на быстрых нейтронахдаст возможностьполучить ряд преимуществ по сравнению с применением жидкометаллического натрия. Эти преимущества состоят вприменении одно- и двухконтурных схем, в более высоком коэффициенте воспроизводства ядерного топлива и меньшем времениудвоения. Перспективной для газоохлаждаемых быстрых реакторов считается шаровая засыпка твэлов[8].В настоящее времяреактор на быстрых нейтронах эксплуатируется на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова, которая расположена в г. Заречный (Свердловская область).Она является второй промышленной атомной станцией в стране после Сибирской АЭС.Представляет единственную в России АЭС с разными типами реакторов на одной площадке[8].Объем вырабатываемой электроэнергии составляет около 10 % от общего объема электроэнергии Свердловской энергосистемы.Станция сооружена в две очереди:- первая очередь – энергоблоки № 1 и № 2 с реактором АМБ;- вторая очередь – энергоблок № 3 с реактором БН-600. После 17 и 22 лет работы энергоблоки № 1 и № 2 были остановлены соответственно в 1981 и 1989 годах.В настоящее время они находятся в режиме длительной консервации с выгруженным из реактора топливом [8[.Сегодня на Белоярской АЭС эксплуатируется один энергоблок БН-600, которыйявляется крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах. По показателям надежности и безопасности он входит в число лучших ядерных реакторов мира.В стадии строительства находится энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-800.Рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком № 5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт [8].ЗаключениеСегодня на АЭС используется два типа реакторов: на быстрых и тепловых нейтронах. Принципиальное отличие их состоит в особенностях физических процессов, которые происходят в них: рождением, движением и поглощением нейтронов, вызывающих деление ядерного топлива. Энергия нейтронов в момент их рождения в реакторе очень высока. Они движутся со скоростью несколько тысяч км в секунду и получили название «быстрых» нейтронов.В результате столкновений с окружающими атомами происходит процесс замедления их. Нейтроны, которые были замедлены до скорости теплового движения атомовв ядерной физике называются «тепловыми». В отличие от реакторов на тепловых нейтронах реакторы с быстрыми нейтронами способен воспроизводить ядерное топливо, полностью в процессе своей работы восполняя его выгорание и даже увеличивая массу горючего. Таким образом, быстрые реакторы позволяют решить важнейшую проблему энергетики – проблему надежного и долговременного обеспечения ее топливом.Для обеспечения безопасности АЭС с реакторами быстрых нейтронах применяется трехконтурная схема. Для предотвращения взаимодействия радиоактивного натрия и воды сооружается второй контур с нерадиоактивным натрием. Сегодня в России эксплуатируется одна АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Ее реактор является самым большим в мире, вырабатывающим электроэнергию. Это реактор БН-600 с натриевым теплоносителем, он успешно работает на протяжении 30 лет.Отметим, что в настоящее время проводятся работы по дальнейшему развитию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.Список использованной литературыАкатов А.А., Коряковский Ю.С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах. – М. : АНО «ИЦАО», 2012. - 36 с.Балошин Ю.А. Заричняк Ю.П. Успенская М.В. Физические основы ядерной энергетики: Учебное пособие. Часть II. – СПб: Университет ИТМО, 2015. – 88 с.Бушуев Н.И. История и технология ядерной энергетики : учебное пособие для вузов / Н. И. Бушуев ; М-во образования и науки Рос. Федерации, Моск. гос. строит. ун-т. – М. : Издательство МГСУ, 2015. - 231 с.Габараев БА. Атомная энергетика XXI века : учебное пособие для студентов по специальности 140402 «Теплофизика» / Б.А. Габараев, Ю.Б. Смирнов, Ю.С. Черепнин. – М. : Издательский дом МЭИ, 2013. - 250 с. : ил.Зорин В.М. Атомные электростанции : учебное пособие для вузов: [по специальности «Атомные электрические станции и установки» / В. М. Зорин. – М. : Издательский дом МЭИ, 2012. - 669 с.Лебедев В.А. Ядерные энергетические установки : учебное пособие / В.А. Лебедев. - Санкт-Петербург [и др.] : Лань, 2015. – 189 c.http://www.rosatom.ru/about/ Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»http://miraes.ru/ Мир АЭС