Быстрые натриевые реакторы

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ - филиал

федерального государственного автономного образовательного учреждения

высшего профессионального образования 

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

(ИАТЭ НИЯУ МИФИ)

 

 

 

 

Реферат по дисциплине:

 

«Современные проблемы атомной энергетики»

 

на тему:

 

«Быстрые натриевые реакторы »

 

 

 

 

Выполнил: ст. гр. ФИЗ-Б11

 

Бузин.С.Г

 

Принял: Мурогов В. М.

 

 

 

 

 

Обнинск, 2014 г.

 

Содержание

I Введение.__________________________________2

II Основная часть.

1. Мировой и отечественный опыт эксплуатации быстрых реакторов.________3

2. БН-600              ________________________5

3. БН-800_______________________________6

4. Развитие технологий быстрых реакторов в России____________________7

 

III Заключение.______________________________9

IV Список использованной литературы. _________11

 

 

 

 

 

 

 

 

I Введение.

Преимуществом реактора на быстрых нейтронов является возможность вовлечения в энергетику делящегося урана-238 – основного изотопа в природном уране. Кроме того, высокопоточный реактор на быстрых нейтронах позволяет нарабатывать плутоний-239 – ценное топливо для тех же ядерных реакторах.

Идею быстрого реактора (БР) впервые высказал Э.Ферми ещё в 1942 г. Первые два реактора на быстрых нейтронах появились в США: сначала был собран стенд «Клементина» (работал с 1946−го по 1952г. в Лос-Аламосе), а в 1951 году — EBR-1 (experimental breeder reactor), который показал, что можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить топливо в одном устройстве, т.е. быстрый реактор может быть и энергетическим и бридером. Независимо от Ферми идею расширенного воспроизводства ядерного топлива в БР в 40−х годах выдвинул и обосновал А. Лейпунский, воплотивший ее впоследствии в серии экспериментальных устройств.

Первый советский экспериментальный стенд нулевой мощности БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 г. и проработал два года, подтвердив возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5 (после модернизации 1973 г. - БР-10), работающем с 1959 г., были получены данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. В конце 50−х к лидерам атомной гонки присоединилась Англия с установкой DFR в Даунри. Первый энергетический быстрый реактор «Энрико Ферми», построенный на озере Эри около Детройта, дал ток в 1965 г., правда, уже в 1966 году на нем произошла авария. После ее ликвидации станцию вновь запустили, но её конструкция оказалась неудачной. Поэтому в 1974 г. на ее месте установили обычный тепловой реактор.

В СССР со временем также были построен сравнительно мощный экспериментальный реактор БОР-60 (г. Димитровград, 1969) и энергетические реакторы БН-350, БН-600, БН-800 (быстрые натриевые).

 

 

 

 

 

 

 

1. Мировой и отечественный опыт эксплуатации быстрых реакторов

Идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего была выдвинута Л Сцилардом (США) в январе 1943 г. Первый реактор-размножитель EBR -1 тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 г. в США. В СССР похожий реактор был введен в эксплуатацию тремя годами позже в г. Обнинске. Создание этих реакторов связано с именами знаменитых физиков - Э.Ферми и А.И.Лейпунского, которые именно в них видели будущее атомной энергетики. Причем А.И.Лейпунский первым доказал возможность обеспечения высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива в самом реакторе.  
         За прошедшие более полувека исследования и разработки в области реакторов на быстрых нейтронах проводились во многих странах. Исследовательские быстрые реакторы были созданы в СССР (БР-1, БР-2, БР-5, БР-10, БОР-60), США (EBR - I, EBR - II, FFTF), Германии ( KNK-II ), Франции (Rapsodie), Японии (JOYO), Англии (DFR), Индии (FBTR). Прототипы коммерческих быстрых реакторов – демонстрационные реакторы, были построены в СССР (БН-350), США (Fermi), Англии (PFR), Германии (SNR -300), Франции (Phenix), Японии (Monju). В 80-х годах прошлого столетия развитие быстрых реакторов было заторможено по политическим, экономическим и техническим причинам.

В США в 1956 г. консорциум компаний приступил к сооружению вблизи Детройта демонстрационного реактора-размножителя “Ферми-1” мощностью 65 МВт. Однако после того как в 1966 г. вскоре после пуска реактора на нем из-за повреждений в натриевом контуре охлаждения вследствие допущенных ошибок в процессе его создания произошла авария с расплавлением активной зоны, интерес в США к реакторам-размножителям упал. “Ферми-1” в конце концов был демонтирован. Это негативно повлияло на проведение в США работ по ядерно-энергетическим установкам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением и насторожило другие страны, занимающиеся ядерной энергетикой.

Германия первый реактор на быстрых нейтронах построила в 1974 г., а закрыла - в 1994 г. Реактор большей мощности SNR-2, строительство которого началось в начале 70-х г.г. и завершилось в конце 90-х г.г., так и не был введен в эксплуатацию.

Во Франции первый реактор на быстрых нейтронах “Phenix” был введен в эксплуатацию в 1973 г., а в 1985 г. была создана полномасштабная коммерческая АЭС с реактором на быстрых нейтронах “Super Phenix-1”, стоимость строительства которой превысила 5 млрд. долларов. В настоящее время эти проекты «заморожены».

Япония в 1977 г. закончила строительство опытного быстрого реактора “Дзёё”, на эксплуатацию которого до сих пор не получена лицензия. Большой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах “Мондзю”, введенный в эксплуатацию в 1994 г., в декабре 1995 г. был закрыт после пожара при утечке натрия.

В СССР с 1949 г. под руководством академика А.И.Лейпунского велась многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах. В Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) были созданы и эксплуатировались исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БР-1 (1954 г.) и БР-2 (1956 г.). В 1959 г.был запущен в эксплуатацию исследовательский реактор на быстрых нейтронах БР-5 тепловой мощностью 8 МВт, который после реконструкции в 1982 г. стал называться БР-10. С реактором БР-10, выведенным из эксплуатации в 2002 г., связана история развития перспективного направления ядерной энергетики - реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В нем впервые были использованы научно-технические идеи и решения, на основе которых развивались быстрые реакторы и у нас в стране, и за рубежом.  
          Экспериментальные возможности реактора БР-10 позволили в свое время реализовать широкомасштабные программы нейтроно-физических, материаловедческих и медико-биологических исследований, провести испытания новых перспективных видов топлива, организовать производство ядерных мембран и радиоизотопной продукции для медицинских целей, провести успешное лечение около 500 онкологических больных методами нейтронно-захватной терапии. Идеи и технические решения, отработанные на БР-10, были использованы при создании и эксплуатации реакторной установки БОР-60, демонстрационного реактора БН-350 и успешно работающего в настоящее время на Белоярской атомной станции коммерческого реактора БН-600. К числу таких решений относились: натриевый теплоноситель для охлаждения ядерного топлива, керамическое топливо в виде смеси диоксидов урана и плутония, нержавеющие стали в качестве основного материала конструкций, контактирующих с натрием.

 
В 1968 г. в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (г.Димитровград) была запущена в эксплуатацию экспериментальная установка БОР-60. Реакторная установка БОР-60 представляет собой опытную энергетическую установку с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Реактор оснащен специальными каналами и устройствами для проведения исследований широкого профиля и для наработки радионуклидов.

БОР-60 на ближайшие 10-15 лет – основная база для обоснования некоторых проектных решений будущего поколения реакторов на быстрых нейтронах.

В Советском Союзе в Казахстане на берегу Каспийского моря (г.Шевченко, ныне г.Актау) 25 лет эксплуатировался реактор на быстрых нейтронах БН-350. Кроме выработки электроэнергии БН-350 обеспечивал теплом опреснительную установку для получения чистой пресной воды из морской в количестве 200 тыс. тонн в сутки, на что использовалась приблизительно половина его мощности.  
 
          В 1973 г. при пуске БН-350 появились течи в парогенераторах. Наличие трехконтурной схемы, специфичной для ядерноэнергетической установки с жидкометаллическим охлаждением, обезопасило активную зону реактора от попадания продуктов взаимодействия воды с натрием. После завершения ремонта парогенераторов, установка была введена в эксплуатацию и отработала свой ресурс. В 2000 году реактор БН-350 по финансовым и политическим причинам был остановлен. Успешная эксплуатация реактора БН-350 позволила продолжать развитие этого перспективного направления.

Полномасштабный учет опыта разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС с реактором БН-350 позволил создать уникальный проект первой опытно-промышленной АЭС с реактором БН-600.

В апреле 1980 года на Белоярской АЭС состоялся пуск коммерческого реактора на быстрых нейтронах БН-600. Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова - первенец большой ядерной энергетики СССР. Строительство ее первой очереди было начато в 1958 г., в апреле 1964 г. вступил в строй первый энергоблок с водо-графитовым канальным реактором АМБ-100, а в 1967 году - второй энергоблок с АМБ-200. В настоящее время эти энергоблоки выработали свой ресурс и выведены из промышленной эксплуатации.

2. БН-600 
БН-600 - крупнейший в мире работающий энергоблок с реактором на быстрых нейтронах. Он успешно эксплуатируется уже более 25 лет и имеет одни из лучших эксплуатационных показателей среди действующих российских энергоблоков.

Реактор БН-600 благодаря своим конструктивным особенностям наделен внутренне присущими свойствами безопасности, т.е. обладает способностью предотвратить аварию за счет естественных факторов, не требующих вмешательства человека или систем безопасности. Реактор БН-600 является самым экологически чистым из всех типов существующих современных реакторов. При его работе практически не происходит выхода радиоактивности за его пределы. Наблюдение за радиационными характеристиками внешней среды, гамма-фоном на местности, атмосферными выпадениями, радиоактивностью флоры и фауны показывает, что перечисленные характеристики обусловлены естественными радиоактивными источниками и находятся на уровне фоновых значений. Например, экспозиционная мощность дозы гамма-излучения в городе энергетиков Заречный, находящемся в 3-х км от промышленной площадки, составляет 6-9 мкР/ч, при естественном фоне на территории России 4-20 мкР/ч. Вследствие высокой эффективности удержания натрием йода - радиационно-опасного радионуклида, легко усваиваемого щитовидной железой человека, - этот радионуклид в выбросах отсутствует. Можно с уверенностью утверждать, что энергоблок с реактором БН-600 практически не изменяет радиационное состояние окружающей среды.  
          Опыт эксплуатации реактора БН-600 убедительно подтвердил высокую надежность и работоспособность конструкции быстрого реактора интегрального типа с натриевым теплоносителем. Средний коэффициент использования установленной мощности БН-600 за период эксплуатации составил около 75%. Накопленный положительный опыт эксплуатации реактора БН-600 явился надежной основой для разработки проектов и создания следующего поколения реакторов типа БН.

3.БН-800 
Проектные решения энергоблока БН-600 послужили основой для создания проекта нового энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Его тепловая мощность 2100 МВт, электрическая мощность составляет 880МВт. Строительство этого энергоблока идет в настоящее время на площадке Белоярской АЭС. Реактор БН-800 соответствует лучшим мировым образцам.

Эксплуатация реактора БН-800, пуск которого намечен в 2012 году, означает переход к освоению нового этапа развития технологии БН с использованием смешанного уран-плутониевого топлива – естественного топлива для этого вида реакторной технологии.

Пуск реактора БН-800 позволит:

•  осуществить плавный переход от опытно-промышленной технологии уранового топливного цикла (типа БН-600) к промышленной технологии быстрых реакторов уран-плутониевого цикла, удовлетворяющей требованиям к АЭС коммерческого типа; 
•  создать пилотное производство смешанного уран-плутониевого топлива, отработать на нем основные технологические процессы, получить первый опыт эксплуатации активной зоны на смешанном топливе, что необходимо для создания промышленного топливного производства и разработки проекта пилотной коммерческой АЭС;  
•  сохранить высокий уровень исследовательской, проектной и конструкторской базы, созданной в течении 50 лет с вложением огромных государственных средств;  
•  приумножить международный авторитет атомной отрасли России. Быстрые натриевые реакторы – это одна из немногих ядерных технологий, где приоритет России высок, а технология обладает экспортным потенциалом. Примером этого является продажа опыта эксплуатации БН-600 в Японию, разработка проекта и поставка оборудования для реактора CEFR в Китай, контрактные работы по заказам Кореи, Франции, Японии и США.

       Исследования и разработка технологии быстрых реакторов продолжаются не только в России. В настоящее время интерес к этому направлению проявляют не только традиционные ядерные державы, такие как США, Франция, Англия, но и развивающиеся страны. Так, Индия строит коммерческий быстрый реактор мощностью 500 МВт. Китай завершает строительство экспериментального быстрого реактора мощностью 60 МВт. К 2020 году Китай планирует построить среднемасштабную АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в 2025 г. начать строительство крупномасштабной опытной АЭС с быстрым реактором, а после 2030 года соорудить коммерческую АЭС с быстрым реактором четвертого поколения.

В мире растет понимание того, что быстрые реакторы являются ключевым звеном в создании крупномасштабной экологически безопасной атомной энергетики будущего.

4.Развитие технологий быстрых реакторов в России

Постепенное внедрение быстрых реакторов в структуру атомной энергетики России кроме решения основной задачи долговременного топливообеспечения страны будет способствовать разрешению проблемы безопасного обращения с радиоактивными отходами – одной из главных социально-технологических проблем атомной энергетики, а также решению важной социально-политической задачи – технологической поддержки режима нераспространения.