Белоярская АЭС на быстрых нейтронах. В чем соль?

Белоярская АЭС на быстрых нейтронах
или вечный двигатель изобретен и успешно работает.

Белоярская атомная электростанция единственная в России промышленная площадка, где в регулярном энергетическом режиме работают реакторы на быстрых нейтронах.
 Здесь реализуется то, что когда-то считалось «будущим атома», а именно, замкнутый ядерный топливный цикл и воспроизводство топлива.
В отличие от большинства АЭС, работающих на тепловых нейтронах, Белоярская АЭС использует принципиально иную физику реакции и иную архитектуру реактора.
Это делает её не просто электростанцией, а ключевым технологическим полигоном российской ядерной стратегии.

Что значит «реактор на быстрых нейтронах»?

В обычных реакторах типа ВВЭР ( Водо-Водяной Энергетический Реактор) нейтроны сначала замедляются с помощью замедлителя — чаще всего обычной воды — и уже затем вызывают деление урана-235.
В быстрых реакторах замедлителя нет. Нейтроны сохраняют высокую энергию и вызывают деление ядер напрямую.
Это принципиально меняет физику процесса.
Быстрые нейтроны хуже удерживаются в активной зоне, поэтому требуется высокая концентрация делящегося вещества и сама конструкция ядерного котла должна быть такой, чтобы отражать нейтроны и возвращать их в активную зону.
При этом появляется ключевое преимущество реактора, а именно быстрые нейтроны способны превращать неделящийся уран-238 в новый плутоний-239, который уже пригоден для ядерного топлива.
Это и есть основа воспроизводства топлива.

Какие реакторы работают на Белоярской АЭС?

Сегодня на Белоярской АЭС действуют два быстрых реактора.
- БН-600 был введён в эксплуатацию в 1980 году,
- БН-800 был введён в эксплуатацию в 2016 году.
БН-800 — первый в мире быстрый реактор, работающий в промышленном режиме на МОКС-топливе (от англ. Mixed-Oxide fuel), то есть на смеси оксидов урана и плутония, полученных из переработанного отработавшего топлива.

Конструкция реактора БН-800.

Активная зона реактора представляет собой плотный массив тепловыделяющих сборок, содержащих МОКС-топливо. В отличие от водо-водяных реакторов, здесь
- отсутствует замедлитель,
- используется высокая плотность топлива,
- применяется отражение нейтронов для удержания реакции.
Вокруг активной зоны размещены нейтронные отражатели из стали и урана-238, которые возвращают часть нейтронов обратно, снижая утечки и повышая эффективность реакции.

Материалы и теплоноситель.

Одной из ключевых особенностей реактора является теплоноситель.
В быстрых реакторах используется не вода, а жидкий натрий.
Это связано с особенностями расплавленного натрий
- он практически не замедляет нейтроны, в отличии от воды и других материалов,
- обладает высокой теплопроводностью, что необходимо для теплоносителя,
- имеет высокую температуру кипения,
- позволяет работать при атмосферном давлении.
Все это увеличивает термодинамическую эффективность и снижает риск разгерметизации под давлением.
Система теплоотвода трёхконтурная:
- в первом контуре натрий проходит через активную зону и нагревается,
- во втором контуре уже другой расплав натрия принимает тепло от первого, но не соприкасается с радиоактивной зоной,
- в третьем контуре вода превращается в пар и вращает турбину.
Таким образом исключается контакт воды с радиоактивным натрием и вода не становится радиоактивной.

Как удерживаются быстрые нейтроны?

Быстрые нейтроны не замедляются, а значит, имеют большую вероятность «улететь» из активной зоны. Это преодолевается за счет геометрии активной зоны, высокой плотности топлива, отражающими слоями вокруг зоны и специальной компоновкой тепловыделяющих сборок.
В результате достигается устойчивое самоподдерживающееся деление ядер.

Какие реакции идут в активной зоне?

Основные процессы:
- деление плутония-239 с выделением энергии,
- захват быстрых нейтронов ураном-238 с образованием плутония-239.
Цепочка превращений выглядит так:
U-238 + нейтрон переходит в радиоактивный U-239, который распадается до Np-239, который с свою очередь распадается  до Pu-239. А Pu-239 может быть ядерным топливом как для реаторов на тепловых нейтронах, так и для реактора на быстрых нейтронах.

Таким образом, реактор на быстрых нейтронах не только вырабатывает энергию, но и создаёт новое топливо Pu-239!!!

Замкнутый ядерный топливный цикл. Шаги

Белоярская АЭС является центральным элементом замкнутого цикла, который работает следующим образом.

Шаг 1. Работа тепловых реакторов.
На большинстве АЭС России используются реакторы типа ВВЭР. Они производят электроэнергию и накапливают отработавшее топливо, содержащее уран, плутоний и продукты деления.

Шаг 2. Переработка отработавшего топлива.
Отработавшее топливо химически перерабатывается. Из него выделяются:
- уран,
- плутоний,
- отделяются радиоактивные отходы.

Шаг 3. Производство МОКС-топлива ( смеси оксидов радиоактивных атериалов).

Из выделенных урана и плутония изготавливается МОКС-топливо для быстрых реакторов.

Шаг 4. Работа быстрого реактора.

В реакторе БН-800 плутоний делится, вырабатывая энергию, а уран-238 превращается в новый плутоний.
Шаг 5. Выгрузка и повторная переработка.

Отработавшее МОКС-топливо снова перерабатывается, и делящийся материал возвращается в цикл.

Шаг 6. Минимизация отходов.

В окончательные отходы уходят в основном продукты деления, которые имеют значительно меньший объём и более короткий период опасности по сравнению с отработавшим топливом тепловых реакторов.

Есть ли воспроизводство топлива?
Да! Реактор БН-800 достиг промышленного режима воспроизводства топлива. Это означает, что за счёт превращения урана-238 в плутоний-239 он способен компенсировать значительную часть сжигаемого делящегося материала.
На практике речь идёт не о вечном двигателе, а о резком увеличении эффективности использования урана — в десятки раз по сравнению с тепловыми реакторами.

Почему быстрые реакторы сложны по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах?
Основные сложности это
- работа с жидким натрием, который химически активен и требует строгих мер безопасности,
- высокая плотность энергии в активной зоне,
-  более сложное управление нейтронным балансом без замедлителя,
- высокая стоимость проектирования и эксплуатации.
Поэтому в мире таких реакторов крайне мало, и большинство стран отказались от их промышленного внедрения.

Есть ли аналоги Белоярской АЭС?

В истории существовали быстрые реакторы во Франции, Японии, США и СССР, нобольшинство было остановлено, часть осталась экспериментальными.
Только Россия эксплуатирует быстрые реакторы в промышленном энергетическом режиме.

Белоярская АЭС остаётся уникальной действующей площадкой такого уровня.
Эта АЭС не просто электростанция.

Она может быть фундаментом для энергетической независимости России на сотни лет.

Это способ утилизации накопленного плутония и технология сокращения радиоактивных отходов.

Белоярская АЭС реализует стратегическое преимущество РФ в мировой атомной энергетике.

Без быстрых реакторов и замкнутого ядерного цикла мировая атомная энергетика была бы ограниченна тем фактом, что урана-235, необходимого для работы АЭС на медленных нейтронах, осталось немного.
 Кроме того АЭС на медленных нейтронах создает проблему долгоживущих ядерных отходов.
 А Белоярская АЭС может работать на этих отходах и ей не нужен уран-235, кончающийся на Земле.

Белоярская АЭС на быстрых нейтронах дает долгосрочный устойчивый источник энергии  России. Практически вечный источник энергии.