Тред №670915

Вчера была установлена первая топливная сборка в реактор БН-800 на 4-ом блоке Белоярской АЭС. Это можно считать началом реального физического пуска реактора (в декабре 2013 сообщалось о холостом пуске, т.е. разогреве реактора, пуске циркуляционного насоса и заполнении натрием первого контура). В течение трех месяцев будет продолжаться загрузка топлива, пока не будет набрана критическая масса топлива, достаточная для начала самоподдерживающийся цепной реакции. Затем, после проведения пусконаладочных работ, реактор будет выведен на минимально контролируемый уровень мощности, а к концу лета состоится энергопуск, т.е. подключение реактора к сети и начало выработки электроэнергии в штатном режиме.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют несколько принципиальных отличий от водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах, к которым относятся большинство нынешних реакторов. С одной стороны, нейтроны высоких энергий, называемые быстрыми, легко поглощаются, но хуже, чем тепловые, делят ядра U-235 и Pu-239, поэтому для того, чтобы пошла ядерная реакция, такому реактору нужно топливо с более высоким обогащением(содержанием делящегося изотопа). С другой стороны, окружив активную зону такого реактора зоной воспроизводства, состоящей из обедненного урана (U-238, неспособного к делению в обычных реакторах), за счет захвата им нейтронов и превращения в делящийся Pu-239, можно получить в 1-1.5 РАЗ больше делящегося изотопа, чем загрузили (в тепловом реакторе тоже нарабатывается плутоний, но для него эта величина в районе 0.5, при этом плутоний из тепловых реакторов содержит до 1/3 "мусорного" изотопа Pu-240). За счет этого, реакторы на быстрых нейтронах, могут использовать весь природный уран, в то время как обычные - только U-235, которого около 0.7%. При этом, реакторы на быстрых нейтронах могут работать вместе с тепловыми, нарабатывая для них топливо, и выжигая низкокачественный плутоний, и "малые актиниды" из их отработанного топлива (если рециклировать в реакторе на тепловых нейтронах топливо из плутония, выделенное из его же ОЯТ, это приведет через несколько циклов к деградации состава топлива).

Проект БН-800 был начат еще в 1983 году, после нескольких лет успешной работы БН-600. Планировалось построить 1 такой реактор на Белоярской АЭС и 2 на Южно-Уральской. Начались подготовительные работы, но в 1990-91 годах они были полностью свернуты. Проект несколько раз меняли, в ходе этих модификаций мощность реактора была увеличена до 880 мегаватт. Строительство по новому проекту было начато в 2006 г. Кроме выработки электроэнергии, БН-800 решит следующие задачи:
-отработка технологий переработки ОЯТ зоны воспроизводства и активной зоны реакторов на быстрых нейтронах
-отработка технологий выжигания малых актинидов и плутония из ОЯТ тепловых реакторов
-отработка технологий производства МОХ-топлива, т.е. смешанного уран-плутониевого топлива, испытание нитридного топлива.
-отработка систем, призванных упростить и удешевить реакторы на быстрых нейтронах, и сделть их более конкурентоспособными по сравнению с обычными.
-отработка новых пассивных систем безопасности, таких как регулирующие стержни, падающие в активную зону при падении расхода теплоносителя.
-утилизация оружейного плутония по соглашению с США.

Подводя итог, можно сказать, что Россия уверенно движется к замыканию ядерно-топливного цикла(ЯТЦ) с реакторами на быстрых нейтронах, что позволит обеспечивать весь мир энергией в течении многих тысячелетий. Если работающий сейчас реактор БН-600 - скорее демонстрационный блок (пусть и промышленной мощности), то БН-800 будет уже частично коммерческим, а планируемый БН-1200 - полноценным коммерческим реактором.

http://atominfo.ru/newsh/o0028.htm