Тред №868474

Иностранец задал вопросы на страничке паблика Белоярской АЭС в Контакте.
А ему взяли и исчерпывающе ответили ))

ЦитатаЗдравствуйте, уважаемые сотрудники Белоярской атомной станции, у вас очень уютная и познавательная страница, спасибо вам за неё.
Я долгое время жил в Екатеринбурге и интересовался вашей станцией, был в городе Заречном, он очень понравился мне.
Пролистал всю группу, но так и не нашел ответа на свои вопросы. Я очень далек от ядерной физики, и, естественно, ничего не понимаю в самом процессе, но некоторые вещи мне интересны. Я прочитал несколько статей об АЭС и понял, что существует три основных типа реакторов: РБМК, ВВЭР и БН.

Вопросы мои вот, собственно, в чём:
1. Может ли реактор БН работать на отработанном ядерном топливе с реакторов РБМК и ВВЭР?
2. Отличается ли отработанное ядерное топливо с реакторов РБМК от него же с реакторов ВВЭР?
3. Слышал, что реактор БН способен производить топливо для самого себя. Зачем тогда его перезагружать два раза в год? (Или при перезагрузке просто вынимается лишнее топливо?)
4. Насколько безопасен жидкий натрий, что могло бы произойти в результате утечки данного вещества в окружающую среду?
5. Каков КПД реактора БН-800, выше ли этот коэффициент, чем у реакторов РБМК и ВВЭР? Выше ли КПД у энергоблока БН-800, чем у аналогичного (по мощности) энергоблока ТЭС?
6. Возможно ли полностью избежать инцидентов, подобных произошедшему на ЧАЭС? Безопасны ли, на ваш взгляд, реакторы РБМК, работающие на ЛАЭС с 70-х годов?

Большое спасибо за уделенное время, я уверен, ответы на эти вопросы будут интересны не только мне, но и другим участникам группы.
С уважением
Alex Martinelli

Белоярская АЭС
Уважаемый Alex Martinelli! Ваших вопросов хватит на небольшую просветительскую статью.:) Поэтому на них отвечала целая команда специалистов.


1. Может ли реактор БН работать на отработанном ядерном топливе с реакторов РБМК и ВВЭР?

Вопрос не совсем корректен. Если напрямую взять отработавшее топливо из РБМК или ВВЭР, то сразу поместить его в БН, конечно, нельзя. Во-первых, его надо обязательно очистить от осколков деления, во-вторых, его обязательно придется дообогащать, т.к. в БН из-за их физических особенностей обогащение топлива должно быть выше, чем в тепловых реакторах. В данном случае правильнее спросить о возможности использования плутония из отработавшего топлива реакторов РБМК (ВВЭР) в БН. На этот вопрос можно ответить положительно. Да, плутоний из энергетических тепловых реакторов вполне можно использовать в БН, хотя его “качество” несколько ниже качества плутония, получаемого из самого БН.

“Качество” плутония — это, собственно, соотношение содержания различных изотопов плутония 238Pu/239Pu/240Pu…. Например, скорость накопления 240Pu в тепловом реакторе намного выше, чем в БН, поэтому использование топлива теплового реактора в БН приводит к непроизводительному использованию нейтронов, а это негативно влияет на экономику БН.

На Горно-химическом комбинате (в городе Железногорске Красноярского края) построен завод по производству уран-плутониевого топлива для реактора БН-800 (а в будущем — и для серийных реакторов БН-1200). В состав этого топлива может включаться плутоний и другие элементы, содержащиеся в отработавшем ядерном топливе других реакторов, а также нарабатываемый в БН из неиспользуемого сегодня изотопа урана-238.


2. Отличается-ли отработанное ядерное топливо с реакторов РБМК от него же с реакторов ВВЭР?

Этот вопрос лучше адресовать специалистам атомных станций с реакторами на тепловых нейтронах (например, Ленининградская АЭС (РБМК) и Балаковская АЭС (ВВЭР), или другие станции с такими типами реакторов). В общем случае, каждый из этих типов реакторов имеет свои нейтронно-физические особенности, которые приводят и к различию в составе отработавшего топлива. Однако подобное различие гораздо меньше, чем различие изотопных составов отработавшего топлива данных типов реакторов и БН.


3. Слышал, что реактор БН способен производить топливо для самого себя. Зачем тогда его перезагружать два раза в год? (Или при перезагрузке просто вынимается лишнее топливо?)

Топливо в реактор загружают в виде металлических тепловыделяющих сборок (ТВС), в которых содержатся металлические тепловыделяющие элементы (твэлы), а уже внутри них — собственно таблетки с ядерным топливом.

Главное достоинство БН — возможность осуществить так называемое расширенное воспроизводство топлива, т.е. в процессе работы в реакторе накапливается больше делящегося изотопа (например 239Pu), чем он сам расходует (такова физика БН, данная ему природой). Но, в процессе работы в топливе:
— накапливаются осколки деления. Когда их становится слишком много, ухудшаются физические параметры реактора (в частности уменьшается тот самый коэффициент воспроизводства, т.к. осколки работают как замедлитель, а его в БН должно быть как можно меньше);
— топливо заключено в стальную оболочку, в которой под действием нейтронного облучения постепенно в процессе работы накапливается «усталость», и по достижению определенного уровня оболочку топлива надо поменять.

Таким образом, все равно требуется остановка реактора для замены отработавшего топлива. Но при этом, после некоторой выдержки, на специализированном перерабатывающем предприятии:
— из отработавшего топлива удаляются “паразитные” продукты деления;
— далее, из топлива удаляется накопившийся его излишек (например, излишек плутония). Излишек может быть использован для производства топлива для других реакторов;
— в оставшееся топливо добавляется воспроизводящий материал вместо продуктов деления (например, отвальный уран-238);
— полученное топливо заключат в новую оболочку и снова загрузят в реактор. Все, цикл замкнулся.

Схему перегрузки сборок определяют исходя из оптимального использования топлива и ресурсных возможностей конструкционных материалов, а отсюда уже вытекает количество перегрузок топлива в год.


4. Насколько безопасен жидкий натрий, что могло бы произойти в результате утечки данного вещества в окружающую среду?

Металл натрий в жидкой форме используется в качестве теплоносителя в первом (реакторном) и втором (промежуточном) контуре энергоблоков БН. Его функции — отвести тепло от активной зоны реактора и через второй (промежуточный) контур передать его в парогенераторе третьему (пароводяному) контуру, котором образующийся из воды пар вращает турбину с генератором электроэнергии.

Утечки натрия в окружающую среду произойти не может по следующим причинам. Реактор имеет два корпуса: основной и страховочный, вложенные друг в друга по принципу матрёшки. Трубопроводы с натрием также имеют второй, страховочный кожух. В помещениях, где используется натриевое оборудование, установлены специальные ловушки (наподобие чернильниц-непроливашек). И, наконец, всё это находится внутри производственных помещений (боксов), которые имеют герметичные двери и сообщаются с внешним миром только через систему спецвентиляции с фильтрами. На случай возникновения неплотности, например, в трубопроводе, ещё на самой начальной стадии её выявит специальная система контроля.

Свойства натрия: при контакте с воздухом он нагревается, а при взаимодействии с водой интенсивно нагревается и способствует выделению из неё водорода (кусочек натрия в пробирку с водой на школьных уроках химии, наверное, из любопытства кидали все — только его нужно было предварительно поцарапать, чтобы снять плёнку окислов). Чтобы прекратить контакт натрия с воздухом, достаточно просто засыпать металл глинозёмом, или герметизировать помещение и подождать, пока на остывшем и затвердевшем натрии образуется плёнка окисла.


5. Каков КПД реактора БН-800, выше ли этот коэффициент, чем у реакторов РБМК и ВВЭР? Выше ли КПД у энергоблока БН-800, чем у аналогичного (по мощности) энергоблока ТЭС?

КПД энергоблока с реактором БН-800 порядка 42%. У современных реакторов РБМК (ВВЭР) КПД находится на уровне (35÷39)%. У тепловых электростанций КПД в диапазоне (33÷40)%. Так что у современного энергоблока БН КПД в среднем, конечно, выше, чем у энергоблока ТЭС.
Основные потери КПД происходят при передаче тепла от источника тепла (реактора на атомной или котла на тепловой электростанции) к паровой турбине и особенно на самой паровой турбине.


6. Возможно ли полностью избежать инцидентов, подобных произошедшему на ЧАЭС? Безопасны ли, на ваш взгляд, реакторы РБМК, работающие на ЛАЭС с 70-х годов?

Если вкратце, то после Чернобыльской аварии от прежних реакторов РБМК осталось неизменным только их название. Они прошли коренную модернизацию, которая привела их безопасность к современным нормам. Если подробнее, ваш вопрос нужно адресовать на те АЭС, которые эксплуатируют реакторы типа РБМК (Ленинградскую, Курскую, Смоленскую).


Alex Martinelli
Большое спасибо за ответы, прочитал с удовольствием! С наступающим Новым годом и вас!

В Италии, к сожалению программа АЭС полностью свернута, в обществе витает дух радиофобии и духом этим пропитано 99% населения. Никто даже не пытается познакомиться с ядерной энергетикой поближе, все просто дружно ходят голосовать за мораторий... Специалисты в области ядерной энергетики уезжают за границу, например в ту же соседнюю Францию, где эксплуатируется большое количество реакторов, а в самой Италии все четыре АЭС находятся в законсервированном состоянии и потихоньку стареют... Скорее всего они уже никогда не дождутся второй жизни.

http://vk.com/wall-70024300_614