Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

Наработка радиоактивных нуклидов  в активной зоне реактора БН-350

Сегодня, очевидно, что по мере исчерпания природных ресурсов будет увеличиваться роль атомной энергетики.

Преимущества ядерной энергетики: большая мощность станций, независимый источник ядерного топлива, минимальные выбросы в атмосферу и стабильность в цене вырабатываемой электроэнергии. Выбросов радиоактивных веществ в атмосферу на АЭС намного меньше, чем в электростанциях, работающих на угле. 

Источником топлива для атомной энергетики являются урановые руды. В реакторах на тепловых нейтронах делится только нуклид урана с массовым числом 235, но его очень мало в природном уране - меньше одного процента
(0,72 %). И если ориентироваться только на такую схему использования ядерного топлива, то в принципе человечество не сможет построить большую атомную энергетику на столетия. Однако Природа столь милостива к человеку, что предусмотрела возможность превращения всего урана (235U, 238U), который есть на Земле, в делящийся изотоп. Независимо друг от друга за эту проблему взялись еще в конце 40-х годов ученые США и Советского Союза. У нас в стране это направление возглавил академик Александр Ильич Лейпунский. Он был научным руководителем Физико-энергетического института (ФЭИ) в г. Обнинске.

В 1948-1949 в СССР были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,8), что даёт возможность использовать не только 235U и 239Pu, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах в АЗ не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры АЗ.

Принцип "сжигания" ядерного горючего характеризуется тем, что максимально возможная часть получающихся при делении ядра нейтронов используется для образования нового ядерного горючего из практически пассивных веществ – урана-238 или тория-332 и превращению их в делящиеся нуклиды – плутоний -239 и уран -233.

Этот принцип воспроизводства горючего используется на всех строящихся и проектируемых в различных странах атомных электростанциях, работающих на тепловых нейтронах. Ресурсы горючего в результате воспроизводства могут увеличиваться в 2-3 раза. Однако это все-таки очень небольшая доля природного урана. Учитывая процесс воспроизводства, выгорание можно довести до 3-5% атомов от всего природного урана, но остальной уран остается неиспользуемым.

Есть и другая возможность - использование деления ядер с расширенным воспроизводством ядерного горючего. В этом случае активная зона ядерного реактора служит источником нейтронов, которые далее поглощаются в уране-238 и образуют плутоний. При определенной конструкции реактора можно не только поддерживать его работу, но и получать в достаточно большом количестве новое ядерное горючее. Таким образом, нарабатываются делящиеся нуклиды, причем их становится столько, сколько есть урана-238. Это увеличивает ресурсы ядерного горючего в сотни раз, и их хватит, чтобы питать энергетику всех стран мира в течение многих лет. [1].

Существующая часть мировой ядерной энергетики обязательно должна быть связана с атомными электростанциями с реакторами на быстрых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более перспективны, потому что они могут "воспроизводить" ядерное топливо в процессе работы, и стоимость вырабатываемой ими электрической энергии практически не зависит от цены урана.

Работающие станции такого типа позволяют накапливать дополнительный плутоний, необходимый для пуска новых реакторов. Поскольку в процессе эксплуатации расходуется лишь небольшое количество урана-235, "топливный голод" таким станциям не угрожает. "Быстрые" реакторы самообеспечиваются плутониевым ядерным горючим, а получаемый в них плутоний-239 также может быть использован в реакторах, работающих на тепловых нейтронах.

В ближайшее десятилетие нельзя ожидать, что структура атомной энергетики существенно изменится. Будет продолжаться так называемый первый этап энергетики, и потребление урана будет определяться, в основном, реакторами на тепловых нейтронах.

Учитывая срок работы станций в 25-40 лет, можно заключить, что уже в первые десятилетия XXI века дешевого природного урана будет недостаточно для обеспечения дальнейшего развития атомной энергетики с использованием реакторов на тепловых нейтронах. Однако в ближайшее время никаких ограничений со стороны ресурсов природного урана при любом реально возможном масштабе развития атомной энергетики не ожидается.

Первой вехой на пути создания АЭС явилась дата 25 июля 1960 года. Именно в этот день было принято Постановление Совета "Министров СССР № 795-326, а неделей спустя и Приказ Министра МСМ (среднего машиностроения) о разработке промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1 млн. кВт.

Прошло немного времени и 23 марта 1962 года было принято Постановление ЦК КПСС и СМ СССР № 280-132, а следом и приказ министра "О строительстве промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах БН-350 в комплексе с ТЭЦ".

Местом строительства реактора был выбран полуостров Мангышлак, с учетом, что реакторы на быстрых нейтронах более полно позволяют использовать уран, а также учитывая крайнюю необходимость в энергии развивающегося богатейшего края – полуострова Мангышлак. Определено более 60 организаций и предприятий для быстрейшего решения проблемы: проектные и научно-исследовательские институты, госкомитеты и министерства, заводы, лучшие конструкторские бюро Москвы, Ленинграда и других городов Союза.

Реактор БН-350 в разное время в документах имел также названия БН-250, ОК-500, и выполнялся по заказу 845. Первоначально пуск реактора намечался на 1970 год, но из-за трудностей изготовления нестандартного оборудования был перенесен на 1972 год.

К работе по созданию АЭС с реактором БН-350 были привлечены многие ведущие научно-исследовательские и конструкторские коллективы, в том числе: ФЭИ (г. Обнинск), где работал А.И. Лейпунский, ВНИПИЭТ (г. Ленинград), ОКБМ (г. Горький), ОКБГ (г. Подольск), которым поручались разработки, проектирование нестандартного технологического оборудования и технологических систем, систем управления и защиты реактора, систем радиационного контроля. В создании атомного реактора БН-350 приняли участие сотни заводов СССР, было создано мощное Прикаспийское управление строительства (ПУС).

Строительно-монтажные работы реакторной установки начались в 1964 году. Монтаж реактора закончен в 1972 году. Загружать тепловыделяющие сборки (ТВС) в реактор начали в 1972 году и закончили 28 ноября 1972 года.

28 ноября 1972 года в 15.00 часов была зарегистрирована цепная реакция (смена А.А.Самаркина), т.е. реактор был выведен в надкритическое состояние и заглушен. 

29 ноября 1972 года был осуществлен официальный физический пуск реактора БН-350 на быстрых нейтронах в присутствии членов Центральной пусконаладочной комиссии (председатель - Зверев А.Д.) и членов комиссий по физпуску и безопасности. Смена В.Ф. Баюклина застабилизировала реактор на уровне мощности 1 кВт. Критическая масса реактора в начальном состоянии составила 202 ТВС (расчет 200 ± 10 ТВС). До энергетического пуска на реакторе были проведены работы по исследованию нейтронно-физических характеристик активной зоны (АЗ).

Реактор БН-350 был спроектирован с активной зоной (АЗ), которая имела сборки 2-х обогащений: ЗМО – 17% по U-235, ЗБО – 26 % по U-235.

16 июля 1973 года в г. Шевченко (г. Актау) был осуществлен энергетический пуск первого промышленного реактора БН-350 на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт, электрической мощностью 350 МВт. Реактор был выведен на мощность 200 МВт (тепл.), пар был направлен на турбогенератор № 5 ТЭЦ-2 и были выданы первые киловатты электрического тока в энергетическую систему полуострова Мангышлак.

За период эксплуатации реактора БН-350 на мощности при проектной мощности равной 1000 МВт (тепловая) номинальная максимальная мощность была достигнута - 750 МВт (тепловой), при этом средняя мощность за время эксплуатации составила 580 МВт с высоким коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ).

Ядерные реакторы