По всем вопросам звоните:

+7 495 274-22-22

УДК: 519.714.2

Перспективы развития и применения реакторов на быстрых нейтронах

Гусев С. С. инженер-энергетик, ПАО «Ростелеком», соискатель, г. Москва, e-mail: gs-serg@mail.ru

Целью данной работы является рассмотрение перспектив развития реактора на быстрых нейтронах БН-1200, который должен быть запущен в 2025 г. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны. Им не нужны ни замедлители, ни поглотители – их роль играет уран. Называются они реакторами-размножителями, или бридерами. Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из перспективных направлений атомной энергетики.

Литература:

1. Акоста В., Кован К., Грэм Б. Основы современной физики. – М.: Просвещение, 1981. – 495 с.

2. Гусев С.С. Построение модифицированного алгоритма идентификации динамического объекта управления по экспериментальным данным ядерной энергетической установки // Управление большими системами. – 2014. – № 47. – С. 167–186.

3. Лысиков Б.В., Прозоров В.К. Термометрия и расходометрия ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 120 c.

4. Фраэнфельдер Г., Хенли Э. Субатомная физика. – М.: Мир, 1979. – 735 с.

5. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу. Сборка тепловыделяющая БН-800 с таблеточным МОКС-топливом // ОАО «ОКБМ им. Африкантова».

6. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу. Сборка тепловыделяющая БН-800 с виброуплотненным МОКС-топливом // ОАО «ОКБМ им. Африкантова».

7. Рогозкин Б.Д. и др. Послереакторные исследования мононитридного и оксидного плутониевого топлива с инертной матрицей выгоранием ~19% ТЯЖ. АТ. В БОР-60 // Атомная энергия. – 2010. – Т. 109. – № 6.

8. Рогозкин Б.Д. и др. Термохимическая стабильность, радиационные испытания, изготовление и регенерация моно-нитридного топлива // Атомная энергия. – 2003. – Т. 95. – № 6. – С. 428–438.

9. НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. – Введ. 2008-06-01.

10. Гусев С.С. Проблемы управления АЭС на современном этапе развития атомной отрасли // Интерактивная наука. – 2017. – № 4. – С. 108–110.

11. Акатов А.А., Коряковский Ю.С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах. – 2012. – 36 с.

Реакторы на быстрых нейтронах (БН) представляют собой особый класс реакторов, который стремительно развивается в последнее время. Последнее поколение реакторов на быстрых нейтронах, а именно – разработка БН-1200, которая должна быть запущена в 2025 г., позволяет использовать необогащенный уран 238U в качестве топлива. Тогда как другие типы реакторов, такие как, например, водоводяные энергетические реакторы (ВВЭР), позволяют использовать в качестве топлива только обогащенный уран 235U [1].

В большинстве типов реакторов – тепловых реакторах – используется обогащенный уран – 235U. Однако существует такой вид реакторов – реакторы на быстрых нейтронах, которые имеют свое сокращенное обозначение – БР или БН. К БР часто относятся обозначения исследовательских типов реакторов, в которых используется 235U или 238U с примесями, что делает его таким же обогащенным, как и 235U, тогда как к БН относятся промышленные реакторы типа БН-600, БН-800, БН-1200, в которых может использоваться необогащенный уран – 238U, основной составляющей природного урана (~99,3%). Этот изотоп хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – оружейный плутоний 238Pu и делящийся изотоп плутония 239Pu [2]. Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов.

Актуальность вопроса использования того или иного типа реактора для получения электрической энергии зависит от того, какие из делящихся ядра тяжелых элементов задействованы в цепной реакции деления в реакторе. АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана (235U) и плутония (239Pu), и их изотопов. При делении ядер выделяется энергия, что способствует энерговыделению в АЭС [3]. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу, – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное число нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует 235U или 238U.

Для Цитирования:
Гусев С. С., Перспективы развития и применения реакторов на быстрых нейтронах. Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. 2024;3.
Полная версия статьи доступна подписчикам журнала
Язык статьи:
Действия с выбранными: