Быстрый реактор Российская программа по быстрым реакторам Курсовой проект реактор ВВЭР Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика в мире Основы физики ядерных реакторов Воспроизводство ядерного топлива

Российская программа по быстрым реакторам

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря [14]. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 год (на пять лет дольше проектного времени) в составе Мангышлакского энергетического комбината и завода опреснения морской воды в г. Шевченко (ныне - Актау, Казахстан).

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция.

В Российской Федерации находятся два действующих быстрых реактора: экспериментальный реактор БОР- 60 в Димитровграде и коммерческий реактор БН-600, являющийся третим блоком Белоярской АЭС.

БН-600 работает более 27 лет. Он является самым крупным действующим быстрым реактором в мире. Теплоносителем является натрий, работает он на MOКС топливе, и его операционная надежность превосходна. Так же как часть Белоярской АЭС строится БН-800.

Основные российские исследования по быстрым реакторам сосредоточенны на развитии современных технологий по быстрым реакторам с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем [15].

Рис 3 - Размещение действующих быстрых реакторов в мире (по состояние на 1 января 2009 года)

Международные программы сотрудничества в области быстрых реакторов

Было учреждено несколько международных инициатив, которые должны способствовать развитию программ по быстрым реакторам.

Инициатива Соединенных Штатов Америки: Глобальное Партнерство Ядерной энергии (GNEP) пытается создать передовую технологию для того, чтобы переработать отработанное ядерное топливо. Развитие технологии по быстрым реакторам - главная часть этой стратегии.

Основная задача заключается в эффективном управлении ядерными отходами и проблемах нераспространения. GNEP состояло из 19 членов на конец 2007. 

Международный Форум Четвертое поколение (GIF) объединяет 13 стран. Шесть инновационных реакторов были отобраны для дальнейшего развития и потенциального ввода в эксплуатацию до 2030. Три из них - проекты быстрых реакторов с натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым или гелиевым теплоносителем. GIF был основан в мае 2001, чтобы вести совместные усилия по развитию следующего поколения атомных электростанций.

Международный Проект МАГАТЭ по Инновационным Ядерным Реакторам и Топливным Циклам (INPRO) - форум обсуждения для экспертов и руководителей по всем аспектам планирования ядерной энергетики, так же как и по развитию и развертыванию инновационных систем ядерной энергии (INSs). Этот проект в настоящее время включает 28 членов. В рамках этого проекта было проведено совместное оценочное изучение закрытого ядерного топливного цикла Канадой, Китаем, Францией, Индией, Японией, Республикой Кореей, Российской Федерацией и Украиной в 2005-2007 [16].

Целью энергетической политики России является максимально эффективное использование природных энергетических ресурсов и потенциала энергетического сектора для устойчивого роста экономики, повышения качества жизни населения страны и содействия укреплению ее внешнеэкономических позиций.
Перспективы развития быстрых реакторов