Ev » Sonbahar ayakkabıları » Termal reaktörlerden nükleer yakıt harcandı. Hızlı nötron reaktörleri ve “büyük” nükleer enerjinin geliştirilmesindeki rolleri

Termal reaktörlerden nükleer yakıt harcandı. Hızlı nötron reaktörleri ve “büyük” nükleer enerjinin geliştirilmesindeki rolleri

25 Aralık 2013

Rosenergoatom temsilcisi RIA Novosti'ye, BN-800 hızlı nötron reaktörünün fiziksel başlatma aşamasının bugün Beloyarsk NPP'de başladığını söyledi.

Birkaç hafta sürebilecek bu aşamada reaktör sıvı sodyumla doldurulacak ve ardından nükleer yakıt yüklenecek. Rosenergoatom'un bir temsilcisi, fiziksel başlatmanın tamamlanmasının ardından güç ünitesinin nükleer tesis olarak tanınacağını açıkladı.

Rosatom devlet şirketi Birinci Genel Müdür Yardımcısı Alexander Lokshin Çarşamba günü gazetecilere verdiği demeçte, Beloyarsk Nükleer Enerji Santrali'nin (BNPP) BN-800 reaktörünü içeren 4 numaralı güç ünitesinin 2014 yılı sonuna kadar tam kapasiteye ulaşacağını söyledi.

Ünitenin yıl sonuna kadar tam kapasiteye ulaşması bekleniyor” dedi. Hakkında konuşuyoruz 2014 yılının sonuna doğru.

Ona göre şu anda Zaman akıyor devrenin sodyumla doldurulması; fiziksel lansmanın Nisan ortasında tamamlanması planlanıyor. Ona göre güç ünitesi fiziksel başlatma için %99,8 oranında hazır. Rosenergoatom Concern OJSC Genel Müdürü Evgeny Romanov'un belirttiği gibi, tesisin yaz sonunda elektriğe başlaması planlanıyor.

BN-800 reaktörlü güç ünitesi, yaklaşık 30 yıldır pilot işletmede olan Beloyarsk NPP'deki benzersiz BN-600 reaktörünün geliştirilmiş halidir. Dünyada çok az ülke hızlı nötron reaktörü teknolojisine sahip olup, Rusya bu alanda dünya lideridir.

Bu konuda daha fazlasını öğrenelim...

Reaktör (merkezi) salonu BN-600

Yekaterinburg'a 40 km uzaklıkta, en güzel Ural ormanlarının ortasında Zarechny kasabası bulunmaktadır. 1964 yılında ilk Sovyet endüstriyel nükleer santrali Beloyarskaya (100 MW kapasiteli AMB-100 reaktörlü) burada açıldı. Artık Beloyarsk NPP, dünyada endüstriyel hızlı nötron güç reaktörünün çalıştığı tek yer olmaya devam ediyor - BN-600

Suyu buharlaştıran bir kazan düşünün ve ortaya çıkan buhar, elektrik üreten bir turbojeneratörü döndürüyor. Bunun gibi bir şey Genel taslak ve nükleer santral inşa edildi. Yalnızca “kazan” atomik bozunmanın enerjisidir. Güç reaktörlerinin tasarımları farklı olabilir, ancak çalışma prensibine göre iki gruba ayrılabilirler: termal nötron reaktörleri ve hızlı nötron reaktörleri.

Herhangi bir reaktörün temeli, nötronların etkisi altında ağır çekirdeklerin bölünmesidir. Doğru, önemli farklılıklar var. Termal reaktörlerde uranyum-235, düşük enerjili termal nötronlar tarafından bölünerek fisyon parçaları ve yeni yüksek enerjili nötronlar (hızlı nötronlar olarak adlandırılır) üretilir. Termal bir nötronun uranyum-235 çekirdeği tarafından emilme olasılığı (sonraki fisyonla birlikte) hızlı olandan çok daha yüksektir, bu nedenle nötronların yavaşlatılması gerekir. Bu, moderatörlerin (çekirdeklerle çarpıştığında nötronların enerjisini kaybeden maddeler) yardımıyla yapılır.

Termal reaktörlerin yakıtı genellikle düşük zenginleştirilmiş uranyumdur, moderatör olarak grafit, hafif veya ağır su kullanılır ve soğutucu olarak da sade su. İşletmedeki nükleer enerji santrallerinin çoğu bu planlardan birine göre inşa edilmiştir.

Zorunlu nükleer fisyon sonucu üretilen hızlı nötronlar, herhangi bir ölçüye gerek kalmadan kullanılabilir. Şema şu şekildedir: Uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeklerinin fisyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar, (iki beta bozunmasından sonra) plütonyum-239'u oluşturmak üzere uranyum-238 tarafından emilir. Ayrıca her 100 parçalanmış uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeği için 120-140 plütonyum-239 çekirdeği oluşur. Doğru, hızlı nötronlar tarafından nükleer fisyon olasılığı termal olanlardan daha az olduğundan, yakıtın termal reaktörlere göre daha fazla zenginleştirilmesi gerekir. Ek olarak, burada su kullanarak ısıyı uzaklaştırmak mümkün değildir (su moderatördür), bu nedenle diğer soğutucuları kullanmanız gerekir: genellikle bu sıvı metaller ve cıva (böyle bir soğutucu ilk Amerikan deneysel reaktörü Clementine'de kullanıldı) veya kurşun-bizmut alaşımları (bazı denizaltı reaktörlerinde kullanıldı - özellikle, Sovyet tekneleri proje 705) sıvı sodyuma (endüstriyel güç reaktörlerinde en yaygın seçenek). Bu şemaya göre çalışan reaktörlere hızlı nötron reaktörleri denir. Böyle bir reaktör fikri 1942'de Enrico Fermi tarafından önerildi. Elbette bu plana en büyük ilgiyi ordu gösterdi: operasyon sırasında hızlı reaktörler sadece enerji değil, aynı zamanda plütonyum da üretiyor. nükleer silahlar. Bu nedenle hızlı nötron reaktörlerine yetiştiriciler (İngiliz yetiştirici - üreticiden) de denir.

Tarihin zikzakları

Dünya nükleer enerjisinin tarihinin tam olarak hızlı nötron reaktörüyle başlaması ilginçtir. 20 Aralık 1951'de, yalnızca 0,2 MW elektrik gücüne sahip dünyanın ilk hızlı nötron güç reaktörü EBR-I (Deneysel Damızlık Reaktörü) Idaho'da fırlatıldı. Daha sonra, 1963'te, Detroit yakınlarında Fermi hızlı nötron reaktörüne sahip bir nükleer enerji santrali başlatıldı - zaten yaklaşık 100 MW kapasiteye sahip (1966'da çekirdeğin bir kısmının erimesiyle ciddi bir kaza oldu, ancak bunun için herhangi bir sonuç olmadı) çevre veya insanlar).

SSCB'de, 1940'ların sonlarından bu yana, Alexander Leypunsky bu konu üzerinde çalışıyor; liderliği altında Obninsk Fizik ve Enerji Enstitüsü'nde (FEI) hızlı reaktör teorisinin temelleri geliştirildi ve birkaç deney standı inşa edildi. sürecin fiziğini incelemeyi mümkün kıldı. Araştırmanın bir sonucu olarak, 1972 yılında Shevchenko şehrinde (şu anda Aktau, Kazakistan) BN-350 reaktörü (başlangıçta BN-250 olarak adlandırılmıştı) ile ilk Sovyet hızlı nötron nükleer santrali faaliyete geçti. Sadece elektrik üretmekle kalmadı, aynı zamanda suyu tuzdan arındırmak için de ısı kullandı. Kısa süre sonra, her ikisi de 250 MW kapasiteye sahip olan hızlı reaktörlü Phenix (1973) Fransız nükleer enerji santrali ve PFR'li İngiliz nükleer santrali (1974) faaliyete geçti.

Ancak 1970'li yıllarda termal nötron reaktörleri nükleer enerji endüstrisine hakim olmaya başladı. Bunun çeşitli nedenleri vardı. Örneğin hızlı reaktörlerin plütonyum üretebilmesi, nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin yasanın ihlal edilmesine yol açabileceği anlamına geliyor. Bununla birlikte, büyük olasılıkla ana faktör, termal reaktörlerin daha basit ve daha ucuz olması, tasarımlarının denizaltılar için askeri reaktörler üzerinde geliştirilmiş olması ve uranyumun kendisinin çok ucuz olmasıydı. 1980'den sonra dünya çapında faaliyete geçen endüstriyel hızlı nötron güç reaktörleri bir elin parmaklarında sayılabilir: bunlar Superphenix (Fransa, 1985–1997), Monju (Japonya, 1994–1995) ve BN-600 (Beloyarsk) NPP, 1980) şu anda dünyada çalışan tek endüstriyel güç reaktörüdür.

BN-800'ün inşaatı

Geri geliyorlar

Ancak şu anda uzmanların ve kamuoyunun dikkati yeniden hızlı nötron reaktörlü nükleer santrallere odaklanmış durumda. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (IAEA) 2005 yılında yaptığı tahminlere göre, çıkarılma maliyeti kilogram başına 130 doları geçmeyen kanıtlanmış uranyum rezervlerinin toplam hacmi yaklaşık 4,7 milyon tondur. UAEA tahminlerine göre bu rezervler 85 yıl dayanacaktır (elektrik üretimi için uranyum talebinin 2004 seviyelerine göre). Termal reaktörlerde "yanan" 235 izotopunun doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72'dir, geri kalanı termal reaktörler için "işe yaramaz" olan uranyum-238'dir. Ancak uranyum-238'i "yakma" kapasitesine sahip hızlı nötron reaktörlerini kullanmaya geçersek, aynı rezervler 2500 yıldan fazla dayanacaktır!

Üstelik hızlı nötron reaktörleri kapalı bir yakıt döngüsünün uygulanmasını mümkün kılar (şu anda BN-600'de uygulanmamaktadır). İşlemden sonra (fisyon ürünlerinin çıkarılması ve yeni uranyum-238 bölümlerinin eklenmesi) yalnızca uranyum-238 "yakıldığı" için, yakıt reaktöre yeniden yüklenebilir. Uranyum-plütonyum döngüsü bozunumlardan daha fazla plütonyum ürettiğinden, fazla yakıt yeni reaktörler için kullanılabilir.

Dahası, bu yöntem, silah sınıfı plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden (küçük aktinitlerin şu anda çok tehlikeli bir kısmı temsil ettiği) kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küryum) işlenmesi için de kullanılabilir. Radyoaktif atık). Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılıyor.

Yalnızca kağıt üzerinde pürüzsüz

Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer enerji santralleri için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.

Beloyarsk NPP'nin baş mühendisi Mikhail Bakanov Başbakan'a şöyle açıklıyor: "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksektir." "Bu, reaktör kabı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğuruyor. Yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin mahfazaları, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılmıştır. Öte yandan, örneğin reaktör kabı, iç basınçla ilişkili yüklere maruz kalmıyor; atmosfer basıncından yalnızca biraz daha yüksek."

Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar, yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşan) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak, hava ve su ile temas ettiğinde şiddetli reaksiyona giren, kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan bir metal olan ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerinin çalıştırılması konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Bunları en başından beri öngörerek başarıyla çözdük. özel araçlar devrelerin sıkılığının izlenmesi, sodyum sızıntılarının lokalizasyonu ve bastırılması. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı ve sonuç olarak Phenix reaktörü nihayet 2009 yılında kapatıldı.”

Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da çözüldüler" Farklı yollar. Örneğin Phenix büküldüğünde baş kısmı Düzeneklerden biri, onu yakalayıp boşaltmak için Fransız uzmanlar, bir sodyum tabakası aracılığıyla karmaşık ve oldukça pahalı bir 'görüş' sistemi geliştirdiler. Aynı sorun bizde de ortaya çıktığında, mühendislerimizden biri dalış zili gibi basit bir yapıya yerleştirilmiş bir video kamera kullanmayı önerdi - alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir boru. Sodyum eriyiği dışarı atıldıktan sonra, video bağlantısı aracılığıyla operatörler mekanizmanın tutacağını konumlandırabildi ve bükülmüş düzenek başarıyla çıkarıldı."

Hızlı gelecek

Nikolai Oshkanov, "BN-600'ümüzün uzun vadeli başarılı çalışması olmasaydı dünyada hızlı reaktör teknolojisine bu kadar ilgi olmazdı" diyor Nikolai Oshkanov: "Nükleer enerjinin gelişimi, öncelikle bununla bağlantılıdır" hızlı reaktörlerin seri üretimi ve işletilmesi ile. Yalnızca bunlar, tüm doğal uranyumun yakıt döngüsüne dahil edilmesini mümkün kılar ve böylece verimliliği arttırır, ayrıca radyoaktif atık miktarını onlarca kat azaltır. Bu durumda nükleer enerjinin geleceği gerçekten parlak olacak” dedi.

Hızlı nötron reaktörü BN-800 (dikey bölüm)
Onun içinde ne var

Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde düzenlenmiştir.

370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir.Çekirdeğin üstündeki ve altındaki yakıt çubuklarının uçlarında ayrıca tükenmiş tabletler de vardır. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme).

Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanıdır - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmemesi ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesi için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar.

Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine takılan bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır.

Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).

BN-600 reaktörü nasıl çalışır?

Reaktör entegre bir düzene sahiptir, yani reaktör kabı aktif bölgeyi (1) ve ayrıca her biri kendi ana sistemine sahip olan birinci soğutma devresinin üç döngüsünü (2) içerir. sirkülasyon pompası(3) ve iki ara ısı eşanjörü (4). Soğutma sıvısı, çekirdek boyunca aşağıdan yukarıya doğru pompalanan ve 370°C'den 550°C'ye ısıtılan sıvı sodyumdur.

Ara ısı eşanjörlerinden geçerek, halihazırda buhar jeneratörlerine (6) giren ikinci devrede (5) ısıyı sodyuma aktarır, burada suyu buharlaştırır ve buharı 520 ° C sıcaklığa (130 basınçta) aşırı ısıtır. ATM). Buhar, türbinlere dönüşümlü olarak yüksek (7), orta (8) ve düşük (9) basınçlı silindirlere beslenir. Egzoz buharı, soğutma havuzundan gelen suyla (10) soğutularak yoğunlaştırılır ve tekrar buhar jeneratörlerine girer. Beloyarsk NPP'nin üç turbojeneratörü (11) 600 MW elektrik enerjisi üretiyor. Reaktörün gaz boşluğu çok düşük aşırı basınç altında (yaklaşık 0,3 atm) argonla doldurulur.

Körü körüne aşırı yükleme

Bir montajın yeniden yükleme işlemi bir saat kadar sürer, çekirdeğin üçte birinin (yaklaşık 120 yakıt tertibatı) yeniden yüklenmesi yaklaşık bir hafta (üç vardiyada) sürer, bu prosedür her mikro kampanyada gerçekleştirilir (160 etkili gün, tam olarak hesaplanmıştır) güç). Doğru, artık yakıt tüketimi arttı ve çekirdeğin yalnızca dörtte biri aşırı yüklendi (yaklaşık 90 yakıt grubu). Bu durumda operatör doğrudan görsel geri bildirime sahip değildir ve yalnızca kolon dönüş açısı sensörleri ve tutucuların (konumlandırma doğruluğu 0,01 dereceden azdır), çıkarma ve montaj kuvvetlerinin göstergeleri tarafından yönlendirilir. Güvenlik nedeniyle mekanizmanın çalışmasına belirli kısıtlamalar getirilmiştir: örneğin iki bitişik hücre aynı anda serbest bırakılamaz; ayrıca aşırı yüklendiğinde tüm kontrol ve koruma çubuklarının aktif bölgede olması gerekir.

1983 yılında şirket, BN-600'ü temel alarak 880 MW(e) kapasiteli bir güç ünitesi için geliştirilmiş bir BN-800 reaktörü projesi geliştirdi. 1984 yılında Beloyarsk'ta iki BN-800 reaktörünün ve yeni Güney Ural nükleer santrallerinin inşası için çalışmalar başladı. Bu reaktörlerin inşasında yaşanan müteakip gecikme, güvenliğini daha da artırmak ve teknik ve ekonomik göstergeleri iyileştirmek amacıyla tasarımı iyileştirmek için kullanıldı. BN-800'ün inşasına ilişkin çalışmalar 2006 yılında Beloyarsk NPP'de (4. güç ünitesi) yeniden başlatıldı ve 2014 yılında tamamlanması bekleniyor.

Yapım aşamasında olan BN-800 reaktörünün aşağıdaki önemli görevleri bulunmaktadır:

MOX yakıtıyla çalışmanın sağlanması.
Kapalı bir sistemin temel bileşenlerinin deneysel gösterimi yakıt döngüsü.
Yeni ekipman türlerinin ve geliştirilmiş gerçek çalışma koşullarında test edilmesi teknik çözümler Verimliliği, güvenilirliği ve güvenliği artırmak için tanıtıldı.
Sıvı metal soğutuculu geleceğin hızlı nötron reaktörleri için yenilikçi teknolojilerin geliştirilmesi:
- gelişmiş yakıtların ve yapısal malzemelerin test edilmesi ve sertifikalandırılması;
- nükleer enerjiden kaynaklanan radyoaktif atıkların en tehlikeli kısmını oluşturan küçük aktinitleri yakma ve uzun ömürlü fisyon ürünlerini dönüştürme teknolojisinin gösterimi.

1220 MW kapasiteli geliştirilmiş bir ticari reaktör BN-1200 için bir projenin geliştirilmesi devam etmektedir.

Reaktör BN-1200 (dikey bölüm)

Bu projenin uygulanması için aşağıdaki program planlanmıştır:

2010...2016 – reaktör tesisinin teknik tasarımının geliştirilmesi ve Ar-Ge programının uygulanması.
2020 – MOX yakıtı kullanan ana güç ünitesinin devreye alınması ve merkezi üretiminin organizasyonu.
2023…2030 – toplam kapasitesi yaklaşık 11 GW olan bir dizi güç ünitesinin devreye alınması.

Nükleer enerji vaatleri nedeniyle her zaman artan bir ilgi görmüştür. Dünyada elektriğin yaklaşık yüzde yirmisi kullanılarak elde ediliyor nükleer reaktörler, ve Gelişmiş ülkeler Nükleer enerjinin ürünü için bu rakam daha da yüksektir; tüm elektriğin üçte birinden fazlası. Ancak ana tip reaktörler LWR ve VVER gibi termal reaktörlerdir. Bilim insanları yakın gelecekte bu reaktörlerin temel sorunlarından birinin kıtlık olacağına inanıyor doğal yakıt, uranyum, izotopu 238, gerekli zincirleme tepki bölüm. Termal reaktörler için bu doğal yakıt malzemesinin kaynaklarının olası tükenmesi nedeniyle, nükleer enerjinin geliştirilmesine kısıtlamalar getirilmektedir. Yakıt üretiminin mümkün olduğu hızlı nötronları kullanan nükleer reaktörlerin kullanılmasının daha umut verici olduğu düşünülmektedir.

Geliştirme geçmişi

Yüzyılın başında Rusya Federasyonu Atom Endüstrisi Bakanlığı'nın programına dayanarak, yeni tipte modernize edilmiş nükleer enerji santralleri olan nükleer enerji komplekslerinin güvenli bir şekilde işletilmesini sağlamak ve sağlamak için görevler belirlendi. Bu tesislerden biri, Sverdlovsk'un (Ekaterinburg) 50 kilometre yakınında bulunan Beloyarsk nükleer santraliydi.Kurulmasına 1957 yılında karar verildi ve 1964'te ilk ünite işletmeye alındı.

Bloklarından ikisi, geçen yüzyılın 80-90'larında kaynaklarını tüketen termal nükleer reaktörleri çalıştırıyordu. Üçüncü blokta ise dünyada ilk kez BN-600 hızlı nötron reaktörü test edildi. Çalışması sırasında geliştiricilerin planladığı sonuçlar elde edildi. İşlemin güvenliği de mükemmeldi. 2010 yılında sona eren proje döneminde ciddi bir ihlal veya sapma yaşanmamıştır. Son süresi 2025 yılında doluyor. BN-600 ve onun halefi BN-800'ün de dahil olduğu hızlı nötron nükleer reaktörlerinin büyük bir geleceğe sahip olduğu şimdiden söylenebilir.

Yeni BN-800'ün lansmanı

OKBM bilim adamları Gorki'den Afrikantov (şimdiki Nijniy Novgorod) 1983 yılında Beloyarsk NGS'nin dördüncü güç ünitesinin projesini hazırladı. 1987 yılında Çernobil'de meydana gelen kaza ve 1993 yılında yeni güvenlik standartlarının uygulamaya konulması nedeniyle çalışmalar durduruldu ve fırlatma 1993 yılına kadar ertelendi. Belirsiz zaman. Ancak 1997 yılında Gosatomnadzor'dan 880 MW kapasiteli BN-800 reaktörlü 4 numaralı ünitenin inşası için lisans alındıktan sonra süreç yeniden başladı.

25 Aralık 2013 tarihinde, soğutucunun daha fazla girişi için reaktörün ısıtılması başladı. On dördüncü Haziran ayında, plana göre planlandığı gibi, minimum zincirleme reaksiyonu gerçekleştirmeye yetecek bir kütle meydana geldi. Sonra işler durdu. Ünite 3'te kullanılana benzer, uranyum ve plütonyumun bölünebilir oksitlerinden oluşan MOX yakıtı hazır değildi. Geliştiricilerin yeni reaktörde kullanmak istediği şey buydu. Birleştirmek ve yeni seçenekler aramak zorunda kaldım. Sonuç olarak güç ünitesinin lansmanını ertelememek için montajın bir kısmında uranyum yakıtı kullanılmasına karar verildi. BN-800 nükleer reaktörünün ve 4 numaralı ünitenin lansmanı 10 Aralık 2015'te gerçekleşti.

Süreç açıklaması

Hızlı nötronlara sahip bir reaktörde çalışma sırasında, fisyon reaksiyonunun bir sonucu olarak, uranyum kütlesi tarafından emildiğinde yeni oluşturulan bir element oluşturan ikincil elementler oluşur. nükleer madde plütonyum-239, daha fazla fisyon sürecini devam ettirebilir. Bu reaksiyonun temel avantajı, nükleer santrallerdeki nükleer reaktörler için yakıt olarak kullanılan plütonyumdan nötron üretilmesidir. Varlığı, rezervleri sınırlı olan uranyum üretiminin azaltılmasını mümkün kılmaktadır. Bir kilogram uranyum-235'ten bir kilogram plütonyum-239'dan biraz daha fazlasını elde edebilir, böylece yakıt üretimi sağlayabilirsiniz.

Sonuç olarak, kıt uranyumun minimum düzeyde tüketildiği ve üretimde herhangi bir kısıtlamanın olmadığı nükleer güç ünitelerinde enerji üretimi yüzlerce kat artacaktır. Bu durumda uranyum rezervlerinin insanlığa onlarca yüzyıl yeteceği tahmin ediliyor. Nükleer enerjide minimum uranyum tüketimi açısından dengeyi korumak için en uygun seçenek, her dört termal reaktör için hızlı nötronlarla çalışan bir termal reaktörün kullanılacağı 4'e 1 oranı olacaktır.

BN-800 hedefleri

Beloyarsk NGS'nin 4 numaralı güç ünitesindeki operasyonel ömrü boyunca nükleer reaktöre belirli görevler verildi. BN-800 reaktörü MOX yakıtıyla çalışmalıdır. İşin başında meydana gelen küçük bir aksaklık, yaratıcıların planlarını değiştirmedi. Beloyarsk NGS müdürü Sayın Sidorov'a göre, MOX yakıtına tam geçiş 2019 yılında gerçekleştirilecek. Eğer bu gerçekleşirse, yerel hızlı nötron nükleer reaktörü, dünyada tamamen bu tür yakıtla çalışan ilk reaktör olacak. Gelecekteki benzer hızlı reaktörler için sıvı metal soğutuculu, daha verimli ve daha güvenli bir prototip haline gelmelidir. Buna dayanarak BN-800, yenilikçi ekipmanı çalışma koşulları altında test ediyor, güç ünitesinin güvenilirliğini ve verimliliğini etkileyen yeni teknolojilerin doğru uygulamasını kontrol ediyor.

sınıf = "eliadunit">

İş kontrol ediliyor yeni sistem yakıt döngüsü.

Radyoaktif atıkların yakılmasıyla ilgili testler uzun vadeli hayat.

Birikmiş geri dönüşüm Büyük miktarlar, silah kalitesinde plütonyum.

BN-800, tıpkı selefi BN-600 gibi, Rus geliştiricilerin hızlı reaktörlerin oluşturulması ve işletilmesinde paha biçilmez deneyim biriktirmesi için bir başlangıç noktası olmalıdır.

Hızlı bir nötron reaktörünün avantajları

BN-800 ve benzeri nükleer reaktörlerin nükleer enerjide kullanılması

Alınan enerji miktarını önemli ölçüde artıran uranyum kaynak rezervlerinin ömrünü önemli ölçüde artırır.

Radyoaktif fisyon ürünlerinin ömrünü minimuma indirme yeteneği (birkaç bin yıldan üç yüze kadar).

Nükleer santrallerin güvenliğini artırın. Hızlı bir nötron reaktörünün kullanılması, çekirdek erimesinin minimum düzeye indirilmesine olanak tanır, tesisin kendini koruma düzeyini önemli ölçüde artırabilir ve işleme sırasında plütonyum salınımını ortadan kaldırabilir. Sodyum soğutuculu bu tip reaktörlerin güvenliği artırılmıştır.

17 Ağustos 2016'da Beloyarsk NGS'nin 4 numaralı güç ünitesi %100 güçle çalışmaya ulaştı. Geçen yılın Aralık ayından bu yana entegre Ural sistemi, hızlı bir reaktörde üretilen enerjiyi alıyor.

sınıf = "eliadunit">

Yekaterinburg'a 40 km uzaklıkta, en güzel Ural ormanlarının ortasında Zarechny kasabası bulunmaktadır. 1964 yılında ilk Sovyet endüstriyel nükleer santrali Beloyarskaya burada açıldı (100 MW kapasiteli AMB-100 reaktörüyle). Artık Beloyarsk NPP, endüstriyel hızlı nötron güç reaktörü BN-600'ün faaliyet gösterdiği dünyadaki tek nükleer santral olmaya devam ediyor.

Suyu buharlaştıran bir kazan düşünün ve ortaya çıkan buhar, elektrik üreten bir turbojeneratörü döndürüyor. Genel anlamda bir nükleer santralin işleyişi kabaca bu şekildedir. Yalnızca “kazan” atomik bozunmanın enerjisidir. Güç reaktörlerinin tasarımları farklı olabilir, ancak çalışma prensibine göre iki gruba ayrılabilirler: termal nötron reaktörleri ve hızlı nötron reaktörleri.

Zorunlu nükleer fisyon sonucu üretilen hızlı nötronlar, herhangi bir ölçüye gerek kalmadan kullanılabilir. Şema şu şekildedir: Uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeklerinin fisyonu sırasında üretilen hızlı nötronlar, (iki beta bozunmasından sonra) plütonyum-239'u oluşturmak üzere uranyum-238 tarafından emilir. Ayrıca her 100 parçalanmış uranyum-235 veya plütonyum-239 çekirdeği için 120−140 plütonyum-239 çekirdeği oluşur. Doğru, hızlı nötronlar tarafından nükleer fisyon olasılığı termal olanlardan daha az olduğundan, yakıtın termal reaktörlere göre daha fazla zenginleştirilmesi gerekir. Ek olarak, burada su kullanarak ısıyı uzaklaştırmak imkansızdır (su bir moderatördür), bu nedenle diğer soğutucuların kullanılması gerekir: bunlar genellikle sıvı metaller ve alaşımlardır, cıva gibi çok egzotik seçeneklerdendir (bu tür bir soğutucu, ilk Amerikan deneysel reaktörü Clementine) veya kurşun - bizmut alaşımlarından (denizaltılar için bazı reaktörlerde - özellikle Sovyet Projesi 705 denizaltılarında kullanılır) sıvı sodyuma (endüstriyel güç reaktörlerinde en yaygın seçenek) kadar değişir. Bu şemaya göre çalışan reaktörlere hızlı nötron reaktörleri denir. Böyle bir reaktör fikri 1942'de Enrico Fermi tarafından önerildi. Elbette bu plana en büyük ilgiyi ordu gösterdi: Operasyon sırasında hızlı reaktörler sadece enerji değil, aynı zamanda nükleer silahlar için plütonyum da üretiyor. Bu nedenle hızlı nötron reaktörlerine yetiştiriciler (İngiliz yetiştirici - üreticiden) de denir.

Onun içinde ne var

Hızlı bir nötron reaktörünün aktif bölgesi, bir soğan gibi katmanlar halinde yapılandırılmıştır. 370 yakıt düzeneği, farklı uranyum-235 -% 17, 21 ve 26 zenginleştirmesine sahip üç bölge oluşturur (başlangıçta yalnızca iki bölge vardı, ancak enerji salınımını eşitlemek için üç bölge yapıldı). Bunlar, esas olarak 238 izotoptan oluşan, tükenmiş veya doğal uranyum içeren düzeneklerin bulunduğu yan perdeler (battaniyeler) veya üreme bölgeleri ile çevrilidir.Çekirdeğin üstündeki ve altındaki yakıt çubuklarının uçlarında ayrıca tükenmiş tabletler de vardır. son ekranları oluşturan uranyum (bölgeler üreme). BN-600 reaktörü bir çarpandır (yetiştiricidir), yani çekirdeğe bölünmüş 100 uranyum-235 çekirdeği için, yan ve uç eleklerde 120-140 plütonyum çekirdeği üretilir, bu da nükleer yakıtın genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını mümkün kılar . Yakıt düzenekleri (FA), tek bir mahfazaya monte edilmiş bir dizi yakıt elemanından (yakıt çubuklarından) oluşur - çeşitli zenginleştirmelere sahip uranyum oksit topaklarıyla doldurulmuş özel çelik borular. Yakıt çubuklarının birbirine temas etmemesi ve soğutucunun aralarında dolaşabilmesi için tüplerin üzerine ince tel sarılır. Sodyum, yakıt grubuna alt kısma deliklerinden girer ve üst kısımdaki pencerelerden çıkar. Yakıt grubunun alt kısmında komütatör soketine takılan bir sap bulunur, üst kısımda aşırı yük sırasında düzeneğin tutulduğu bir kafa kısmı vardır. Farklı zenginleştirmelerdeki yakıt düzenekleri farklı montaj konumlarına sahiptir, bu nedenle düzeneğin yanlış yere kurulması kesinlikle imkansızdır. Reaktörü kontrol etmek için, yakıt yanmasını telafi etmek için bor içeren 19 dengeleme çubuğu (bir nötron soğurucu), 2 otomatik kontrol çubuğu (belirli bir gücü korumak için) ve 6 aktif koruma çubuğu kullanılır. Uranyumun kendi nötron arka planı düşük olduğundan, reaktörün kontrollü başlatılması (ve düşük güç seviyelerinde kontrol) için bir “aydınlatma” kullanılır - bir fotonötron kaynağı (gamma yayıcı artı berilyum).

Tarihin zikzakları

Ancak 1970'li yıllarda termal nötron reaktörleri nükleer enerji endüstrisine hakim olmaya başladı. Bunun çeşitli nedenleri vardı. Örneğin hızlı reaktörlerin plütonyum üretebilmesi, nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin yasanın ihlal edilmesine yol açabileceği anlamına geliyor. Bununla birlikte, büyük olasılıkla ana faktör, termal reaktörlerin daha basit ve daha ucuz olması, tasarımlarının denizaltılar için askeri reaktörler üzerinde geliştirilmiş olması ve uranyumun kendisinin çok ucuz olmasıydı. 1980'den sonra dünya çapında faaliyete geçen endüstriyel hızlı nötron güç reaktörleri bir elin parmaklarında sayılabilir: bunlar Superphenix (Fransa, 1985−1997), Monju (Japonya, 1994−1995) ve BN-600 (Beloyarsk) NPP, 1980) şu anda dünyada çalışan tek endüstriyel güç reaktörüdür.

Geri geliyorlar

Ancak şu anda uzmanların ve kamuoyunun dikkati yeniden hızlı nötron reaktörlü nükleer santrallere odaklanmış durumda. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın (IAEA) 2005 yılında yaptığı tahminlere göre, çıkarılma maliyeti kilogram başına 130 doları geçmeyen uranyumun kanıtlanmış toplam rezervi yaklaşık 4,7 milyon tondur. UAEA tahminlerine göre bu rezervler 85 yıl dayanacaktır (elektrik üretimi için uranyum talebinin 2004 seviyelerine göre). Termal reaktörlerde "yanan" 235 izotopunun doğal uranyumdaki içeriği yalnızca% 0,72'dir, geri kalanı termal reaktörler için "işe yaramaz" olan uranyum-238'dir. Ancak uranyum-238'i "yakma" kapasitesine sahip hızlı nötron reaktörlerini kullanmaya geçersek, aynı rezervler 2500 yıldan fazla dayanacaktır!

Reaktörün ayrı parçalarının SKD yöntemi kullanılarak ayrı parçalardan monte edildiği reaktör montaj atölyesi

Dahası, bu yöntem, silah sınıfı plütonyumun yanı sıra, geleneksel termal reaktörlerden kullanılmış yakıttan elde edilen plütonyum ve küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küriyum) fazlasının işlenmesi için de kullanılabilir (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir) . Aynı zamanda radyoaktif atık miktarı termal reaktörlere kıyasla yirmi kattan fazla azaltılıyor.

Körü körüne yeniden başlat

Termal reaktörlerden farklı olarak, BN-600 reaktöründe düzenekler bir sıvı sodyum tabakasının altına yerleştirilir, bu nedenle kullanılmış düzeneklerin çıkarılması ve yerine yenilerinin takılması (bu işleme yeniden yükleme denir) tamamen kapalı bir modda gerçekleşir. Reaktörün üst kısmında irili ufaklı döner tapalar vardır (birbirlerine göre eksantrik, yani dönme eksenleri çakışmaz). Kontrol ve koruma sistemlerine sahip bir sütunun yanı sıra pens tipi tutucuya sahip bir aşırı yük mekanizması, küçük bir döner tapa üzerine monte edilmiştir. Döner mekanizma, düşük sıcaklıkta eriyen özel bir alaşımdan yapılmış bir "hidrolik conta" ile donatılmıştır. Normal durumunda katıdır, ancak yeniden başlatıldığında erime noktasına kadar ısıtılır, bu arada reaktör tamamen kapalı kalır, böylece radyoaktif gazların salınımı pratik olarak ortadan kaldırılır. Yeniden yükleme işlemi birçok adımı kapatır. Öncelikle kıskaç, kullanılmış düzeneklerin reaktör içi deposunda bulunan düzeneklerden birine getirilir, çıkarılır ve boşaltma asansörüne aktarılır. Daha sonra transfer kutusuna kaldırılır ve kullanılmış ünite tamburuna yerleştirilir, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra kullanılmış yakıt havuzuna girer. Bir sonraki aşamada mekanizma, çekirdek düzeneklerinden birini çıkarır ve onu reaktör içi depolama tesisine taşır. Bundan sonra, gerekli olan yeni montaj tamburundan (fabrikadan gelen yakıt tertibatlarının önceden monte edildiği) çıkarılır ve onu yeniden yükleme mekanizmasına besleyen taze montaj asansörüne takılır. Son aşama, yakıt düzeneklerinin boşalan hücreye kurulmasıdır. Aynı zamanda, güvenlik nedeniyle mekanizmanın çalışmasına belirli kısıtlamalar getirilmektedir: örneğin, iki bitişik hücrenin aynı anda serbest bırakılması imkansızdır, ayrıca aşırı yük sırasında tüm kontrol ve koruma çubukları aktif bölgede olmalıdır. Bir montajın yeniden yükleme işlemi bir saat kadar sürer, çekirdeğin üçte birinin (yaklaşık 120 yakıt tertibatı) yeniden yüklenmesi yaklaşık bir hafta (üç vardiyada) sürer, bu prosedür her mikro kampanyada gerçekleştirilir (160 etkili gün, tam olarak hesaplanmıştır) güç). Doğru, artık yakıt tüketimi arttı ve çekirdeğin yalnızca dörtte biri aşırı yüklendi (yaklaşık 90 yakıt grubu). Bu durumda operatör doğrudan görsel geri bildirime sahip değildir ve yalnızca kolon dönüş açısı sensörleri ve tutucuların (konumlandırma doğruluğu 0,01 dereceden azdır), çıkarma ve montaj kuvvetlerinin göstergeleri tarafından yönlendirilir.

Yeniden başlatma işlemi birçok aşamadan oluşur, özel bir mekanizma kullanılarak gerçekleştirilir ve “15” oyununu andırır. Nihai amaç, taze düzenekleri ilgili tamburdan istenen yuvaya almak ve kullanılmış olanları kendi tamburlarına almak, buradan buharla (sodyumdan) temizlendikten sonra soğutma havuzuna düşeceklerdir.

Yalnızca kağıt üzerinde pürüzsüz

Hızlı nötron reaktörleri tüm avantajlarına rağmen neden yaygınlaşamadı? Bu öncelikle tasarımlarının özelliklerinden kaynaklanmaktadır. Yukarıda belirtildiği gibi su, nötron moderatörü olduğundan soğutucu olarak kullanılamaz. Bu nedenle hızlı reaktörler, egzotik kurşun-bizmut alaşımlarından sıvı sodyuma (nükleer santraller için en yaygın seçenek) kadar çoğunlukla sıvı haldeki metalleri kullanır.

Beloyarsk NPP'nin baş mühendisi Mikhail Bakanov Başbakan'a şöyle açıklıyor: "Hızlı nötron reaktörlerinde termal ve radyasyon yükleri, termal reaktörlere göre çok daha yüksek." "Bu, reaktör kabı ve reaktör içi sistemler için özel yapısal malzemelerin kullanılması ihtiyacını doğuruyor. Yakıt çubuğu ve yakıt düzenekleri, termal reaktörlerde olduğu gibi zirkonyum alaşımlarından değil, radyasyon 'şişmesine' daha az duyarlı olan özel alaşımlı krom çeliklerinden yapılmıştır. iç basınçla ilgili yükler, atmosferik basıncın yalnızca biraz üzerindedir."

Mikhail Bakanov'a göre, operasyonun ilk yıllarında asıl zorluklar yakıtın radyasyonla şişmesi ve çatlaması ile ilgiliydi. Ancak bu sorunlar kısa sürede çözüldü ve hem yakıt hem de yakıt çubuğu muhafazaları için yeni malzemeler geliştirildi. Ancak şimdi bile kampanyalar, yakıt tüketimiyle (BN-600'de %11'e ulaşan) değil, yakıtın, yakıt çubuklarının ve yakıt düzeneklerinin yapıldığı malzemelerin kaynak ömrüyle sınırlıdır. Diğer operasyonel problemler esas olarak, hava ve su ile temas ettiğinde şiddetli reaksiyona giren, kimyasal olarak aktif ve yangın tehlikesi olan bir metal olan ikincil devredeki sodyum sızıntılarıyla ilişkiliydi: “Endüstriyel hızlı nötron güç reaktörlerinin çalıştırılması konusunda yalnızca Rusya ve Fransa'nın uzun vadeli deneyimi var. . Biz de, Fransız uzmanlar da başından beri aynı sorunlarla karşı karşıyaydık. Devrelerin sıkılığını izlemek, sodyum sızıntılarını lokalize etmek ve bastırmak için en başından itibaren özel araçlar sağlayarak bunları başarıyla çözdük. Ancak Fransız projesinin bu tür sorunlara karşı daha az hazırlıklı olduğu ortaya çıktı ve sonuç olarak Phenix reaktörü nihayet 2009 yılında kapatıldı.”

Beloyarsk NPP'nin yöneticisi Nikolai Oshkanov, "Sorunlar aslında aynıydı" diye ekliyor, "ancak burada ve Fransa'da farklı şekillerde çözüldüler. Örneğin, Phenix'teki meclislerden birinin başkanı onu kapmak ve boşaltmak için eğildiğinde, Fransız uzmanlar bir sodyum tabakasının arkasını "görmek" için karmaşık ve oldukça pahalı bir sistem geliştirdiler. Mühendislerimizden %90'ı "dalış zili gibi basit bir yapıya yerleştirilmiş - alt kısmı açık ve yukarıdan argon üflenen bir boru" içeren bir video kamera kullanılmasını önerdi. Sodyum eriyiğinin yeri değiştirildiğinde, operatörler video iletişimini kullanarak Mekanizmayı yakaladım ve bükülmüş düzenek başarıyla kaldırıldı."

Hızlı gelecek

Ve bu alandaki liderliğin getirdiği umutlar.

Rusya'da nükleer teknolojiler her zaman özel bir yer işgal etti: Stratejik güvenliği sağladılar, askeri teknolojiler alanında dünya sahnesinde rakiplerin üstünlüğü aşamalarında küresel eşitliği korudular, enerji güvenliğini sağladılar. İÇİNDE modern dünya nükleer ve radyasyon teknolojilerinin geliştirilmesi, endüstriyel ve sosyal kalkınmanın motorlarından biridir (büyük bir teknolojik proje kaçınılmaz olarak eğitim, ekoloji, ekonomi ve kültür üzerinde bir etki kutbu haline gelir).

Şu anda dünya, üretilen elektriğin yaklaşık %13'ünü, kilovat saat başına en düşük maliyet ve en düşük çevre kirliliği seviyeleriyle nükleer teknolojiye borçludur.

Bir nükleer santral inşa ederken, çevresel etki ve CO2 emisyonlarına ilişkin en azından bazı rakamlara ulaşmak için inşaat işçilerinin dizel jeneratörlerinden kaynaklanan emisyonlar bile dikkate alınmaktadır.

Tamamen teknolojik bir bakış açısıyla, nükleer enerjinin kıskanılacak performansının, "termal" veya "yavaş" nötronlar - özel bir moderatörden (su, ağır su veya) geçen nötronlar üzerinde çalışan reaktörler kullanılarak elde edildiğini belirtmekte fayda var. grafit), fazla enerjiyi atıyor ve kendi kendini idame ettiren nükleer zincir reaksiyonunu başlatıyor. Buna göre reaksiyon hızı ve çözülmesi gereken birçok mühendislik tasarımı problemi, nükleer reaksiyon için mevcut serbest nötronların sayısına ve yakıtın bunları yakalama yeteneğine bağlıdır. başarılı çalışma nükleer reaktör. Bilim adamlarının gözlemlerine göre, hızlı reaktörler (diğer adıyla "yetiştiriciler" veya "yetiştirici reaktörler") teknolojisinde fazla miktarda nötron vardır, termal reaktörler için 1'e karşılık 2,3 serbest nötrondan oluşan bir nötron akışı oluşur. Bu muazzam potansiyel, doğrudan enerji üretme uygulamalarına ek olarak, nükleer yakıtın yeniden üretilmesi ve diğer sorunların çözümü için de kullanılabilir: elektrik ve ısının ortak üretimi, suyun tuzdan arındırılması, hidrojen üretimi ve diğerleri.

Günümüzde faaliyet gösteren nükleer enerji endüstrisi, yakıt olarak neredeyse yalnızca uranyum-235'i kullanıyor ve içeriği fosil uranyumda yalnızca %0,7'dir. Yakıt pillerindeki uranyum-235 yüzdesi özel zenginleştirme prosedürleriyle operasyonel miktara getirilmektedir. Hızlı reaktörler, bugün depolara/atık depolama sahalarına giden uranyum-238'in üretimini içeren plütonyum üretebilir; çıkarılan cevherin içeriği, kalan %99,3'tür; ve plütonyum da günümüzde çalışan termal reaktörler için mükemmel bir yakıttır, yani hızlı reaktörlerde tüketilenden daha fazla yakıt üretilir!

UAEK tahminlerine göre, kanıtlanmış uranyum-235 rezervleri yaklaşık 85 yıl dayanacaktır; bu, petrol veya gazdan çok daha az bir miktardır. Böyle bir nükleer enerjinin uzun vadeli bir geleceği olmadığı açıktır. Ancak hızlı nötron nükleer reaktörlerinin büyük ölçekli kullanıma sunulması ve yakıt döngüsünün kapatılması göz önüne alındığında resim kararlı bir şekilde değişiyor.

Geliştirmenin bu sürümü her şeyi kullanıma açıyor Doğal Kaynaklar uranyumun (235 ve 238) yanı sıra toryum ve üretilen silah sınıfı plütonyum ve daha sonra kanıtlanmış rezervler (çeşitli tahminlere göre) enerji tüketiminin istikrarlı büyümesi ve kaynak kıtlığı dikkate alındığında yaklaşık 2500 yıl sürecektir. Malthus. Nükleer enerjinin gelişiminin en başından itibaren yetiştiricilerin küresel nükleer üretim endüstrisinin gelecekteki temeli olarak görülmesi şaşırtıcı değildir. Teknoloji geliştirme düzeyi bir “sınırlayıcı” görevi görüyor: yakıt döngüsünün kapatılması anlamına gelen hızlı reaktörlerle çalışmak, aynı zamanda ışınlanmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ve geri dönüştürülmesi için pahalı ve karmaşık bir kompleks gerektiriyor. Ancak daha yüksek olmasına rağmen birim maliyetleri Hızlı reaktörlerden gelen kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi için, bir birim plütonyum elde etmek için gerekli yeniden işlenmiş malzeme hacimlerinin daha küçük olması, günümüzün termal reaktörlerden gelen atıkların yeniden işlenmesiyle karşılaştırıldığında bu işlemi ekonomik açıdan karlı hale getirir.

Birikmiş radyoaktif atıklardan bahsetmişken: hızlı reaktörler, silah kalitesinde plütonyumun ve geleneksel termal reaktörlerin kullanılmış yakıtından elde edilen küçük aktinitlerin (neptunyum, amerikyum, küryum) işlenmesini mümkün kılar (küçük aktinititler şu anda radyoaktif atıkların çok tehlikeli bir bölümünü temsil etmektedir). Yavaş reaktörlerden harcanan yakıt, nükleer enerjinin geleceği için yeni yakıttır ve bu gelecek şimdiden geliyor. Ve ışınlanmış nükleer yakıtı yeniden işleyebilen iki işletmenin tamamı Rusya'da bulunuyor. Dünyada iki Rus fabrikasından çok daha fazla fabrika yok.

Hızlı reaktörler için dünya yarışı

Dünyanın ilk nükleer reaktörü "yavaş"tı: Enrico Fermi tarafından Chicago Üniversitesi futbol sahasının batı tribünlerinin altında grafit ve uranyum bloklarından inşa edildi, 1942'de filancanın yardımıyla 28 dakika boyunca fırlatıldı ve kesinlikle hiçbir etkisi yoktu. Radyasyon ve soğutma sistemlerinden korunma. Bay Fermi'nin oldukça doğru tanımına göre, proje "siyah tuğlalardan ve ahşap kütüklerden oluşan nemli bir yığına" benziyordu ki aslında öyleydi. Ama o zaman bile hızlı bir reaktör inşa etmenin hayalini kuruyordu.

Buna göre ilk hızlı reaktörler Amerika'da ortaya çıktı: 1946'da Los Alamos'ta, cıvanın oldukça egzotik bir soğutucu görevi gördüğü Clementine standı faaliyete geçti; ve 1951'de Idaho'da yalnızca 0,2 MW gücündeki ilk güç reaktörü EBR-1 (Deneysel Damızlık Reaktörü) fırlatıldı; bu, elektrik ve nükleer yakıtın aynı anda tek bir cihazda üretilme olasılığını gösterdi ve tarihin başlangıcı oldu. nükleer enerji. Daha sonra, 1963'te, yaklaşık 100 MW gücünde Enrico Fermi pilot hızlı nötron reaktörü Detroit'te fırlatıldı, ancak sadece üç yıl sonra çekirdeğin bir kısmının erimesiyle ciddi bir kaza meydana geldi - ancak bunun çevreye hiçbir etkisi olmadı veya insanlar.

Sovyet nükleer projesi için gerekli olan plütonyum üretiminin genişletilmesi olasılığı, 1956'da Obninsk'te başlatılan BR-1 isimlendirme basit adıyla ilk Sovyet araştırma reaktöründe kanıtlandı. Hızlı enerji reaktörünün geliştirilmesi için gerekli verileri yalnızca 1959'da oluşturulan BR-5'in eski versiyonunda elde etmek mümkündü. Daha sonra, 1970 yılında, şehre hala ısı ve elektrik sağlayan RIAR'da (Dimitrovgrad) deneysel reaktör BOR-60 başlatıldı. Ayrıca teknoloji, 1973'te hizmete giren ve 1990'larda kapatılıncaya kadar bozkırlarda enerji üretimi ve suyun tuzdan arındırılmasıyla uğraşan dünyanın ilk hızlı nötron güç reaktörü BN-350'de de test edildi. Ancak BN-350, teknik kaynakların tükenmesi nedeniyle değil, SSCB'nin çöküşünden sonra operasyon kalitesine ilişkin endişeler nedeniyle durduruldu.

1980 yılında bugün itibariyle dünyada çalışan tek endüstriyel hızlı nötron reaktörüdür. Bugün, seri inşaat için tasarlanan yeni nesil reaktör BN-1200 halihazırda teknik tasarım aşamasındadır - devreye alınmasının 2025 yılında yapılması planlanmaktadır. Ayrıca 2020 yılına kadar kurşun-bizmutlu 300 MW hızlı reaktörün devreye alınması planlanmaktadır. Seversk'teki Sibirya Kimya Fabrikası topraklarında soğutma sıvısı - bu teknoloji onlarca yıldır denizaltı ve buz kırıcı reaktörlerinde test edilmiştir.

1950'li yılların sonunda İngiltere ve Fransa da kendi projeleriyle nükleer yarışın liderleri arasına katıldılar. 1986 yılında konsorsiyum Avrupa ülkeleri Superphoenix reaktörünü, daha önce Sovyet BN-600'de yer alan bazı çözümlerin ödünç alındığı, ancak 1996'da proje dirilme hakkı olmadan kapatıldığı ağa bağladı. Gerçek şu ki, medyanın çabalarıyla "Superphoenix" etrafında kitlesel bir histeri şişirildi: yapım aşamasındaki reaktör öncelikle plütonyum üretimiyle ilişkilendirildi.

Medya alanında şişen kaos, altmış bin kişinin protestolarıyla sonuçlandı, sokak isyanlarına dönüştü ve fiziksel fırlatmadan bir yıl sonra, nükleer enerji santrali binasına Rhone boyunca bir Sovyet RPG-7'sinden beş salvoda ateş açıldı. tanksavar bombası fırlatıcı.

Neyse ki, bu yaşam kutlamasının yazarları istasyona ciddi bir zarar veremedi. Ancak proje kısa sürede iptal edildi. Ancak 2010 yılında Fransızlar tekrar sodyum soğutuculu hızlı bir nötron reaktörünün inşasına geri döndü - projeye “Astrid” adı verildi, planlanan kapasite 600 MW. Fransa, hızlı reaktör programında kendi gelişmelerine güvense de, hâlâ ağırlıklı olarak Rusya'nın zenginleştirme tesislerini kullanıyor.

Çinliler dünyadaki herkesi yakalamaya ve sollamaya çalışıyorlar; bunun nedeni, çok sayıda ertelemeden sonra bu yıl kendi tasarımı olan PFBR-500 hızlı reaktörünün tanıtımını fiziksel olarak başlatmayı planlayan Hindistan'ın onları geride bırakması da. Hindistan, işletmeye alındıktan sonra, her biri 500 MW'lık altı ticari güç ünitesinin inşasına başlamak istiyor ve aynı bölgede, bol miktarda sahip oldukları nükleer yakıt toryumunu kullanarak bir nükleer yakıt yeniden işleme tesisi inşa etmek istiyor.

Japonlar ise Fukushima kazasından sonra beklenen tepkinin aksine, 1994'ten 1995'e kadar faaliyet gösteren Monzu hızlı reaktörünü canlandırmaya devam ediyor. Bu arada, Fukushima trajedisine aldanmamak gerekiyor: nükleer enerji genellikle döngüsel bir gelişmeyle karakterize edilir. Her kazadan sonra (Three Mile Island, Çernobil, Fukushima), nükleer santrallere olan ilgi biraz zayıflıyor, ancak daha sonra elektriğe olan ihtiyaçlar yine kategorik zorunluluklarını dikte ediyor - ve ardından yeni nesil reaktörler yeni tür koruyucularla faaliyete geçiyor. mekanizmalar.

Toplamda, dünya çapında yaklaşık 30 hızlı reaktör konsepti geliştirildi ve bunlardan bazıları donanımsal olarak deneysel olarak test edildi. Ancak bugün ulusal portföyünde kanıtlanmış teknolojilere ve endüstriyel hızlı reaktörlerin sorunsuz çalışmasına sahip olan tek bir ülke var; o da Rusya.

Karmaşık Mühendislik

Hızlı reaktörlerin avantajları ve yaratımlarının mühendislik karmaşıklığı açıktır. Yokluk gerekli teknolojiler- Hızlı reaktörlerin şu anda yaygınlaşmamasının temel nedenlerinden biri de budur. Daha önce belirtildiği gibi, bir nötron moderatörü olan su hızlı reaktörlerde kullanılamaz, bu nedenle en yaygın sodyumdan kurşun-bizmut alaşımlarına kadar sıvı metaller kullanılır. Sıvı metal soğutucunun geleneksel reaktörlere göre çok daha yoğun enerji salınımı koşulları altında kullanılması başka bir ciddi soruna yol açmaktadır: malzeme bilimi. Reaktör kabının ve reaktör içi sistemlerin tüm bileşenleri, hızlı bir reaktörde sıvı sodyumun 550°C karakteristiğine dayanabilecek, korozyona dayanıklı özel malzemelerden yapılmalıdır.

Doğru malzemeleri seçme sorunu, yerli mühendislerin tükenmez becerikliliği için birçok zorluk yaratmıştır. Çalışan bir reaktörün çekirdeğindeki yakıt düzeneği büküldüğünde, onu dışarı çıkarmak için Fransız nükleer bilim adamları, sıvı sodyum tabakasının arkasını "görmenin" karmaşık ve pahalı bir yolunu icat ettiler. Ruslar da aynı sorunu yaşadığında mühendislerimiz, operatörlerin hasarlı yakıt hücrelerini hızlı ve etkili bir şekilde geri almasına olanak tanıyan, bir tür dalış zili (üstten argon üfleyen bir tüp) içine yerleştirilmiş basit bir video kamerayı zarif bir şekilde kullanmaya karar verdi.

Elbette, hızlı reaktörün mühendislik karmaşıklığı maliyetini etkiliyor; bu da şu anda - hızlı reaktörler kavramsal alanda daha fazlayken - termal reaktörlerden önemli ölçüde daha yüksek. Tüm kapanış işlemleri nükleer yakıt döngüsü aynı zamanda oldukça pahalıdır: teknolojiler mevcut, test edildi, test edildi ve geliştirildi, ancak henüz ticari yayın düzeyine getirilmediler. Neyse ki Rusya için bu önümüzdeki yirmi veya otuz yılın meselesi.

Hızlı nötronların yumuşak gücü

Rusya'nın nükleer yakıt döngüsünü kapatma konusundaki yadsınamaz teknolojik üstünlüğünün açıkça başarılması gerekiyor stratejik uygulama dünya sahnesinde. Rusya, ilgili tüm devletlerin nükleer enerjiye eşit erişimini sağlayacak ve aynı zamanda nükleer silahların yayılmasını önleme rejiminin gerekliliklerine uyumu güvenilir bir şekilde garanti edecek küresel bir altyapı oluşturma konusunda liderlik yükünü üstlenebilir. Bu girişimin uygulama planı aşağıdaki alanları içermektedir:

Yaratılış uluslararası merkezler ilki Angarsk'ta bulunan uranyum zenginleştirme (IUEC) için;

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ve depolanması için uluslararası merkezlerin oluşturulması (açık alanlarımızda herkes dudaklarını yalamıyor);

Nükleer santraller için nitelikli personel yetiştirmek ve nükleer teknolojiler alanında izinsiz yayılmadan korunan ortak araştırmalar yapmak için uluslararası merkezlerin oluşturulması.

Bugün itibariyle önerilen programın en gelişmiş kısmı IUEC'nin oluşturulmasına ilişkin noktaydı: bu tür merkezler, devlet desteğinden faydalanmayan ortak ticari girişimler olarak işlev görüyor. Bu tür işletmelerin yönetim kurulları hükümet temsilcilerini, nükleer yakıt döngüsü şirketlerinin çalışanlarını ve UAEA uzmanlarını içermelidir ve ikincisi, amacı merkezin çalışmasını doğrulamak ve bireysel eylemlerini belgelemek olacak, oy hakkı olmayan danışmanlar olacaktır. Buna göre zenginleştirme teknolojilerine nükleer olmayan ülkeler izin verilmeyecek ve bu oldukça ciddi bir sorun.

Ne yazık ki, küresel bir nükleer enerji altyapısı oluşturma girişiminin geri kalan hükümleri anlamlı bir içerik alamadı. Bu bağlamda doğal bir soru ortaya çıkıyor: Teknik potansiyelin siyasi sömürüsünün bu versiyonlarının kağıt üzerinde unutulmuş fantezilere dönüşmeyeceğine dair herhangi bir garanti var mı?

Bu durumdan çıkmak, nükleer enerjinin barışçıl kullanımıyla ilgilenen geniş bir yelpazedeki gelişmekte olan ülkeleri çekmek, uluslararası nükleer yakıt döngüsü merkezleri programı başlatmak için bu önerileri tahmin, araştırma ve bilimsel ve teknik bilgilerle doldurmak gerekiyor. içerik.

Büyüklerin ilgisini çekti Araştırma projeleri nükleer enerji ekonomisinde, küçük ve gelişmekte olan ülkeler Bu girişimlerin uygulanmasına katılmanın kendilerine özgü faydalarını görebilmekte ve ulusal programlarında ne gibi değişikliklere ihtiyaç duyulduğunu anlayabilmektedirler.

Bu tür bir endüstriyel reaktör işleten tek ülke olan Rusya'da kabul edilen ileri düzey hızlı reaktör teknolojisi, nükleer yakıtın yeniden işlenmesindeki deneyimle birleştiğinde, Rusya'nın uzun vadede dünya nükleer enerjisinde liderlerden biri rolünü üstlenmesine olanak tanıyacak. terim.

Rusya'nın küresel bir nükleer altyapı oluşturmaya yönelik önerilerinin başarıyla uygulanması önemli faktör küresel enerjinin gelecekteki gelişimi için, bahsetmeye bile gerek yok Rus yeri bu gelişmede. Rusya'nın önerilerinin uygulanması, zamanla yalnızca küresel nükleer enerjinin güvenliğini ve neredeyse sonsuz yakıt kendi kendine yeterliliğini sağlamakla kalmaz, aynı zamanda elektrik piyasasının manzarasını bir bütün olarak yeniden şekillendirebilir: her türden enerji kıtlığı tehdidi. Uranyum da dahil olmak üzere fosil yakıtlar, belli bir aşamada, göründüğünden çok daha yakın ve gerçek hale gelecektir.

Dünyada hidrokarbon fiyatlarının yükselmesine karşılık, son yirmi yılda alternatif enerjiye ilgi arttı. Bununla birlikte, geleneksel termal üretime tek geçerli alternatifin yalnızca nükleer enerji olabileceğine inanmak için çeşitli nedenler vardır. Nükleer enerji ve yenilenebilir enerji üretiminin beklentilerinin karşılaştırılması konusunda çok ciddi ve kalın kitaplar yazıldı; kısacası, gelecekte hızlı reaktörlerin ve Rusya'nın teknolojik liderliğinin önümüzdeki on yıllarda üzerimize parlayacağı söyleniyor.

Su-su ve kaynama termal reaktörleri günümüzde en yaygın kullanılanlardır. Farklı reaktörlerden gelen kullanılmış yakıtın bileşimi bir miktar farklılık gösterir. Bu özellikle tükenmişliğe bağlıdır, ancak yalnızca bununla sınırlı değildir. Uranyum yakıtı kullanan, 1000 MW elektrik gücüne sahip tipik bir VVER reaktöründe, yılda 11 m3 (toplam yakıt yükünün 1/3'ü) hacimde 21 ton kullanılmış nükleer yakıt (SNF) üretilmektedir. VVER tipi bir reaktörden yeni çıkarılan 1 ton kullanılmış yakıt, 950-980 kg uranyum-235 ve 238, 5 - 10 kg plütonyum, fisyon ürünleri (1,2 - 1,5 kg sezyum-137, 770 g teknesyum) içerir -90, 500 g stronsiyum -90, 200 g iyot-129, 12 - 15 g samaryum-151), küçük aktinidler (500 g neptunyum-237, 120 - 350 g amerikyum-241 ve 243, 60 g) küryum-242 ve 244) ve ayrıca daha az miktarda selenyum, zirkonyum, paladyum, kalay ve diğer elementlerin radyoizotopları. MOX yakıtı kullanıldığında kullanılmış yakıt daha fazla amerikyum ve küriyum içerecektir.

Fisyon ürünleri

İlk on yıl boyunca, boşaltıldıktan sonra kullanılmış yakıtın ısı salınımı yaklaşık iki kat azalır ve esas olarak fisyon ürünleri tarafından belirlenir. En büyük katkıÜç yıllık ıslatma süresine sahip kullanılmış yakıtın aktivitesi şunları içerir: 137 Cs + 137 m Ba (%24), 144 Ce + 144 Pr (%21), 90 Sr + 90 Y (%18), 106 Ru + 106 Rh ( %16), 147 Pm (%10), 134 Cs (%7), 85 Kr, 154 Eu, 155 Eu'nun bağıl katkısı her izotopun yaklaşık %1'idir.

Kısa ömürlü fisyon ürünleri

Nüklit	1/2	Nüklit	1/2
85 kuruş	10,8 yıl	137 C	26,6 yıl
90 Sr	29 yıl	137m Ba	156 gün
90Y	2,6 gün	MS 144	284,91 gün
106 ru	371,8 gün	144 Pr	17,28 m
106 Rh	30.07 sn	147 PM	2,6 yıl
134 C	2,3 yıl	154 AB	8,8 yıl
		155 AB	4.753 yıl

Boşaltımdan sonraki birkaç yıl boyunca, kullanılmış yakıt su dolu havuzlarda depolanırken asıl risk, soğutma suyu kaybının, yakıtın, yakıt çubuklarının bulunduğu zirkonyum alaşımını tutuşturacak kadar yüksek bir sıcaklığa kadar ısınmasına neden olabilmesidir. uçucu radyoaktif fisyon ürünlerinin salınmasına neden olur.

Uzun ömürlü fisyon ürünleri

Uzun vadede (10 4 -10 6 yıl) bu ürünler, aktinitlere göre daha fazla hareket kabiliyetine sahip olmaları nedeniyle tehlike oluşturabilir.

Aktinitler

Küçük aktinitlerin arasında neptunyum (Np-237), amerikyum (Am-241, Am-243) ve küriyumun (Cm-242, Cm-244, Cm-245) uzun ömürlü ve nispeten uzun ömürlü izotopları bulunur.

Neptünyum

Çoğunlukla tek izotop Np-237 ile temsil edilen Neptunyum, aşağıdaki zincire göre uranyum izotop U-235'ten üretilir:

En yakın uzun ömürlü yavru çekirdeğe bozunma şeması şu şekildedir:

Np-237 (T 1/2 = 2,14 10 6 yıl; α) → Pa-233 (T 1/2 = 27 gün; β) → U-233 (T 1/2 = 1,59 10 5 yıl; α)

Bozunma zincirindeki çekirdeklerin aktivitelerindeki değişimlerin dinamiklerini analiz ederek Np-237 ve Pa-233'ün laik dengede olacağını ve aktivitelerinin eşit olacağını, Pa-233'ün aktivitesinin ise çok küçük olacağını söyleyebiliriz. göz ardı edilebilir.

Np-237 ve Ra-233'ün radyasyon özellikleri

C 0 – 1 kg Np-237 (Ci/kg) başına malzemenin spesifik aktivitesi; Q – bozunma enerjisi (MeV);
E α – α parçacıklarının enerjisi (MeV); E β – ortalama enerjiβ-partikülleri (MeV);
E γ – γ kuantumun toplam enerjisi (keV); W – ısı salınımı (W/kg).

Çoğunlukla tek izotop Np-237 ile temsil edilen Neptunyum, uzun yarı ömrü nedeniyle uzun vadeli radyotoksisiteye önemli bir katkıda bulunur. Ancak Np-237'nin ısı salınımına önemli bir katkısı yoktur. Np-237 hem termal hem de hızlı reaktörlerde dönüştürülebilir.

Amerikanyum

Termal nötron reaktörlerinde önemli miktarlarda üretilen amerikyumun uzun ömürlü izotopları arasında Am-241 ve Am-243 izotopları bulunur. Am-242m izotopu önemli ölçüde daha küçük miktarlarda üretilir, ancak kullanılmış yakıttan salınan amerikan içeriği, malzemenin nötron radyasyonunun özellikleri üzerinde önemli bir etkiye sahip olabilir.
Amerikayum izotopları Am-241, Am-243 ve küriyum izotopları Cm-242, Cm-244 ve Cm-245, aşağıdaki zincirlere göre uranyum izotopu U-238'den üretilir:

Am-241
Kullanılmış nükleer yakıtta Am-241, amerikumun baskın izotopudur, ancak Am-242, Am-242m ve Am-243 de vardır.
Am-241'in en yakın uzun ömürlü yavru çekirdeğe bozunma şeması şu şekildedir:

Am-241 (T 1/2 = 4,32 10 2 yıl; α) → Np-237 (T 1/2 = 2,14 10 6 yıl; α)

T 1/2'den beri (Am-241)<< T 1/2 (Np-237), то радиационные характеристики процесса определяются исключительно параметрами распада собственно Аm-241

Am-243
Am-243'ün en yakın uzun ömürlü yavru çekirdeğe bozunma şeması şu şekildedir:

Am-243 (T 1/2 = 7,38 10 3 yıl; α) → Np-239 (T 1/2 = 2,35 gün; β) → Pu-239 (T 1/2 = 2,42 10 4 yıl; α)

Am-243 ve Np-239 radyasyon dengesindedir ve aktiviteleri eşittir.

Am-242m
Termal nötron reaktörleri ayrıca uzun ömürlü izomer Am-242m'yi de üretir.

Am-242m (T 1/2 = 1,52 10 2 yıl; γ) → Am-242 (T 1/2 = 16 saat; %82 β; %18 EZ*) →
→ Pu-242 (T 1/2 = 3,76 10 5 yıl; α) → Cm-242 (T 1/2 = 1,63 10 2 gün; α) → Pu-238 (T 1/2 = 88 yıl; α)

Aşağıdaki radyonüklidler Am-242m içeren malzemenin radyoaktivitesine katkıda bulunur:
Am-242m, Am-242, Cm-242

Am-241, Am-243, Np-239, Am-242m, Am-242 ve Cm-242'nin radyasyon özellikleri

İzotop	1/2	C 0	Tip parçalanma	Q	E α	Eβ	E γ	K
Am-241	4,32·10 2 yıl	3,44 10 3	α	5.64	5.48		29	1.11 10 2
Am-243	7,38·10 3 yıl	200	α	5.44	5.27	0	48	6.6
Np-239	2,35 gün	200	β	0.72	0	0.118	175	6.6
Am-242m	1,52·10 2 yıl	9,75 10 3	γ	0.072	0	0	49	310
Am-242	16 saat	1,75 10 3 8 10 3	EZ β	0.75, 17.3% 0.66, 82.7%	0 0	0 0.16	18
Cm-242	1,63·10 2 gün	8 10 3	α	6.2	6.1	0	1.8

Amerikyum, fisyon ürünlerinin katkısının birkaç büyüklük düzeyinde azaldığı boşaltma işleminden yaklaşık 500 yıl sonra, kullanılmış yakıtın gama aktivitesine ve radyotoksisitesine ana katkıda bulunan maddedir. Tüm amerikyum, yakalama ve fisyon reaksiyonları kullanılarak yoğun bir nötron akışında dönüştürülebilir.

Curium

Cm-242
Cm-242'nin bozunma şeması şuna benzer:

Sm-242 (T 1/2 = 163 gün; α) → Pu-238 (T 1/2 = 87,7 yıl; α) → U-234 (T 1/2 = 2,46 10 5 yıl; α)

Cm-242'nin aktivitesi hızla azalırken Pu-238'in aktivitesi artar ve oldukça hızlı bir şekilde ≈ 3,4 yılda Pu-238 ve Cm-242'nin aktiviteleri karşılaştırılırken Cm-242'nin aktivitesi yaklaşık 200 yıl azalır. Başlangıç seviyesine kıyasla zaman.

Cm-242 ve Pu-238'in radyasyon özellikleri

Сm-244
Cm-244'ün bozunma şeması şuna benzer:

Cm-244 (T 1/2 = 18,1 yıl; α) → Pu-240 (T 1/2 = 6,56 10 3 yıl; α).

Cm-244'ün radyasyon özellikleri

Сm-245
Cm-245'in bozunma şeması şuna benzer:

Cm-245 (T 1/2 = 8,5 10 3 yıl; α) → Pu-241 (T 1/2 = 14,4 yıl; β) → Am-241 (T 1/2 = 4,33 10 2 yıl; α) .

t >> T 1/2'de (Pu-241), Pu-241'in aktivitesi Cm-245'in aktivitesi ile dengededir.

Cm-245 ve Pu-241'in radyasyon özellikleri

Curium gama aktivitesine, nötron emisyonuna ve radyotoksisiteye önemli bir katkıda bulunur. Curium dönüşüm için pek uygun değildir çünkü ana izotopların (Cm-242 ve Cm-244) fisyon ve yakalama kesitleri oldukça küçüktür. Cm-242'nin yarı ömrü çok kısa olmasına rağmen (163 gün), ışınlanmış yakıtta bozunma yoluyla sürekli olarak üretilir.
Am-242m (yarı ömür 141 yıl).

Kullanılmış nükleer yakıtın ısı salınımı ve radyotoksisitesi

Pirinç. 3. 50 GWd/tm'lik bir yanma ile hafif su reaktöründen kullanılmış yakıtın ısı salınımı

İncirde. Şekil 3, 50 GWd/tm'lik bir yanma ile hafif su reaktöründen kullanılmış yakıtın ısı salınımını göstermektedir. Yanma, reaktörün çalışması sırasında üretilen termal enerjinin yüklenen yakıt kütlesine oranı olarak tanımlanır. Yaklaşık 40 yıl depolandıktan sonra kullanılmış yakıtta orijinal radyoaktivitenin yalnızca yüzde birkaçı kalır. Gemiden indikten sonraki ilk 200 yıl boyunca ısı üretimi hızla azalır. Üstelik ilk 60 yıl boyunca ısı salınımına asıl katkı fisyon ürünlerinin bozunmasından kaynaklanmaktadır. En büyük katkıyı 137 Cs + 137 Ba ve 90 Sr + 90 Y sağlar. Minör aktinitlerin reaktörlerde nispeten küçük miktarlarda üretilmesine rağmen, kullanılmış yakıtın ısı salınımına, nötron verimine ve radyotoksisitesine önemli katkı sağlarlar. . 60 yıl sonra ısı salınımı miktarında aktinitlerin hakim olduğu görülür. 200 yıl sonra ısı üretiminin neredeyse tamamı aktinitlerden (plütonyum ve amerikyum) kaynaklanıyor. Isı salınımındaki yavaş azalma, 241 Am, 238 Pu, 239 Pu ve 240 Pu'nun nispeten uzun yarı ömürlerinden kaynaklanmaktadır.
İncirde. Şekil 4, kullanılmış nükleer yakıttan kaynaklanan dış radyasyonun doz oranının zaman içinde nasıl değiştiğini göstermektedir.

Pirinç. 4. 1 metre mesafede 38 GW/t yanmalı bir reaktörden boşaltıldıktan sonra bir ton kullanılmış nükleer yakıtın radyasyon dozu oranının zamana bağımlılığı.

Yakıt yüklemesinden yaklaşık bir yıl sonra, kullanılmış yakıt reaktörden boşaltıldığında 1 tondan itibaren doz hızı yaklaşık 1000 Sv/saattir. Bu demektir öldürücü doz Yaklaşık 5 Sv, yaklaşık 20 saniyede alınır. Doz tamamen gama radyasyonunun katkısına bağlıdır. Radyasyon zamanla azalır, ancak harcanan yakıtın derin depoya konulması gereken 40 yıl sonra doz hızı 65 Sv/saat gibi hala yüksektir. Bu nedenle, kullanılmış nükleer yakıtın elleçlenmesi sırasında, reaktörden boşaltılmasından nihai bertarafına kadar dış radyasyona karşı koruyucu önlemler alınması gerekmektedir. Şek. Şekil 4'te nötron radyasyonundan kaynaklanan dozun her zaman gama radyasyonundan çok daha az olduğu görülebilir, ancak nötron radyasyonu daha yavaş azalır.
İlk birkaç on yılda radyotoksisite esas olarak 90 Sn ve 137 Cs gibi fisyon ürünleri ve bunların bozunma ürünleri tarafından belirlenmektedir. Yaklaşık 40 yıllık bir ara depolamanın ardından kullanılmış yakıtta orijinal radyoaktivitenin yalnızca yüzde birkaçı kalır. Birkaç yüzyıl boyunca çoğu radyonüklid bozunur ve radyotoksisiteye asıl katkı uzun ömürlü aktinitlerden (plütonyum ve amerikyum) kaynaklanır. Kullanılmış yakıtın radyotoksisitesi yaklaşık 100.000 yıl içinde uranyum cevherinin radyotoksisite seviyesine düşecektir.

Pirinç. 5. 60 GW'lik bir yanmada kullanılmış yakıtın radyotoksisitesinin zamana bağlılığı: gün/t.

Görüntüleme