ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Реакторы на быстрых нейтронах из "Проблемы развития энергетики " Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только теплову ю и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить ядерное топливо. Реактор на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно использовать запасы ядерной энергии, содержащейся в естественном уране. АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут сочетаться с реакторами на тепловых нейтронах, поскольку последние нарабатывают плутоний-239, необходимый для реакторов на быстрых нейтронах. [c.188] Длительные исследования позволили создать реакторы на быстрых нейтронах, однако для перехода в больших масштабах к сооружению АЭС с такими реакторами требуется решить некоторые проблемы в первую очередь обеспечение абсолютной надежности реакторов, повышение надежности оборудования натриевых контуров, создание циркуляционных натриевых насосов большой мощности, разработку парогенераторов и некоторых других элементов конструкции реактора. [c.188] В Советском Союзе была осуществлена разносторонняя программа теоретических и экспериментальных исследований в этой области. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах был сооружен в 1955 г., а в 1956 г. был пущен новый образец реактора мощностью 100 кВт с ртутным охлаждением. В 1959 г. были проведены исследования натрия в качестве охладителя на реакторе мощностью 5 МВт на быстрых нейтронах. С целью комплексного исследования твэлов и материалов для реакторов на быстрых нейтронах в 1969 г. была создана установка БОР-60 тепловой мощностью 60 МВт. На основе фундаментальных исследований было принято решение принять охлаждение реактора на быстрых нейтронах жидким натрием. [c.188] По расположению оборудования первого контура (трубопроводы, промежуточный теплообменник, циркуляционный насос первого контура) реакторы на быстрых нейтронах принято делить на две группы петлевые и баковые. В петлевых реакторах оборудование первого контура располагается в отдельных боксах, отделенных от шахты реактора и смежных боксов защитными стенами, для обеспечения возможности обслуживания и ремонта. В баковых реакторах оборудование всех петель первого контура размещается в общем баке, заполненном натрием. Для выполнения ремонтных работ оборудование соединено с корпусом реактора, разъемными соединениями. [c.189] В 1973 г. первой в мире введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Эта АЭС используется для трех целей часть тепла идет на опреснительную установку производительностью 120 тыс. м дистиллята в сутки, вторая часть тепла электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии, и, кроме того, АЭС воспроизводит ядерное топливо. Коэффициент воспроизводства равен 1,35. [c.189] На Белоярской АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт баковой компоновки. [c.190] Несмотря на то, что последние реакторы на быстрых нейтронах проектируются в баковом варианте, выбор между петлевой и баковой компоновкой может быть обоснован опытом эксплуатации, который пока еще недостаточен. [c.190] Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся в США, Великобритании, Франции, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами в 1956 г. было начато строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., до аварии с расплавлением тепловыделяющих элементов (твэ-лов). Ликвидация аварии заняла почти 4 года, и в 1974 г. было решено этот реактор демонтировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС мощностью около 400 МВт с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Пуск АЭС намечен на 1983 г. По прогнозам к 2000 г. предполагается построить более сотни реакторов на быстрых нейтронах единичной мощностью 1000 МВт каждый. [c.192] В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС Даунри с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт. [c.192] В 1973 г. во Франции состоялся пуск в эксплуатацию реактора FBR на АЭС Феникс мощностью 250 МВт. На основе полученного опыта разработан проект АЭС с реактором Суперфеникс мощностью 1200 МВт. [c.192] В ФРГ в 1973 г. началось сооружение АЭС Калькар-300 с реактором мощностью 300 МВт, ввод которого намечен к концу 1979 г. [c.192] На начало 1977 г. в мире действовали три АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (в СССР, Великобритании и Франции). Данные о демонстрационных и промышленного назначения реакторах на быстрых нейтронах приведены в табл. 4-8. [c.192] В СССР ведется разработка технического проекта АЭС с реактором БН-1600 мощностью 1600 МВт. Ведутся работы по использованию в реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя гелия и диссоциирующего газа типа Нг04. [c.192] Исходя из состояния разработок реакторов, можно заключить, что период практического использования реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем придется на вторую половину 80-х годов— начало 90-х годов. Что касается реакторов на быстрых нейтронах с газовым (гелиевым) охлаждением, то эти реакторы находятся в стадии исследований и разработок экспериментальных реакторов. [c.192] Вернуться к основной статье