Россия получает неисчерпаемый источник энергии на несколько веков https://oko-planet.su/politik/politikdiscussions/689713-rossija-poluchaet-neischerpaemyj-istochnik-jenergii-na-neskolko-vekov.html
22 сентября 2022 года произошло событие, которое может изменить к лучшему жизнь человечества. В Свердловской области был впервые выведен на полную мощность четвертый энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800.
Реактор на быстрых нейтронах – ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов (вода или графит). Отсюда и название этого типа реакторов, которые позволяют превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый ядерно-топливный цикл.
Реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве теплоносителя не воду, а легкоплавкие металлы. В России, на Белоярской АЭС в реакторе БН-800 используется натрий.
В активную зону Белоярского реактора загружается не обычный уран-235, а так называемое МОКС-топливо. MOX (Mixed-Oxide fuel) – ядерное топливо, которое содержит несколько видов оксидов плутония и урана.
Белоярский БН-800 сразу проектировали под МОКС-топливо, но загружали его постепенно. В 2014 году большую часть стартовой загрузки составляло обычное урановое топливо (БН-800, в принципе, может работать и на нем), МОКС-топлива было 16?%.
В январе 2021 года после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети. В январе текущего года – до двух третей. В конце сентября блок был полностью загружен МОКС-топливом, изготовленным на Горно-химическом комбинате в городе Железногорске Красноярского края.
Главное преимущество реактора на быстрых нейтронах состоит в том, что он позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый ядерно-топливный цикл. Таким образом, атомная энергетика будущего, в создании которой лидируют российские атомщики, не будет иметь ядерных отходов.
Кроме того, реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать уран-238, запасов которого хватит более чем на три тысячи лет.
Вообще-то, Россия не является пионером в создании реакторов на быстрых нейтронах, но она стала первой, кто преуспел в этом.
Первым атомным реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем стал американский EBR I, запущенный 20 декабря 1951 года, но к электросетям он подключен не был, энергия использовалась в основном для освещения здания, в котором находился реактор.
В 1965 году реактор остановили и запустили второй такой же, но в 1994 году остановили. Владельцы АЭС США – в основном частные компании, они не видят коммерческих преимуществ в быстрых реакторах по сравнению с обычными «тепловыми». Да и тема обеспечения человечества практически вечной энергетической базой американцам не близка.
Не вышло у американцев и с военным использованием натриевых быстрых реакторов. Натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Поэтому после трехлетней эксплуатации единственной американской подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на обычный водо-водяной, и эксперименты с использованием быстрых реакторов Пентагон прекратил.
14 июля 1974 года во Франции был пущен в коммерческую эксплуатацию реактор на МОКС-топливе «Феникс». Однако из-за нескольких аварий его неоднократно останавливали, запускали снова, потом снова останавливали и окончательно заглушили в феврале 2010 года, так и не выведя на проектную мощность.
В Японии быстрым реакторам не повезло: в 1995 году на реакторе «Мондзю» через четыре месяца после пуска произошла крупная утечка натрия. Потом 15 лет на АЭС шел ремонт, но при перезапуске снова произошла авария. С тех пор реактор не работает.
Индия имеет исследовательский быстрый реактор FTBR, но с пуском демонстрационного реактора PFBR-500 у индийцев не ладится уже много лет по причине отсутствия опыта и специалистов. Многочисленные отказы экспериментального оборудования ставят под вопрос реализацию этого проекта.
Единственными серьезными конкурентами России в этой области сейчас являются китайцы, которые, однако, используют российское топливо с обогащенным ураном: они запустили экспериментальный реактор на быстрых нейтронах CEFR в 2011 году, а сейчас строят демонстрационный блок, который должен заработать в ближайшие годы.
Первый китайский опытный реактор CEFR мощностью 65 мегаватт проектировался в 90-х годах в России, но строился китайцами самостоятельно. Пущенная в 2010 году эта установка стала для Китая своего рода полигоном, где нарабатывается понимание, каким образом строить и эксплуатировать быстрые натриевые реакторы. Однако с 2011 года и по сей день CEFR находится в полурабочем состоянии. Не выполнена и задача перевода реактора на собственное МОКС-топливо.
Отдельно насчет «вечности». Сейчас на всех мировых АЭС, кроме Белоярской, используется уран-235, который составляет менее одного процента имеющегося в природе урана. Реакторы на быстрых нейтронах вовлекают в топливный цикл уран?238 (он составляет более 99?% природного урана), чтобы получать плутоний и снова использовать в реакторах. Топлива для реакторов на быстрых нейтронах хватит человечеству более чем на три тысячи лет.
Следующим шагом в развитии атомной энергетики на быстрых нейтронах станет проект БРЕСТ-300. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используются свинец с температурой плавления 327?. Это упрощает управление и повышает энергоэффективность реактора.
Конструкция БРЕСТ-300 обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого выброса нейтронов, приводящего к цепным реакциям, например в случае разгона реактора по мощности.
Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске (Томская область). Вокруг него будет построен комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива. И все процессы создания замкнутого топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
Когда в рамках проекта БРЕСТ-300 задача по замыканию ядерного топливного цикла будет успешно решена, Россия получит практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно будет решена задача по выводу ядерных отходов из топливного цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл проекта БРЕСТ-300 обеспечит возврат ровно того же количества радиации, которое извлечена из земных недр. Теоретически эта задача российскими учеными просчитана. Дело за практикой.
В 1945 году Энрико Ферми сказал, что страна, которая первой разработает реактор на быстрых нейтронах, получит значительное преимущество в использование атомной энергии.
Россия первой запустила реактор на быстрых нейтронах с полным циклом использования МОКС-топлива, которое позволяет использовать неисчерпаемые запасы природного урана. Это дает нашей стране неоспоримый долгосрочный приоритет в энергетическом обеспечении промышленного роста.
Источник: masterok.livejournal.com.