Реактор на быстрых нейтронах
Материал из Documentation.
Реактор на быстрых нейтронах — один из типов ядерных реакторов.
Его отличие от теплового реактора состоит в том, что в нём происходит расширенное воспроизводство горючего, то есть он потребляет ядерного топлива меньше, чем производит.[1]
Вместе с реактором на быстрых нейтронах должно работать производство по переработке отработанного (облучённого) ядерного топлива, в том числе по выделению из ОЯТ плутония для его повторного использования. В этом и состоит основное преимущество: полученный плутоний можно смешать с ураном и использовать в виде MOX-топлива на АЭС. Получается замкнутый ядерный цикл.[2]
Содержание |
[править] Регионы
[править] Америка
[править] США
В США первый опытный реактор на быстрых нейтронах (ЕВЯ-1) появился в 1951 году.[3]
[править] Европа
[править] Россия
В СССР работы по созданию реактора на быстрых нейтронах начались в 1950 году. В 1952 году была начата разработка первого реактора этого типа БР-2 с ртутным теплоносителем и активной зоной на основе металлического плутония. Для отработки технологии создавалась также модель этого реактора БР-1. В 1955 году был создан БР-1, а в 1956 году — реактор БР-2 мощностью в 150 кВт. Эксперименты на БР-1 и БР-2 подтвердили возможность расширенного воспроизводства делящихся материалов в реакторах на быстрых нейтронах. Теплоноситель из ртути оказался неудачным, реактор БР-2 был демонтирован и вместо него в 1958 году был введен в действие реактор БР-5 с проектной мощностью в 5 МВт и натриевым теплоносителем.[4]
По инициативе А. И. Лейпунского, было начато создание существенно более мощного реактора на быстрых нейтронах БОР-60. В качестве места сооружения этого реактора был выбран незадолго до этого созданный новый ядерный центр — НИИ атомных реакторов. Вместе с этим НИИ был построен и новый город — Димитровград (Ульяновская область). Реактор БОР-60 был принят в эксплуатацию в конце 1968 года. Этот реактор использовался для испытаний ТВЭЛов с различными видами топлива, материалов-поглотителей нейтронов, конструкционных материалов реакторов. Испытания ТВС на реакторе БОР-60 были важны для дальнейших работ по созданию реакторов на быстрых нейтронов, в частности, БН-600, что, собственно, и являлось первоначальной задачей его создания.[5]
В 1960 году были начаты работы по созданию первого опытно-промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-350. Разработка принципиальных элементов схемы реактора проводилась ФЭИ, конструкторские работы проводились в ОКБМ, а проектные работы — во ВНИПИЭТ. Энергетический пуск реактора состоялся в 1973 году. В качестве места для размещения реактора был выбран город Шевченко Казахской ССР.[6]
В 1963 году были начаты работы по созданию промышленного энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600. В качестве места для его размещения была выбрана площадка Белоярской АЭС. Этот реактор был выведен на проектный уровень мощности в конце 1981 года.[7]
Накопленный опыт создания и эксплуатации реакторов БН-350 и БН-600 содействовал разви¬тию дальнейшего проектирования реакторов на быстрых нейтронах. Эти усилия были направлены, с одной стороны, на модернизацию реактора БН-600 в целях создания серийной реакторной уста¬новки, а с другой стороны, на создание реактора на быстрых нейтронах существенно большей мощ¬ности. Эти работы привели к разработке проекта энергоблока БН-800.[8]
[править] Примечания
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
- ↑ Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра — Саров, 2003 г.
