Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот. Ядерное оружие

Быстрые реакторы — энергетические реакторы, работающие в отличие от реактора на тепловых нейтронах в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрые реакторы обычно работают на плутониевом топливе и, преобразуя U 238, производят плутония больше, чем потребляют, то есть имеют коэффициент воспроизводства больше единицы. Поэтому они называются также реакторами-размножителями, или бридерами (от англ. to breed — размножаться).

География размещения БН В структуре крупномасштабной атомной энергетики будущего доминирующая роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и тем самым снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.

Проект БРЕСТ-ОД-300 В качестве примера инновационного реактора естественной безопасности может быть рассмотрен проект опытно-демонстрационного быстрого реактора со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300). Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного корпуса с тепловой защитой

Проект БРЕСТ-1200 БРЕСТ — энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.

Реактор БР-5 (10), г.Обнинск Построен и эксплуатировался в ФЭИ, г.Обнинск, в период с 1959 по 2002 годы. В качестве теплоносителя в нём был использован жидкий натрий в первом контуре и натрий-калий во втором, а в качестве топливного материала для первой загрузки — PuO2. Проектирование, изготовление оборудования, строительные и пусконаладочные работы были завершены в срок менее четырёх лет; в 1959 году БР-5 достиг проектной мощности 5 МВт (тепловых) и был сдан в эксплуатацию 27 января 1959 г.

Реактор БОР-60 многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР, г. Димитровград. Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический. Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с ВК-50 (электрической мощностью 50МВт) один из двух реакторов в НИИАР , вырабатывающих электроэнергию. Тепловая мощность реактора 60 МВт, электрическая — 12 МВт (чистая 11МВт). Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или смесь оксидов урана и плутония. Активная зона имеет высоту 45 см. Диаметр 40см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.

Реактор БН-350 — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию 16 июля 1973 года на первой советской АЭС с реактором на быстрых нейтронах в г. Шевченко, Казахская ССР. Тепловая мощность реактора 1000 МВт, эквивалентная суммарная электрическая мощность составляла 350 МВт, которая расходовалась следующим образом: на производство электрической энергии 150 МВт, на производство тепла для отопления 100 МВт, на получение пресной воды 100 МВт. Топливом служила обогащенная двуокись урана. В то время являлась единственной атомной опреснительной установкой в мире, поставляла пресную воду для города Шевченко в объёме 120 000 м3 в сутки. В 1999 году правительство Казахстана приняло решение не продолжать эксплуатацию БН-350, реактор был остановлен и переведен в режим вывода из эксплуатации. Однако, в виду того, что реакция еще продолжается, ректор будет охлаждаться при помощи воды до 2050 года

Реактор БН-600 Работы в области ядерных реакторов на быстрых нейтронах реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г. В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне - около 80%

Реактор БН-800 Тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 — трехконтурная. Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО). Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий. Третий контур (паро-водяной) состоит из трёх секций модульного ПГ и одного турбоагрегата.

Проектные решения систем безопасности АЭС с БН-800 Опыт эксплуатации действующих энергоблоков с БН показывает, что уровень радиационного воздействия от поступления в окружающую среду нуклидов с газоаэрозольными выбросами и сбросными водами станций не превышает 1% от предела среднегодовой дозы, установленного требованиями надзорных органов. Проектом подтверждается, что на АЭС с БН-800 выбросы и сбросы нуклидов в течение нормальной эксплуатации будут меньше, чем выбросы и сбросы действующих АЭС с БН-350 и БН-600.

Схемы обращения с РАО на АЭС с БН-800 В основу обеспечения безопасности в проекте АЭС с БН-800 заложен принцип глубокоэшелонированной защиты  — применение системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности непосредственно для защиты населения

Реактор БН-1200 В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт. Разрабатываемый головной энергоблок БН-1200 выполнен по принципу моноблока: один реактор - одна турбина. Тепловая мощность реактора — 2800 МВт, электрическая мощность турбины 1200 МВт. Тепловая схема энергоблока БН-1200 трехконтурная. Теплоноситель (жидкий натрий) находится в I и II контурах, пар и вода - в III контуре. Особенностью реакторной установки БН-1200 является интегральная (баковая) компоновка I контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель I контура сосредоточены в баке реактора, который заключен в страховочный корпус.

Реализация принципа естественной безопасности в проекте БН-1200 В дополнение к свойствам внутренней самозащищенности для повышения уровня безопасности в проекте РУ БН-1200 предусмотрен ряд средств на основе пассивных принципов действия, часть которых использована также в проектах реакторных установок БН-600 и БН-800