Círculo atómico
Sobre los acontecimientos en / en Ucrania y la observación del feroz choque de las sanciones occidentales y la realidad rusa se deslizó noticias, cuyo significado e importancia puede ser el más grande en el siglo 21. Si todo tiene éxito y el trabajo comienza, Rusia recibirá una fuente de energía prácticamente sin límites en años a través de 10. De que se trata
No, desafortunadamente no se trata de energía termonuclear. Aunque el trabajo en esta área está en marcha, hasta ahora todo está en la etapa de prototipos. Este es un ciclo nuclear cerrado: le permite extraer energía de los desechos nucleares mientras produce otro combustible nuclear.
Explicamos brevemente la esencia: todas las plantas de energía nuclear actuales operan con uranio-235 (U-235), este es uno de los isótopos inestables del uranio. Se utiliza en los reactores de neutrones lentos, los llamados "térmicos". U-235 es de naturaleza muy pequeña, su extracción es muy laboriosa, requiere separación en isótopos y enriquecimiento a la concentración de 3-5%. En esta forma, es adecuado para su uso en reactores. Como resultado de la operación del reactor, U-235 produce sus isótopos más pesados U-239, U-238 y algunos otros productos de fisión. Esto es esencialmente todo desperdicio. Residuos muy costosos, necesitan ser almacenados en algún lugar, proporcionar protección contra la radiación, etc. Según los científicos, la industria de la energía nuclear en rápido crecimiento, basada en los reactores nucleares "térmicos" modernos utilizados en las centrales nucleares que operan y se están construyendo (la mayoría de ellas con reactores VVER y LWR), inevitablemente enfrentará una escasez de materias primas de uranio en el siglo actual debido al hecho de que El elemento fisible para estas estaciones es el raro isótopo de uranio 235.
También hay reactores de otro tipo - en neutrones rápidos. En un reactor de neutrones rápidos (BN), durante la fisión nuclear, se genera una cantidad excesiva de neutrones secundarios, cuya absorción en la mayor parte del uranio que consiste en uranio-238 conduce a la formación intensiva de un nuevo material fisionable nuclear plutonio-239. Como resultado, junto con la generación de energía, se puede obtener más de un kg de plutonio-235 de cada kilogramo de uranio-239, que se puede usar como combustible en cualquier reactores de centrales nucleares en lugar del raro uranio-235. Este proceso físico, llamado reproducción de combustible, permitirá que todo el uranio natural se involucre en la industria de la energía nuclear, incluida su parte principal, el isótopo uranio-238 (99,3% de la masa total de uranio fósil). Este isótopo en las modernas centrales térmicas nucleares prácticamente no está involucrado en la producción de energía.
Los científicos estiman que la operación conjunta de reactores "térmicos" y "rápidos" en la proporción de aproximadamente 80: 20% proporcionará a la industria de la energía nuclear el uso más eficiente de los recursos de uranio. Con esta relación, los reactores rápidos producirán suficiente Pu-239 para operar plantas de energía nuclear con reactores térmicos.
Una ventaja adicional de la tecnología de reactores rápidos con una cantidad excesiva de neutrones secundarios es la capacidad de "quemar" los productos de fisión radioactiva de larga duración (con un período de descomposición de hasta miles y cientos de miles de años), convirtiéndolos en productos de vida corta con una vida media de no más de 200-300 años. Dichos residuos radiactivos convertidos pueden eliminarse de manera segura en instalaciones de almacenamiento especiales sin alterar el equilibrio natural de radiación de la Tierra.
El trabajo en el campo de reactores de neutrones de reactores rápidos se inició en 1960 en el diseño del primer reactor de potencia industrial experimental BN-350. Este reactor se puso en servicio en 1973 y se operó con éxito hasta 1998.
Sala de Reacción BN-600
En 1980, el siguiente, el reactor de potencia más potente BN-3 (600 MW (e)) se puso en funcionamiento en la central nuclear de Beloyarsk como parte de la unidad de potencia No. 600, que continúa funcionando de manera confiable hasta la fecha, siendo el más grande de los reactores existentes de este tipo. el mundo En abril, el reactor 2010 cumplió por completo la vida de diseño de los años 30 con alta confiabilidad y seguridad. Durante un largo período de operación, el factor de utilización de la capacidad de la unidad de potencia se mantiene en un nivel constantemente alto, alrededor del 80%. Las pérdidas no planificadas son menores que 1,5%. Durante los últimos 10 años de funcionamiento de la unidad de potencia, no ha habido un solo caso de apagado del reactor de emergencia.
La liberación de radionúclidos de gas-aerosol de larga duración en el medio ambiente está ausente. El rendimiento de gases radiactivos inertes es actualmente despreciable. El funcionamiento del reactor demostró de manera convincente la confiabilidad de las medidas de diseño para prevenir y contener las fugas de sodio.
En términos de confiabilidad y seguridad, el reactor BN-600 resultó ser competitivo con los reactores de neutrones térmicos comerciales (VVER).
En 1983, sobre la base de BN-600, la compañía desarrolló un borrador de un reactor BN-800 mejorado para una unidad de potencia con una capacidad de 880 MW (e). En 1984, se iniciaron los trabajos de construcción de dos reactores BN-800 en Beloyarsk y en la nueva central nuclear de Ural del Sur. El retraso posterior en la construcción de estos reactores se utilizó para refinar el proyecto con el fin de mejorar aún más su seguridad y mejorar los indicadores técnicos y económicos. La construcción BN-800 se reanudó en 2006 en la central nuclear de Beloyarsk (unidad 4) y debería completarse en 2013.
Diseño BN-800
Al reactor BN-800 en construcción se le asignan las siguientes tareas importantes:
Mantenimiento de operación sobre combustible MOX.
Demostración experimental de componentes clave de un ciclo de combustible cerrado.
Pruebas en condiciones reales de operación, nuevos tipos de equipos y soluciones técnicas mejoradas introducidas para mejorar la eficiencia, confiabilidad y seguridad.
Desarrollo de tecnologías innovadoras para futuros reactores de neutrones rápidos con líquido refrigerante metálico:
- Ensayo y certificación de combustibles avanzados y materiales estructurales.
- Demostración de la tecnología de quema de actínidos menores y transmutación de productos de fisión de larga duración, que constituyen la parte más peligrosa de los desechos radiactivos de la energía atómica.
JSC "Afrikantov OKBM" está desarrollando un borrador de un reactor comercial mejorado BN-1200 con una capacidad de 1220 MW.
Se planea el siguiente programa para la implementación de este proyecto:
- 2010 ... 2016 - desarrollo del diseño técnico de la instalación del reactor y la implementación del programa de I + D;
- 2020 g. - puesta en marcha de la unidad principal de combustible MOX y organización de su producción centralizada;
- 2023 ... 2030 - Puesta en marcha de una serie de unidades de potencia con una capacidad total de aproximadamente 11 GW.
Junto con las decisiones confirmadas por la experiencia operativa positiva del BN-600 e incorporado en el proyecto BN-800, el proyecto BN-1200 utiliza nuevas soluciones destinadas a mejorar aún más los indicadores técnicos y económicos y la seguridad.
Por indicadores técnicos y económicos:
- aumento de la tasa de utilización de la capacidad instalada del valor 0,85 planeado para el BN-800 a 0,9;
- aumento gradual del agotamiento del combustible MOX desde el nivel alcanzado en los conjuntos de combustible experimental 11,8%. al nivel de 20% t.a. (promedio de quemado ~ 140 MW día / kg);
- un aumento en la tasa de reproducción a ~ 1,2 en combustible de óxido de uranio-plutonio y a ~ 1.45 en combustible de nitruro mixto;
- disminución de los indicadores específicos de consumo de metal en ~ 1,7 veces en comparación con BN-800;
- Aumente la vida útil del reactor de los años 45 (BN-800) a los años 60.
Por seguridad:
- la probabilidad de daños graves en el núcleo debe ser un orden de magnitud inferior a los requisitos de los documentos reglamentarios;
- la zona de protección sanitaria debe estar ubicada dentro de los límites del sitio del PNP para cualquier accidente de base de diseño;
- el límite de la zona de medidas de protección debe coincidir con el límite del sitio de la NPP para accidentes graves más allá del diseño, cuya probabilidad de implementación no exceda 10-7 por reactor / año.
La combinación óptima de referencia y nuevas soluciones y la posibilidad de una reproducción ampliada del combustible hacen posible atribuir este proyecto a la tecnología nuclear de la cuarta generación.
Y ahora, a partir de esta teoría y práctica, pasemos a las noticias principales.
Atomproekt JSC celebró una reunión de organizaciones que participan en la dirección del proyecto Breakthrough para preparar la documentación del proyecto para el módulo de reprocesamiento de combustible nuclear gastado para su transferencia a Glavgosexpertiza de Rusia.
Atomproekt presentó a las partes interesadas el aspecto futuro del módulo de reprocesamiento de SNF. Durante la reunión, se consideraron las principales soluciones tecnológicas para la gestión de residuos radiactivos, las soluciones de diseño de edificios y las soluciones tecnológicas para el reprocesamiento del combustible nuclear gastado.
“Los especialistas de Atomproject desarrollaron la documentación del proyecto para el módulo de procesamiento e invitaron a las partes interesadas a discutir los problemas que surjan durante la preparación de los materiales. La reunión ayudó a formular soluciones tecnológicas que se finalizarán en el proyecto, así como a optimizar el desarrollo ”, dijo Natalia Shafrova, Directora General Adjunta de Atomproekt JSC, directora del Centro de Responsabilidad del Proyecto.
Detrás de las líneas secas de esta noticia se encuentra. El inicio de la creación de una tecnología industrial de ciclo nuclear cerrado con la provisión de energía del país durante un par de miles de años. Por supuesto, el trabajo acaba de comenzar, hay muchas dificultades por delante. Pero si terminamos este trabajo iniciado en la URSS, no tendremos problemas con la generación de electricidad. Y podemos esperar tranquilamente el desarrollo de un reactor de fusión existente.
Materiales usados:
http://maxpark.com/community/6285/content/2473368
http://www.atomic-energy.ru/news/2015/03/17/55516
http://i-russia.ru/nuclear/directions/36/
Tema del video:
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