Реакторы на быстрых нейтронах

В нашей стране первые оценки по свойствам быстрого спектра нейтронов в приложении к ядерным реакторам были сделаны в 1946 г. по инициативе И.В. Курчатова. С 1949 г. руководителем работ по быстрым реакторам становится А.И. Лейпунский, под научным руководством которого примерно в то же время расчетным путем была показана возможность расширенного воспроизводство ядерного горючего и использование жидкометаллического теплоносителя в реакторах с быстрым спектром нейтронов. Обширные исследования с целью разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов начались в Физико-энергетическом институте в Обнинске, а затем во многих других организациях.

Для проведения исследований по физике и инженерным проблемам реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ были построены и введены в действие критические сборки (реакторы «нулевой» мощности) и исследовательские реакторы (ИР) на быстрых нейтронах: БР-1 (в 1955 г.), БР-2 (в 1956 г.), БР-5 (в 1959 г.), БФС-1 (в 1961 г.), БФС-2 (в 1969 г.), БР-10 (реконструкция БР-5, в 1973 г.).

В результате проведенных исследований на этих первых установках была подтверждена возможность достижения коэффициента воспроизводства ядерного горючего в быстрых реакторах КВ>1, а в качестве основного ядерного топлива была рекомендована двуокись урана, а основного теплоносителя – жидкий натрий.

Исследовательский реактор БОР-60 был демонстрационной моделью, предшествовавшей БН-350 и использовавший 45-75% обогащенного МОКС-топлива.

Быстрый реактор БН-350 уже генерировал электроэнергию в Казахстане в течение 27 лет до 1999 года, и около половины его тепловой мощности 1000 МВт использовалось для опреснения воды. Он использовал уран, обогащенный до 17-26%. Его расчетный срок службы составлял 20 лет, а после 1993 года он действовал на основе ежегодного продления лицензии.

Основные характеристики, задачи, проблемы, достижения и опыт эксплуатации БН-350:

• получение опыта эксплуатации БНР большей мощности;
• проверка методов расчета нейтронно-физических характеристик (критмасса, поле тепловыделения, наработка плутония и его качество, коэффициенты реактивности;
• проверка надежности оборудования, топлива; установка обессоливания морской воды, проверка систем безопасности;
• проблемы с маслом, с ПГ, с твэлами, БОС, с системой перегрузки, с конструкционными материалами твэлов, ТВС и их решения;
• материаловедческие исследования, исследования «КВ», проверка естественной циркуляции, эксперимент с выходом в режим кипения в ТВС, эксперименты по динамике развития межконтурной течи.

Быстрый реактор БН-600 - энергоблок мощностью 600 МВт брутто, 560 МВт нетто - с 1980 года поставляет электроэнергию в сеть и имеет лучшие эксплуатационные и производственные показатели всех атомных энергоблоков России (по оценке http://www.world-nuclear.org). В последние годы в нем используется главным образом оксидное топливо для урана, обогащенное до 17, 21 и 26%, и в последние годы небольшое количество МОКС-топлива. Это реактор бассейнового типа с теплообменником для трех вторичных контуров охлаждающей жидкости внутри бассейна натрия вокруг реактора и тремя парогенераторами за пределами бассейна, снабжающих три 200 МВт турбогенераторов. Натриевый теплоноситель обеспечивает 525-550° C при давлении, немного превышающем атмосферное.

27 июня 2014 г. Энергоблок №4 с реактором БН-800 был впервые включён в единую энергосистему страны 10 декабря 2015 г., 31 октября 2016 г. энергоблок был введен в промышленную эксплуатацию. Реактор начал работать с использованием, так называемой гибридной активной зоны, в которой основную долю составляют ТВС с урановым топливом – 84% и 16 % – ТВС с МОХ-топливом, изготовленным на опытных. Перевод активной зоны на полную загрузку МОХ-топливом планируется осуществить в 2019 г. с использованием топлива, изготавливаемого на сооруженном для этой цели заводе.

Реактор БН-800 включает в себя все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в БН-600. Однако в БН-800 предусмотрены также и новые технические решения, существенно повышающие безопасность установки такие как: нулевое значение натриевого пустотного эффекта реактивности, введение дополнительных стержней аварийной защиты, системы аварийного расхолаживания, под активной зоной предусмотрена специальная «ловушка» для сбора и удержания расплава и фрагментов активной зоны при ее разрушении в результате тяжелой аварии, повышена сейсмостойкость конструкции.

Быстрые реакторы, работающие в мире на данный момент

Как видно из таблицы всего реально работающих реакторов на быстрых нейтронах 6, из 2 японских один проект прекращен, запуск второго  находится под большим вопросом.  3 из них работают в нашей стране, причем БН-800 включен в энергосистему страны.

Таким образом с 1972 года (с момента пуска БН-350) в нашей стране быстрые реакторы используются для получения электроэнергии, опреснения воды. В настоящее время Россия является единственной в мире страной, в структуре атомной энергетики которой присутствуют реакторы на быстрых нейтронах. Это достигнуто благодаря тому, что только в нашей стране успешно пройдены все необходимые этапы освоения технологии БН - быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.