Реактор на швидких нейтронах (англ. Fast-neutron reactor) FNR — ядерний реактор, в якому ланцюгова реакція поділу ядерного палива здійснюється на швидких нейтронах. Нейтрони високих енергій обумовлюють відносно високий вихід нейтронів поділу. Поглинання частини швидких нейтронів ізотопами, що не діляться, з подальшим перетворенням їх в ті, що діляться (наприклад, 238U в 239Pu) приводить до відтворення (утворення вторинного) ядерного пального (коефіцієнт відтворення може досягати 1,6). «Зона відтворення» оточує активну зону в корпусі реактора (мал.). У енергетичному швидкому реакторі теплоносій (головним чином рідкий натрій), нагріваючись в цих зонах, віддає тепло в теплообмінниках робочому пароводяному середовищу. У разі натрієвого теплоносія реакторний і парогенеруючий контури розділяються проміжним, також натрієвим, контуром в цілях запобігання попаданню радіоактивного натрію в контур турбіни. Застосовуються і інші варіанти відведення тепла. Розширене відтворення ядерного пального в швидкому реакторі принципово дозволяє використовувати всі наявні уранові ресурси, зокрема 238U, що залишається в значних кількостях невикористаним в реакторах, які працюють на теплових нейтронах.
У колишньому СРСР була побудована серія експериментальних швидких реакторів. 1990-х роках експлуатувалося чотири швидких реактора: БР-10, БОР-60, БН-350 і БН-600. Коефіцієнт завантаження реактора БН-600 становив у 1989 році близько 76%.[1]
Сучасні реактори на швидких нейтронах
Найпотужніша у світі реакторна установка БН-600 працює з 1980 р. у складі 3-го блоку Білоярської АЕС (є філією концерну «Росенергоатом», Російська Федерація).
Перший промисловий реактор на швидких нейтронах БН-800 був запущений в грудні 2016. У Росії, в 70 км від Єкатеринбурга на Білоярській АЕС. БН-800 є єдиним реактором на швидких нейтронах, що видає електроенергію в мережу.
Реактори на швидких нейтронах називають ключовою технологією, яка допоможе замкнути ядерний цикл.
У 2017 році відбулася Третя Міжнародна конференція зі швидких реакторів, яка пройшла в Єкатеринбурзі (до того конференції проводилися в Парижі у 2013 і Кіото у 2009 році).
У ході форуму "Атомекспо-2017" було відмічено, що в найближчому майбутньому найперспективнішим буде використання енергоблоків нового покоління з реакторами на швидких нейтронах. Перший заступник генерального директора АТ «Концерн Росенергоатом» Олександр Шутіков, назвав цю модель двокомпонентною енергосистемою, яка дозволяє використовувати всі переваги замкненого ядерного паливного циклу. Він підкреслив, що у них є всі необхідні технології та достатній досвід експлуатації таких реакторів для початку будівництва двокомпонентної ядерної енергетичної системи.
Також в Росії є плани побудувати швидкий реактор більшої потужності БН-1200: у "Росатомі" озвучили наміри в 2020 році побудувати та ввести до енергетичної системи країни реактор на швидких нейтронах потужністю 1200 мегаватів, проте станом на 2024 рік реактор не працює.
У Франції був проєкт реактора на швидких нейтронах ASTRID[en], який планували запустити у 2019 році, але проект відмінили.
У Китаї є проєкт замкненого ядерного циклу, який повинні запустити до 2023 року, також розробки у сфері швидких реакторів активно ведуться в Індії.
Компанія «АЕМ-технології» (входить до машинобудівного дивізіону Росатома - Атоменергомаш) завершила штампування днищ корпусу і захисного кожуха багатоцільового дослідницького реактора на швидких нейтронах (МБІР). Операції пройшли в термопрессовій ділянці Волгодонскої філії «Атоммаш» на спеціальних пресах з максимальною потужністю до 15000 тонно-сил. Діаметр днища корпусу реактора становить 2,2 метра, захисного кожуха - 2,4 метра, товщина деталей 2,5 сантиметра.
В 2021 році в російському Сівєрську почали будувати енергоблок БРЕСТ-ОД-300 (Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем - Опытный Демонстрационный - 300 мегават). Будівництво стартувало на майданчику «Сибірського хімічного комбінату» (СХК) держкорпорації «Росатом». БРЕСТ - прототип реактора на швидких нейтронах БР-1200. Новий реактор зі свинцевим теплоносієм і новим змішаним нітридним уран-плутонієвим паливом, оптимальним для реакторів на швидких нейтронах, матиме встановлену потужність 300 МВт і увійде до складу дослідно-демонстраційного енергетичного комплексу (ОДЕК), який будується в рамках проєкту «Прорив».[2] Цей кластер ядерних технологій буде містити три взаємопов'язані об'єкти: модуль з виробництва (фабрикації / рефабрікації) уран-плутонієвого ядерного палива, енергоблок БРЕСТ-ОД-300, а також модуль з перероблення опроміненого палива. Таким чином, вперше у світовій практиці на одному майданчику будуть побудовані АЕС зі швидким реактором та пристанційний замкнений ядерний паливний цикл. [3] Планується, що БРЕСТ-ОД-300 почне роботу у 2029 році.
Див також
- Реактор-розмножувач
- Мініреактори
- БН-800
вікіпедія, вікі, енциклопедія, книга, бібліотека, стаття, читати, безкоштовне завантаження, Інформація про Ядерний реактор на швидких нейтронах, Що таке Ядерний реактор на швидких нейтронах? Що означає Ядерний реактор на швидких нейтронах?