Реактор на быстрых нейтронах белоярская аэс кратко

Обновлено: 02.07.2024

Белоярская АЭС

Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова (БАЭС) — это российская атомная электрическая станция, она находится в городе Заречный Свердловской области.

БАЭС является второй промышленной атомной станцией в стране (первое место принадлежит Сибирской АЭС).

БАЭС единственная в России АЭС в которой используются разные типы реакторов на одной площадке. БАЭС является самой старой из действующих ныне атомных электростанций.

Кто такой Курчатов И.В.

Академик АН СССР(1943) и АН Узб. ССР (1959), доктор физико-математических наук (1933), профессор (1935).

Основатель и первый директор Института атомной энергии (1943—1960).

Главный научный руководитель атомной проблемы в СССР, один из основоположников использования ядерной энергии в мирных целях.

Лауреат Ленинской премии и четырёх Сталинских премий.

Почётный гражданин СССР.

Курчатова считают родоначальником советского атомного проекта, он вёл его с самого старта 28 сентября 1942 года до собственной смерти.

Атомная станция Белоярская

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реакторами на быстрых нейтронах.

В настоящее время на станции 2 действующих энергоблока: 3-й энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт, пущенный в эксплуатацию 8 апреля 1980 года — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах и 4-й энергоблок БН-800, он также является крупнейшим в мире действующим энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Первые два энергоблока с водографитовыми канальными реакторами АМБ-100 и АМБ-200 были задействованы в периоды 1964—1981 и 1967—1989 годов, реакторы были остановлены по причине выработки своего ресурса.

Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, которые находятся в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены.

В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, их работа круглосуточно обеспечивается квалифицированным персоналом. В апреле 2014 года стартовали работы по разбору реакторов.

Новый 4-й энергоблок с реактором БН-800 мощностью 880 МВт был выведен 27 июня 2014 года на минимальный контролируемый уровень мощности.

10 декабря 2015 г., в 21:21 по местному времени энергоблок № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 был включен в сеть и выработал первую электроэнергию в энергосистему Урала.

Энергоблок призван существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

Изначально заявленная (сметная) стоимость блока — $1,2 млрд, фактически затрачено — не менее 135 млрд руб.

Для охлаждения реакторов Белоярской АЭС было создано Белоярское водохранилище.

Белоярское водохранилище

Это искусственный водоём на реке Пышма, крупнейшее водохранилище Свердловской области.

Площадь поверхности Белоярского водохранилища — 38 км². Высота водохранилища над уровнем моря — 207 м.

Белоярское водохранилище создано в связи со строительством Белоярской АЭС, оно используется в качестве охладителя её реакторов, а также для технического водоснабжения станции.

Водохранилище имеет большую популяцию рыб — в нем водятся: лещ, судак, окунь, плотва, ёрш, налим, линь, щука, карп.

Как строили Белоярскую АЭС

9 июня 1954

Министерство электростанций СССР утвердило задание на строительство АЭС, принято решение разместить АЭС в 50 км к востоку от Свердловска.

При строительстве теплоэлектростанции был основан посёлок Заречный, позже он вошел в состав Белоярского района Свердловской области.

июль 1955

август 1955

Начаты строительные работы, сама стройка была объявлена Всесоюзной комсомольской стройкой.

15 июля 1957 Проект утверждён коллегией Министерства электростанций. Проектная мощность установлена в 400 МВт.

Произведено перекрытие плотиной реки Пышма.

Курская АЭС

14 марта 1961

Произведен запуск гидроузла.

Закончены строительные и монтажные работы по 2-му энергоблоку.

27 декабря 1967 года произведен промышленный пуск 2-го реактора БАЭС.

8 апреля 1980 произведен пуск 3-й энергоблока БН-600.

Назначен директором станции Олег Сараев.

Назначен директором станции Николай Ошканов.

Назначен директором станции Михаил Баканов.

Назначен директором станции Иван Сидоров.

Произведен запуск и включение в сеть энергоблок № 4 с реактором БН-800 (реактор на быстрых нейтронах).

Авария на Белоярской АЭС

В период 1964—1974 гг.произошло неоднократное разрушение тепловыделяющих сборок активной зоны реактора на 1-м блоке АЭС.

1977 г. произошло расплавление 50 % тепловыделяющих сборок активной зоны реактора на 2-м блоке АЭС.

Ночью с 30 на 31 декабря 1978 года произошел пожар. В результате пожара обрушилась часть крыши машинного зала на площади 960 м 2 . Для ликвидации пожара потребовалось почти 10 часов. В тушении пожара участвовали 270 пожарных.

22 декабря 1992 г. в процессе перекачки жидких радиоактивных отходов произошло затопление помещения обслуживания насосов ХЖО. Часть отходов попала в грунт под ХЖО и по дренажной системе в пруд-охладитель, объем отходов составил 6 мКи.

5 мая 1994 г. произошел пожар, в результате которого зафиксирован выброс теплоносителя (натрия) из 2-го контура.

6 июня 1994 года в процессе капитального ремонта зафиксирована утечка нерадиоактивного натрия из второго контура, из-за утечки начался пожар.

Обслуживание БАЭС

Каждый год реактор БН-600 планово останавливают для перезагрузки топлива, плановые остановки происходят весной и осенью.

25 сентября была произведена остановка реактора для плановой перегрузки топлива и сопутствующей инспекции оборудования.

8 апреля исполнилось 30 лет эксплуатации энергоблока БН-600. БАЭС получило лицензию на продление эксплуатации блока сроком на 10 лет.

25 декабря начат этап физического пуска реактора БН-800.

27 июня произведен запуск цепной реакции на минимальной мощности в БН-800.

2 августа завершены все процедуры физического пуска.

2 ноября получено разрешение на энергопуск БН-800 [7] .

10 декабря в 19:21 по московскому времени энергоблок № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 был включен в сеть Урала и начал выработку электроэнергии (тепловая мощность реактора — 35 % от номинальной). Официально, этот день можно считать днём отсчёта энергетической биографии блока.

Балаковская АЭС

2016 год

28 января в 21:00 в рамках выполнения плановых мероприятий по программе энергетического пуска энергоблок № 4 с реактором БН-800 впервые был выведен на уровень мощности 50 % от номинального.

10 июня энергоблок № 4 выработал свой первый миллиардный киловатт-час электроэнергии. Отсчёт выработки киловатт-часов произведён с момента первого включения энергоблока в энергосистему в декабре 2015 г.

15 апреля завершены программы испытаний энергоблока № 4 с реактором БН-800 на уровне мощности 85 % от номинальной — 730 Мегаватт.

17 августа энергоблок № 4 с реактором БН-800 выведен на 100 % мощности.

31 октября энергоблок № 4 с реактором БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию.

Мощность Белоярской АЭС

На станции имеется несколько энергоблоков, которые на сегодняшний день находятся в действии:

Энергоблок № 3 имеет тип реактора БН-600 ,чистой мощностью 600МВт, строительство начато 01.01.1969, подключен к сети 01.11.1981.
Энергоблок № 4 имеет тип реакторы БН-800, чистой мощностью 864 МВт, строительство начато 18.07.2006, подключен к сети 31.10.2016.

Так же на станции имеются энергоблоки выработавшие свои ресурсы:

Энергоблок № 1 имеет тип реактора АМБ-100, чистой мощностью 108МВт, закрыт 15.01.1983.
Энергоблок № 2 имеет тип реактора АМБ-200, чистой мощностью 160МВт, закрыт 15.04.1990.

В перспективе строительство энергоблока № 5, по проекту энергоблок имеет тип реактора БН-1200, чистой мощностью 1220МВт, начало строительства запланировано на 2025 год.

Белоярская АЭС адрес:

Более 50 лет назад началось сооружение атомной электростанции в городе Заречный. Белоярская АЭС изначально проектировалась как экспериментальная станция. Но как оказалось, эксперимент был удачным. БАЭС является мощной станцией, которая в ближайшем будущем будет расширяться.

История создания Белоярской атомной электростанции

Для нужд АЭС было искусственно создано Белоярское водохранилище. Этот водоем-охладитель образовали из русла реки Пышмы.

Белоярская АЭС находится вблизи Свердловского филиала научно-исследовательского и конструкторского института, который занимается экспериментальной техникой.

Единственный реактор, который работает по сей день, – блок БН-600. Документация на этот реактор была разработана еще в 1963 году, но в эксплуатацию его ввели только в 1980 году.

БН-600 является единственным во всем мире действующим промышленным реактором. Все аналогичные модели во многих странах были выведены из эксплуатации еще задолго до истечения положенного срока. Такое решение связано с техническими и экономическими причинами.

Принцип работы БН-600

В реакторе типа БН применяется жидкометаллический теплоноситель. В первом и втором контуре применяется натрий. Третий контур реактора пароводяной с промежуточным перегревом натриевых паров.

Главная особенность работы бридерного реактора заключается в его большой производительности. В процессе ядерного деления быстрыми нейтронами происходит на 20-27% больше выхода вторичных нейтронов, чем в тепловых реакторах.

4 энергоблок БАЭС

На территории Белоярской АЭС построен новый реактор БН-800 с натриевым теплоносителем стоимостью 135 млрд рублей. Мощность этого энергоблока составляет 880 МВт. Сейчас ведутся подготовительные работы к его запуску, который был запланирован на 2014 год. Но из-за проблем поставки арматуры с Украины запуск блока перенесли на июль 2015 года.

История проекта

Проект сооружения был заложен программой развития ядерной энергетики Российской Федерации на 1993-2005 год. Программа определяла основные стратегии и задачи развития энергетического комплекса страны и усовершенствования действующих АЭС. Одна из стратегий предусматривала создать и ввести в эксплуатацию в ближайшее десятилетие 4 блок Белоярской АЭС.

Проект БН-800 для БАЭС был разработан еще в 1983 году. С тех пор его еще два раза пересматривали. Впервые в 1987 году после аварии на атомной электростанции в Чернобыле, а второй раз – после принятий новой нормативной документации по безопасности в 1993 году.

Проект реактора прошел все экспертизы и проверки. В 1994 году БН-800 прошел независимую экспертизу Свердловской комиссии. Результаты всех проверок были положительными. И уже в 1997 году была выдана лицензия Госатомнадзора РФ на установку реактора.

Согласно проекту, в реакторе БН-800 позволяется не только использовать энергетический плутоний, но и перерабатывать оружейный плутоний. Также блок дает возможность утилизировать изотопы актиниды из облученного топлива реакторов на топливных нейтронах.

Особенности БН-800

БН-800 считается безопасной установкой. Он оборудован дополнительной системой аварийной защиты. Она работает на основе пассивных элементов, которые активизируются при повышении температуры.

Также проект реактора соответствует всем экологическим требованиям. Так, документацией предусмотрено сокращение потребления атмосферного кислорода и органического топлива, утилизация продуктов деления ядерных материалов и других радиоактивных отходов.

Кроме того, энергоблок БН-800 в будущем будет служить базой для проверки новых проектов по улучшению производительных показателей и повышению безопасности. Введение блока в эксплуатацию имеет большое значение для дальнейшего развития энергетических технологий России.

БАЭС в наше время

На сегодняшний день Белоярская – 2 АЭС в России после Сибирской и единственная в стране по наличию разных типов реакторов на одной территории.

Объемы электроэнергии, которую вырабатывает станция, составляют около 10% от общего объема Свердловской энергосистемы.

Сейчас работает только один реактор, но на этапе завершения находится сооружение БН-800. Правительство начало рассматривать возможность строительства 5-го энергоблока с мощностью 1200 МВт.

Белоярская АЭС, фото которой приведено ниже, неоднократно выигрывала ежегодный конкурс и получала звание лучшей АЭС Российской Федерации.

Аварии и серьезные неисправности на БАЭС

С 1964 по 1979 год часто происходили разрушения соединений активной зоны в первом энергоблоке. А в 1978 году загорелся второй энергоблок. Источником пожара стала плита перекрытия машинного зала, которая упала на маслобак турбогенератора. Огонь повредил контрольный кабель, поэтому реактор вышел из управления.

В 1987 году произошла авария на реакторе БН-600. Из-за превышения значения допустимой температуры в активной зоне нарушилась герметичность тепловыделяющих элементов. В результате этого произошел сильный выброс радиоактивности.

В 1992 году из-за ошибки персонала было затоплено помещение, в котором обслуживались хранилища жидких радиоактивных отходов. Вода попала под грунт хранилища, а через систему вывода грунтовых вод вытекла в водоем-охладитель.

В этом же году специальная экспедиция обнаружила в районе БАЭС большие концентрации радиоактивных веществ. После некоторых исследований и анализов было принято решение увеличить санитарно-защитную зону электростанции с 8 до 30 км.

В 1993 году Белоярская АЭС некоторое время не работала. Эксплуатация станции была прервана из-за утечки теплоносителя во вспомогательную систему. Также на АЭС возник незначительный пожар.

Загорание станции было и в 1994 году, когда во время ремонта произошло вытекание нерадиоактивного натрия. Пожар длился до тех пор, пока не выгорел весь вышедший натрий.

В 1999 году перегрелся опорный подшипник, в результате чего он начал дымиться. Но вовремя сработала аварийная система и генераторы автоматически выключились. Таким образом удалось уберечь турбину от возгорания.

В 2007 году попала молния в портал воздушных линий. В результате этого отключился один генератор мощности электростанции.

В 40 км от Екатеринбурга, посреди красивейших уральских лесов расположен городок Заречный. В 1964 году здесь была запущена первая советская промышленная АЭС – Белоярская (с реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт). Сейчас Белоярская АЭС осталась единственной в мире, где работает промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах – БН-600.

В основе любого реактора лежит деление тяжелых ядер под действием нейтронов. Правда, есть и существенные отличия. В тепловых реакторах уран-235 делится под действием низкоэнергетических тепловых нейтронов, при этом образуются осколки деления и новые нейтроны, имеющие высокую энергию (так называемые быстрые нейтроны). Вероятность поглощения ядром урана-235 (с последующим делением) теплового нейтрона гораздо выше, чем быстрого, поэтому нейтроны нужно замедлить. Это делается с помощью замедлителей- веществ, при столкновениях с ядрами которых нейтроны теряют энергию. Топливом для тепловых реакторов обычно служит уран невысокого обогащения, в качестве замедлителя используются графит, легкая или тяжелая вода, а теплоносителем является обычная вода. По одной из таких схем устроены большинство функционирующих АЭС.

Быстрые нейтроны, образующиеся в результате вынужденного деления ядер, можно использовать и без какого-либо замедления. Схема такова: быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении ядер урана-235 или плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (после двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 или плутония-239 образуется 120−140 ядер плутония-239. Правда, поскольку вероятность деления ядер быстрыми нейтронами меньше, чем тепловыми, топливо должно быть обогащенным в большей степени, чем для тепловых реакторов. Кроме того, отводить тепло с помощью воды здесь нельзя (вода- замедлитель), так что приходится использовать другие теплоносители: обычно это жидкие металлы и сплавы, от весьма экзотических вариантов типа ртути (такой теплоноситель был использован в первом американском экспериментальном реакторе Clementine) или свинцово-висмутовых сплавов (использовались в некоторых реакторах для подводных лодок- в частности, советских лодок проекта 705) до жидкого натрия (самый распространенный в промышленных энергетических реакторах вариант). Реакторы, работающие по такой схеме, называются реакторами на быстрых нейтронах. Идея такого реактора была предложена в 1942 году Энрико Ферми. Разумеется, самый горячий интерес проявили к этой схеме военные: быстрые реакторы в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия. По этой причине реакторы на быстрых нейтронах называют также бридерами (от английского breeder- производитель).

Зигзаги истории

Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

В СССР этой темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под руководством которого в Обнинском физико-энергетическом институте (ФЭИ) были разработаны основы теории быстрых реакторов и построены несколько экспериментальных стендов, что позволило изучить физику процесса. В результате проведенных исследований в 1972 году вступила в строй первая советская АЭС на быстрых нейтронах в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250). Она не только вырабатывала электроэнергию, но и использовала тепло для опреснения воды. Вскоре были запущены французская АЭС с быстрым реактором Phenix (1973) и британская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Они возвращаются

Цех сборки реактора, где из отдельных деталей методом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi – уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985–1997), Monju (Япония, 1994–1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), а теперь и БН-800 которые в настоящий момент является единственными в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии – от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 – 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) – трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней – головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно.

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

• Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
• Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
• Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
• Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:
◦ испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
◦ демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Подобными технологиями обладают лишь некоторые страны, и РФ, по признанию экспертов, является мировым лидером в этой области.

Реактор БН-1200 (вертикальный разрез)

Планируется следующая программа реализации этого проекта:

• 2010…2016 гг. – разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР.
• 2020 г. – ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства.
• 2023…2030 гг. – ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

Читайте также: