Программа исследования возможности реакторов на быстрых нейтронах

Ограниченность разведанных запасов природного урана и физическая возможность получения вторичного делящегося материала, прежде всего в реакторах на быстрых нейтронах с коэффициентом воспроизводства большим единицы, сформировали целенаправленный интерес к роли быстрых реакторов (бридеров) в атомной энергетике, что проявилось в исследованиях 1963—1964 гг. и принятии учеными устойчивой концепции развития реакторных установок на быстрых нейтронах, их обязательного присутствия в структуре атомной энергетики и ориентировки на замкнутый топливный цикл с использованием образующегося вторичного горючего.

Предметом постоянного внимания и анализа на многие годы стала необходимая доля бридеров в общей системе атомной энергетики. Диапазон аргументируемых вариантов был весьма широк. Результаты зависели от прогнозируемых масштабов ожидаемой атомной энергетики и возможных характеристик воспроизводства как бридеров, так и реакторов на тепловых нейтронах. Такой подход сопровождался практическими действиями по разработке технологических процессов и сооружению перерабатывающих производств топливного цикла [1, с. 60].

В 60—70-х годах желаемые (оптимистичные) характеристики воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах определялись необходимыми темпами удвоения ядериого горючего в системе порядка 5—7 лет. Реальное развитие событий сделало такую постановку задачи неактуальной, но способы ее решения активно прорабатывались. В 60-х годах в СССР старались создать реакторную установку на быстрых нейтронах, не уступающую по надежности и безопасности установкам из Франции («Феникс»), Великобритании (PFR), Германии (SNR-300), США (CRFBR).

В Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) был создан комплекс быстрых физических стендов, состоящий из БФС-1 (пуск в 1961 г.), БФС-2 и электронного ускорителя МИ-30. Этот комплекс представляет собой уникальную экспериментальную базу для исследования физики быстрых реакторов, решения проблем безопасности, оптимизации состава активных зон, выжигания актинидов и утилизации оружейного плутония.

В 60-х годах началось создание опытного реактора на быстрых нейтронах БОР-60 в Р1ИИ атомных реакторов в г. Дмитровграде (под Ульяновском). Реактор БОР-60 был принят в эксплуатацию в конце 1968 г. и использовался для испытаний твэлов с различными видами топлива, материалов — поглотителей нейтронов, конструкционных материалов реакторов. Испытания тепловыделяющих сборок (ТВС) на реакторе БОР-60 были важны для дальнейших работ по созданию реакторов па быстрых нейтронах, в частности БН-600, что, собственно, и являлось первоначальной задачей его создания.

В 1960 г. были начаты работы по созданию первого опытно-промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-350. Энергетический пуск реактора состоялся в 1973 г. в г. Шевченко (ныне Актау, Казахстан). После решения некоторых проблем он в целом успешно работал до 1998 г. В настоящее время реактор закрыт.

К созданию промышленного энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600 приступили в 1963 г. В качестве места для его размещения была выбрана площадка Белоярской АЭС. Этот реактор был выведен на проектный уровень мощности в конце 1981 г. Он успешно действует и в настоящее время, обеспечивая электроэнергией район Урала. Следует отметить, что реактор БН-600 использует для своей работы не плутониевое топливо, а урановое

235

топливо с достаточно высоким содержанием и (около 20 %).

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >