BN-800 di PLTN Beloyarsk adalah salah satu dari dua reaktor cepat yang beroperasi di dunia. Dibawa ke daya pengenal pada tahun 2015
Under the cut - sebuah cerita tentang desain reaktor nuklir klasik pada neutron termal, prinsip pengoperasian reaktor cepat nuklir (hanya ada dua di dunia, dan keduanya di Rusia) dan penutupan siklus bahan bakar nuklir.
Saya yakin akan menarik bagi mereka yang menyukai cerita tentang pembangunan internasional reaktor termonuklir 500 MW ITER.
Narator kami adalah Aleksey Germanovich Goryunov, Kepala Departemen dan Kepala Departemen Siklus Bahan Bakar Nuklir dari Sekolah Teknik Teknologi Nuklir dari Universitas Politeknik Tomsk, yang memberikan kuliah tentang teknik tenaga dua komponen di Titik Didih Tomsk .
Cerita hari ini adalah tentang teknologi baru untuk atom damai: menutup siklus bahan bakar nuklir dan tenaga nuklir dua komponen.
Tapi mari kita mulai dengan cara kerja siklus bahan bakar nuklir sekarang.
Siklus bahan bakar klasik
MOX (Mixed-Oxide fuel) adalah bahan bakar nuklir yang mengandung beberapa jenis oksida bahan fisil (biasanya plutonium dan uranium). NAO, SAO, HLW - berbagai jenis limbah radioaktif. SNF -
pusat bahan bakar nuklir bekas dari siklus modern - reaktor nuklir pada neutron termal . Itu disorot dengan warna hijau. Reaktor menggunakan uranium yang diperkaya dengan isotop-235 sebagai bahan bakar. Untuk mendapatkannya, bijih uranium diekstraksi, diolah, dan kemudian dilakukan pengayaan yang lama dan mahal.
Di reaktor besar yang berlaku di tenaga nuklir, seperti VVR-1000 berpendingin air bertekanan atau saluran RBMK-1000, bahan bakar bekas tidak diproses ulang. Itu disimpan di kolam pendingin reaktor dan kemudian diangkut ke situs penyimpanan jangka panjang di pabrik pertambangan dan kimia.
Proses dasar untuk mendapatkan bahan bakar itu mahal, dan bahan mentah adalah sumber daya yang tidak ada habisnya, oleh karena itu, umat manusia dengan tegang memecahkan masalah penutupan siklus bahan bakar - yaitu ketika bahan bakar kembali diproduksi dari limbah nuklir. Sekarang skema ini hanya ada di segmen kecil tenaga nuklir - di reaktor transportasi dan penelitian.
Sekarang mari kita lihat desain reaktor modern.
Reaktor nuklir termal
Secara skematis, pembangkit listrik tenaga nuklir dengan reaktor neutron termal dapat direpresentasikan sebagai berikut:
Selanjutnya kita akan berbicara tentang apa yang disebut pulau nuklir, yang mencakup bagian reaktor. Pertimbangkan reaktor mana yang saat ini digunakan dan mana yang mungkin diluncurkan dalam waktu dekat.
Diagram konvensional pembangkit listrik tenaga nuklir
Reaktor adalah perangkat di inti yang di dalamnya dilakukan reaksi berantai mandiri yang terkendali dari fisi unsur-unsur berat, khususnya uranium-235. Saat ini, unit tenaga air-ke-air yang paling umum. Gambar menunjukkan diagram reaktor semacam itu.
Diagram konvensional pembangkit listrik dengan reaktor air bertekanan Reaktor
terletak di gedung terlindung dan berdampingan dengan bangunan terpisah di mana unit daya tradisional berada - aula turbin dan lainnya yang berada di pembangkit listrik panas konvensional.
Biasanya, reaktor menggunakan empat untai pendingin untuk meningkatkan keandalan. Loop pendingin reaktor pertama mencakup reaktor itu sendiri, serta pompa sirkulasi utama. Jumlahnya sesuai dengan jumlah utas pendingin - empat. Generator uap dipasang pada setiap untai pendingin, yang memisahkan loop pertama reaktor dari yang kedua, yang berisi pendingin yang memasuki pulau tradisional.
Pembangkit listrik dengan reaktor VVR
Pandangan umum dari reaktor itu sendiri:
Perlu dicatat bahwa ini adalah reaktor bejana tekan, desain ini memungkinkan pencapaian indikator keselamatan yang tinggi.
Reaktor Nuklir Cepat
Sedikit fisika dulu. Izinkan saya mengingatkan Anda bahwa isotop adalah unsur yang memiliki nomor atom yang sama, tetapi memiliki berat atom yang berbeda. Yang paling menarik adalah mereka memiliki sifat yang berbeda. Misalnya, uranium-238 secara praktis tidak dapat dibelah dalam reaktor termal, sedangkan uranium-235 dapat dibelah. Untuk menggambarkan probabilitas fisi isotop, fisika nuklir menggunakan konsep "penampang fisi".
Penampang melintang reaksi fisi isotop uranium, plutonium dan thorium bergantung pada energi neutron.
Gambar tersebut dengan jelas menunjukkan bahwa untuk uranium-235 dan plutonium-239, kita dapat membuat reaksi berantai menggunakan neutron termal dan cepat. Dan uranium-238 di sisi kiri grafik (di mana neutron termal berada) tidak akan fisi. Di alam, isotop uranium-238 lazim, yang tidak dapat langsung digunakan dalam reaktor termal. Hanya ada sedikit uranium-235 di alam, dan pengayaan mahal dibutuhkan untuk mendapatkan bahan bakar.
Reaktor neutron cepat memungkinkan untuk menghindari prosedur pengayaan uranium-235. Tapi secara teknis tidak sesederhana itu.
Dalam reaktor neutron termal, seperti di semua pembangkit listrik modern pada umumnya, air digunakan sebagai pendingin. Dialah yang mentransfer energi panas ke turbin. Jelas dengan dia bagaimana bekerja, bahan konstruksi apa yang akan digunakan. Namun, kita tahu dari fisika nuklir bahwa air memperlambat cepat neutron yang dihasilkan oleh fisi nuklir.
Oleh karena itu, dalam reaktor neutron cepat, logam cair, biasanya, digunakan sebagai pendingin, yang secara signifikan mempersulit desain.
Di sini Anda harus menyelesaikan seluruh lapisan masalah desain ilmiah dan eksperimental, termasuk pengembangan bahan baru.
Reaksi yang paling mungkin terjadi dalam reaktor neutron cepat - penyerapan neutron oleh isotop uranium-238 - ditunjukkan pada diagram di bawah ini.
Hasilnya, uranium-238 alami diubah menjadi isotop plutonium-239, yang memiliki sifat fisi yang mirip dengan uranium-235. Dan di sini menjadi mungkin untuk mengubah uranium-238, yang hampir bukan fisil di reaktor termal, menjadi bahan bakar nuklir baru.
Uranium-235 dan plutonium-239 memiliki sifat yang serupa. Berdasarkan inti ini, kita mungkin mendapatkan reaksi berantai: dengan menyerap baik neutron cepat maupun lambat, inti akan membelah, memancarkan neutron sekunder, tersier, dll.
Secara historis, reaktor cepat yang paling berkembang adalah BN-600 dan BN-800 .
Dan Rusia adalah satu-satunya negara di dunia yang mengoperasikan reaktor neutron cepat industri.
Desainnya jauh lebih rumit daripada reaktor air bertekanan sirkuit ganda yang menggunakan neutron termal, karena natrium cair dengan titik leleh ~ 98 ℃ digunakan sebagai pendingin.
Skema unit daya dengan reaktor neutron cepat
Dalam reaktor dengan pendingin natrium, kita tidak dapat menggunakan skema dua sirkuit, di mana rangkaian pertama diisi dengan natrium, dan yang kedua dengan air, karena interaksi yang tidak disengaja antara natrium yang diradiasi dengan air akan menyebabkan konsekuensi yang sangat serius. Selama reaksi kedua zat ini, hidrogen yang dapat meledak dilepaskan, dan jika terjadi ledakan, akan sangat bermasalah untuk menetralkan natrium yang bersuara. Oleh karena itu, skema tiga sirkuit digunakan. Sirkuit pertama adalah natrium (pada gambar ditunjukkan dengan warna merah di tengah reaktor), kemudian penukar panas dan sirkuit natrium (perantara) lainnya (kuning), yang memungkinkan untuk mengurangi tingkat iradiasi natrium, dan hanya di sirkuit ketiga digunakan air, turbin, bagian termal dan peralatan lainnya. Tiga loop mempersulit pengoperasian reaktor dan pengendaliannya.
Langkah selanjutnya adalah BREST
Kompleks energi BREST-300 adalah tahap pengembangan selanjutnya. Itu sedang dibuat dalam kerangka "Terobosan" proyek Rosatom. Alih-alih natrium, timbal digunakan sebagai pembawa panas ( titik leleh 327 ℃). Hal ini memungkinkan, seperti pada reaktor air bertekanan, untuk menggunakan hanya dua sirkuit, menyederhanakan kontrol dan meningkatkan efisiensi energi.
Desain reaktor ini memastikan apa yang disebut keamanan alami: kecelakaan tidak mungkin terjadi di reaktor ini karena munculnya neutron yang tidak terkendali, yang mengarah ke reaksi berantai (percepatan reaktor dalam daya).
Harapan besar disematkan pada reaktor ini. Ia dapat "membakar" elemen fisil dan menghasilkan plutonium, dan kemudian menggunakannya untuk menutup siklus bahan bakar nuklir.
Tujuan dari penutupan tersebut adalah untuk secara bertahap menghilangkan bagian rantai yang terkait dengan ekstraksi uranium dengan pengayaannya, serta untuk menggunakan kembali limbah nuklir.
Tenaga nuklir dua komponen
Rekayasa tenaga dua komponen adalah solusi untuk masalah pengurangan jumlah uranium alami yang diperkaya yang diperlukan untuk pengoperasian semua reaktor ini. Belum mencapai puncak perkembangannya - inilah yang akan dilakukan oleh generasi anak sekolah saat ini.
Saat ini, kami mulai memproduksi elemen fisil di reaktor cepat, yang selanjutnya akan memungkinkan untuk memuat bahan bakar di sini yang tidak diperkaya dengan uranium-235.
BN-600 dan BN-800 sudah beroperasi dengan bahan bakar yang disebut MOX (bahan bakar Mixed-Oxide), campuran plutonium-239 dan uranium oksida. Selain itu, reaktor dapat beroperasi dengan bahan bakar yang diperkaya dengan uranium-235 - dan dalam hal ini untuk menghasilkan plutonium-239 - dan pada plutonium.
Siklus bahan bakar nuklir sebagian tertutup
Atas dasar Pusat Demonstrasi Eksperimental di Seversk, dan di masa depan pabrik FT-2 di Zheleznogorsk, terdapat fasilitas penyimpanan untuk bahan bakar nuklir bekas. Sekarang pada tahap akhir pengembangan adalah teknologi yang akan memungkinkan pemrosesan ulang bahan bakar setelah reaktor VVR dan mengembalikan uranium dan plutonium darinya ke siklus. Masalah pemrosesan ulang diselesaikan dengan cara yang sangat menarik: uranium dan plutonium tidak dipisahkan, tetapi dipindahkan ke produksi dalam bentuk campuran. Hasilnya, kami mendapatkan perangkat bahan bakar untuk reaktor yang mengandung uranium dan plutonium yang diproses ulang, serta menambahkan uranium alami yang diperkaya dalam isotop-235.
Tentu saja, tidak ada penutupan total dari siklus bahan bakar nuklir, tetapi pendekatan ini memungkinkan seseorang untuk mengurangi biaya pengayaan.
Selain itu, elemen fisil yang akan kita ekstrak dari bahan bakar yang dihabiskan di reaktor WWR akan masuk ke siklus bahan bakar reaktor cepat.
Skema pemuatan bahan bakar MOX yang mengandung plutonium-239 dan uranium-238 ke dalam reaktor BN-800 telah selesai dikerjakan, jalurnya ditunjukkan pada gambar di bawah ini dengan garis merah.
Skema tersebut menyiratkan penggunaan bahan bakar nuklir bekas (SNF) dari reaktor VVER bersama dengan bahan bakar oksida dengan uranium-235 setelah reaktor BN. Selama pemrosesan ulang, kami memisahkan campuran plutonium dan uranium, yang digunakan untuk membuat bahan bakar MOX. Dan bahan bakar MOX bekas diolah kembali bersama dengan bahan bakar setelah reaktor RBMK.
Ternyata kami mulai dengan pemuatan reaktor biasa dengan bahan bakar oksida berbasis uranium-235 dan secara bertahap, dengan memproduksi plutonium-239 dalam reaktor cepat, kami menggantinya dengan bahan bakar MOX.
Kita tidak akan bisa langsung beralih dari reaktor tradisional ke reaktor cepat, karena untuk setiap reaktor neutron cepat kita harus membangun infrastruktur pemrosesan ulang, yang pada awalnya tidak akan dimuat, karena reaktor harus menghasilkan bahan bakar yang kemudian akan diproses ulang. Dan skema di atas didasarkan pada transisi yang mulus dari reaktor eksisting ke reaktor cepat. Skema ini melibatkan produksi plutonium di reaktor BN-800. Di masa depan, akan muncul instalasi yang lebih kuat dan lebih hemat biaya - BN-1200, yang akan mewujudkan sifat dua komponen energi nuklir kita untuk dekade berikutnya dan strategi Rosatom yang sama.
Tapi yang lebih menarik adalah apa yang terjadi di proyek BREST. Pembangunan reaktor jenis ini dengan daya listrik 300 MW sudah dimulai di Seversk. Sebuah kompleks akan dibangun di sekitarnya, yang akan memungkinkan pemecahan masalah regenerasi bahan bakar, mis. semua proses dalam rangka penutupan siklus bahan bakar akan dipusatkan di satu tempat.
Pada tahap awal, pengisian uranium alami atau yang telah habis akan dibutuhkan, seperti terlihat pada gambar. Karena tidak memiliki jumlah plutonium yang dibutuhkan, kita dapat, seperti pada skema sebelumnya, mulai menggunakan bahan bakar gabungan dan secara bertahap menghasilkan plutonium, beralih ke siklus tertutup.
Harapan besar disematkan pada reaktor ini: sirkuit perlindungan alami yang disebutkan di atas tidak memungkinkannya dipercepat hingga kecelakaan parah. Tapi di sini kita harus menghadapi sejumlah masalah. Masalah yang terkait dengan produksi plutonium telah dipecahkan sampai batas tertentu. Tetapi pemrosesan ulang bahan bakar nuklir setelah reaktor cepat adalah pertanyaan terbuka. Di sini perlu untuk memastikan paparan singkat bahan bakar: panas dan dengan radiasi latar tinggi. Perlu untuk membuat proses teknologi baru, mengujinya di tribun dan menerapkannya.
, .
Secara paralel, perlu diselesaikan solusi masalah pembuangan limbah dari siklus tanpa mengganggu keseimbangan radiasi alami Bumi. Siklus bahan bakar yang diproyeksikan harus mengembalikan jumlah radiasi yang sama persis dengan yang telah kita ekstrak. Secara teoritis, masalah ini telah diperhitungkan dan dapat diselesaikan. Terserah latihan.
Tidak seperti abad sebelumnya, ketika diperlukan untuk mendapatkan senjata nuklir dan, pada saat yang sama, tenaga nuklir dengan biaya berapa pun, dan tidak ada yang menghitung ekonomi, sekarang tugasnya adalah membuat segala sesuatu menjadi hemat energi, layak secara ekonomi dan dengan keamanan alam. Dan seseorang harus melakukan semua ini. Jadi spesialis di bidang ini dan bidang terkait tidak akan dibiarkan tanpa pekerjaan.