40 km von Jekaterinburg entfernt, inmitten der schönsten Wälder des Urals, liegt die Stadt Zarechny. 1964 wurde hier das erste industrielle Kernkraftwerk der Sowjetunion, Beloyarskaya, in Betrieb genommen (mit einem AMB-100-Reaktor mit einer Leistung von 100 MW). Jetzt ist das KKW Beloyarsk das einzige auf der Welt, in dem ein industrieller Leistungsreaktor für schnelle Neutronen, BN-600, in Betrieb ist.
Stellen Sie sich einen Boiler vor, der Wasser verdampft und der entstehende Dampf einen Turbogenerator antreibt, der Strom erzeugt. Ungefähr so ist allgemein gesprochen ein Kernkraftwerk angeordnet. Nur der "Kessel" ist die Energie des Atomzerfalls. Die Konstruktionen von Leistungsreaktoren können unterschiedlich sein, aber nach dem Funktionsprinzip können sie in zwei Gruppen eingeteilt werden - thermische Neutronenreaktoren und schnelle Neutronenreaktoren.
Das Herzstück eines jeden Reaktors ist die Sp altung schwerer Atomkerne unter Einwirkung von Neutronen. Es stimmt, es gibt erhebliche Unterschiede. In thermischen Reaktoren wird Uran-235 unter Einwirkung niederenergetischer thermischer Neutronen gesp alten, wodurch Sp altfragmente und neue hochenergetische Neutronen (sog. schnelle Neutronen) entstehen. Die Wahrscheinlichkeit der Absorption eines thermischen Neutrons durch einen Uran-235-Kern (mit anschließender Sp altung) ist viel höher als bei einem schnellen, daher müssen die Neutronen abgebremst werden. Dies geschieht mit Hilfe von Moderatoren - Substanzen, bei denen Neutronen bei Kollisionen mit Kernen Energie verlieren. Der Brennstoff für thermische Reaktoren ist normalerweise schwach angereichertes Uran, Graphit, leichtes oder schweres Wasser wird als Moderator verwendet, und gewöhnliches Wasser ist das Kühlmittel. Nach einem dieser Schemata sind die meisten funktionierenden Kernkraftwerke angeordnet.
Schnelle Neutronen, die durch erzwungene Kernsp altung entstehen, können ohne Verzögerung genutzt werden. Das Schema ist wie folgt: Schnelle Neutronen, die während der Sp altung von Uran-235- oder Plutonium-239-Kernen gebildet werden, werden von Uran-238 unter Bildung (nach zwei Beta-Zerfällen) von Plutonium-239 absorbiert. Außerdem werden für 100 gesp altene Uran-235- oder Plutonium-239-Kerne 120-140 Plutonium-239-Kerne gebildet. Da zwar die Wahrscheinlichkeit einer Kernsp altung durch schnelle Neutronen geringer ist als durch thermische Neutronen, muss der Brennstoff stärker angereichert werden als bei thermischen Reaktoren. Außerdem ist es hier unmöglich, Wärme mit Wasser abzuführen (Wasser ist ein Moderator), daher müssen andere Kühlmittel verwendet werden: Dies sind normalerweise flüssige Metalle und Legierungen, von sehr exotischen Optionen wie Quecksilber (ein solches Kühlmittel wurde in der erster amerikanischer experimenteller Clementine-Reaktor) oder Blei-Wismut-Legierungen (verwendet in einigen Reaktoren für U-Boote - insbesondere sowjetische Boote des Projekts 705) bis hin zu flüssigem Natrium (die häufigste Option in industriellen Leistungsreaktoren). Nach diesem Schema arbeitende Reaktoren werden schnelle Neutronenreaktoren genannt. Die Idee eines solchen Reaktors wurde 1942 von Enrico Fermi vorgeschlagen. Natürlich zeigte das Militär das größte Interesse an diesem Schema: Schnelle Reaktoren im Arbeitsprozess produzieren nicht nur Energie, sondern auch Plutonium für Atomwaffen. Aus diesem Grund werden schnelle Neutronenreaktoren auch Brüter (vom englischen Brüter-Produzenten) genannt.
Was in ihm steckt
Der Kern eines schnellen Neutronenreaktors ist wie eine Zwiebel in Schichten angeordnet. 370 Brennelemente bilden drei Zonen mit unterschiedlicher Anreicherung an Uran-235 - 17, 21 und 26 % (ursprünglich gab es nur zwei Zonen, aber drei wurden geschaffen, um die Energiefreisetzung auszugleichen). Sie sind von seitlichen Abschirmungen (Decken) oder Brutzonen umgeben, in denen sich Baugruppen befinden, die abgereichertes oder natürliches Uran enth alten, das hauptsächlich aus dem Isotop 238 besteht. An den Enden der Brennstäbe, oberhalb und unterhalb des Kerns, befinden sich außerdem Pellets aus abgereichertem Uran, die Lagerschilde (Brutzonen) bilden. Der BN-600-Reaktor ist ein Brüter, d.h. für 100 im Kern gesp altene Uran-235-Kerne entstehen in den Seiten- und Endschilden 120-140 Plutoniumkerne, wodurch die Reproduktion von Kernbrennstoff erweitert werden kann. Brennelemente (FAs) sind ein Satz von Brennelementen (TVELs), die in einem Gehäuse montiert sind - Rohre aus Spezialstahl, gefüllt mit Uranoxidpellets mit unterschiedlicher Anreicherung. Damit sich die Brennelemente nicht berühren und das Kühlmittel zwischen ihnen zirkulieren kann, wird ein dünner Draht um die Rohre gewickelt. Natrium tritt durch die unteren Drossellöcher in das Brennelement ein und tritt durch die Fenster im oberen Teil aus. Im unteren Teil des Brennelements befindet sich ein Schaft, der in die Kollektorbuchse eingeführt wird, im oberen Teil befindet sich ein Kopfteil, mit dem das Aggregat beim Nachladen gefangen wird. Brennelemente unterschiedlicher Anreicherung haben unterschiedliche Sitze, sodass es einfach unmöglich ist, die Baugruppe an der falschen Stelle zu installieren. Zur Steuerung des Reaktors werden 19 borh altige Ausgleichsstäbe (Neutronenabsorber) verwendet, um den Brennstoffabbrand zu kompensieren, 2 automatische Steuerstäbe (um eine bestimmte Leistung aufrechtzuerh alten) und 6 aktive Schutzstäbe. Da der Neutronenhintergrund von Uran klein ist, wird für den kontrollierten Start des Reaktors (und die Steuerung bei niedrigen Leistungspegeln) eine "Hintergrundbeleuchtung" verwendet - eine Photoneutronenquelle (Gammastrahler plus Beryllium).
Zickzack der Geschichte
Interessanterweise begann die Geschichte der Weltkernenergie genau mit einem schnellen Neutronenreaktor. Am 20. Dezember 1951 wurde in Idaho der weltweit erste schnelle Neutronen-Leistungsreaktor EBR-I (Experimental Breeder Reactor) mit einer elektrischen Leistung von nur 0,2 MW gestartet. Später, 1963, wurde in der Nähe von Detroit ein Kernkraftwerk mit einem schnellen Neutronenreaktor Fermi gestartet - bereits mit einer Leistung von etwa 100 MW (1966 gab es einen schweren Unfall mit dem Schmelzen eines Teils des Kerns, jedoch ohne Folgen für Umwelt oder Menschen).
In der UdSSR beschäftigte sich seit Ende der 1940er Jahre Alexander Leipunsky mit diesem Thema, unter dessen Leitung am Obninsk Institute of Physics and Power Engineering (IPPE) und mehreren Versuchsständen die Grundlagen der Theorie schneller Reaktoren entwickelt wurden wurden gebaut, die es ermöglichten, die Physik des Prozesses zu studieren. Als Ergebnis der Forschung wurde 1972 das erste sowjetische Kernkraftwerk mit schnellen Neutronen in der Stadt Shevchenko (heute Aktau, Kasachstan) mit dem Reaktor BN-350 (ursprünglich als BN-250 bezeichnet) in Betrieb genommen. Es erzeugte nicht nur Strom, sondern nutzte auch Wärme, um Wasser zu entsalzen. Bald gingen das französische Kernkraftwerk mit dem Schnellreaktor Phenix (1973) und das britische mit dem PFR (1974) in Betrieb, beide mit einer Leistung von 250 MW.
Aber in den 1970er Jahren begannen thermische Neutronenreaktoren, die Kernkraftindustrie zu dominieren. Dies hatte verschiedene Gründe. Zum Beispiel die Tatsache, dass schnelle Reaktoren Plutonium produzieren können, was bedeutet, dass dies zu einem Verstoß gegen das Gesetz zur Nichtverbreitung von Atomwaffen führen kann. Der Hauptfaktor war jedoch höchstwahrscheinlich, dass thermische Reaktoren einfacher und billiger waren, ihr Design an Militärreaktoren für U-Boote getestet wurde und Uran selbst sehr billig war. Industrielle schnelle Neutronenreaktoren, die nach 1980 weltweit in Betrieb genommen wurden, lassen sich an einer Hand abzählen: Superphenix (Frankreich, 1985-1997), Monju (Japan, 1994-1995) und BN-600 (KKW Beloyarsk, 1980), der derzeit weltweit einzige in Betrieb befindliche industrielle Leistungsreaktor.
Sie sind zurück
Allerdings richtet sich die Aufmerksamkeit der Fachwelt und der Öffentlichkeit derzeit wieder auf Kernkraftwerke mit schnellen Neutronenreaktoren. Nach Schätzungen der Internationalen Atomenergiebehörde (IAEA) aus dem Jahr 2005 beläuft sich die Gesamtmenge der erkundeten Uranreserven, deren Abbaukosten 130 $ pro Kilogramm nicht übersteigen, auf etwa 4,7 Millionen Tonnen. Nach Schätzungen der IAEO reichen diese Reserven für 85 Jahre (basierend auf dem Bedarf an Uran zur Stromerzeugung auf dem Stand von 2004). Der Anteil des Isotops 235, das in thermischen Reaktoren „verbrannt“wird, beträgt im natürlichen Uran nur 0,72 %, der Rest ist Uran-238, das für thermische Reaktoren „unbrauchbar“ist. Wenn wir jedoch auf schnelle Neutronenreaktoren umstellen, die Uran-238 "verbrennen" können, werden diese gleichen Reserven für mehr als 2500 Jahre ausreichen!
Reaktor-Montagehalle, in der einzelne Teile im SKD-Verfahren zusammengebaut werden, um einzelne Teile des Reaktors zusammenzubauen
Außerdem ermöglichen schnelle Neutronenreaktoren die Implementierung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs (derzeit ist er in BN-600 nicht implementiert). Da nur Uran-238 „verbrannt“wird, kann der Brennstoff nach der Aufbereitung (der Gewinnung von Sp altprodukten und der Zugabe neuer Anteile von Uran-238) wieder in den Reaktor geladen werden. Und da im Uran-Plutonium-Kreislauf mehr Plutonium produziert wird als zerfallen ist, kann der überschüssige Brennstoff für neue Reaktoren verwendet werden.
Außerdem kann dieses Verfahren überschüssiges waffenfähiges Plutonium sowie Plutonium und kleinere Aktinide (Neptunium, Americium, Curium) verarbeiten, die aus dem abgebrannten Brennstoff herkömmlicher thermischer Reaktoren gewonnen werden (kleine Aktinide stellen derzeit einen sehr gefährlichen Bestandteil dar radioaktiver Abfall). Gleichzeitig wird die Menge an radioaktivem Abfall im Vergleich zu thermischen Reaktoren um mehr als das Zwanzigfache reduziert.
Blinder Neustart
Im Gegensatz zu thermischen Reaktoren befinden sich die Baugruppen im BN-600-Reaktor unter einer Schicht aus flüssigem Natrium, sodass die Entfernung verbrauchter Baugruppen und die Installation neuer Baugruppen an ihrer Stelle (dieser Vorgang wird als Betankung bezeichnet) erfolgt ein vollständig geschlossener Modus. Im oberen Teil des Reaktors befinden sich große und kleine Drehstopfen (exzentrisch zueinander, dh ihre Drehachsen fallen nicht zusammen). Auf einem kleinen Drehzapfen ist eine Säule mit Kontroll- und Schutzeinrichtungen sowie eine Überlasteinrichtung mit Spannzange montiert. Der Drehmechanismus ist mit einer „hydraulischen Verriegelung“aus einer speziellen niedrigschmelzenden Legierung ausgestattet. Im Normalzustand ist es fest und wird zum Nachladen bis zum Schmelzpunkt erhitzt, wobei der Reaktor vollständig verschlossen bleibt, so dass Emissionen radioaktiver Gase praktisch ausgeschlossen sind. Der Prozess der Überlastung sch altet viele Stufen aus. Zunächst wird der Greifer zu einer der im reaktorinternen Lager für verbrauchte Baugruppen befindlichen Baugruppen gebracht, entnimmt diese und übergibt sie an den Entlade-Elevator. Dann wird es in den Verteilerkasten gehoben und in die Trommel mit abgebrannten Baugruppen gelegt, von wo aus es nach der Reinigung mit Dampf (aus Natrium) in das Becken für abgebrannte Brennelemente gelangt. In der nächsten Phase entnimmt der Mechanismus eine der Kernbaugruppen und ordnet sie in der Lagerung im Reaktor neu an. Danach wird aus der Trommel mit frischen Baugruppen (in der die aus der Fabrik stammenden Brennelemente im Voraus installiert wurden) die erforderliche entnommen und in den Aufzug für frische Baugruppen eingebaut, der sie dem Nachlademechanismus zuführt. Die letzte Stufe ist die Installation von Brennelementen in der leeren Zelle. Gleichzeitig sind dem Betrieb des Mechanismus aus Sicherheitsgründen bestimmte Einschränkungen auferlegt: Beispielsweise können zwei benachbarte Zellen nicht gleichzeitig freigegeben werden, außerdem müssen sich bei Überlastung alle Steuer- und Schutzstangen in der aktiven Zone befinden. Das Nachladen einer Baugruppe dauert bis zu einer Stunde, das Nachladen eines Drittels des Kerns (etwa 120 Brennelemente) dauert etwa eine Woche (in drei Schichten), dieser Vorgang wird jeden Mikrolauf (160 effektive Tage in Bezug auf volle Kapazität). Zwar wurde der Brennstoffabbrand jetzt erhöht, und nur ein Viertel des Kerns (etwa 90 Brennelemente) wird betankt. Gleichzeitig hat der Bediener kein direktes visuelles Feedback und wird nur von den Anzeigen der Sensoren der Drehwinkel der Schnur und der Greifer (Positioniergenauigkeit beträgt weniger als 0,01 Grad), der Auszugs- und Einstellkräfte geführt.
Der Reset-Vorgang ist mehrstufig, erfolgt über einen speziellen Mechanismus und ähnelt dem Spiel „15“. Das ultimative Ziel ist es, frische Baugruppen aus der entsprechenden Trommel in das richtige Nest und verbrauchte Baugruppen in ihre eigene Trommel zu bringen, von wo sie nach der Reinigung mit Dampf (von Natrium) in das H altebecken fallen.
Nur auf Papier glatt
Warum werden schnelle Neutronenreaktoren bei all ihren Vorzügen nicht weit verbreitet eingesetzt? Dies liegt vor allem an den Besonderheiten ihres Designs. Wie oben erwähnt, kann Wasser nicht als Kühlmittel verwendet werden, da es ein Neutronenmoderator ist. Daher werden Metalle in schnellen Reaktoren hauptsächlich in flüssigem Zustand verwendet - von exotischen Blei-Wismut-Legierungen bis hin zu flüssigem Natrium (die häufigste Option für Kernkraftwerke).
„In schnellen Neutronenreaktoren sind die Wärme- und Strahlungslasten viel höher als in thermischen Reaktoren“, erklärt Mikhail Bakanov, Chefingenieur des Kernkraftwerks Belojarsk, gegenüber PM. - Dies führt zu der Notwendigkeit, spezielle Konstruktionsmaterialien für den Reaktorbehälter und die In-Reaktor-Systeme zu verwenden. TVEL- und TVS-Körper bestehen nicht aus Zirkoniumlegierungen wie in thermischen Reaktoren, sondern aus speziell legierten Chromstählen, die weniger anfällig für Strahlungsquellen sind. Andererseits wird beispielsweise der Reaktordruckbehälter nicht durch Innendruck belastet – er liegt nur geringfügig über Atmosphärendruck.“
Laut Mikhail Bakanov waren die Hauptschwierigkeiten in den ersten Betriebsjahren mit Strahlungsquellen und Rissbildung des Brennstoffs verbunden. Diese Probleme wurden jedoch bald gelöst, neue Materialien wurden entwickelt - sowohl für Brennstoffe als auch für Brennstabgehäuse. Aber schon jetzt werden Kampagnen nicht so sehr durch den Brennstoffabbrand (der bei BN-600 11% erreicht) begrenzt, sondern durch die Materialressource, aus der Brennstoff, Brennelemente und Brennelemente hergestellt werden. Weitere Betriebsprobleme waren hauptsächlich mit dem Austritt von Natrium im Sekundärkreislauf verbunden, einem reaktiven und brennbaren Metall, das bei Kontakt mit Luft und Wasser heftig reagiert: „Nur Russland und Frankreich haben eine lange Erfahrung im Betrieb industrieller Leistungsreaktoren mit schnellen Neutronen. Sowohl wir als auch die französischen Spezialisten standen von Anfang an vor denselben Problemen. Wir haben sie erfolgreich gelöst, indem wir von Anfang an spezielle Mittel zur Überwachung der Dichtheit der Kreisläufe, zur Lokalisierung und Unterdrückung von Natriumleckagen bereitgestellt haben. Und es stellte sich heraus, dass das französische Projekt weniger auf solche Probleme vorbereitet war, was dazu führte, dass der Phenix-Reaktor 2009 endgültig abgesch altet wurde.“
„Die Probleme waren wirklich die gleichen“, fügt Nikolai Oshkanov, Direktor des Kernkraftwerks Belojarsk, hinzu, „aber hier wurden sie in unserem Land und in Frankreich auf unterschiedliche Weise gelöst. Wenn sich beispielsweise der Leiter einer der Baugruppen auf der Phenix bückte, um sie zu greifen und zu entladen, entwickelten französische Spezialisten ein komplexes und ziemlich teures System, um durch die Natriumschicht zu „sehen“. Und als wir das gleiche Problem hatten, schlug einer unserer Ingenieure vor, eine Videokamera zu verwenden, die in der einfachsten Struktur wie einer Taucherglocke platziert ist – einem Rohr, das von unten offen ist und von oben Argon bläst. Als die Natriumschmelze ausgestoßen wurde, konnten die Bediener den Mechanismus per Videoverbindung erfassen und die verbogene Baugruppe wurde erfolgreich entfernt.“
Schnelle Zukunft
„Ohne den erfolgreichen Langzeitbetrieb unseres BN-600 gäbe es weltweit kein solches Interesse an der Technologie schneller Reaktoren“, sagt Nikolai Oshkanov.„Die Entwicklung der Kernenergie, ist meiner Meinung nach in erster Linie mit der Massenproduktion und dem Betrieb schneller Reaktoren verbunden. Nur sie ermöglichen es, das gesamte Natururan in den Brennstoffkreislauf einzubinden und damit die Effizienz zu steigern sowie die Menge an radioaktivem Abfall zu verzehnfachen. In diesem Fall wird die Zukunft der Kernenergie wirklich rosig.“
