别洛雅尔斯克核电站的BN-800是世界上两个运行中的快堆之一。在2015年达到额定功率
削减-有关热中子的经典核反应堆设计，核快速反应堆的工作原理（世界上只有两个，而且在俄罗斯都只有两个）以及关闭核燃料循环的故事。
我相信喜欢那些有关500兆瓦ITER热核反应堆国际建设故事的人会感兴趣的。
我们的叙述者是托木斯克工业大学核技术工程系系主任兼核燃料循环系系主任Aleksey Germanovich Goryunov，他在托木斯克沸点作了关于二元能量的演讲。 今天的故事是关于和平原子的新技术：关闭核燃料循环和两组分核电。 但是，让我们从现在的核燃料循环功能开始。
经典燃油循环
MOX（混合氧化物燃料）是一种核燃料，包含多种类型的易裂变材料氧化物（通常为p和铀）。 NAO，SAO，HLW-不同类型的放射性废物。 SNF-
现代中子循环核反应堆-热中子用核反应堆。它以绿色突出显示。该反应堆使用富含同位素235的铀作为燃料。为了获得它，铀矿石被提取，加工，然后进行了长期而昂贵的浓缩。
在核电中占优势的大型反应堆中，例如加压水冷式VVR-1000或通道式RBMK-1000，乏燃料不会进行后处理。将其存储在反应堆冷却池中，然后运输到采矿和化工厂的长期存储地点。
获得燃料的基本过程是昂贵的，原材料是一种可消耗的资源，因此人类正在紧张地解决关闭燃料循环的问题-这是从核废料中再次生产燃料的时候。现在，该计划仅存在于核电的一小部分-运输和研究堆中。
现在让我们看一下现代反应堆的设计。
热核反应堆
示意性地，具有热中子反应堆的核电站可以表示为：
我们将进一步讨论所谓的核岛，其中包括反应堆部分。考虑哪些反应堆目前正在使用中，哪些可能在不久的将来启动。
核电站的常规图
反应堆是一种装置，在该装置的堆芯中进行重元素（特别是铀235）的裂变的受控自持链反应。如今，最常见的水对水动力装置。图片显示了这种反应堆的示意图。
具有压水堆的电厂的常规示意图
该反应堆位于受保护的建筑物内，并与传统电力设备所在的单独建筑物毗邻-涡轮机房和其他常规热力发电厂中的建筑物。
通常，反应堆使用四根冷却管以提高可靠性。第一反应堆冷却回路包括反应堆本身以及主循环泵。它们的数量对应于冷却螺纹的数量-四。蒸汽发生器安装在每条冷却线上，将反应器的第一回路与第二回路分开，第二回路包含进入传统岛的冷却剂。
带VVR反应堆的电厂
反应堆本身的概况：
值得注意的是，这是压力容器反应堆，这种设计可以实现很高的安全指标。
快速核反应堆
首先是一点物理。让我提醒您，同位素是具有相同原子序数但原子重不同的元素。最有趣的是它们具有不同的属性。例如，铀238在热反应堆中实际上是不可裂变的，而铀235是可裂变的。为了描述同位素的裂变概率，在核物理学中，使用了“裂变横截面”的概念。
铀，p和th同位素的裂变反应的截面取决于中子能量该
图清楚地表明，对于铀235和p 239，我们可以使用热中子和快中子来创建链反应。图左侧（热中子所在的位置）铀238不会裂变。实际上，同位素铀238很普遍，不能直接在热反应堆中使用。自然界中的铀235很少，需要昂贵的浓缩才能获得燃料。
快速中子反应堆可以避免铀235浓缩过程。但是从技术上讲，它并不是那么简单。
在热中子反应堆中，就像所有现代发电厂一样，水通常用作冷却剂。是她将热能传递到涡轮机。她很清楚如何工作，使用什么建筑材料。但是，我们从核物理学中知道，水会使核裂变产生的快速中子变慢。
因此，在快速中子反应堆中，通常将液态金属用作冷却剂，这使设计显着复杂。
在这里，有必要解决整个科学和实验设计问题，包括开发新材料。
下图显示了快速中子反应堆中最可能发生的反应-同位素铀238对中子的吸收。
结果，天然铀238被转化为of 239的同位素，p的裂变特性与铀235相似。在这里，有可能将热反应堆中几乎不裂变的铀238转变为新的核燃料。
铀235和p 239的性质相似。在这些原子核的基础上，我们很可能会发生连锁反应：通过吸收快中子和慢中子，原子核将裂变，发射出次级，三次中子等。
历史上，最发达的快堆是BN-600和BN-800。
俄罗斯是世界上唯一拥有工业快中子反应堆运行的国家。
它们的设计比使用热中子的双回路加压水反应堆的设计复杂得多，因为使用熔点为〜98℃的液态钠作为冷却剂。
具有快速中子反应堆的动力装置的方案
在带有钠冷却剂的反应堆中，我们不能使用双回路方案，其中第一个回路中装有钠，第二个回路中装有水，因为被辐射的钠与水的偶然相互作用将导致特别严重的后果。在这两种物质的反应过程中，会释放出爆炸性氢，并且在发生爆炸时，中和钠离子的离子化将是非常困难的。因此，使用三电路方案。第一个回路是钠（图中在反应器中心以红色显示），然后是热交换器和另一个（中间）钠回路（黄色），可以减少钠的辐射程度，只有在第三个回路中使用水，涡轮机，热敏部件和其余的设备。三个回路使反应堆的运行及其控制复杂化。
下一步是BREST
BREST-300能源综合体是下一步开发。它是在Rosatom项目“突破”的框架内创建的。铅代替钠用作热载体（熔点327℃）。就像在压水反应堆中一样，这仅允许使用两个回路，从而简化了控制并提高了能源效率。
该反应堆的设计确保了所谓的自然安全：由于中子的出现不受控制，导致连锁反应（反应堆动力加速），该反应堆不可能发生事故。
这个反应堆寄予了巨大希望。它可以“燃烧”裂变元素并产生p，然后用其关闭核燃料循环。
封闭的目的是逐步消除与铀浓缩有关的与铀提取有关的链条，并再利用核废料。
两成分核电
两组分动力工程是解决减少所有这些反应堆运行所需的浓缩天然铀数量的问题的解决方案。它尚未达到发展的顶峰-这就是当今一代学童所要做的。
目前，我们开始在快堆中生产易裂变材料，随后将使这里未装载铀235富集的燃料成为可能。
BN-600和BN-800已经使用所谓的MOX燃料（MOX-混合氧化物燃料）运行，该燃料是-239和铀氧化物的混合物。而且，这些反应堆既可以使用富含铀235的燃料（在这种情况下可以生产p 239）也可以使用p。
部分封闭的核燃料循环
在塞韦尔斯克实验示范中心的基础上，以及将来在兹列兹诺戈尔斯克的FT-2工厂，都设有一个用于乏核燃料的储存设施。现在，开发的最后阶段是一项技术，该技术将允许在VVR反应堆之后对燃料进行后处理，并将铀和p从其中返回到循环中。后处理问题以一种非常有趣的方式解决：铀和p没有分离，而是以混合形式转移到生产中。结果，我们获得了包含再生铀和p以及添加了富含同位素235的天然铀的反应堆的燃料组件。
当然，没有完全关闭核燃料循环，但是这种方法可以降低浓缩成本。
此外，我们将从VVR反应堆乏燃料中提取的易裂变元素进入快堆的燃料循环。
已经设计了将含p239和铀238的MOX燃料装入BN-800反应堆的方案，其路径如下图红色线所示。
该计划意味着将使用VVER反应堆的乏核燃料（SNF）以及BN反应堆之后的铀235氧化物燃料。在后处理过程中，我们将of和铀的混合物分离出来，将其用于制造MOX燃料。废MOX燃料与RBMK反应堆之后的燃料一起进行后处理。
事实证明，我们通常在反应堆中装载基于铀235的氧化物燃料，然后逐渐通过在快速反应堆中生产239 239，用MOX燃料代替它。
我们将无法立即从传统反应堆切换到快速反应堆，因为对于每个快速中子反应堆，我们都必须建立一个后处理基础设施，该基础设施一开始将不会加载，因为反应堆必须产生燃料，然后再进行后处理。以上方案基于从现有反应堆到快速反应堆的平稳过渡。该方案涉及在BN-800反应堆中生产p。将来，应该会出现功能更强大，更具成本效益的装置-BN-1200，它将体现未来十年我们核能的两部分性质以及相同的Rosatom的战略。
但是更有趣的是BREST项目中正在发生的事情。 Seversk已经开始建造这种类型的反应堆，其电功率为300 MW。将围绕它建造一个综合设施，这将允许解决燃料再生的问题，即在关闭燃料循环框架内的所有过程都将集中在一个地方。
如图所示，在初始阶段，将需要补充天然或贫化铀。由于没有所需的required量，我们可以像以前的方案一样，开始使用混合燃料并逐步生产p，切换到封闭循环。
该反应堆寄予了巨大希望：上述自然保护电路无法使其加速发生严重事故。但是这里我们将不得不面对许多问题。与of生产有关的问题已经在某种程度上得到解决。但是，快堆之后的核燃料后处理是一个悬而未决的问题。在这里，有必要确保燃料短时暴露：燃料很热且背景辐射很高。有必要创建新的工艺流程，在展台上对其进行测试并实施。
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同时，必须完成解决方案，从循环中清除废物，同时又不破坏地球的自然辐射平衡。预计的燃料循环必须返回与我们提取的辐射量完全相同的辐射量。从理论上讲，这个问题已经被计算出来并且可以解决。这要练习。
与上个世纪不同，当有必要不惜一切代价获得核武器以及同时获得核能，而没有人计算经济时，现在的任务是使一切能源高效，经济可行并具有自然安全。有人必须做所有这一切。因此，这方面及相关领域的专家将不遗余力。