Отработавшее ядерное топливо тепловых реакторов. Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

Тем не менее, в декабре 2017 года стартовало строительство гораздо большего энергоблока CFR-600, который является аналогом БН-800 по идеологии и даже конструкции некоторых элементов (например парогенераторов, что дало повод слухам, что и здесь в проектировании не обошлось без России). Такая спешка со строительством объясняется конкуренцией с другими быстрыми программами, о которой ниже. Опытно-промышленный CFR-600, который хотят пустить в 2023 году должен открыть дорогу массовому строительству 1200-мегаваттных CCFR, которые и будут решать задачу топливообеспечения и уменьшения количества ОЯТ - в общем планы тут традиционная китайская копипаста французских и/или советских.

Секционно-модульное исполнение второго контура CFR-600 намекает на его близость к советской/российской линейке БН. Так же есть мысль, что наличие всего двух петель (а не 3 или 4) означает, что потом этот дизайн вырастет в мощности до 900 или 1200 мегаватт.

Однако на одной натриевой “классике” Китай не останавливается, и с каждым годом все больше денег вкладывает в альтернативы. Лучше всего известно о свинцово-висмутовом проекте , первый из которых представляет сборку 0 мощности (или критсборку, позволяющую исследовать вопросы нейтронно-физических характеристик будущего реактора), а второй - проект 10 мегаваттного(т) реактора с внешним нейтронным приводом (ADS-система). Ходят слухи о военных применениях этой разработки.

Кроме того, Китай в 2017 году поймал удачу за хвост - договорился с американской Terra Power о строительстве быстрого натриевого реактора TWR-300 на территории поднебесной. Terra Power, долгое время финансируемая Биллом Гейтсом (но в последнее время лишившаяся этих денег) в свое время собрала сильнейших американских разработчиков быстрых реакторов под своим крылом, и если проект 300-мегаваттного (электрических) реактора будет реализован - это будет важный впрыск американского опыта в китайскую программу.

Концептуальное изображение TWR-300 напоминает классические быстрые натриевые реакторы Phenix или БН-600, однако в конструкции активной зоны вполне может скрываться множество "фишек".

Наконец, Китай активно развивает тему жидкосолевых реакторов, впрочем тут до конца не известно, идет ли речь о реакторах с замедлителем или все же быстрых. Думается, в пределе нескольких лет эта тема станет яснее. Жидкосолевые реакторы часто рассматриваются в рамках большого парка БН с ЗЯТЦ как “дожигатели”, реализующие трансмутацию минорных актиноидов и долгоживущих продуктов деления, тем самым окончательно решая проблему невероятно длинных сроков выдержки ОЯТ или остатков от переработки ОЯТ.

***

Ну вот мы и добрались до Российской быстрой программы. В России и в 2015 и в 2018 году для разработчиков быстрых реакторов одни из самых лучших в мире условий: есть большой парк экспериментальных и промышленных реакторов, есть финансирование программ, оператор АЭС заинтересован во внедрении быстрых реакторов хотя бы для сжигания плутония, который будет образовываться при переработке ОЯТ ВВЭР.

В России продолжаются строится гражданские быстрые реакторы - на фото стройка 150 мегаваттного

Казалось бы, в таких условиях мы давно уже должны были увидеть вытеснение новых ВВЭР-строек БН/БРЕСТ-стройками.

Однако, не все так радужно. Вырвавшись в лидеры в мире, быстрая программа России столкнулась с тремя проблемами: снижение мотивации что-то делать, внутренняя конкуренция и снижение финансирования.

Первой жертвой этих проблем стал проект СВБР-100 . Как известно, тяжелометаллические теплоносители для быстрых реакторов имеют некоторые плюсы перед натрием (и натрий-калием): негорючесть и инертность при взаимодействии с воздухом и водой, высокую температуру кипения, хорошие нейтронно-физические качества. Проект “Свинцово-висмутовый быстрый реактор” должен был использовать имеющийся опыт работы с свинцово-висмутовой эвтектикой (свинцово-висмутовые реакторы в количестве 7 штук эксплуатировались ВМФ СССР, и как минимум 1 опытный реактор работал на суше).

Реакторная установка СВБР-100 (в центре), второй контур (парогенераторы внутри реактора, снаружи сепараторы)

При этом, для разведения проектов быстрых реакторов по “разным углам”, Росатом привлек к финансированию разработки фирму “En+ ” Олега Дерипаски, а сам реактор решили сделать малым и в перспективе модульным с целью занять соответствующую нишу (вообще я хочу написать подробный рассказ про историю этого проекта). К 2016 году проект дошел до стадии, когда стала понятна стоимость сооружения и значит - цена киловатт*часа. Стоимость и цена получались запредельно высокими (100+ долларов за МВт*ч), без возможности отбиться на рынке России, да и в мире было не так много мест, где хотя бы потенциально этот проект бы отбивался. Разработчики от Росатома и Дерипаски кулуарно обвиняли друг друга в неумении проектировать малые АЭС, но так или иначе - проект был заморожен и пребывает в этом состоянии до сих пор. Такой “некомандный” подход, думается, надолго отбил желание у частных инвесторов вкладывать деньги в совместные с Росатомом проекты.

Оставшиеся две ветки - БРЕСТ и БН, хотя формально и были объединены в один проект “Прорыв”, смертельно воевали друг с другом за место под финансовым солнцем. В частности, флагманский БН-1200, который должен был вобрать в себя весь опыт натриевых быстрых реакторов и приблизиться по цене к ВВЭР-1200 регулярно подвергался критике и отправлялся на доработки, где пребывает до сих пор. Хотя, по сути, если заказчику (например концерну Росэнергоатом) нужен быстрый энергетический реактор, альтернативы БН-1200 у него нет, рефреном звучала мысль, что нужно построить БРЕСТ и БН и сравнить их. А поскольку БН-800 у нас уже есть, то возможно не стоит строить и новый.

Кстати, мало кто знает, но вплотную с ПО "Маяк" располагается площадка Южно-Уральской АЭС с двумя котлованами под БН-800, строительство которых было остановлено в начале 90х годов.

Впрочем, годы доработок БН-1200 привели к довольно удивительному результату. Проект был фантастически оптимизирован по строительным объемам, металлоемкости реакторной установки, количеству арматуры и т.п. и сейчас позиционируется, как равный по строительной стоимости с ВВЭР-1200. Равный на бумаге, но с учетом того, что БН-800 обошелся в почти в полтора раза дороже ВВЭР-1200 в расчете на мегаватт, это большое достижение. В итоге, хотя решение о строительстве блока БН-1200 не принято, и в условиях значительного сокращения инвестиций в строительство новых энергоблоков АЭС в России принять его будет крайне сложно, позиции натриевой классики как никогда сильны. Видимо, следующей важной точкой будет освоение МОКС-топлива на БН-800, т.к. именно оно планируется основным в текущем проекте БН-1200. Но тем не менее, сияя невероятной перспективностью, сегодня БН-1200 - бумажный проект.

Проект БН-1200 (теперь он БН-1200М) удалось фантастически ужать в размерах и удельных расходах. Главное, что бы за это не пришлось заплатить тяжелую цену эксплуатации.

БРЕСТ-300-ОД в то же время провел эти три года в тяжелых позиционных боях, постепенно теряя финансирование и позиции. Хотя в 2014 году началось строительство модуля фабрикации топлива (одна из трех единиц БРЕСТ наряду с реактором и модулем переработки топлива) и сегодня эта очередь почти достроена и даже начат кое-какой монтаж оборудования фабрикации, дальнейшее строительство так и не началось. В том числе, на лабораторной стадии вскрылось, что получить нужные характеристики от пиропереработки ОЯТ не удается, а значит надо менять проект модуля переработки (довольно существенно - вводить большое хранилище для выдержки ОЯТ, цех PUREX и т.п.), хотя бы пока ученые не доведут пиро.

Одной из проблематичных особенностей свинцовых теплоносителей является шлакообразование/коррозия сталей. Оба процесса запускаются "неправильной" концентрацией кислорода в теплоносителе, которую надо удерживать в пределе 10^-5...10^-6 массовых процентов. Можно ли это технически в объеме десятков кубометров разогретого бурлящего свинца - никто не знает доподлинно.

Укрепилась критика и проекта реактора, т.к. даже весьма обширный НИОКР БРЕСТ с многочисленными стендами не может перепрыгнуть отсутствие хотя бы маленького, но реализующего все проблемные эффекты реактора. При этом на стендах всплыли некоторые неприятные особенности, которыми реальность всегда отличается от идей: насосы разрушались в свинцовом потоке, обеспечить точно заданную концентрацию кислорода в большом объеме свинца оказалось как минимум “очень непросто” и т.п.

Сегодня БРЕСТ остается в подвешенном состоянии. Модуль фабрикации, видимо, будет достроен и запущен, а вот на дальнейшее денег пока нет, и неясно - появятся ли. Как будто отражая вечное российское следование за европейскими странами, проекты превращаются в бесконечные и бесцельные процессы.

Стройплощадка БРЕСТ-300-ОД по состоянию на лето 2018 года. Кроме совсем вспомогательных зданий построен административно-бытовой комплекс, санпропускник (2 здания внизу и по центру) и комплекс модуля фабрикации-рефабрикации и зданий по обращению с радиоактивными отходами (справа вверху). Реактор планировался к строительству в пустом месте слева вверху.

Однако во всем этом сомне бредущих в тумане есть одно яркое пятно. Это исследовательский реактор МБИР. Его задача - замена БОР-60, который доживает последние годы. Этот реактор сооружается в НИИАР, рядом со своим предшественником, и хотя так же как и БРЕСТ, не получил пока финансирования на полное сооружение (в частности, не согласованы деньги на второй контур, турбину и научную часть), не очень большой масштаб проекта скорее всего позволит эти деньги получить либо от государства, либо от заинтересованных разработчиков со всего мира. На данный момент это единственный гражданский быстрый реактор, сооружаемый в России.

***

В сложившейся ситуации, когда у быстрых программ нет коммерческих потребителей, а государственный интерес капризен и непостоянен, наличие современного быстрого реактора помогает сохранить эту технологическую ветвь от забвения и кто знает - может быть в какой-то момент общество снова станет благосклонным к атомной энергетике, а той, в свою очередь понадобятся быстрые реакторы и замыкание топливного цикла.

После пуска и успешной эксплуатации Первой в мире АЭС в 1955 году по инициативе И. Курчатова было принято решение о строительстве на Урале промышленной атомной электростанции с водо-водяным реактором канального типа. К особенностям этого типа реакторов относится перегрев пара до высоких параметров непосредственно в активной зоне, что открывало возможность для использования серийного турбинного оборудования.

В 1958 году в центре России в одном из живописнейших уголков уральской природы развернулось строительство Белоярской АЭС. Для монтажников эта станция началась еще в 1957 году, а так как в те времена тема атомных станций была закрыта, в переписке и жизни она называлась Белоярская ГРЭС. Начинали эту станцию работники треста «Уралэнергомонтаж». Их усилиями в 1959 году была создана база с цехом изготовления водопаропроводов (1 контур реактора), построено три жилых дома в поселке Заречный и начато возведение главного корпуса.

В 1959 году на строительстве появились работники треста «Центроэнергомонтаж», которым поручалось монтировать реактор. В конце 1959 года на строительство АЭС был перебазирован участок из Дорогобужа Смоленской области и монтажные работы возглавил В. Невский, будущий директор Белоярской АЭС. Все работы по монтажу тепломеханического оборудования были полностью переданы тресту «Центроэнергомонтаж».

Интенсивный период строительства Белоярской АЭС начался с 1960 года. В это время монтажникам пришлось вместе с ведением строительных работ осваивать новые технологии по монтажу нержавеющих трубопроводов, облицовок спецпомещений и хранилищ радиоактивных отходов, монтаж конструкций реактора, графитовую кладку, автоматическую сварку и т.д. Обучались на ходу у специалистов, которые уже принимали участие в сооружении атомных объектов. Перейдя от технологии монтажа тепловых электростанции к монтажу оборудования атомных электростанций, работники «Центроэнергомонтажа» успешно справились со своими задачами, и 26 апреля 1964 года первый энергоблок Белоярской АЭС с реактором АМБ-100 выдал первый ток в Свердловскую энергосистему. Это событие наряду с вводом в эксплуатацию 1-го энергоблока Нововоронежской АЭС означало рождение большой ядерной энергетики страны.

Реактор АМБ-100 стал дальнейшим усовершенствованием конструкции реактора Первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Он представлял собой реактор канального типа с более высокими тепловыми характеристиками активной зоны. Получение пара высоких параметров за счет ядерного перегрева непосредственно в реакторе стало большим шагом вперед в развитии атомной энергетики. реактор работал в одном блоке с турбогенератором мощностью 100 МВт.

В конструктивном отношении реактор первого энергоблока Белоярской АЭС оказался интересен тем, что он создавался фактически бескорпусным, т. е, реактор не имел тяжелого многотонного прочного корпуса, как, скажем, аналогичный по мощности реактор водо-водяного типа ВВЭР с корпусом длиной 11-12 м, диаметром 3-3,5 м, толщиной стенок и днища 100-150 мм и более. Возможность строительства АЭС с реакторами бескорпусного канального типа оказалась весьма заманчивой, поскольку освобождала заводы тяжелого машиностроения от необходимости изготовления стальных изделий массой 200-500 т. Но осуществление ядерного перегрева непосредственно в реакторе оказалось связано с известными трудностями регулирования процесса, особенно в части контроля за его ходом, с требованием точности работы очень многих приборов, наличием большого количества труб различных размеров, находящихся под высоким давлением, и т. д.

Первый блок Белоярской АЭС достиг полной проектной мощности, однако из-за относительно небольшой установленной мощности блока (100 МВт), сложности его технологических каналов и, следовательно, дороговизны, стоимость 1 кВтч электроэнергии оказалось существенно выше, чем у тепловых станций Урала.

Второй блок Белоярской АЭС с реактором АМБ-200 был построен быстрее, без больших напряжений в работе, так как строительно-монтажный коллектив был уже подготовлен. Реакторная установка была значительно усовершенствована. Она имела одноконтурную схему охлаждения, что упростило технологическую схему всей АЭС. Так же как в первом энергоблоке, главная особенность реактора АМБ-200 выдаче пара высоких параметров непосредственно в турбину. 31 декабря 1967 года энергоблок № 2 был включен в сеть – этим было завершено сооружение 1-й очереди станции.

Значительная часть истории эксплуатации 1-й очереди БАЭС была наполнена романтикой и драматизмом, свойственными всему новому. В особенности это было присуще периоду освоения блоков. Считалось, что проблем в этом быть не должно – были прототипы от реактора АМ «Первой в мире» до промышленных реакторов для наработки плутония, на которых апробировались основные концепции, технологии, конструктивные решения, многие типы оборудования и систем, и даже значительная часть технологических режимов. Однако оказалось, что разница между промышленной АЭС и ее предшественниками настолько велика и своеобразна, что возникли новые, ранее неведомые проблемы.

Наиболее крупной и явной из них оказалась неудовлетворительная надежность испарительных и пароперегревательных каналов. После непродолжительного периода их работы появлялась разгерметизация твэлов по газу или течь теплоносителя с неприемлемыми последствиями для графитовой кладки реакторов, технологических режимов эксплуатации и ремонта, радиационного воздействия на персонал и окружающую среду. По научным канонам и расчетным нормативам того времени этого не должно было быть. Углубленные исследования этого нового явления заставили пересмотреть установившиеся представления о фундаментальных закономерностях кипения воды в трубах, так как даже при малой плотности теплового потока возникал неизвестный ранее вид кризиса теплообмена, который был открыт в 1979 году В.Е. Дорощуком (ВТИ) и впоследствии назван «кризис теплообмена II рода».

В 1968 году было принято решение о строительстве на Белоярской АЭС третьего энергоблока с реактором на быстрых нейтронах – БН-600. Научное руководство созданием БН-600 осуществлялось Физико-энергетическим институтом, проект реакторной установки был выполнен Опытным конструкторским бюро машиностроения, а генеральное проектирование блока осуществляло Ленинградское отделение «Атомэлектропроект». Строил блок генеральный подрядчик – трест «Уралэнергострой».

При его проектировании учитывался опыт эксплуатации реакторов БН-350 в г. Шевченко и реактора БОР-60. Для БН-600 была принята более экономичная и конструктивно удачная интегральная компоновка первого контура, в соответствии с которой активная зона реактора, насосы и промежуточные теплообменники размещаются в одном корпусе. Корпус реактора, имеющий диаметр 12,8 м и высоту 12,5 м, устанавливался на катковых опорах, закрепленных на фундаментной плите шахты реактора. Масса реактора в сборе составляла 3900 т., а общее количество натрия в установке превышает 1900 тонн. Биологическая защита была выполнена из стальных цилиндрических экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.

Требования к качеству монтажных и сварочных работ для БН-600 оказались на порядок выше достигнутых ранее, и коллективу монтажников пришлось срочно переобучать персонал и осваивать новые технологии. Так в 1972 году при сборке корпуса реактора из аустенитных сталей на контроле просвечиванием крупных сварных швов впервые был применен бетатрон.

Кроме того, при монтаже внутрикорпусных устройств реактора БН-600 предъявлялись особые требования по чистоте, велась регистрация всех вносимых и выносимых деталей из внутриреакторного пространства. Это было обусловлено невозможностью в дальнейшем промывки реактора и трубопроводов с теплоносителем-натрием.

Большую роль в разработке технологии монтажа реактора сыграл Николай Муравьев, которого удалось пригласить на работу из Нижнего Новгорода, где он раньше работал в конструкторском бюро. Он являлся одним из разработчиков проекта реактора БН-600, и к тому времени уже находился на пенсии.

Коллектив монтажников успешно справился с поставленными задачами по монтажу блока на быстрых нейтронах. Заливка реактора натрием показала, что чистота контура была выдержана даже выше требуемой, так как температура застывания натрия, которая зависит в жидком металле от наличия посторонних загрязнений и окислов, оказалась ниже достигнутых на монтаже реакторов БН-350, БОР-60 в СССР и АЭС «Феникс» во Франции.

Успех работы монтажных коллективов на сооружении Белоярской АЭС во многом зависел от руководителей. Сначала это был Павел Рябуха, потом пришел молодой энергичный Владимир Невский, затем его сменил Вазген Казаров. В. Невский много сделал для становления коллектива монтажников. В 1963 году его назначили директором Белоярской АЭС, а в дальнейшем он возглавил «Главатомэнерго», где много трудился для становления атомной энергетики страны.

Наконец, 8 апреля 1980 г. состоялся энергетический пуск энергоблока № 3 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Некоторые проектные характеристики БН-600:

• электрическая мощность – 600 МВт;
• тепловая мощность – 1470 МВт;
• температура пара – 505 о С;
• давление пара – 13,7 МПа;
• термодинамический КПД брутто – 40,59 %.

Следует специально остановиться на опыте обращения с натрием в качестве теплоносителя. Он имеет неплохие теплофизические и удовлетворительные ядерно-физические свойства, хорошо совместим с нержавеющими сталями, двуокисью урана и плутония. Наконец, он не дефицитен и относительно недорог. Однако он весьма химически активен, из-за чего его применение потребовало решения, по крайней мере, двух серьезных задач: сведения к минимуму вероятности течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах и обеспечения эффективной локализации и прекращения горения натрия в случае го утечки.

Первая задача в целом довольно успешно была решена в стадии разработки проектов оборудования и трубопроводов. Весьма удачной оказалась интегральная компоновка реактора, при которой все основное оборудование и трубопроводы 1-го контура с радиоактивным натрием были «спрятаны» внутри корпуса реактора, и поэтому его утечка в принципе оказалась возможной только из немногочисленных вспомогательных систем.

И хотя БН-600 сегодня является самым крупным энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах в мире, Белоярская АЭС не входит в число атомных станций с большой установленной мощностью. Ее отличия и достоинства определяются новизной и уникальностью производства, его целей, технологии и оборудования. Все реакторные установки БелАЭС были предназначены для опытно-промышленного подтверждения или отрицания заложенных проектировщиками и конструкторами технических идей и решений, исследования технологических режимов, конструкционных материалов, тепловыделяющих элементов, управляющих и защитных систем.

Все три энергоблока не имеют прямых аналогов ни у нас в стране, ни за рубежом. В них были воплощены многие из идей перспективного развития ядерной энергетики:

• сооружены и освоены энергоблоки с канальными водографитовыми реакторами промышленных масштабов;
• применены серийные турбоустановки высоких параметров с КПД теплосилового цикла от 36 до 42 %, чего не имеет ни одна АЭС в мире;
• применены ТВС, конструкция которых исключает возможность попаданий осколочной активности в теплоноситель даже при разрушении твэлов;
• в первом контуре реактора 2-го блока применены углеродистые стали;
• в значительной мере освоена технология применения и обращения с жидкометаллическим теплоносителем;

Белоярской АЭС первой из атомных электростанций России столкнулась на практике с необходимостью решения задачи вывода из эксплуатации отработавших ресурс реакторных установок. Развитие этого весьма актуального для всей атомной энергетики направления деятельности из-за отсутствия организационно-нормативной документальной базы и нерешенности вопроса финансового обеспечения имело длительный инкубационный период.

Более чем 50-летний период эксплуатации Белоярской АЭС имеет три достаточно выраженных этапа, каждому из которых были присущи свои направлений деятельности, специфические трудности ее осуществления, успехи и разочарования.

Первый этап (с 1964 года до середины 70-х гг.) был всецело связан с пуском, освоением и достижением проектного уровня мощности энергоблоков 1-й очереди, множеством реконструктивных работ и решением проблем, связанных с несовершенством проектов блоков, технологических режимов и обеспечением устойчивой работы топливных каналов. Все это потребовало от коллектива станции огромных физических и интеллектуальных усилий, которые, к сожалению, не увенчались уверенностью в правильности и перспективности выбора уран-графитовых реакторов с ядерным перегревом пара для дальнейшего развития атомной энергетики. Однако наиболее существенная часть накопленного опыта эксплуатации 1-й очереди была учтена проектировщиками и конструкторами при создании уран-графитовых реакторов последующего поколения.

Начало 70-х годов связано с выбором для дальнейшего развития атомной энергетики страны нового направления – реакторных установок на быстрых нейтронах с последующей перспективой строительства нескольких энергоблоков с реакторами-размножителями на смешанном уран-плутониевом топливе. При определении места строительства первого опытно-промышленного блока на быстрых нейтронах выбор пал на Белоярскую АЭС. Существенное влияние на этот выбор оказало признание способностей коллективов строителей, монтажников и персонала станции должным образом построить этот уникальный энергоблок и в дальнейшем обеспечить его надежную эксплуатацию.

Это решение обозначило второй этап в развитии Белоярской АЭС, которым большей своей частью был завершен с решением Государственной комиссии о приемке законченного строительства энергоблока с реактором БН-600 с редко применяемой в практике оценкой «отлично».

Обеспечение качественного выполнения работ этого этапа было поручено лучшим специалистам как у подрядчиков по строительству и монтажу, так и из состава эксплуатационного персонала станции. Персонал станции приобрел большой опыт в наладке и освоении оборудования АЭС, что было активно и плодотворно использовано в ходе пусконаладочных работ на Чернобыльской и Курской АЭС. Особо следует сказать о Билибинской АЭС, на которой кроме пуско-наладочных работ был выполнен глубокий анализ проекта, на базе которого был внесен ряд значительных усовершенствований.

С пуском в эксплуатацию третьего блока начался третий этап существования станции, продолжающийся уже более 35 лет. Целями этого этапа было достижение проектных показателей блока, подтверждение практикой жизнеспособности конструктивных решений и приобретение опыта эксплуатации для последующего учета в проекте серийного блока с реактором-размножителем. Все эти цели к настоящему времени успешно достигнуты.

Концепции обеспечения безопасности, заложенные в проекте блока, в целом подтвердились. Так как точка кипения натрия почти на 300 о С превышает его рабочую температуру, реактор БН-600 работает почти без давления в корпусе реактора, который стало возможным изготовить из высокопластичной стали. Это практически исключает возможность возникновения быстроразвивающихся трещин. А трехконтурная схема передачи тепла от активной зоны реактора с увеличением давления в каждом последующем контуре полностью исключает возможность попадания радиоактивного натрия 1-го контура во второй (не радиоактивный) и тем более – в пароводяной третий контур.

Подтверждением достигнутого высокого уровня безопасности и надежности БН-600 является выполненный после аварии на Чернобыльской АЭС анализ безопасности, который не выявил необходимости каких-либо технических усовершенствований срочного характера. Статистика срабатывания аварийных защит, аварийных отключений, неплановых снижений рабочей мощности и других отказов показывает, что реактор БН-6ОО находится, по крайней мере, в числе 25 % лучших ядерных блоков мира.

По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

В предпусковой стадии находится энергоблок № 4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Новый 4-й энергоблок с реактором БН-800 мощностью 880 МВт 27 июня 2014 года был выведен на минимальный контролируемый уровень мощности. Энергоблок призван существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

Рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком № 5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт – головного коммерческого энергоблока для серийного строительства.

Когда нам сообщают, к примеру, что «построена электростанция на солнечных панелях мощностью 1200 МВт», это вовсе не значит, что эта СЭС даст столько же электроэнергии, сколько ее дает атомный реактор ВВЭР-1200. Солнечные панели не могут работать ночью – следовательно, если усреднить по временам года, половину суток они простаивают, а это уже уменьшает КИУМ вдвое. Солнечные панели, даже самых новых разновидностей, в пасмурную погоду работают значительно хуже, и средние величины тут тоже не радуют – тучки с дождичками да снегом, туманы уменьшают КИУМ еще в два раза. «СЭС мощностью 1200 МВт» звучит звонко, но надо держать в голове цифру 25% – эти мощности технологически могут быть использованы только на ¼.

Солнечные панели, в отличие от АЭС, работают не 60-80 лет, а 3-4 года, утрачивая возможность преобразования солнечного света в электрический ток. Можно, конечно, говорить о некоем «удешевлении генерации», но это ведь откровенное лукавство. Солнечные электростанции требуют большие участки территории, проблемами утилизации отработавших свой срок солнечных панелей пока никто нигде толком не занимался. Утилизация потребует разработки достаточно серьезных технологий, экологию вряд ли радующих. Если говорить о электростанциях, использующих ветер, то слова придется использовать почти те же, поскольку и в этом случае КИУМ составляет около четверти установленной мощности. То вместо ветра штиль, то ветер такой силы, что вынуждает остановить «мельницы», поскольку угрожает целости их конструкции.

Погодные капризы энергетики на ВИЭ

Никуда не деться и от второй «ахиллесовой пяты» ВИЭ. Электростанции на их основе работают не тогда, когда вырабатываемая ими электроэнергия необходима потребителям, а тогда, когда на улице солнечная погода или ветер подходящей силы. Да, такие электростанции могут вырабатывать электроэнергию, но что делать, если сети электропередач не способны ее принять? Подул ночью ветер, можно включать ветровые ЭС (электростанции), но ночью и мы с вами спим, и предприятия не работают. Да, такие традиционные ЭС на возобновляемых ресурсах, как ГЭС, с этой проблемой умеют справляться, увеличивая холостой сброс воды («мимо турбины») или попросту накапливая запас воды в своих водохранилищах, но в случае паводков и им приходится не так просто. А для ЭС на солнце и ветре технологии аккумулирования энергии не настолько развиты, чтобы выработанную электроэнергию «припасти» на тот момент, когда вырастет потребление в сети.

Есть и обратная сторона медали. Будет ли инвестор вкладываться в строительство, допустим, газовой ЭС в регионе, где в массовом количестве установлены солнечные панели? Деньги-то вложенные как окупать, если половину времени «твоя» электростанция не работает? Срок окупаемости, банковские проценты… «Ай, да зачем мне такая головная боль!» – заявляет осторожничающий капиталист и ничего не строит. А у нас – погодная аномалия, дожди на неделю зарядили при полном штиле. И крики возмущенных потребителей, вынужденных запускать дизель-генераторы на лужайках перед домом, сливаются в гул. Инвесторов пинками строить тепловые ЭС не заставишь, без льгот и субсидий со стороны государства они рисковать не будут. А это в любом случае становится дополнительной нагрузкой на государственные бюджеты, равно как и в том случае, если государство, не найдя сговорчивых инвесторов, строит тепловые ЭС самостоятельно.

Нам много рассказывают про то, как много солнечных панелей используют в Германии, не так ли? Но при этом в стране растет количество электростанций, работающих на местном буром угле, нещадно выбрасывая в атмосферу тот самый «цэ о два», с которым надо бороться, выполняя условия Парижского соглашения 2015 года. «Бурые электростанции» вынуждены строить федеральное правительство Германии, органы управления федеральными землями – у них нет другого выхода, в противном случае те самые поклонники «зеленой энергетики» выйдут на улицы с протестами из-за того, что в их розетках нету тока, что по вечерам приходится сидеть при лучине.

Утрируем, конечно – но только для того, чтобы очевиднее была абсурдность ситуации. Если генерация электроэнергии в буквальном смысле этого слова зависит от погоды, то получается, что за счет солнца и ветра удовлетворять базовые потребности в электроэнергии технически невозможно. Да, теоретически можно опутать всю Европу с Африкой дополнительными ЛЭП (линиями электропередач), чтобы ток из солнечной Сахары пришел в дома, стоящие на хмуром побережье Северного моря, но это стоит уже совсем невероятных денег, срок окупаемости которых близится к бесконечности. Рядом с каждой СЭС держать ЭС на угле или на газе? Повторимся, но сжигание углеводородных энергетических ресурсов на электростанциях не дает возможности выполнять в полном объеме положения Парижского соглашения о снижении выбросов СО 2 .

АЭС как основа «зеленой энергетики»

Тупик? Для тех стран, которые решили избавляться от атомной энергетики – именно он. Конечно, выход из него ищут. Усовершенствуют системы сжигания угля, газа, отказываются от ЭС на мазуте, прилагают усилия для повышения КПД топок, парогенераторов, котлов, наращивают усилия по применению энергосберегающих технологий. Это хорошо, это полезно, это обязательно надо делать. Но Россия и ее Росатом предлагают куда более радикальный вариант – строить АЭС.

Строительство АЭС, Фото: rusatom-overseas.com

Вам такой способ кажется парадоксальным? Давайте посмотрим на него с точки зрения логики. Во первых, выбросы СО 2 из атомных реакторов отсутствуют как таковые – нет в них никаких химических реакций, не ревет в них буйно пламя. Следовательно, выполнение условий Парижского соглашения «имеет место быть». Второй момент – масштаб генерации электроэнергии на АЭС. В большинстве случаев на площадках атомной электростанции стоят, как минимум, два, а то и все четыре реактора, их совокупная установленная мощность огромна, а КИУМ стабильно превышает 80%. Эта «прорва» электроэнергии достаточна, чтобы удовлетворить потребности не одного города, а целого региона. Вот только атомные реакторы «не любят», когда меняют их мощность. Извините, сейчас будет немножко технических подробностей, чтобы было понятнее, что мы имеем в виду.

Системы управления и защиты атомных реакторов

Принцип работы энергетического реактора схематично не так уж и сложен. Энергия атомных ядер превращается в тепловую энергию теплоносителя, тепловая энергия превращается в механическую энергию ротора электрогенератора, та, в свою очередь, преобразуется в энергию электрическую.

Атомная – тепловая – механическая – электрическая, такой вот своеобразный цикл энергий.

В конечном итоге, электрическая мощность реактора зависит от мощности контролируемой, управляемой атомной цепной реакции деления ядерного топлива. Подчеркиваем – контролируемой и управляемой. Что бывает, если цепная реакция из-под контроля и управления выходит, мы, к огромному сожалению, хорошо знаем с 1986 года.

Как контролируют и управляют течением цепной реакции, что необходимо делать для того, чтобы реакция не распространилась сразу на весь объем урана, содержащегося в «атомном котле»? Вспоминаем школьные прописные истины, не вдаваясь в научные подробности ядерной физики – этого будет вполне достаточно.

Что такое цепная реакция «на пальцах», если кто-то подзабыл: прилетел один нейтрон, выбил два нейтрона, два нейтрона выбили четыре и так далее. Если число этих самых свободных нейтронов становится слишком большим, реакция деления распространится на весь объем урана, грозя перерасти в «большой ба-бах». Да, конечно, ядерного взрыва не состоится, для него необходимо, чтобы содержание изотопа урана-235 в топливе превышало 60%, а в энергетических реакторах обогащение топлива не превышает 5%. Но и без атомного взрыва проблем будет выше головы. Перегреется теплоноситель, сверхкритично вырастет его давление в трубопроводах, после их разрыва может нарушиться целостность тепловыделяющих сборок и все радиоактивные вещества вырвутся за пределы реактора, безумно загрязнив прилегающие территории, ворвутся в атмосферу. Впрочем, подробности катастрофы Чернобыльской АЭС известны всем, не будем повторяться.

Авария на Чернобыльской АЭС, Фото: meduza.io

Одна из основных составляющих любого атомного реактора – СУЗ, система управления и защиты. Свободных нейтронов не должно быть больше жестко рассчитанной величины, но их не должно быть и меньше этой величины – это приведет к затуханию цепной реакции, АЭС просто «встанет». Внутри реактора должно находиться вещество, которое поглощает лишние нейтроны, но в том количестве, которое позволяет продолжаться цепной реакции. Физики-атомщики давно вычислили, какое вещество делает это лучше всего – изотоп бора-10, поэтому систему управления и защиты называют еще и попросту «борной».

Стержни с бором включены в конструкцию реакторов с графитовым и водным замедлителем, для них имеются такие же технологические каналы, как и для ТВЭЛ-ов, тепловыделяющих элементов. Счетчики нейтронов в реакторе работают непрерывно, автоматически отдавая команду системе, управляющей стержнями с бором, та перемещает эти стержни, погружая или извлекая их из реактора. При начале топливной сессии урана в реакторе много – борные стержни погружены глубже. Идет время, выгорает уран, и борные стержни начинают постепенно извлекать – количество свободных нейтронов должно оставаться постоянным. Да, заметим, что есть еще и «аварийные» борные стержни, «висящие» над реактором. В случае нарушений, потенциально способных вывести цепную реакцию из-под контроля, они погружаются в реактор мгновенно, на корню убивая цепную реакцию. Прорвало трубопровод, произошла утечка теплоносителя – это риск перегрева, аварийные борные стержни срабатывают мгновенно. Остановим реакцию и потихоньку разберемся, что именно произошло и как устранить проблему, а риск должен быть сведен к нулю.

Нейтроны бывают разные, а бор у нас один

Простая логика, как видите, показывает, что увеличение и уменьшение энергетической мощности атомного реактора – «маневр по мощности», как говорят энергетики – очень непростая работа, в основе которой лежит ядерная физика, квантовая механика. Еще чуточку «вглубь процесса», не сильно далеко, не бойтесь. При любой реакции деления уранового топлива образуются вторичные свободные нейтроны – те самые, которые в школьной формуле «выбил два нейтрона». В энергетическом реакторе два вторичных нейтрона – это слишком много, для контролируемости и управляемости реакции нужен коэффициент 1,02. Прилетело 100 нейтронов, выбило 200 нейтронов, и вот из этих 200 вторичных нейтронов 98 должен «скушать», поглотить тот самый бор-10. Подавляет бор излишнюю активность, это мы вам точно говорим.

Но помните, что бывает, если ребенка ведром мороженого накормить – он с удовольствием скушает первые 5-6 порций, а потом уйдет прочь, поскольку «больше не влезает». Человеки из атомов состоят, потому и характер у атомов ничем особо от нашего не отличается. Бор-10 может кушать нейтроны, но не бесконечное же количество, обязательно настанет то самое «больше не влезает». Бородатые в белых халатах на АЭС подозревают, что многие догадываются, что в душе атомщики остаются любопытными детьми, поэтому стараются использовать как можно более «взрослую» лексику. Бор в их лексиконе не «обожрался нейтронами», а «выгорел» – это звучит намного солиднее, согласитесь. Так или иначе, но каждое требование электросетей «приглушить реактор» приводит к более интенсивному выгоранию системы борной защиты и управления, вызывает дополнительные сложности.

Макет реактора на «быстрых» нейтронах, Фото: topwar.ru

С коэффициентом 1,02 тоже не все так просто, поскольку кроме мгновенных вторичных нейтронов, которые возникают сразу после реакции деления, есть еще и запаздывающие. Атом урана после деления разваливается на части, и вот из этих осколков тоже вылетают нейтроны, но спустя несколько микросекунд. Их немного по сравнению с мгновенными, всего около 1%, но при коэффициенте 1,02 и они весьма важны, ведь 1,02 – это прибавка всего-то в 2%. Следовательно, расчет количества бора нужно выполнять с ювелирной точностью, постоянно балансируя на тонкой грани «выход реакции из-под контроля – внеплановая остановка реактора». Потому в ответ на каждое требование «подай газку!» или «тормози, чего так раскочегарился!» начинается цепная реакция дежурной смены АЭС, когда каждый атомщик из ее состава предлагает большее количество идиоматических выражений…

И еще раз об АЭС как об основе «зеленой энергетики»

Вот теперь вернемся к тому, на чем остановились – на большой мощности генерации электроэнергии, на большой территории, которую обслуживает АЭС. Чем больше территория – тем больше возможностей разместить на ней ЭС, работающих на ВИЭ. Чем больше таких ЭС – тем выше вероятность того, что пиковое потребление совпадет с периодом их наибольшей генерации. Вот оттуда придет электроэнергия солнечных панелей, вот отсюда – энергия ветра, вот там о борт удачно ударит приливная волна, и все вместе они сгладят пиковую нагрузку, позволят атомщикам на АЭС спокойно пить чай, поглядывая на монотонно, без перебоев работающие счетчики нейтронов.

Возобновляемые источники энергии, hsto.org

Чем спокойнее обстановка на АЭС – тем толще могут становиться бюргеры, поскольку без проблем смогут и дальше греть на гриле свои колбаски. Как видите, ничего парадоксального в сочетании ЭС на ВИЭ и атомной генерации как базовой нет, все ровно наоборот – такое сочетание, если уж мир всерьез решил бороться с выбросами СО 2 , и есть оптимальный выход из ситуации, ни в коей мере не перечеркивая всех вариантов модернизаций и усовершенствований тепловых ЭС, о которых мы говорили.

Продолжая «стиль кенгуру», предлагаем «перепрыгнуть» на самое первое предложение этой статьи – о конечности любых традиционных энергетических ресурсов на планете Земля. В силу этого магистральное, стратегическое направление развития энергетики – покорение термоядерной реакции, однако технология ее невероятно сложна, требует слаженных, совместных усилий ученых и конструкторов всех стран, серьезных вложений и многих лет упорного труда. Сколько понадобится времени, сейчас можно гадать на кофейной гуще или внутренностях птиц, а закладываться нужно, разумеется, на самый пессимистический сценарий. Нужно искать топливо, которое способно обеспечить ту самую базовую генерацию на как можно более длительный срок. Нефти и газа как бы полным полно, но и население планеты растет, и к уровню потребления такому же, как в странах «золотого миллиарда» стремятся новые и новые царства-государства. По прикидкам геологов, ископаемого углеводородного топлива на Земле осталось годиков на 100-150, если только потребление не будет расти более быстрыми темпами, чем в нынешнее время. А оно, похоже, так и получится, поскольку население развивающихся стран жаждет повышения уровня комфорта…

Реакторы на быстрых нейтронах

Предлагаемый российским атомным проектом выход из сложившейся ситуации известен, это – замыкание ядерного топливного цикла за счет вовлечения в процесс ядерных реакторов-бридеров, реакторов на быстрых нейтронах. Бридер – это реактор, в котором в результате топливной сессии ядерного топлива на выходе получается больше, чем его изначально загрузили, реактор-размножитель. Те, кто еще не совсем забыл курс школьной физики, вполне могут задать вопрос: простите, а как же закон сохранения массы? Ответ прост – да никак, поскольку в ядерном реакторе и процессы ядерные, и закон сохранения массы не действует в классическом виде.

Альберт Эйнштейн больше сотни лет назад в специальной теории относительности связал воедино массу и энергию, и в атомных реакторах эта теория является сугубой практикой. Сохраняется общее количество энергии, а про сохранение общего количества массы в данном случае речи не идет. В атомах ядерного топлива «спит» огромный запас энергии, высвобождающийся в результаты реакции деления, часть этого запаса мы используем себе во благо, а другая часть удивительным образом превращает атомы урана-238 в смесь атомов изотопов плутония. Реакторы на быстрых нейтронах, и только они – позволяют превратить в топливный ресурс основной компонент урановой руды – уран-238. Накопленные в процессе работы АЭС на тепловых нейтронах запасы обедненного по содержанию урана-235, неиспользуемого в тепловых атомных реакторах урана-238, составляют сотни тысяч тонн, которые уже не надо добывать из шахт, которые уже не надо «вышелушивать» от пустой породы – его на заводах по обогащению урана неимоверное количество.

МОКС-топливо «на пальцах»

Теоретически понятно, но не до конца, потому попробуем снова «на пальцах». Само название «МОКС-топливо» – всего лишь буквами славянского алфавита записанная англоязычная аббревиатура, которая пишется как МОХ. Расшифровка – Mixed-Oxide fuel, вольный перевод – «топливо из микста оксидов». В основном под этим термином понимают микст оксида плутония и оксида урана, но это только в основном. Поскольку наши уважаемые американские партнеры освоить технологию производства МОКС-топлива из оружейного плутония оказались не в силах, отказалась от этого варианта и Россия. Но построенный нами завод заранее был рассчитан как универсальный – он способен производить МОКС-топливо и из ОЯТ тепловых реакторов. Если кто-то читал статьи Геоэнергетики.ru по этому поводу, то помнит, что изотопы плутония 239, 240 и 241 в ОЯТ уже «замикстованы» – их там по 1/3 каждого, так что в МОКС-топливе, созданном из ОЯТ, присутствует микст плутония, эдакий вот микст внутри микста.

Вторая же часть основного микста – обедненный уран. Утрируя: берем микст оксида плутония, добытого из ОЯТ при помощи ПУРЕКС-процесса, досыпаем безхозный уран-238 и получаем МОКС-топливо. Уран-238 при этом в цепной реакции не участвует, «горит» только микст изотопов плутония. Но уран-238 не просто «присутствует» – изредка, нехотя, время от времени он принимает внутрь себя один нейтрон, превращаясь в плутоний-239. Часть этого нового плутония тут же и «сгорает», а часть просто не успевает этого сделать до окончания топливной сессии. Вот, собственно, и весь секрет.

Цифры условны, взяты с потолка, просто для наглядности. В начальном составе МОКС-топлива 100 кило оксида плутония и 900 кило урана-238. Пока «горел» плутоний, 300 кило урана-238 превратились в дополнительный плутоний, из которого 150 кило тут же и «сгорело», а 150 кило не успело. Вытащили ТВС, «вытряхнули» из него плутоний, но его оказалось на 50 кило больше, чем было изначально. Ну, или вот то же самое, но на дровах: кинул в топку 2 полена, печка у тебя всю ночь грела, а утром ты из нее вытащил … три полена. Из 900 кг бесполезного, неучаствующего в цепной реакции урана-238 при его использовании в составе МОКС-топлива получили 150 кило топлива, которое с пользой для нас тут же «прогорело», да еще и 150 кило осталось для дальнейшего использования. А этого отвального, бесполезного урана-238 стало на 300 кило меньше, что тоже не плохо.

Реальные соотношения обедненного урана-238 и плутония в МОКС-топливе, разумеется, другие, поскольку при наличии в МОКС-топливе 7% плутония смесь ведет себя почти так же, как обычное урановое топливо с обогащением по урану-235 около 5%. Но придуманные нами цифры показывают главный принцип МОКС-топлива – бесполезный уран-238 превращается в ядерное топливо, его огромные запасы становятся энергетическим ресурсом. По приблизительным подсчетам, если предположить, что на Земле прекратить использовать углеводородное топливо для производства электроэнергии и перейти только на использование урана-238, нам его хватит на 2’500 – 3’000 лет. Вполне приличный запас времени, чтобы успеть освоить технологию управляемого термоядерного синтеза.

МОКС-топливо позволяет одновременно решить и еще одну проблему – уменьшить запасы накопленного во всех странах-участницах «атомного клуба» ОЯТ, уменьшить количество накопленных в ОЯТ радиоактивных отходов. Тут дело не в неких чудесных свойствах МОКС-топлива, все прозаичнее. Если ОЯТ не использовать, а пытаться отправить его на вечное геологическое захоронение, то вместе с ним придется отправлять на захоронение и все высокоактивные отходы, которые в нем содержатся. А вот применение технологий переработки ОЯТ с целью извлечения из него плутония волей-неволей вынуждает нас сокращать объемы этих радиоактивных отходов. В борьбе за использование плутония мы просто таки вынуждены уничтожать радиоактивные отходы, но при этом процесс такого уничтожения становится куда как менее затратен – ведь плутоний идет в дело.

МОКС-топливо – дорогое удовольствие, которое нужно сделать дешевым

При этом производство МОКС-топлива в России началось совсем недавно, даже у самого нового, самого технологичного реактора на быстрых нейтронах – БН-800, переход на 100%-ное использование МОКС-топлива происходит в режиме онлайн, тоже еще не завершен. Совершенно естественно, что в настоящее время производство МОКС-топлива обходится дороже, чем производство традиционного уранового. Удешевление производства, как и в любой другой отрасли промышленности, возможно, прежде всего, за счет производства массового, «конвейерного».

Следовательно, для того, чтобы замыкание ядерного топливного цикла было целесообразно с экономической точки зрения, в России нужно большее количество реакторов на быстрых нейтронах, это должно стать стратегической линией развития атомной энергетики. Больше реакторов – хороших и разных!

При этом необходимо не выпускать из поля зрения и вторую возможность использования МОКС-топлива – в качестве топлива для реакторов ВВЭР. Реакторы на быстрых нейтронах создают такое дополнительное количество плутония, которое они сами использовать уже толком и не могут – им столько просто не надо, плутония хватит и для реакторов ВВЭР. Мы выше уже писали, что МОКС-топливо, в котором на 93% обедненного урана-238 приходится 7% плутония, ведет себя почти так же, как обычное урановое топливо. Да вот только применение МОКС-топлива в тепловых реакторах приводит к снижению эффективности применяемых в ВВЭР поглотителей нейтронов. Причина этого заключается в том, что бор-10 гораздо хуже поглощает быстрые нейтроны – таковы его физические особенности, на которые мы никак повлиять не можем. Такая же проблема возникает и с аварийными борными стержнями, предназначение которых – мгновенная остановка цепной реакции в случае нештатных ситуаций.

Разумный выход – снижение количества МОКС-топлива в ВВЭР до 30-50%, что уже реализуется на части легководных реакторов Франции, Японии и других стран. Но и в этом случае может потребоваться модернизация борной системы и выполнение всех необходимых обоснований безопасности, сотрудничество с надзорными органами МАГАТЭ для получения лицензий на использование МОКС-топлива в тепловых реакторах. Или, если коротко – количество борных стержней придется увеличить, причем и тех, которые предназначены для управления, и тех, что «припасены» на случай ЧП. Но только освоение этих технологий позволит перейти к массовому производству этого вида топлива, к удешевлению его производства. Одновременно это позволит значительно более активно решать и проблемы уменьшения количества ОЯТ, более активно использовать запасы обедненного урана.

Перспективы близки, но дорога не проста

Освоение этой технологии в сочетании со строительством реакторов-бридеров энергетического плутония – реакторов на быстрых нейтронах позволит России не только замкнуть ядерный топливный цикл, но и сделать его экономически привлекательным. Большие перспективы имеются и у использования СНУП-топлива (смешанное нитридное уран-плутониевое топливо). Экспериментальные ТВС, прошедшие в 2016 году облучение на реакторе БН-600, уже доказали свою эффективность как при реакторных испытаниях, так и по итогам послереакторных исследований. Полученные результаты дают для продолжения работ по обоснованию использования СНУП-топлива при создании реакторной установки БРЕСТ-300 и пристанционных модулей по производству СНУП-топлива опытно-демонстрационного комплекса, строящегося в Северске. БРЕСТ-300 позволит продолжить отработку технологий, необходимых для полного замыкания ядерного топливного цикла, обеспечить более полное решение проблем ОЯТ и РАО, реализовать идеологию «вернуть природе столько же радиоактивности, сколько ее было извлечено». Реактор БРЕСТ-300, как и реакторы БН – реактор на быстрых нейтронах, что только подчеркивает правильность стратегического направления развития атомной энергетики – сочетание водноводяных реакторов и реакторов на быстрых нейтронах.

Освоение технологии 100%-ного использования МОКС-топлива на БН-800 обеспечивает и возможность создания реакторов БН-1200 – не только более мощных, но и экономически более выгодных. Решение о создании в России реактора БН-1200 принято, а это означает, что темп научно-исследовательских работы атомным специалистам придется только увеличивать, и создание МБИР, намеченное на 2020 год, может существенно помочь в решении всех проблем, в освоении технологии полного замыкания топливного ядерного цикла. Россия была и остается единственно страной, создавшей энергетические реакторы на быстрых нейтронах, обеспечив наше мировое лидерство в этом важнейшем направлении атомной энергетики.

Разумеется, все рассказанное – всего лишь первое знакомство с особенностями реакторов на быстрых нейтронах, но мы постараемся продолжить, поскольку тема эта важная и, как нам кажется, достаточно интересная.

Вконтакте

Многие специалисты сегодня считают, что будущим ядерной энергетики являются реакторы на быстрых нейтронах. Одним из пионеров в освоении этой технологии является Россия, где уже 30 лет без серьезных происшествий работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС, там же строится реактор БН-800 и планируется создание коммерческого реактора БН-1200. Опыт эксплуатации АЭС на быстрых нейтронах имеется у Франции и Японии, рассматриваются планы строительства АЭС на быстрых нейтронах в Индии и Китае. Спрашивается, почему же в стране с очень высокоразвитой ядерной энергетикой – в США – практических программ по развитию энергетики на быстрых нейтронах не наблюдается?

На самом деле такой проект в США был. Речь идет о проекте реактора-бридера Клинч Ривер (по английски - The Clinch River Breeder Reactor, сокращенно CRBRP). Целью этого проекта были разработка и создание натриевого реактора на быстрых нейтронах, который должен был быть демонстрационным прототипом для следующего класса аналогичных американских реакторов под названием LMFBR (сокращение от фразы Liquid Metal Fast Breeder Reactors – жидкометаллический быстрый реактор). При этом реактор Клинч-Ривер задумывался как существенный шаг на пути к освоению технологии жидкометаллических быстрых реакторов с целью их коммерческого использования в электроэнергетике. Местом размещения реактора Клинч-Ривер должен был стать участок площадью 6 км 2 , административно входящий в состав города Оук-Ридж в штате Теннесси.

Реактор должен был иметь тепловую мощность 1000 Мвт и электрическую мощность в интервале 350-380 МВт. Топливом для него должны были быть 198 шестигранных сборок, собранных в форме цилиндра с двумя зонами обогащения топлива. Внутренняя часть реактора должна была состоять из 108 сборок, содержащих плутоний, обогащенный до 18%. Их должна была окружать внешняя зона, состоящая из 90 сборок с плутонием, обогащенным до 24%. Такая конфигурация должна была обеспечить наилучшие условия для тепловыделения.

Впервые проект был представлен в 1970 году. В 1971 году президент США Ричард Никсон установил эту технологию как один из высших приоритетов для научно-исследовательских работ страны.

Что же помешало его реализации?

Одной из причин такого решения была продолжающаяся эскалация стоимости проекта. В 1971 году Комиссия по атомной энергии США установила, что стоимость проекта составит порядка 400 млн долларов. Частный сектор обещал профинансировать большую часть проекта, выделив 257 млн долларов. В последующие годы, однако, стоимость проекта подпрыгнула до 700 млн. По состоянию на 1981 год был потрачен уже миллиард долларов бюджетных средств, при том, что стоимость проекта оценивалась в тот момент в 3 – 3,2 млрд долларов, не считая еще одного миллиарда, который был необходим для строительства завода по производству гененерированного топлива. В 1981 году комитет Конгресса вскрыл случаи различных злоупотреблений, что еще более утяжелило стоимость проекта.

Перед тем, как принять решение о закрытии, стоимость проекта оценивалась уже в 8 млрд долларов.

Другой причиной стала высокая стоимость строительства и эксплуатации самого реактора-бридера для производства электричества. В 1981 году было оценено, что стоимость строительства быстрого реактора будет вдвое больше строительства стандартного легководного реактора такой же мощности. Было также подсчитано, что для того, чтобы бридер мог экономически конкурировать с обычными легководными реакторами, цена урана должна составлять 165 долларов за фунт, в то время как в действительности эта цена находилась тогда на уровне 25 долларов за фунт. Частные генерирующие компании не пожелали вкладывать деньги в такую рискованную технологию.

Еще одной серьезной причиной для сворачивания программы бридеров стала угроза возможного нарушения режима нераспространения, поскольку в этой технологии происходит наработка плутония, который также может быть использован для производства ядерного оружия. Из-за международной озабоченности по поводу вопросов распространения ядерных материалов, в апреле 1977 году президент США Джимми Картер призвал отложить на неопределенный срок строительство коммерческих быстрых реакторов.

Президент Картер вообще был последовательным оппонентом проекта Клинч Ривер. В ноябре 1977 года, наложив вето на законопроект о продолжении финансирования, Картер сказал, что это будет «неоправданно дорого» и «после завершения строительства станет технически устаревшим и экономически необоснованным». Кроме этого он заявил о бесперспективности технологии быстрых реакторов вообще. Вместо того, чтобы вкладывать ресурсы в демонстрационный проект на быстрых нейтронах, Картер предлагал взамен «потратиться на увеличение безопасности существующих ядерных технологий».

Проект Клинч Ривер был возобновлен после прихода к власти Рональда Рейгана в 1981 году. Несмотря на растущую оппозицию со стороны Конгресса, он отменил запрет своего предшественника, и строительство возобновилось. Однако, 26 октября 1983 года, несмотря на успешный ход строительных работ, Сенат США большинством (56 против 40) призвал отказаться от дальнейшего финансирования строительства и объект был заброшен.

В очередной раз о нем вспомнили совсем недавно, когда в США стал разрабатываться проект маломощного реактора mPower. В качестве места его строительства как раз и рассматривается площадка планировавшегося строительства АЭС Клинч-Ривер.

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.

Представьте себе кипятильник, который испаряет воду, а образовавшийся пар крутит турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию. Примерно так в общих чертах и устроена атомная электростанция. Только «кипятильник» — это энергия атомного распада. Конструкции энергетических реакторов могут быть различными, но по принципу работы их можно разделить на две группы — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

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).

Что у него внутри

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). Реактор БН-600 относится к размножителям (бридерам), то есть на 100 разделившихся в активной зоне ядер урана-235 в боковых и торцевых экранах нарабатывается 120−140 ядер плутония, что дает возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. 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. Для управления реактором используются 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» — фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

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

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн. Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года). Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238. Однако, если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

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

Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

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.

Перезагрузка вслепую

В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. В верхней части реактора расположены большая и малая поворотная пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены. Процесс перегрузки выключает множество этапов. Сначала захват подводится к одной из сборок, находящихся во внутриреакторном хранилище отработанных сборок, извлекает ее и переносит в элеватор выгрузки. Затем ее поднимают в передаточный бокс и помещают в барабан отработавших сборок, откуда она после очистки паром (от натрия) попадет в бассейн выдержки. На следующем этапе механизм извлекает одну из сборок активной зоны и переставляет ее во внутриреакторное хранилище. После этого из барабана свежих сборок (в который заранее устанавливают ТВСы, пришедшие с завода) извлекают нужную, устанавливают ее в элеватор свежих сборок, который подает ее к механизму перегрузки. Последний этап — установка ТВС в освободившуюся ячейку. При этом на работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: например, нельзя одновременно освобождать две соседние ячейки, кроме того, при перегрузке все стержни управления и защиты должны находиться в активной зоне. Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность). Правда, сейчас выгорание топлива увеличили, и перегружается только четверть активной зоны (примерно 90 ТВС). При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи, и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования — менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки.

Процесс перезагрузки включает множество этапов, производится с помощью специального механизма и напоминает игру в «15». Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в нужное гнездо, а отработавших — в свой барабан, откуда они после очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки.

Гладко только на бумаге

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).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, — объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию". С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы — как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, — добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, — но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения" сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола, — открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

Быстрое будущее

«В мире не было бы такого интереса к технологии быстрых реакторов, если бы не успешная многолетняя эксплуатация нашего БН-600, — говорит Николай Ошканов.- Развитие атомной энергетики, на мой взгляд, в первую очередь связано с серийным производством и эксплуатацией именно быстрых реакторов. Только они позволяют вовлечь в топливный цикл весь природный уран и таким образом увеличить эффективность, а также в десятки раз уменьшить количество радиоактивных отходов. В этом случае будущее атомной энергетики будет действительно светлым».