Слайд 11. В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным 235U топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей

из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный 228U или 232Th). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Основное назначение реактора на быстрых нейтронах - производство оружейного плутония (и некоторых других делящихся актинидов), компонентов атомного оружия. Но подобные реакторы находят применение и в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 239Pu из 238U с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Слайд 12. Реактор-размножитель, ядерный реактор, в котором «сжигание» ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реакторе-размножителе, нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 235U), взаимодействуют с ядрами помещенного в реактор сырьевого материала (например,238U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239Pu). В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 235U, воспроизводится 233U), в реакторе типа реактор - конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 239Pu).

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15% изотопа 235U . Такой реактор обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного горючего (в нем наряду с исчезновением атомов, способных к делению, происходит регенерация некоторых из них (например, образование 239Pu)). Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причем каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 238U превращает их (посредством двух последовательных в--распадов) в ядра 239Pu, т.е. нового ядерного топлива. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего (235U) в реакторах на быстрых нейтронах образуется 150 ядер 239Pu, способных к делению. (Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг 235U получается до 1,5 кг Pu). 239Pu можно использовать в реакторе как делящийся элемент.

С точки зрения развития мировой энергетики, преимущество реактора на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что он позволяет использовать как топливо изотопы тяжелых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U. Отметим, что в обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Слайд 13. БН - ядерный реактор, на быстрых нейтронах. Корпусной реактор-размножитель. Теплоносителем первого и второго контуров обычно является натрий. Теплоноситель третьего контура - вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует.

К достоинствам быстрых реакторов можно отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам - дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя - воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.

Высокообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %. Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. Обычно используются жидкие металлы, например, расплав натрия (температура плавления натрия 98 °C). К недостаткам натрия следует отнести его высокую химическую активность по отношению к воде, воздуху и пожароопасность. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 оС, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293.

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.

В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона - делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов - стать плутонием-239:

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше - воду в быстром реакторе использовать нельзя - она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 - опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику - и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы - обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных - топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно - оно уже добыто, и лежит на

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

Ядерные энергетические установки используются на атомных электрических станциях, на спутниках Земли, на крупном морском транспорте, основным элементом которых является ядерный реактор.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер, сопровождающаяся выделением энергии. Как уже отмечалось ранее, условием осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции является наличие достаточного количества вторичных нейтронов, возникающих в процессе деления тяжелого ядра на более легкие ядра (осколки) и имеющих возможность участвовать в дальнейшем процессе деления тяжелых ядер.

Основными частями ядерного реактора любого типа являются:

1) активная зона , где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия;

2) отражатель нейтронов , который окружает активную зону и способствует уменьшению утечки нейтронов из активной зоны путем их отражения обратно в зону. Материалы отражения должны обладать малой вероятностью захвата нейтронов, но большой вероятностью их упругого рассеивания;

3) теплоноситель – используется для отвода тепла из активной зоны;

4) система управления и регулирования цепной реакции ;

5) система биологической защиты (радиационной защиты), предохраняющая обслуживающий персонал от вредного действия ионизирующего излучения.

В ядерных реакторах на медленных нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер. Применяют замедлители (графит), а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией больше 10 кэВ. Реактор без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании природного урана, обогащенного изотопом U до концентрации около 10%.

В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие элементы, содержащие смесь U и U и замедлитель, в котором нейтроны замедляются до энергии около 1 эВ. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие элементы разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах.

К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и минимум конструкционного материала в активной зоне; отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечить требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны
(3–5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1–3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения ТВЭЛов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего его расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения ТВЭЛов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителя, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида таких нарушений: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Изменяя количество и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, а следовательно, интенсивность цепной реакции и выработку энергии.

В настоящее время разработано большое количество различных моделей ядерных реакторов, которые различаются по виду ядерного топлива (уран, плутоний), по химическому составу ядерного топлива (уран, диоксид урана), по виду теплоносителя (вода, тяжелая вода, органические растворители и другие), по виду замедлителя (графит, вода, бериллий).

Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах . Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах .

Наиболее распространенными на АЭС являются реакторы большой мощности канальные (РБМК) и (ВВЭР).

Активная зона РБМК диаметром 11,8 м и высотой 7 м представляет собой цилиндрическую кладку, состоящую из графитовых блоков – замедлитель. В каждого блоке имеется отверстие для технологического канала (всего 1700).

В каждом канале установлено два ТВЭЛа, имеющих форму полых трубок диаметром 13,5 мм и длиной 3,5 м, стенки которых толщиной 0,9 мм выполнены из циркониевого сплава. ТВЭЛы заполнены таблетками из диоксида урана, обогащенного до 2% U. Общая масса топлива в активной зоне РБМК составляет 190 т. В процессе работы реактора ТВЭЛы охлаждаются проходящими по технологическим каналам потоками теплоносителя (вода).

Принципиальная схема реактора РБМК-1000 показана на рис. 7.

Рис. 7. Реактор большой мощности канальный на тепловых нейтронах

1 - турбогенератор; 2 - стержни управления; 3 - барабаны-сепараторы;

4 - конденсаторы; 5 – графитовый замедлитель; 6 – активная зона;

7 - твэлы; 8 – защитная оболочка из бетона

Для управления цепной ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие и управляющие стержни, выполненные из кадмия или бора, которые хорошо поглощают нейтроны. Стержни свободно перемещаются по специальным каналам. Глубина погружения регулирующего стержня определяет степень поглощения нейтронов. По периферии активной зоны расположен слой отражателя нейтронов – те же графитовые блоки, но без каналов.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим стальным баком с водой, который предназначен для биологической защиты от нейтронов и гамма-излучений. Кроме того, реактор размещается в бетонной шахте размером 21,6´21,6´25,5 м.

Таким образом, основными элементами РБМК являются тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом, заменитель и отражатель нейтронов, теплоноситель и регулирующие стержни, служащие для управления развитием ядерной реакции деления.

Принцип работы АЭС с реактором типа РБМК состоит в следующем. Появляющиеся в результате деления ядер U вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый замедлитель. В результате прохождения по замедлителю они теряют значительную часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в один из соседних ТВЭЛов и участвуют в дальнейшем процессе деления ядер U. Энергия цепной ядерной реакции выделяется в виде кинетической энергии «осколков» (80%), вторичных нейтронов, альфа-, бета-частиц и гамма-квантов, в результате чего происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением около 7 МПа, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до температуры 285°С на выходе из реактора.

Далее пароводяная смесь транспортируется по трубопроводам в сепаратор, служащий для отделения воды от пара. Отсепарированный насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока.

Отработанный пар направляется в технологический конденсатор, конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.

Преимущество таких реакторов являются возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля состояния реактора. К недостаткам реакторов РМБК следует отнести низкую стабильность работы на малых уровнях мощности, недостаточное быстродействие системы управления защиты и использование одноконтурной схемы, в которой имеется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора.

Среди реакторов, работающих на тепловых нейтронах, наиболее широкое распространение во многих странах мира получили водо-водяные энергетические реакторы .

Реакторы этого типа состоят из следующих основных конструктивных элементов: корпуса с крышкой, в котором размещаются ТВЭЛы, собранные в кассеты; органы управления и защиты, тепловой экран, выполняющий одновременно роль отражателя нейтронов и биологической защиты (рис. 8).

Корпус ВВЭР представляет собой вертикальный толстостенный цилиндр из высокопрочной легированной стали высотой 12–25 м и диаметром 3–8 м (в зависимости от мощности реактора). Сверху корпус реактора герметично закрывается массивной стальной сферической крышкой.

Рис. 8. Принципиальная схема АЭС ВВЭР-1000:

1 – тепловой экран; 2 - корпус; 3 – крышка; 4 - трубопроводы первого контура;

5 - трубопроводы второго контура; 6 - паровая турбина; 7 - генератор;

8 - технологический конденсатор; 9 , 11 – циркуляционные насосы;

10 - парогенератор; 12 - твэлы

Корпус реактора установлен в бетонной оболочке, являющейся одним из барьеров радиационной защиты. Принцип работы АЭС с серийным водо-водяным реактором электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) состоит в следующем. Теплоотвод от активной зоны ядерного реактора осуществляется по двухконтурной схеме. Теплоноситель (вода) первого контура, имеющий температуру 270°С, по трубопроводу подводится к активной зоне реактора под высоким давлением порядка 12,5 МПа, поддерживаемым циркуляционным насосом. Проходя по активной зоне, теплоноситель нагревается до 300°С (высокое давление в контуре не позволяет воде закипеть) и дальше поступает в парогенератор.

В парогенераторе теплоноситель первого контура отдает свое тепло так называемой питательной воде второго контура, находящейся под более низким давлением (приблизительно 4,4 МПа). Поэтому вода второго контура закипает и превращается в нерадиоактивный пар, который по пароводу подается на паровую турбину, связанную с генератором электрического тока. Отработанный пар охлаждается в технологическом конденсаторе, и под действием питательного насоса конденсат вновь поступает в парогенератор. Двухконтурная схема теплоотвода обеспечивает радиационную безопасность АЭС.

Перспективы развития ядерной энергетики в настоящее время связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах. Также реакторы наряду с выработкой электроэнергии позволяют осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива, вовлекая в топливный цикл не только делящиеся тепловыми нейтронами U или Pu, но и U и Th (его содержание в земной коре примерно в 4 раза выше, чем природного урана).

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т. е. одновременно с выработкой энергии можно производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах отсутствует замедлитель, в связи с этим объем активной зоны реактора во много раз меньше, чем в РБМК или ВВЭР, и составляет примерно 2 м 3 . В качестве ядерного топлива в реакторах используется искусственно полученный Pu или высокообогащенный (более 20%) уран.

В активной зоне реактора БН-600 размещается 370 топливных сборок, в каждой из которых содержится по 127 ТВЭЛов и 27 стержней системы управления и аварийной защиты.

Для отвода тепловой энергии в активной зоне реактора БН-600 используется трехконтурная технологическая схема (рис. 9).

В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, температура плавления которого составляет 98°С, он обладает малой поглощающей и замедляющей способностью нейтронов.

Жидкий натрий первого контура на выходе из реактора имеет температуру 550°С и поступает в промежуточный теплообменник. Там он отдает теплоту теплоносителю второго контура, в качестве которого тоже используется жидкий натрий. Теплоноситель второго контура поступает в парогенератор, где происходит превращение в пар воды, являющейся теплоносителем третьего циркуляционного контура. Вырабатываемый в парогенераторе пар под давлением 14 МПа поступает в турбину электрогенератора. Отработанный пар после охлаждения в технологическом конденсаторе направляется насосом опять в парогенератор. Таким образом, схему теплоотвода на АЭС с реактором БН-600 составляют один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Время работы генератора БН-600 между перегрузками топлива составляет 150 суток.

Рис. 9. Технологическая схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах:

1 – твэлы активной зоны; 2 – твэлы зоны воспроизводства; 3 – корпус реактора;

4 – бетонный корпус реактора; 5 – теплоноситель первого контура;
6 – теплоноситель второго контура; 7 – теплоноситель третьего контура;

8 – паровая турбина; 9 – генератор; 10 – технологический конденсатор;

11 – парогенератор; 12 – промежуточный теплообменник;

13 – циркуляционный насос

При эксплуатации АЭС, кроме проблем, связанных с захоро-нением высокорадиоактивных отходов ядерный топливный цикл (ЯТЦ), возникают дополнительные проблемы, которые обусловлены сроком службы ядерных реакторов (20–40 лет). После окончания этого срока службы реакторы необходимо выводить из эксплуатации, а из активной зоны их необходимо извлекать ядерное топливо, теплоноситель. Сам реактор консервируют или демонтируют. Опыт демонтажа отработанных ядерных реакторов в мире очень небольшой.

1. Общие сведения об атоме и атомном ядре. Явление радиоактивности.

2. Основной закон радиоактивного распада. Активность и единицы ее измерения.

3. Деление тяжелых ядер и цепная реакция деления.

4. Какой принцип работы ядерного реактора и их характеристики?

5. Приведите основные характеристики реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. В чем их отличие?

6. Основные характеристики реакторов на быстрых нейтронах БН-600.

ЛЕКЦИЯ 4. ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ,
ИХ ХАРАКТЕРИСТИКИ И ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ