Рекордсмен на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах

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

В нашей стране первые оценки по свойствам быстрого спектра нейтронов в приложении к ядерным реакторам были сделаны в 1946 г. по инициативе И.В. Курчатова. С 1949 г. руководителем работ по быстрым реакторам становится А.И. Лейпунский, под научным руководством которого примерно в то же время расчетным путем была показана возможность расширенного воспроизводство ядерного горючего и использование жидкометаллического теплоносителя в реакторах с быстрым спектром нейтронов. Обширные исследования с целью разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов начались в Физико-энергетическом институте в Обнинске, а затем во многих других организациях.

Для проведения исследований по физике и инженерным проблемам реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ были построены и введены в действие критические сборки (реакторы «нулевой» мощности) и исследовательские реакторы (ИР) на быстрых нейтронах: БР-1 (в 1955 г.), БР-2 (в 1956 г.), БР-5 (в 1959 г.), БФС-1 (в 1961 г.), БФС-2 (в 1969 г.), БР-10 (реконструкция БР-5, в 1973 г.).

В результате проведенных исследований на этих первых установках была подтверждена возможность достижения коэффициента воспроизводства ядерного горючего в быстрых реакторах КВ>1, в качестве основного ядерного топлива была рекомендована двуокись урана, а основного теплоносителя - жидкий натрий.

Первым демонстрационным быстрым реактором был ныне действующий исследовательский реактор БОР-60 .

получение опыта эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах большей мощности;
проверка методов расчета нейтронно-физических характеристик (критмасса, поле тепловыделения, наработка плутония и его качество, коэффициенты реактивности);
проверка надежности оборудования, топлива; установка обессоливания морской воды, проверка систем безопасности;
проблемы с маслом, с парогенераторами, с твэлами, барабаном отработавших сборок (БОС), с системой перегрузки, с конструкционными материалами твэлов, ТВС и их решения;
материаловедческие исследования, исследования коэффициента воспроизводства, проверка естественной циркуляции, эксперимент с выходом в режим кипения в ТВС, эксперименты по динамике развития межконтурной течи.

Быстрый реактор БН-600 - работает в составе энергоблока мощностью 600 МВт - с 1980 года поставляет электроэнергию в сеть. В нем используется главным образом топливо на основе оксида урана, обогащенного до 17, 21 и 26%, и небольшое количество МОКС-топлива. Это реактор интегрального типа, промежуточные натрий-натриевые теплообменники и главные циркуляционные насосы находятся в корпусе реактора. Давление натриевого теплоносителя в корпусе немного (на 0,05 МПа) превышает атмосферное, поэтому опасность разрыва корпуса исключается. Парогенераторы, установленные за пределами корпуса, снабжают паром три 200 МВт турбогенератора.

27 июня 2014 г. состоялся физический пуск энергоблока №4 с реактором БН-800 , 10 декабря 2015 г. он был впервые включён в единую энергосистему страны, 31 октября 2016 г. - введен в промышленную эксплуатацию. Реактор начал работать с использованием так называемой гибридной активной зоны, в которой основную часть (84%) составляют ТВС с урановым топливом, и 16% – ТВС с МОХ-топливом. Перевод этого реактора на полную загрузку МОХ-топливом планируется в 2019 г. Для производства МОКС топлива построен завод.

Вреакторе БН-800 использованы как проверенные технические решения, реализованные в БН-600 , так и новые, существенно повышающие безопасность энергоустановки, такие как: нулевой натриевый пустотный эффект реактивности, гидравлически взвешенные стержни аварийной защиты, срабатывающие при снижении расхода теплоносителя, пассивные системы аварийного расхолаживания, под активной зоной предусмотрена специальная «ловушка» для сбора и удержания расплава и фрагментов активной зоной при ее разрушении в результате тяжелой аварии, повышена сейсмостойкость конструкции.

Быстрые реакторы, работающие в мире на данный момент

Реактор	Статус реактора, компоновка, теплоноситель	Мощность (тепловая/ электрическая)	Топливо	Страна	Годы эксплуатация
БОР-60	Исследовательский, петлевой, натрий	55/10	оксид	Россия	1969-2020
БН-600		1470/600	оксид	Россия	1980-2020
БН-800	Опытно-промышленный, интегральный, натрий	2100/800	МОКС	Россия	2016-2043
FBTR		40/13,2	карбид (металл)	Индия	1985-2030
PFBR	Прототип, интегральный, натрий	1250/500	оксид (металл)	Индия	-
CEFR	Экспериментальный, интегральный, натрий	65/20	оксид (МОКС)	Китай	2010-2040
Joyo	Экспериментальный, интегральный, натрий	140/-	оксид	Япония	1978-2007, в данный момент находится на длительной реконструкции, возможен запуск 2021
Monju	Прототип, петлевой, натрий	714/280	оксид	Япония	1994-96, 2010, вывод из эксплуатации по решению японского правительства

Правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС Monju - единственную в стране атомную электростанцию с реактором на быстрых нейтронах.

Агентство по ядерному регулированию (NRA) отложило рассмотрение вопроса о повторном пуске быстрого натриевого исследовательского реактора JOYO . Заявка на разрешение повторного пуска JOYO была подана в регулирующий орган 30 марта 2017 года. В заявке отсутствует предполагаемая дата рестарта.

Таким образом, с 1972 года (с момента пуска БН-350) в нашей стране быстрые реакторы используются для получения электроэнергии, опреснения воды. В настоящее время Россия является единственной в мире страной, в структуре атомной энергетики которой присутствуют реакторы на быстрых нейтронах. Это достигнуто благодаря тому, что только в нашей стране успешно пройдены все необходимые этапы освоения технологии БН - быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.

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.

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.

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.