Реакторы на быстрых нейтронах. Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

Атомной энергетике всегда уделялось повышенное внимание из-за ее перспективности. В мире около двадцати процентов электроэнергии получают при помощи атомных реакторов, а в развитых странах этот показатель продукта атомной энергетики еще выше – больше трети от всего электричества. Однако, основным видом реакторов остаются тепловые, типа LWR и ВВЭР. Ученые считают, что одной из основных проблем этих реакторов в ближайшее время будет нехватка природного топлива, урана, его изотопа 238, необходимого для проведения цепной реакции деления. Исходя из возможного истощения ресурсов этого естественного материала топлива для тепловых реакторов, на развитие атомной энергетики накладываются ограничения. Более перспективным считается применение ядерных реакторов с использованием быстрых нейтронов, при котором возможно воспроизводство топлива.

История разработки

Исходя из программы Министерства атомной промышленности РФ в начале века были поставлены задачи по созданию и обеспечению безопасной работы ядерных комплексов энергетики, модернизированных АЭС нового типа. Одним из таких объектов стала Белоярская атомная электростанция, расположенная в 50-и километрах под Свердловском (Екатеринбург) Решение о ее создании принято в 1957 году, а в 1964 – запущен в работу первый блок.

В двух ее блоках работали тепловые ядерные реакторы, которые к 80-90 годам прошлого века исчерпали свой ресурс. На третьем блоке впервые в мире был апробирован реактор на быстрых нейтронах БН-600. За время его работы были получены планируемые разработчиками результаты. На высоте оказалась и безопасность процесса. В течение проектного срока, а он закончился в 2010 году, не произошло никаких серьезных нарушений и отклонений. Окончательный срок его работы истекает к 2025 году. Уже сейчас можно сказать, что ядерные реакторы на быстрых нейтронах, к которым относятся БН-600 и его преемник, БН-800, имеют большое будущее.

Запуск нового БН-800

Ученые ОКБМ им. Африкантова из Горького (нынешний Нижний Новгород) подготовили проект четвертого энергоблока Белоярской АЭС еще в 1983 году. В связи с аварией, произошедшей в Чернобыле в 1987 и введения новых нормативов безопасности в 1993 работы были прекращены и запуск отложен на неопределенное время. Только в 1997 году после получения лицензии на возведение блока №4 с реактором БН-800 мощностью 880 МВт от Госатомнадзора процесс возобновился.

25-го декабря 2013 началось разогревание реактора для дальнейшего вхождения теплоносителя. В июне четырнадцатого, как и намечалось по плану, произошел выход на массу, достаточную для проведения минимальной цепной реакции. Дальше дело застопорилось. МОКС-топливо, состоящее из делящихся оксидов урана и плутония, аналогичное тому, что применялось в энергоблоке №3, и не было готово. Именно его хотели использовать разработчики в новом реакторе. Пришлось комбинировать, искать новые варианты. В результате, чтобы не переносить запуск энергоблока, решили применять в части сборки урановое топливо. Запуск ядерного реактора БН-800 и блока №4 состоялся 10 декабря 2015.

Описание процесса

Во время работы в реакторе с быстрыми нейтронами происходит образование, вследствие реакции деления, вторичных элементов, которые при процессе поглощения урановой массой образуют вновь созданный ядерный материал плутоний-239, способный продолжать процесс дальнейшего деления. Главным достоинством этой реакции является получение нейтронов плутония, который применяется в качестве топлива для ядерных реакторов АЭС. Его наличие позволяет сократить добычу урана, запасы которого ограничены. Из килограмма урана-235 можно получить чуть более килограмма плутония-239, обеспечивая тем самым воспроизводство топлива.

В результате производство энергии в атомных энергоблоках при наименьших расходах дефицитного урана и отсутствия ограничений на производство возрастет в сотни раз. Подсчитано, что в этом случае урановых запасов хватит человечеству на несколько десятков веков. Оптимальным вариантом в атомной энергетике для сохранения баланса по минимальному расходу урана будет соотношение 4 к 1, где на четыре тепловых реактора будет использоваться один, работающий на быстрых нейтронах.

Цели БН-800

Во время срока эксплуатации в энергоблоке №4 Белоярской АЭС перед ядерным реактором были поставлены определенные задачи. Реактор БН-800 должен работать на MOX топливе. Небольшая заминка, произошедшая в начале работы, планы создателей не поменяла. По словам директора Белоярской АЭС г-н Сидорова переход в полном объеме на MOX топливо будет осуществлен в 2019 году. Если это осуществится, то местный ядерный реактор на быстрых нейтронах станет первым мире, полностью работающим с таким топливом. Он должен стать прототипом будущих подобных быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, более производительных и безопасных. Исходя из этого на БН-800 проходит апробирование инновационного оборудования в рабочих условиях, проверка правильности применения новых технологий, влияющих на надежность, экономичность работы энергоблока.

class="eliadunit">

Проверка работы новой системы топливного цикла.

Испытания по выжиганию радиоактивных отходов с длительным сроком жизни.

Утилизация, накопленного в больших количествах, оружейного плутония.

БН-800, так же, как и его предшественник, БН-600, должны стать отправной точкой для накопления бесценного опыта создания и эксплуатации быстрых реакторов российским разработчикам.

Преимущества реактора на быстрых нейтронах

Применение в атомной энергетике БН-800 и ему подобных ядерных реакторов позволяет

Существенно увеличить срок по запасам урановых ресурсов, что значительно увеличивает полученный объем энергии.

Возможность сокращать срок жизни радиоактивных продуктов деления до минимального (от несколько тысяч лет до трехсот).

Повысить безопасность АЭС. Применение реактора на быстрых нейтронах позволяет нивелировать до минимального уровня возможность расплавления активной зоны, позволяет существенно повысить уровень самозащиты объекта, исключить выделения плутония при переработке. Реакторы такого типа с натриевым теплоносителем обладают повышенным уровнем безопасности.

17 августа 2016 года энергоблок №4 Белоярской АЭС вышел на режим работы мощности 100%. В объединенную систему «Урал» с декабря прошлого года поступает энергия, выработанная на быстром реакторе.

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

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.

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, и энергия вырабатывается за счёт деления урана и плутония быстрыми нейтронами. В качестве топлива используется диоксид урана U0 2 с большим обогащением по 2 3sU (17^-26%) или смесь U0 2 и Ри0 2 . Активная зона окружается зоной воспроизводства (бланкетом), состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный 228 U или 2 з 2 ТЬ). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо - делящиеся изотопы 239PU и ^зи. Поэтому" такой реактор называется размножитель (breeder). Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Реактор на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией >о,1 МэБ. Реактор-конвертер - ядерный реаюпор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.

Реактор-размножитель (бридер) - ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Обычно это быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В таком реакторе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 233 U), взаимодействуют с ядрами помещённого в реактор сырьевого материала (например, 238 U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239 Ри). В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем сгорает в реакторе.

В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 2 35U, воспроизводится ^U), в реакторе типа конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 2 39Ри).

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащённая смесь, содержащая не менее 15% изотопа ^и. Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причём каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 2 3 8 U превращает их (посредством двух последовательных /?-распадов) в ядра 2 39Pu. Обычно на юо разделившихся ядер горючего (2 35U) в быстрых реакторах образуется 150 ядер 2 з9Ри, способных к делению (коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг ^su получается до 1,5 кг 2 39Pu). Воспроизводство - размножение делящегося вторичного топлива из сырьевого (воспроизводящего) материала, т.е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся цепной реакции деления, расходуются не только на её поддержание, но и поглощаются 238 U или 232 Th с образованием делящихся нуклидов (например, 239 Ри или 233 U). Вторичным делящимся топливом считают 239 Ри и 233 U, материалом воспроизводства - 238 U и 232 Th.

Воспроизводящий материал - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.

Воспроизводящий нуклид - нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счёт захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - 238 U и 232 Th.

Коэффициент конверсии , Кк - отношение числа ядер)ювого делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала. Большинство тепловых реакторов имеют коэффициент конверсии 0?Ю,9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. В реакторах-размножителях коэффициент конверсии гщевышает единицу (1,15+1,30).

Коэффициент воспроизводства , Кв - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива.

Коэффициент воспроизводства представляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (для реакторов БН-боо /Св=1,4). Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший коэффициент воспроизводства имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,74-0,8). Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший коэффициент воспроизводства (0,54-0,6).

Отношение скорости накопления новых делящихся нуклидов, образующихся при захвате нейтрона воспроизводящими нуклидами, к скорости выгорания делящихся нуклидов называется коэффициентом конверсии, Кк. Кк называется коэффициентом воспроизводства (Кв), если он >1. Большинство тепловых реакторов имеют Кк=о,5*Н),9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. Из-за такого низкого значения Кк они называются конвертерами. Если Кк=1, то количество делящегося материала в активной зоне в процессе работы реактора не изменяется. Коэффициент воспроизводства 1,15-7-1,30 может быть достигнут только в быстрых размножителях, использующих U-Pu топливо. В таких реакторах с U-Pu оксидным топливом, со сталью в качестве конструкционного материала и натриевым теплоносителем, достигают Кв=1,15^-1,30 при среднем значении числа вторичных нейтронов tj «2,4. Доля делений на быстрых нейтронах, т. е. вклад воспроизводящих нуклидов в общий процесс деления, для теплового реактора составляет 0,014-0,03. В активной зоне быстрого бридера доля делений на быстрых нейтронах может достигать значения 0,15.

Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. В бридерах из одного и того же количества урана можно получить в 6о раз больше энергии, чем в обычных реакторах на тепловых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать как топливо изотопы тяжёлых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл мог>т быть вовлечены запасы 2 з 8 и и 2 з 2 ТЬ, которых в природе значительно больше, чем 2 35U. Может сжигаться и обеднённый уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего 2 ззи.

При работе быстрого реактора происходит интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем 2 з 8 и, расположенным вокруг активной зоны. Средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в быстром реакторе составляет 1004-150 МВтсут/кг, т.е. она в 2,54-3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Для достижения этой глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛов, необходима стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛов, их совместимость с продуктами деления, устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т.п. По своим физическим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности.

Быстрые реакторы практически не имеют ограничений по топливным ресурсам. К достоинствам быстрых реакторов можно также 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.

Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в 104-15 раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоёмких газовых теплоносителей, обладающих наилу"чшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы.

Преимущество натрия как теплоносителя по сравнению с друтими жидкими металлами: низкая температура плавления (7^=98°), низкое давление пара, высокая температура кипения, превосходная теплопроводность, низкая вязкость, небольшой вес, тепловая и радиационная стабильность, малое коррозионное воздействие на конструкционные материалы, доступный и дешёвый материал, умеренные затраты мощности на его перекачку (из-за лёгкого веса и низкой вязкости). Натрий реагирует со следами кислорода и воды, содержащимися в окружающей среде, с образованием гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие компоненты реактора от коррозии. Лёгкий вес (низкая плотность) натрия улучшает устойчивость при землетрясениях. При работе с натрием следует учитывать, что чистота натрия высока: иногда требуется 99,95 %.

Натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и в атмосфере других окисляющих агентов. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Возможны реакции натрия с водой и органическими материалами, сопровождающиеся воспламенением. Продукт активации натрия нейтронами 2Tj/ 2 =14,96 ч).

В связи с большим тепловыделением и чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима теплообмена, технологическую схему реактора выбирают трёхконтурной: в первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, в третьем - вода и пар. Натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура. В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике. В парогенераторах второго контура натрий передаёт тепло воде третьего контура, в результате чего вырабатывается пар высокого давления, который направляется в турбину, соединённую с электрогенератором. Из турбины пар послушает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя и парогенератора работают по замкнутым циклам.

Использование в качестве теплоносителя химически инертного вы- сококипящего расплавленного свинца (или РЬ/Bi-эвтектики) позволяет отказаться от трёхконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. Реактор с таким теплоносителем обладает естественной безопасностью: даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным 2 35U топливом (не менее 15% изотопа 2 35U). Активная зона окружается зоной воспроизводства - бланкетом, состоящим из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обеднённый уран). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами урана, в результате образуется новое ядериое топливо - 2 39Ри, которое простыми операциями может быть доведено до оружейного качества.

Рис. 7.

Реакторы на быстрых нейтронах создавались для производства оружейного плутония. Сейчас они нашли применение в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 2 з9Ри из 2 з 8 и 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. Быстрые реакторы привлекают внимание как аппараты для сжигания актинидов (в первую очередь - оружейного и реакторного плутония) и отходов рециклинга ОЯТ, что позволяет решить как проблему распространения оружейных нуклидов, так и проблему безопасного обращения с радиоактивными отходами. Внедрение реакторов на быстрых нейтронах в энергетику могло бы 6о раз увеличить эффективность использования урана.

В России на Белоярской АЭС работает БН-боо - корпусной реактор -размножитель с интегральной компоновкой оборудования на быстрых нейтронах.

Интсгралъноея компоновка - схема реактора, при которой все элементы первичной системы охлаждения монтируются в одном объёме с реактором.

Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной ёмкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора. Теплоноситель - натрий.

Электрическая мощность реактора боо МВт, тепловая - 1470 МВт. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 0 , а на выходе - 550°, давление пара 14,2 МПа, температура пара 505 0 .

Ядериый реактор БН-боо выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. ТВЭЛы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенного оксида урана (или смеси оксида урана и оксида плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов оксида обеднённого урана. ТВЭЛы зоны воспроизводства заполнены брикетами из обедненного урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Рис. 8. Конструкция реактора БН-боо: 1 - шахта; 2 - корпус; з - главный циркуляционный насос первого контура; 4 - электродвигатель насоса; 5 - большая поворотная пробка; 6 - радиационная защита; 7 - теплообменник «натрий-натрий»; 8 - центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 - активная зона.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20-^27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создаёт основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

В настоящее время на Белоярской АЭС строится реактор БН-8оо мощностью 88о МВ, призванный существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ЯТЦ.

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.

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.

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.

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.

Реактор на быстрых нейтронах.

В структуре крупномасштабной атомной энергетики важная роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и, тем самым, снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.
В 30 странах мира сейчас работает около 440 ядерных реакторов, которые обеспечивают производство около 17% всей электроэнергии, вырабатываемой в мире. В промышленно развитых странах доля "атомного" электричества составляет, как правило, не менее 30% и неуклонно увеличивается. Однако, по мнению ученых, быстро растущая атомная энергетика, основанная на современных «тепловых» ядерных реакторах, используемых на действующих и строящихся АЭС (большинство - с реакторами типа ВВЭР и LWR), неизбежно уже в текущем столетии столкнется с нехваткой уранового сырья по причине того, что делящимся элементом топлива для этих станций является редкий изотоп урана-235.
В реакторе на быстрых нейтронах (БН) при ядерной реакции деления рождается избыточное количество вторичных нейтронов, поглощение которых в основной массе урана, состоящей из урана-238, ведет к интенсивному образованию нового ядерного делящегося материала плутония-239. В результате, из каждого килограмма урана-235 наряду с выработкой энергии можно получать более одного кг плутония-239, который можно использовать в качестве топлива в любых реакторах АЭС вместо редкого урана-235. Этот физический процесс, называемый воспроизводством топлива, позволит вовлечь в оборот атомной энергетики весь природный уран, включая основную его часть - изотоп уран-238 (99,3% от общей массы ископаемого урана). Этот изотоп в современных АЭС на тепловых нейтронах практически не участвует в производстве энергии. В результате производство энергии при существующих ресурсах урана и при минимальном воздействии на природу, можно было бы увеличить почти в 100 раз. В таком случае атомной энергии человечеству хватит на несколько тысячелетий.
По оценкам ученых, совместная работа "тепловых" и "быстрых" реакторов в пропорции примерно 80:20% обеспечитатомной энергетике наиболее эффективное использование урановых ресурсов. При таком соотношении быстрые реакторы будут производить достаточное количество плутония-239 для работы атомных электростанций с реакторами на тепловых нейтронах.
Дополнительным преимуществом технологии быстрых реакторов с избыточным количеством вторичных нейтронов является возможность "выжигать" долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада не более 200-300 лет. Такие преобразованные радиоактивные отходы могут быть надежно захоронены в специальных хранилищах без нарушения природного радиационного баланса Земли.

Работы в области ядерных реакторов на быстрых нейтронах реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г.
В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне - около 80%. Внеплановые потери менее 1,5%.
За последние 10 лет эксплуатации энергоблока не было ни одного случая аварийного останова реактора.
Выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов в окружающую среду отсутствует. Выход инертных радиоактивных газов в настоящее время пренебрежимо мал и составляет <1% от допустимого по санитарным нормам.
Эксплуатация реактора убедительно продемонстрировала надежность проектных мер по предотвращению и локализации течей натрия.
По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР).

Рисунок 1. Реакторный (центральный) зал БН-600

В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей. Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2013 г.

Рисунок 2. Реактор на быстрых нейтронах БН-800 (вертикальный разрез)

Рисунок 3. Макет реактора БН-800

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

• Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
• Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
• Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
• Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:
• испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
• демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.

Рисунок 3. Реактор БН-1200 (вертикальный разрез)

Планируется следующая программа реализации этого проекта:

• 2010…2016 гг. - разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР.
• 2020 г. - ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства.
• 2023…2030 гг. - ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

Наряду с решениями, подтвержденными положительным опытом эксплуатации БН-600 и заложенными в проект БН-800, в проекте БН-1200 используются новые решения, направленные на дальнейшее улучшение технико-экономических показателей и повышение безопасности.
По технико-экономическим показателям:

• повышение коэффициента использования установленной мощности с планируемой величины 0,85 для БН-800 до 0,9;
• поэтапное повышение выгорания МОХ-топлива с достигнутого уровня в экспериментальных ТВС 11,8 % т.а. до уровня 20 % т.а. (среднее выгорание ~140 МВт сут/кг);
• увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе;
• снижение удельных показателей металлоёмкости в ~1,7 раза по сравнению с БН-800
• увеличение срока службы реактора с 45 лет (БН-800) до 60 лет.

По безопасности:

• вероятность тяжёлого повреждения активной зоны должна быть на порядок меньше требований нормативных документов;
• санитарно-защитная зона должна находиться в границах площадки АЭС для любых проектных аварий;
• граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей площадки АЭС для тяжёлых запроектных аварий, вероятность реализации которых не превышает 10-7 на реактор/год.

Оптимальное сочетание референтных и новых решений и возможность расширенного воспроизводства топлива позволяют отнести данный проект к ядерным технологиям IV поколения.

ОАО "ОКБМ Африкантов" активно участвует в международном сотрудничестве по быстрым реакторам. Оно являлось разработчиком проекта китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR и главным подрядчиком по изготовлению основного оборудования реактора, участвовало в осуществлении физического и энергетического пусков реактора в 2011 г. и оказывает помощь в освоении его мощности. В настоящее время идет подготовка межправительственного соглашения о сооружении в КНР демонстрационного быстрого реактора с натриевым теплоносителем (CDFR) на базе проекта БН-800 с участием ОКБМ и других предприятий Госкорпорации "Росатом".