Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении «большой» атомной энергетики

Автор доказывает преимущество «быстрых» реакторов-бридеров, работающих в замкнутом топливном цикле, которые следует, по его мнению, включать в структуру атомной энергетики с целью создания безопасной энерготехнологии.

Федор Митенков
Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении "большой" атомной энергетики
"Экономические стратегии", №8-2004, стр. 42-46

Митенков Федор Михайлович — научный руководитель ФГУП ОКБМ (Нижний Новгород), академик РАН

Потребление энергии – важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века, когда потребление энергии в мире увеличилось почти в 15 раз, достигнув к концу прошлого столетия абсолютной величины – около 9,5 млрд т нефтяного эквивалента (т.н.э.). Почти 80% мирового энергопотребления обеспечивается сжиганием угля, нефти, природного газа. В XXI веке рост мирового энергопотребления, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах. К середине XXI века прогнозируется возрастание мирового энергопотребления в два раза и в три раза – потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями энергопроизводства, в первую очередь из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.
Поэтому в не столь уж отдаленной перспективе человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных безуглеродных технологий энергопроизводства, которые позволят надежно в течение длительного времени удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные сегодня альтернативные технологии, использующие возобновляемые источники энергии, по своим потенциальным возможностям не могут рассматриваться в качестве базовых для крупномасштабного энергопроизводства.

Я солидарен с мнением многих ученых и специалистов, полагающих, что реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления (1). Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировой потребности в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном в сфере производства электроэнергии, где ее доля составляет около 18% (в России – около 16%).

Чтобы ядерная энергия уже в текущем столетии стала базовым энергоисточником, необходимо выполнение следующих условий:

• атомная энергетика должна быть безопасна для населения и окружающей среды;
  
• имеющиеся природные ресурсы, необходимые для производства ядерного топлива, должны обеспечивать функционирование "большой" атомной энергетики, по меньшей мере, в течение нескольких столетий;
  
• технико-экономические показатели атомной энергетики не должны уступать аналогичным показателям лучших известных энергоисточников на углеводородном топливе.

О гарантированной безопасности атомной энергетики

Несмотря на то что проблема безопасности атомной энергетики успешно решалась учеными и практиками, в мире имели место аварийные ситуации, сопровождавшиеся значительными выбросами радиоактивности, в том числе крупномасштабные аварии на АЭС "Три Майл Айленд" (США) и на Чернобыльской АЭС (СССР).

В связи с этим мировое сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимое воздействия на окружающую среду и население в случае аварий на АЭС. Во многих странах рекомендации МАГАТЭ стали составной частью национальных нормативов по безопасности атомной энергетики. Ниже кратко описаны некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных "быстрых" реакторов.

Ресурсная база для производства ядерного топлива

Специалистам-атомщикам известно, что технология, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах, в которых используется водяной или графитовый замедлитель нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах и его ограниченными запасами на Земле. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых "быстрых" ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций для последующего возврата в цикл невыгоревших делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе большая часть делений ядерного топлива вызывается быстрыми нейтронами с энергией более 0,1 МэВ. При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа урана-235, но и урана-238 – основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового" реактора очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется дополнительное количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции:

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется больше вторичного плутония, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed – размножать). С этим термином связано принятое в мире название "быстрых" реакторов с плутониевым топливом – реакторы-бридеры.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики, поскольку он дает возможность почти полностью использовать природный уран и тем самым почти в 100 раз увеличить энергетический "выход" из каждой его тонны. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Общепризнанно, что использование "быстрых" реакторов-бридеров – необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам был академик Академии наук Украинской ССР Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины (1972 г.) являлся научным руководителем Обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности, связанные с созданием "быстрых" реакторов, имеют целый ряд особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих научно-технических задач и отработки технологии "быстрых" реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами. В 1960-1980-е годы в России, США, Франции, Великобритании и Германии был создан целый ряд экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов такого типа.

Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды – теплоносителя – для "быстрых" реакторов был выбран натрий, несмотря на его повышенную химическую активность по отношению к воде и водяному пару. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства, низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионно-эрозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота поддержания его чистоты в процессе эксплуатации.

В 1973 году на восточном побережье Каспийского моря был введен в строй первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная мощность шла на опреснение морской воды. Заметим, что одной из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем является наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, что диктуется соображениями безопасности реактора.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, с 1973 по 1988 год успешно работала в составе Мангышлакского энергокомбината и завода опреснения морской воды в г. Шевченко (ныне – Мангистаус, Казахстан), превысив на 5 лет свой проектный ресурс.

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае аварийной разгерметизации натриевых трубопроводов могла возникнуть пожароопасная ситуация. Поэтому еще до того, как был пущен реактор БН-350, в СССР приступили к проектированию более мощного "быстрого" реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором не имелось натриевых трубопроводов большого диаметра и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе. Это позволило практически исключить возможность разгерметизации первого натриевого контура, что, в свою очередь, снизило пожароопасность установки, повысило уровень радиационной безопасности и надежности реактора.
Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция. В процессе проектирования первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как в условиях нормальной работы, так и во внештатных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключения недопустимых воздействий на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных защитных систем, использования локализующих систем, ограничивающих последствия потенциально возможных аварий.

Самозащищенность реактора основана в первую очередь на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при отклонениях температуры и мощности реактора, а также на свойствах используемых в реакторе материалов. Чтобы проиллюстрировать безопасность "быстрых" реакторов, укажем на некоторые их особенности, связанные с использованием натриевого теплоносителя. Натрий имеет высокую температуру кипения (8830С при нормальных физических условиях), что позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора в процессе работы не подвергается большим механическим нагрузкам и коррозионному воздействию теплоносителя, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в реакторах, где используется вода под давлением. Даже если в "быстром" реакторе произойдет авария, она не будет представлять опасности, поскольку корпус окружен равнопрочным герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в этот кожух незначителен. Разгерметизация трубопроводов любого размера в "быстром" реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Благодаря значительной теплоемкости теплоносителя рост средней температуры натрия в реакторе в случае полного прекращения отвода тепла в пароводяной контур не превышает 300 в час. Температура кипения натрия достаточно высока, что дает резерв времени, достаточный для того, чтобы принять меры по ограничению последствий подобной маловероятной аварии.

В современном проекте реактора БН-800, где использованы основные инженерные решения БН-600, реализованы дополнительные конструктивные решения, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключение недопустимого воздействия на окружающую среду даже при постулированной маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Многолетняя эксплуатация "быстрых" реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, переоблучением персонала и тем более местного населения. "Быстрые" реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, они легко управляются. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует такой его недостаток, как пожароопасность. Утечки и горение натрия легко обнаруживаются, а их последствия надежно локализуются. В последние годы все более широкое применение в "быстрых" реакторах находят системы и устройства пассивного принципа действия, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии извне.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов

Особенности натриевой технологии, дополнительные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов БН-350 и БН-600 обусловили их более высокую стоимость по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. В процессе их создания перед учеными и конструкторами была поставлена задача доказать работоспособность, безопасность и надежность таких реакторов, с которой они успешно справились. При проектировании следующей реакторной установки – БН-800, – предназначавшейся для серийного использования в атомной энергетике, ее технико-экономическим характеристикам было уделено более пристальное внимание.

В результате по удельным капитальным затратам удалось существенно приблизиться к основному типу реакторов, используемых в современной атомной энергетике России, – ВВЭР-1000.

Сегодня на первый план выходит проблема достижения конкурентоспособности "быстрых" реакторов. К настоящему времени можно считать установленным, что "быстрые" реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал технико-экономического совершенствования. Определены основные направления улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности. К их числу относятся:

• повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока;
  
• совершенствование конструкции основного оборудования;
  
• переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического КПД цикла преобразования тепловой энергии;
  
• оптимизация системы обращения со свежим и отработанным топливом;
  
• увеличение глубины выгорания ядерного топлива;
  
• создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (до КВ1);
  
• увеличение срока службы до 60 и более лет.
  

Конструкторские разработки, выполненные в ОКБМ, показали, что совершенствование отдельных видов оборудования может способствовать существенному улучшению технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом.

Например, совершенствование системы перегрузки реактора БН-1800 позволяет значительно снизить металлоемкость этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Технико-экономическое совершенствование "быстрых" реакторов невозможно без повышения радиационной стойкости конструкционных материалов активной зоны реактора. Работы в этом направлении уже ведутся.
Избыток нейтронов в быстрых реакторах и их энергетический спектр, в котором делятся все трансурановые элементы (актиноиды), образующиеся в ядерном топливе, позволяют осуществить в них эффективное "сжигание" наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы отходов атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада актиноидов выходит далеко за рамки научных данных, на основании которых обосновываются сроки стабильности геологических формаций, рассматриваемых в настоящее время в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие открывает возможность радикального решения проблемы захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики. Кроме того, переработка облученного ядерного топлива в таком цикле позволяет многократно уменьшить физический объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Таким образом, формирование структуры атомной энергетики, включающей, наряду с "тепловыми", "быстрые" реакторы-бридеры, которые работают в замкнутом топливном цикле, позволит создать безопасную энерготехнологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

---

Примечание
1. Весьма многообещающая технология управляемого термоядерного синтеза сейчас находится на стадии исследований и создания демонстрационного ядерного реактора.