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".

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.

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.

И тех перспектив, которые несет лидерство в этой области.

Ядерные технологии в России всегда занимали особое место: они обеспечивали стратегическую защищённость, поддерживали глобальный паритет на этапах превосходства противников на мировой арене в сфере военных технологий, обеспечивали энергетическую безопасность. В современном мире развитие ядерных и радиационных технологий является одним из двигателей индустриального и общественного развития (крупный технологический проект неизбежно оказывается полюсом влияния на образование, экологию, экономику и культуру).

В настоящее время ядерным технологиям мир обязан порядка 13% всей производимой электроэнергии, с минимальной стоимостью киловатт-часа и самыми низкими показателями экологического загрязнения

При строительстве АЭС, чтобы добиться хоть каких-то цифр относительно воздействия на окружающую среду и выброса CO2, учитываются даже выхлопы дизельных генераторов строителей.

С чисто технологической точки зрения стоит отметить, что завидные показатели ядерной энергетики достигнуты с использованием реакторов, которые работают на «тепловых» или «медленных» нейтронах – нейтронах, прошедших через специальный замедлитель (вода, тяжёлая вода или графит), скинувших избыток энергии и запустивших самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию. Соответственно, от количества доступных для ядерной реакции свободных нейтронов и способности топлива их захватывать зависит скорость протекания реакции и многие инженерно-конструкторские задачи, которые необходимо решить для успешной работы ядерного реактора. По наблюдениям учёных, в технологии так называемых быстрых реакторов (а.к.а. «бридеры» или «реакторы-размножители») – есть избыток нейтронов, формируется нейтронный поток в 2,3 свободных нейтрона против 1 для тепловых реакторов. Этот колоссальный потенциал, помимо непосредственного энергогенерирующего применения, можно использовать для воспроизводства ядерного топлива и для решения других задач: когенерации электричества и тепла, опреснения воды, производства водорода и прочих.

Работающая сегодня ядерная энергетика в качестве топлива использует почти исключительно уран-235, содержание которого – всего 0,7% в ископаемом уране. До операбельного количества процент урана-235 в топливных элементах доводится за счёт специальных обогатительных процедур. Быстрые реакторы могут нарабатывать плутоний, чем вовлекают в генерацию и идущий сегодня на склады/свалки уран-238, содержание которого в добытой руде составляет оставшиеся 99,3%; а плутоний, в свою очередь, отлично подходит в качестве топлива для оперируемых сегодня тепловых реакторов, то есть в быстрых реакторах образуется больше топлива, чем потребляется!

Согласно оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов урана-235 хватит приблизительно на 85 лет – это на порядок меньше, чем нефти или газа. У такой ядерной энергетики долговременного будущего, по всей очевидности, нет. Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла.

Эта версия развития открывает к использованию все природные ресурсы урана (235 и 238), а также тория и наработанного оружейного плутония, и тогда разведанных запасов хватит на (по разным оценкам) приблизительно 2500 лет, с учётом неукоснительного роста энергопотребления и дефицита ресурсов по Мальтусу. Неудивительно, что бридеры с самого начала развития ядерной энергетики полагались будущей основой мировой ядерно-генерирующей индустрии. В роли «ограничителя» выступает уровень развития технологий: работа с быстрыми реакторами, подразумевающая замыкание топливного цикла, ещё требует дорогого и сложного комплекса по переработке и рециклу облучённого ядерного топлива. Но, несмотря на более высокие удельные затраты на переработку ОЯТ быстрых реакторов, меньшие требуемые объемы перерабатываемых материалов для получения единицы плутония делают этот процесс экономически чертовски выгодным – по сравнению с сегодняшней переработкой отходов тепловых реакторов.

К слову о накопленных радиоактивных отходах: быстрые реакторы позволяют перерабатывать оружейный плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). Отработанное топливо медленных реакторов – это новое топливо для будущей ядерной энергетики, и такое будущее уже наступает. И целых два предприятия, способных перерабатывать облучённое ядерное топливо, находятся в России. В мире таких заводов не многим больше, чем два российских.

Мировая гонка за быстрыми реакторами

Первый в мире ядерный реактор был «медленным»: он был построен Энрико Ферми под западными трибунами футбольного поля Чикагского университета из графитовых и урановых блоков, на 28 минут с помощью такой-то матери запущен в 1942-ом году и не имел решительно никакой защиты от радиации и системы охлаждения. По довольно точному описанию самого г-на Ферми, эта разработка выглядела как «сырая куча черных кирпичей и деревянных брёвен», чем фактически и являлась. Но уже тогда он мечтал построить быстрый реактор.

Первые быстрые реакторы, соответственно, и появились в Америке: в Лос-Аламос в 1946-ом заработал стенд «Клементина», в котором в качестве довольно экзотичного теплоносителя выступала ртуть; а в 1951-м в Айдахо был запущен первый энергетический реактор EBR-1 (Experimental Breeder Reactor) мощностью всего 0,2 МВт, который продемонстрировал возможность одновременного производства электроэнергии и ядерного топлива в одном устройстве и дал старт истории атомной энергетики. Позднее, в 1963 году, в Детройте был запущен опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах «Энрико Ферми» мощностью около 100 МВт, но спустя всего три года там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны – правда, без последствий для окружающей среды или людей.

Необходимая для советского атомного проекта возможность расширенного производства плутония была доказана на первом исследовательском советском реакторе с номенклатурно-незатейливым названием БР-1, запущенном в Обнинске в 1956-ом году. Получить же необходимые для разработки энергетического быстрого реактора данные удалось только на более старшей версии БР-5, созданной в 1959 году. Позднее, в 1970-ом, был пущен экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР (Димитровград), который до сих обеспечивает город теплом и электричеством. Далее технология была также отработана на первом в мире энергетическом реакторе на быстрых нейтронах БН-350, стартовавшем в 1973-м и занимавшимся энергогенерацией и опреснением воды в степях вплоть до его остановки в 1990-х годах. Впрочем, БН-350 был остановлен не по исчерпанию технического ресурса, а из-за опасений касательно качества обеспечения его эксплуатации после распада СССР.

В 1980-м , по состоянию на сегодня – единственный в мире действующий промышленный реактор на быстрых нейтронах. Сегодня на стадии технического проектирования уже находится реактор нового поколения БН-1200, предназначенный для серийного сооружения, – его ввод в эксплуатацию намечен на 2025. Также к 2020 на территории Сибирского химического комбината в Северске планируется запуск быстрого реактора на 300 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем – эта технология десятилетиями отрабатывалась в реакторах подводных лодок и ледоколов.

В конце 1950-х годов к лидерам ядерной гонки присоединились Англия и Франция со своими проектами. В 1986-м консорциум европейских стран подключил к сети реактор «Суперфеникс», при создании которого заимствовались некоторые решения, воплощенные ранее в советском БН-600, но в 1996 году проект был закрыт без права воскрешения. Дело в том, что стараниями масс-медиа вокруг «Суперфеникса» была раздута массовая истерия: строящийся реактор ассоциировался в первую очередь с наработкой плутония.

Раздутая в медийном поле катавасия вылилась в шестидесятитысячные акции протеста, перерастающие в уличные беспорядки, а через год после физического пуска, здание АЭС было в пять залпов обстреляно через Рону из советского противотанкового гранатомёта РПГ-7.

Существенного урона станции авторы этого праздника жизни, к счастью, нанести не смогли. Но проект вскоре был свернут. Впрочем, в 2010-ом французы вновь возвращаются к строительству реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – проект зовётся «Astrid», планируемая мощность – 600 МВт. И хотя Франция в своей программе быстрых реакторов опирается на собственные разработки, она по-прежнему в основном использует русские обогатительные производства.

Догнать и перегнать всех на свете стремятся китайцы, в том числе потому, что их здесь обошла Индия, которая после многочисленных переносов собирается в этом году провести физический пуск демонстрационного быстрого реактора собственной разработки PFBR-500. После его ввода Индия хочет приступить к строительству серии из шести коммерческих энергоблоков по 500 МВт каждый и на той же территории построить завод по переработке ядерного топлива, вовлекая свой ядерно-топливный торий, которого у них очень много.

Японцы, в свою очередь, вопреки ожидаемой реакции после фукусимской аварии, продолжают возрождение быстрого реактора «Мондзу», работавшего с 1994 по 1995 гг. К слову отметить, не стоит обманываться в отношении фукусимской трагедии: для ядерной энергетики вообще характерна цикличность развития. После каждой аварии (Трёхмильный остров, Чернобыль, Фукусима) интерес к АЭС слегка ослабевает, но потом потребности в электроэнергии снова диктуют свой категорический императив – и вот в эксплуатацию вводятся следующие поколения реакторов, с новыми типами защитных механизмов.

Всего в мире было разработано порядка 30 концепций быстрых реакторов, часть из которых была экспериментально отработана «в железе». Но похвастаться отработанными технологиями и безаварийной эксплуатацией промышленных быстрых реакторов в своём национальном портфолио на сегодня может только одна страна – и это Россия.

Сложная инженерия

Достоинства быстрых реакторов очевидны, равно как очевидна и инженерная сложность их создания. Отсутствие необходимых технологий – вот одна из ключевых причин, почему быстрые реакторы на текущий момент не получили более широкого распространения. Как отмечалось ранее, воду – замедлитель нейтронов – в быстрых реакторах использовать нельзя, поэтому используются металлы в жидком состоянии: от самого распространённого натрия до свинцово-висмутовых сплавов. Использование жидкометаллического теплоносителя в условиях многократно более интенсивного энерговыделения, чем в традиционных реакторах, ставит ещё одну серьёзную задачу – материаловедческую. Все компоненты корпуса реактора и внутриреакторных систем необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов, способных выдержать характерные для жидкого натрия в быстром реакторе 550°C.

Проблема подбора правильных материалов создала немало задач для неиссякаемой находчивости отечественных инженеров. Когда в активной зоне работающего реактора искривилась одна топливная сборка, чтобы её достать, французские атомщики изобрели сложный и дорогой способ «видения» сквозь слой жидкого натрия. Когда та же проблема возникла у русских, наши инженеры решили элегантно использовать простую видеокамеру, помещенную в своеобразный водолазный колокол – трубу с поддувом аргона сверху, что позволило операторам быстро и эффективно достать испорченные топливные элементы.

Разумеется, инженерная сложность быстрого реактора сказывается на его стоимости, которая в настоящее время – когда быстрые реакторы находятся скорее в концептуальном поле, – существенно выше, чем у тепловых реакторов. Все процессы по замыканию ядерно-топливного цикла также достаточно дорогие: технологии имеются, они отработаны, отрабатываются и развиваются, но их ещё предстоит вывести на потоковый коммерческий уровень. К счастью, для России это – вопрос ближайших двух-трёх десятилетий.

Мягкая сила быстрых нейтронов

Бесспорное технологическое превосходство России в области замыкания ядерно-топливного цикла, очевидно, должно получить стратегическую реализацию на мировой арене. Россия может принять на себя бремя лидерства по созданию такой мировой инфраструктуры, которая позволила бы обеспечить равный доступ всех заинтересованных государств к атомной энергии, но при этом надежно гарантировала бы соблюдение требований режима нераспространения. В плане реализации этой инициативы предусмотрены следующие направления:

Создание международных центров по обогащению урана (МЦОУ), первый из которых располагается в Ангарске;

Формирование международных центров по переработке и хранению ОЯТ (не всё же облизываться на наши просторы);

Создание международных центров по подготовке квалифицированного персонала для АЭС и проведение совместных научно-исследовательских работ в области защищенных от несанкционированного распространения ядерных технологий.

По состоянию на сегодня наиболее разработанной частью выдвинутой программы стал пункт о создании МЦОУ: подобные центры функционируют как совместные коммерческие предприятия, не пользующиеся государственной поддержкой. В совет директоров подобных предприятий должны входить представители власти, сотрудники компаний ядерно-топливного цикла и эксперты МАГАТЭ, притом последние окажутся консультантами без права голоса, чьей целью будет верификация работы центра и сертификация отдельных его действий. Соответственно, к технологиям обогащения неядерные страны допускаться не будут, а это вопрос довольно серьёзный.

К сожалению, остальные положения инициативы по созданию глобальной инфраструктуры ядерной энергетики не получили содержательного наполнения. В связи с чем возникает естественный вопрос: есть ли гарантии того, что эти версии политической эксплуатации технического потенциала не окажутся забытыми фантазиями на бумаге?

Для выхода из создавшейся ситуации, для привлечения широкого круга развивающихся стран, заинтересованных в мирном использовании ядерной энергетики, для старта программы международных центров ядерно-топливного цикла необходимо наполнить эти предложения прогностико-исследовательским и научно-техническим содержаниями.

Привлечённые к крупным исследовательским проектам в сфере экономики ядерной энергетики небольшие и развивающиеся государства способны увидеть свою конкретную выгоду от участия в реализации упомянутых инициатив и понять, какие изменения необходимы в их национальных программах.

Признанный передовой уровень технологии быстрых реакторов в России - единственной стране, эксплуатирующей промышленный реактор этого типа в сочетании с опытом переработки ядерного топлива, позволит России в долговременной перспективе претендовать на роль одного из лидеров мировой ядерной энергетики.

Успешная реализация российских предложений по созданию глобальной ядерной инфраструктуры является важным фактором для будущего развития мировой энергетики, не говоря уже о российском месте в этом развитии. Воплощение российских предложений может со временем не только обеспечить безопасность глобальной ядерной энергетики и её практически бесконечную топливную самообеспеченность, но и перекроить ландшафт рынка электроэнергетики в целом: угроза дефицита всех видов ископаемого топлива, включая уран, на определённом этапе станет гораздо ближе и реальнее, чем может показаться.

В ответ на растущие цены на углеводороды в мире последние лет этак двадцать наблюдается обострение интереса к альтернативной энергетике. Однако есть ряд оснований полагать, что единственной вменяемой альтернативой традиционной тепловой генерации может быть только ядерная энергетика. О сравнении перспектив ядерной энергетики и возобновляемой генерации написаны очень серьёзные и толстые книги, которые, вкратце, говорят, что в перспективе ближайших десятилетий нам светят быстрые реакторы – и технологическое лидерство России.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 года. Мощность ее была весьма скромной – 5 МВт. Однако она сыграла роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.

АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия – она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное – нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран-235.

Реакция деления протекает следующим образом. Ядро урана самопроизвольно распадается на несколько осколков; среди них есть частицы высокой энергии – нейтроны. В среднем на каждые 10 распадов приходится 25 нейтронов. Они попадают в ядра соседних атомов и разбивают их, высвобождая нейтроны и огромное количество тепла. При делении грамм урана выделяется столько же тепла, сколько при сгорании трех тонн каменного угля.

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимают из активной зоны, количество нейтронов, участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, освобождая скрытую в них тепловую энергию.

На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.

Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус-цилиндр с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее. И первый и второй контуры – замкнутые.

Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего надо реактор остановить и охладить. В России по этой схеме работают Нововоронежская, Кольская и другие АЭС.

В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.

Первая в мире Обнинская АЭС относится именно к этому типу. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.

Одной из серьезных проблем АЭС является утилизация ядерных отходов. Во Франции, к примеру, этим занимается крупная фирма «Кожема». Топливо, содержащее уран и плутоний, с большой осторожностью, в специальных транспортных контейнерах – герметичных и охлаждаемых – направляется на переработку, а отходы – на остекловывание и захоронение.

«Нам показали отдельные этапы переработки топлива, привезенного с АЭС с величайшей осторожностью, – пишет в журнале «Наука и жизнь» И. Лаговский. – Разгрузочные автоматы, камера разгрузки. Заглянуть в нее можно через окно. Толщина стекла в окне 1 метр 20 сантиметров. У окна манипулятор. Невообразимая чистота вокруг. Белые комбинезоны. Мягкий свет, искусственные пальмы и розы. Теплица с настоящими растениями для отдыха после работы в зоне. Шкафы с контрольной аппаратурой МАГАТЭ – международного агентства по атомной энергии. Операторский зал – два полукруга с дисплеями, – отсюда управляют разгрузкой, резанием, растворением, остекловыванием. Все операции, все перемещения контейнера последовательно отражаются на дисплеях у операторов. Сами залы работ с материалами высокой активности находятся довольно далеко, на другой стороне улицы.

Остеклованные отходы невелики по объему. Их заключают в стальные контейнеры и хранят в вентилируемых шахтах, пока не повезут на место окончательного захоронения…

Сами контейнеры являют собой произведение инженерного искусства, целью которого было соорудить нечто такое, что невозможно разрушить. Железнодорожные платформы, груженные контейнерами, пускали под откос, таранили на полном ходу встречными поездами, устраивали другие мыслимые и немыслимые аварии при перевозке – контейнеры выдерживали все».

После чернобыльской катастрофы 1986 года ученые стали сомневаться в безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности, реакторов типа РБМК. Тип ВВЭР в этом отношении более благополучен: авария на американской станции Тримайл-айленд в 1979 году, где частично расплавилась активная зона реактора, радиоактивность не вышла за пределы корпуса. В пользу ВВЭР говорит долгая безаварийная эксплуатация японских АЭС.

И, тем не менее, есть еще одно направление, которое, по мнению ученых, способно обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах, или реакторы-размножители. В них используется уран-238, но для получения не энергии, а горючего. Этот изотоп хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – плутоний-239. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны: им не нужны ни замедлители, ни поглотители – их роль играет уран-238. Называются они реакторами-размножителями, или бридерами (от английского слова «breed» – размножать). Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из перспективных направлений атомной энергетики.

В реакторах такого типа, кроме тепла, нарабатывается еще и вторичное ядерное топливо, которое можно использовать в дальнейшем. Здесь ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоноситель – жидкий натрий. Он циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго контура, а тот, в свою очередь, нагревает воду в пароводяном контуре, превращая ее в пар. Теплообменники изолированы от реактора.

Одна из таких перспективных станций – ей дали название Монзю – была построена в районе Шираки на побережье Японского моря в курортной зоне в четырехстах километрах к западу от столицы.

«Для Японии, – говорит руководитель отдела ядерной корпорации Кансаи К. Такеноучи, – использование реакторов-размножителей означает возможность уменьшить зависимость от привозного природного урана за счет многократного использования плутония. Поэтому понятно наше стремление к разработке и совершенствованию "быстрых реакторов", достижению технического уровня, способного выдержать конкуренцию с современными АЭС в отношении экономичности и безопасности.

Развитие реакторов-размножителей должно стать основной программой выработки электроэнергии в ближайшем будущем».

Строительство реактора Монзю – уже вторая стадия освоения реакторов на быстрых нейтронах в Японии. Первой было проектирование и постройка экспериментального реактора Джойо (что по-японски означает «вечный свет») мощностью 50-100 МВт, который начал работать в 1978 году. На нем исследовались поведение топлива, новые конструкционные материалы, узлы.

Проект Монзю стартовал в 1968 году. В октябре 1985 года начали сооружать станцию – рыть котлован. В процессе освоения площадки 2 миллиона 300 тысяч кубометров скального грунта было сброшено в море. Тепловая мощность реактора – 714 МВт. Топливом служит смесь окислов плутония и урана. В активной зоне 19 регулирующих стержней, 198 топливных блоков, в каждом из которых по 169 топливных стержней (тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов) диаметром 6,5 миллиметров. Они окружены радиальными топливовоспроизводящими блоками (172 штуки) и блоками нейтронных экранов (316 штук).

Весь реактор собран как матрешка, только разобрать его уже невозможно. Огромный корпус реактора, из нержавеющей стали (диаметр – 7,1 метра, высота – 17,8 метра), помещен в защитный кожух на случай, если при аварии разольется натрий.

«Стальные конструкции камеры реактора, – сообщает в журнале «Наука и жизнь» А Лаговский, – обечайки и стеновые блоки – в качестве защиты заполнены бетоном. Первичные натриевые системы охлаждения вместе с корпусом реактора окружены противоаварийной оболочкой с ребрами жесткости – ее внутренний диаметр 49,5 метра, а высота – 79,4 метра. Эллипсоидное дно этой громады покоится на сплошной бетонной подушке высотой 13,5 метра. Оболочка окружена полутораметровым кольцевым зазором, а далее следует толстый слой (1-1,8 метра) армированного бетона. Купол оболочки также защищен слоем армированного бетона толщиной 0,5 метра.

Вслед за противоаварийной оболочкой устроен еще один защитный корпус – вспомогательный – размером 100 на 115 метров, удовлетворяющий требованиям противосейсмического строительства. Чем не саркофаг?

Во вспомогательном корпусе реактора размещены вторичные системы натриевого охлаждения, пароводяные системы, топливные загрузочно-разгрузочные устройства, резервуар для хранения отработанного топлива. В отдельных помещениях расположены турбогенератор и резервные дизель-генераторы.

Прочность противоаварийной оболочки рассчитана как на избыточное давление в 0,5 атмосферы, так и на вакуум в 0,05 атмосферы. Вакуум может образоваться при выгорании кислорода в кольцевом зазоре, если разольется жидкий натрий. Все бетонные поверхности, которые могут войти в контакт с разлившимся натрием, сплошь облицованы стальными листами, достаточно толстыми для того, чтобы выдержать тепловые напряжения. Так защищаются на тот случай, которого вообще может и не произойти, поскольку должна быть гарантия и на трубопроводы, и на все другие части атомной установки».

Из книги Непознанное, отвергнутое или сокрытое автора Царева Ирина Борисовна

Из книги Большая Советская Энциклопедия (ПР) автора БСЭ

Из книги Большая Советская Энциклопедия (РЕ) автора БСЭ

Из книги Большая Советская Энциклопедия (ЯД) автора БСЭ

Ядерные боеприпасы Ядерные боеприпасы, боевые части ракет, торпед, авиационные (глубинные) бомбы, артиллерийские выстрелы, фугасы с ядерными зарядами. Предназначены для поражения различных целей, разрушения укреплений, сооружений и других задач. Действие Я. б. основано

Из книги Энциклопедический словарь крылатых слов и выражений автора Серов Вадим Васильевич

Из книги Эксплуатация электрических подстанций и распределительных устройств автора Красник В. В.

Из книги 100 великих тайн Востока [с иллюстрациями] автора Непомнящий Николай Николаевич

Из книги Большая энциклопедия консервирования автора Семикова Надежда Александровна

Из книги Большая энциклопедия техники автора Коллектив авторов

Из книги Бестселлер на миллион. Как написать, издать и раскрутить ваш бестселлер автора Масленников Роман Михайлович

Может собственных Платонов / И быстрых разумов Невтонов / Российская земля рождать Из оды «На день восшествия на престол императрицы Елизаветы» (1747) Михаила Васильевича Ломоносова (1711 - 1765).«Невтон» - старинное произношение имени английского физика и математика Исаака

Из книги автора

Что может собственных Платонов / И быстрых разумом Невтонов / Российская земля рождать Из «Оды на день восшествия на всероссийский престол ее Величества Государыни Императрицы Елисаветы Петровны 1747 года» Михаила Васильевича Ломоносова (1711 - 1765). «Невтон» -

Из книги автора

2.6. Заземление нейтралей трансформаторов. Дугогасящие реакторы для компенсации емкостных токов Электрические сети 35 кВ и ниже работают с изолированной нейтралью обмоток трансформаторов или заземлением через дугогасящие реакторы, сети 110 кВ и выше - с эффективным

Из книги автора

Из книги автора

Из книги автора

Реакторы химические Реакторы химические – устройства, обеспечивающие химические реакции. Различаются по конструкции, условиям протекания реакции, состоянию веществ, которые в реакторе взаимодействуют (их концентрации, давлению, температуре). В зависимости от

Из книги автора

Три раздела для самых быстрых Эта книга небольшая, так задумано специально. Как волшебный пинок! Прочитали – сделали – получили результат.Сейчас будут три раздела для самых активных. Если вы быстро схватываете, вам будет достаточно уже этих пяти страниц, чтобы совершить