Неутрони?
Неутроните са частици, които са част от повечето атомни ядра, заедно с протоните. По време на реакцията на ядрено делене ядрото на урана се разделя на две части и освен това излъчва няколко неутрона. Те могат да проникнат в други атоми и да предизвикат една или повече реакции на делене. Ако всеки неутрон, освободен по време на разпада на урановите ядра, удари съседни атоми, ще започне лавинообразна верига от реакции с освобождаване на все повече и повече енергия. Ако няма възпиращи средства, ще настъпи ядрен взрив.
Но в ядрен реакторЧаст от неутроните или излизат, или се поглъщат от специални абсорбери. Следователно броят на реакциите на делене остава същият през цялото време, точно това, което е необходимо за получаване на енергия. Енергията от реакцията на радиоактивно разпадане произвежда топлина, която след това се използва за генериране на пара за задвижване на турбината на електроцентралата.
Неутроните, които поддържат ядрената реакция постоянна, могат да имат различни енергии. В зависимост от енергията се наричат топлинни или бързи (има и студени, но те не са подходящи за АЕЦ). Повечето реактори в света са базирани на използването на топлинни неутрони, но Белоярската АЕЦ има бърз реактор. Защо?
Какви са предимствата?
В реактора на бързи неутрони част от неутронната енергия отива, както в конвенционалните реактори, за поддържане на реакцията на делене на основния компонент на ядреното гориво, уран-235. И част от енергията се абсорбира от обвивка, изработена от уран-238 или торий-232. Тези елементи са безполезни за конвенционалните реактори. Когато неутроните ударят ядрата им, те се превръщат в изотопи, подходящи за използване в ядрената енергия като гориво: плутоний-239 или уран-233.
Обогатен уран. За разлика от отработеното ядрено гориво, уранът не е толкова радиоактивен, че да трябва да се обработва само от роботи. Можете дори да го държите за кратко с ръце с дебели ръкавици. Снимка: Министерството на енергетиката на САЩ
Така реакторите с бързи неутрони могат да се използват не само за снабдяване с енергия на градове и фабрики, но и за производство на ново ядрено гориво от сравнително евтини суровини. Следните факти говорят в полза на икономическите ползи: килограм уран, претопен от руда, струва около петдесет долара, съдържа само два грама уран-235, а останалото е уран-238.
Реакторите на бързи неутрони обаче практически не се използват в света. BN-600 може да се счита за уникален. В момента не работят нито японският Монджу, нито френският Феникс, нито редица експериментални реактори в САЩ и Великобритания: реакторите с топлинни неутрони се оказаха по-лесни за конструиране и експлоатация. Има редица препятствия по пътя към реакторите, които могат да комбинират производството на енергия с производството на ядрено гориво. И съдейки по успешната му работа в продължение на 35 години, конструкторите на BN-600 успяха да заобиколят поне някои от препятствията.
Какъв е проблемът?
В натрий. Всеки ядрен реактор трябва да има няколко компонента и елемента: горивни възли с ядрено гориво, елементи за управление на ядрената реакция и охлаждаща течност, която абсорбира топлината, генерирана в устройството. Дизайнът на тези компоненти, съставът на горивото и охлаждащата течност може да се различават, но без тях реакторът е невъзможен по дефиниция.
В реактор на бързи неутрони е необходимо да се използва материал като охладител, който не задържа неутрони, в противен случай те ще се превърнат от бързи в бавни, топлинни. Призори ядрена енергиядизайнерите се опитаха да използват живак, но той разтвори тръбите вътре в реактора и започна да изтича. Нагретият отровен метал, който също стана радиоактивен под въздействието на радиацията, причини толкова много проблеми, че проектът за живачен реактор беше бързо изоставен.
Парчетата натрий обикновено се съхраняват под слой керосин. Въпреки че тази течност е запалима, тя не реагира с натрия и не отделя водни пари от въздуха към него. Снимка: Superplus / Wikipedia
BN-600 използва течен натрий. На пръв поглед натрият е малко по-добър от живака: той е изключително химически активен, реагира бурно с вода (с други думи, избухва, ако бъде хвърлен във вода) и реагира дори с вещества, съдържащи се в бетона. Въпреки това, той не пречи на неутроните и при правилното ниво на строителните работи и последващата поддръжка рискът от изтичане не е толкова голям. Освен това натрият, за разлика от водната пара, може да се изпомпва при нормално налягане. Струя пара от скъсан паропровод под налягане от стотици атмосфери разрязва метал, така че в този смисъл натрият е по-безопасен. Що се отнася до химическата активност, тя също може да се използва за добро. В случай на авария натрият реагира не само с бетон, но и с радиоактивен йод. Натриевият йодид вече не напуска сградата на атомната електроцентрала, докато газообразният йод представлява почти половината от емисиите по време на аварията в атомната електроцентрала във Фукушима.
Съветските инженери, които разработиха реактори на бързи неутрони, първо построиха експерименталния BR-2 (същият неуспешен, живак), а след това експерименталните BR-5 и BOR-60 с натрий вместо живак. Получените от тях данни позволиха да се проектира първият промишлен „бърз“ реактор BN-350, който беше използван в уникален ядрено-химически и енергиен завод - атомна електроцентрала, комбинирана с инсталация за обезсоляване на морска вода. В Белоярската АЕЦ е построен вторият реактор от типа BN - „бърз, натриев“.
Въпреки опита, натрупан до момента на пускането на BN-600, първите години бяха помрачени от поредица от течове на течен натрий. Нито един от тези инциденти не е представлявал радиационна заплаха за населението или е довел до сериозно облъчване на персонала на централата, а от началото на 90-те години течовете на натрий са спрени напълно. За да поставим това в глобален контекст, японският Монджу претърпя сериозно изтичане на течен натрий през 1995 г., което доведе до пожар и спиране на завода за 15 години. Само съветските дизайнери успяха да превърнат идеята за бърз неутронен реактор в промишлено, а не в експериментално устройство, чийто опит позволи на руските ядрени учени да разработят и построят следващото поколение реактор - BN-800.
BN-800 вече е построен. На 27 юни 2014 г. реакторът заработи на минимална мощност, а през 2015 г. се очаква енергиен пуск. Тъй като стартирането на ядрен реактор е много сложен процес, експертите разделят физическото стартиране (началото на самоподдържаща се верижна реакция) и енергийното стартиране, по време на което енергийният блок започва да доставя първите мегавати електроенергия на мрежата.
Белоярска АЕЦ, пулт за управление. Снимка от официалния сайт: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
В BN-800 конструкторите внедриха редица важни подобрения, включително, например, система за аварийно въздушно охлаждане на реактора. Разработчиците казват, че предимството му е независимостта от източници на енергия. Ако, както във Фукушима, електричеството изчезне в атомна електроцентрала, тогава потокът от охлаждащия реактор все още няма да изчезне - циркулацията ще се запази естествено, поради конвекция, издигащ се нагрят въздух. И ако ядрото се разтопи внезапно, радиоактивната стопилка няма да излезе навън, а в специален капан. И накрая, защитата срещу прегряване е голям запас от натрий, който в случай на авария може да абсорбира генерираната топлина, дори ако всички охладителни системи напълно се повредят.
След BN-800 се планира изграждането на реактор BN-1200 с още по-голяма мощност. Разработчиците очакват, че тяхното дете ще стане сериен реактор и ще се използва не само в Белоярската АЕЦ, но и в други станции. Засега обаче това са само планове; за мащабен преход към реактори на бързи неутрони все още трябва да бъдат решени редица проблеми.
Белоярска АЕЦ, строителна площадка на нов енергоблок. Снимка от официалния сайт: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
Какъв е проблемът?
По икономика и екология на горивото. Реакторите на бързи неутрони работят със смес от обогатен уранов оксид и плутониев оксид - това е така нареченото мокс гориво. Теоретично може да бъде по-евтино от конвенционалното гориво поради факта, че използва плутоний или уран-233 от евтин уран-238 или торий, облъчени в други реактори, но досега мокс горивото е по-ниско по цена от конвенционалното гориво. Оказва се един вид порочен кръг, който не е толкова лесно да се прекъсне: необходимо е да се прецизира технологията за изграждане на реактори, извличане на плутоний и уран от облъчения в реактора материал и да се осигури контрол върху неразпространение на висококачествени материали. Някои еколози, например представители на центъра с нестопанска цел Bellona, посочват големия обем отпадъци, произведени по време на преработката на облъчен материал, тъй като заедно с ценни изотопи в бърз неутронен реактор се образува значително количество радионуклиди, които трябва да бъдат погребани някъде.
С други думи, дори успешната работа на реактор на бързи неутрони сама по себе си не гарантира революция в ядрената енергетика. Това е необходимо, но не достатъчно условие за преминаване от ограничени запаси на уран-235 към много по-достъпни уран-238 и торий-232. Дали технолозите, участващи в процесите на преработка на ядрено гориво и погребване на ядрени отпадъци, ще се справят със задачите си е тема за отделна история.
Ядрената енергия винаги е получавала повишено внимание поради своите обещания. В света около двадесет процента от електроенергията се получава с помощта на ядрени реактори, а в развитите страни тази цифра за продукта на ядрената енергия е дори по-висока - повече от една трета от цялата електроенергия. Основният тип реактори обаче остават топлинните, като LWR и VVER. Учените смятат, че един от основните проблеми на тези реактори в близко бъдеще ще бъде недостигът на природно гориво, уран и неговия изотоп 238, необходими за извършване на верижна реакция на делене. Въз основа на възможното изчерпване на ресурсите на това естествено гориво за топлинни реактори се поставят ограничения върху развитието на ядрената енергия. Използването на ядрени реактори, използващи бързи неутрони, в които е възможно възпроизвеждане на гориво, се счита за по-обещаващо.
История на развитието
Въз основа на програмата на Министерството на атомната промишленост на Руската федерация в началото на века бяха поставени задачи за създаване и осигуряване на безопасна експлоатация на ядрени енергийни комплекси, модернизирани атомни електроцентрали от нов тип. Едно от тези съоръжения е Белоярската атомна електроцентрала, разположена на 50 километра близо до Свердловск (Екатеринбург), Решението за създаването й е взето през 1957 г., а през 1964 г. е пуснат в експлоатация първият блок.
Два от неговите блокове експлоатираха топлинни ядрени реактори, които към 80-90-те години на миналия век бяха изчерпали ресурса си. В третия блок за първи път в света беше изпитан реакторът на бързи неутрони БН-600. По време на работата му бяха получени резултатите, планирани от разработчиците. Безопасността на процеса също беше отлична. През периода на изпълнение на проекта, който приключи през 2010 г., не са допуснати сериозни нарушения и отклонения. Крайният му срок изтича до 2025 г. Вече може да се каже, че ядрените реактори на бързи неутрони, които включват BN-600 и неговия наследник BN-800, имат голямо бъдеще.
Пускане на новия BN-800
Учени от OKBM Африкантов от Горки (днешен Нижни Новгород) подготви проект за четвърти енергоблок на Белоярската АЕЦ още през 1983 г. Поради аварията в Чернобил през 1987 г. и въвеждането на нови стандарти за безопасност през 1993 г. работата е спряна и изстрелването е отложено за неопределено време. Едва през 1997 г., след получаване на лиценз за изграждане на блок № 4 с реактор BN-800 с мощност 880 MW от Госатомнадзор, процесът се възобновява.
На 25 декември 2013 г. започна загряването на реактора за по-нататъшно постъпване на охлаждаща течност. През юни на четиринадесети, както беше планирано по план, настъпи маса, достатъчна за извършване на минимална верижна реакция. После нещата зациклиха. MOX горивото, съставено от делящи се оксиди на уран и плутоний, подобно на използваното в блок 3, не беше готово. Това е, което разработчиците искаха да използват в новия реактор. Трябваше да комбинирам и да търся нови варианти. В резултат на това, за да не се отлага пускането на енергийния блок, те решиха да използват ураново гориво в част от монтажа. Пускът на ядрения реактор БН-800 и блок № 4 се състоя на 10 декември 2015 г.
Описание на процеса
По време на работа в реактор с бързи неутрони в резултат на реакцията на делене се образуват вторични елементи, които, абсорбирани от урановата маса, образуват новосъздадения ядрен материал плутоний-239, способен да продължи процеса на по-нататъшно делене. Основното предимство на тази реакция е производството на неутрони от плутоний, който се използва като гориво за ядрени реактори в атомни електроцентрали. Наличието му позволява да се намали производството на уран, чиито запаси са ограничени. От килограм уран-235 можете да получите малко повече от килограм плутоний-239, като по този начин осигурите възпроизвеждане на гориво.
В резултат производството на енергия в атомните енергоблокове при минимално потребление на дефицитен уран и без ограничения на производството ще се увеличи стотици пъти. Смята се, че в този случай запасите от уран ще стигнат на човечеството за няколко десетки века. Оптималният вариант в ядрената енергетика за поддържане на баланс по отношение на минималното потребление на уран ще бъде съотношение 4 към 1, при което на всеки четири топлинни реактора ще се използва един, работещ на бързи неутрони.
Мишени BN-800
По време на експлоатацията на енергоблок № 4 на Белоярската АЕЦ на ядрения реактор бяха възложени определени задачи. Реакторът BN-800 трябва да работи с МОКС гориво. Малък проблем, възникнал в началото на работата, не промени плановете на създателите. Според директора на Белоярската АЕЦ г-н Сидоров пълният преход към МОКС гориво ще бъде извършен през 2019 г. Ако това се сбъдне, местният ядрен реактор на бързи неутрони ще стане първият в света, работещ изцяло с такова гориво. Той трябва да стане прототип за бъдещи подобни бързи реактори с течнометален охладител, по-производителни и по-безопасни. Въз основа на това BN-800 тества иновативно оборудване в работни условия, проверявайки правилното прилагане на нови технологии, които влияят върху надеждността и ефективността на енергийния блок.
class="eliadunit">
Проверка на работата нова системагоривен цикъл.
Тестове за изгаряне на радиоактивни отпадъци с дълъг живот.
Унищожаване на оръжеен плутоний, натрупан в големи количества.
BN-800, подобно на своя предшественик BN-600, трябва да стане отправна точка за руските разработчици да натрупат безценен опит в създаването и експлоатацията на бързи реактори.
Предимства на реактора на бързи неутрони
Използването на BN-800 и подобни ядрени реактори в ядрената енергетика позволява
Значително увеличаване на живота на запасите от уранови ресурси, което значително увеличава количеството получена енергия.
Способността да се намали продължителността на живота на радиоактивните продукти на делене до минимум (от няколко хиляди години до триста).
Повишаване безопасността на атомните електроцентрали. Използването на реактор с бързи неутрони позволява възможността за топене на активната зона да бъде изравнена до минимално ниво, може значително да повиши нивото на самозащита на съоръжението и да елиминира освобождаването на плутоний по време на обработката. Реактори от този тип с натриев охладител имат повишено нивосигурност.
На 17 август 2016 г. енергоблок № 4 на Белоярската АЕЦ достигна 100% мощност. От декември миналата година интегрираната система "Урал" получава енергия, генерирана от бърз реактор.
class="eliadunit">След пускането и успешната експлоатация на първата атомна електроцентрала в света през 1955 г. по инициатива на И. Курчатов беше взето решение за изграждане на промишлена атомна електроцентрала с канален реактор с вода под налягане в Урал. Характеристиките на този тип реактори включват прегряване на пара до високи параметри директно в активната зона, което отвори възможността за използване на серийно турбинно оборудване.
През 1958 г. в центъра на Русия, в едно от най-живописните кътчета на уралската природа, започва строителството на Белоярската атомна електроцентрала. За монтажниците тази станция започна през 1957 г. и тъй като темата за атомните електроцентрали беше затворена в онези дни, в кореспонденцията и живота тя се наричаше Белоярска държавна районна електроцентрала. Тази станция е стартирана от служители на доверието Uralenergomontazh. Чрез техните усилия през 1959 г. е създадена база с цех за производство на тръбопроводи за вода и пара (1 верига на реактора), построени са три жилищни сгради в село Заречный и започва строителството на основната сграда.
През 1959 г. на строителната площадка се появяват работници от тръста „Центроенергомонтаж“, на които е възложено да монтират реактора. В края на 1959 г. площадката за изграждане на атомната електроцентрала е преместена от Дорогобуж, Смоленска област, а монтажните работи се ръководят от В. Невски, бъдещият директор на Белоярската АЕЦ. Цялата работа по инсталирането на термично механично оборудване беше изцяло прехвърлена на доверието на Центроенергомонтаж.
Интензивният период на изграждане на Белоярската АЕЦ започва през 1960 г. По това време монтажниците, заедно със строителните работи, трябваше да усвоят нови технологии за монтаж на неръждаеми тръбопроводи, облицовки на специални помещения и хранилища за радиоактивни отпадъци, монтаж на реакторни конструкции, графитни зидарии, автоматично заваряване и др. Учихме в движение от специалисти, които вече са участвали в изграждането на ядрени съоръжения. След като преминаха от технологията за инсталиране на топлоелектрически централи към инсталирането на оборудване за атомни електроцентрали, работниците от Центроенергомонтаж успешно изпълниха задачите си и на 26 април 1964 г. първият енергоблок на Белоярската АЕЦ с AMB-100 реакторът достави първия ток към енергийната система на Свердловск. Това събитие, заедно с пускането в експлоатация на 1-ви енергоблок на Нововоронежката АЕЦ, означаваше раждането на голямата ядрена енергетика на страната.
Реакторът AMB-100 беше по-нататъшно подобрение в конструкцията на реактора на първата в света атомна електроцентрала в Обнинск. Това беше канален реактор с по-високи топлинни характеристики на активната зона. Получаването на пара с високи параметри поради ядрено прегряване директно в реактора беше голяма стъпка напред в развитието на ядрената енергетика. реакторът работеше в един блок с турбогенератор 100 MW.
Конструктивно реакторът на първия енергиен блок на Белоярската АЕЦ се оказа интересен с това, че беше създаден практически без рамка, т.е. реакторът нямаше тежък, многотонен, издръжлив корпус, като например водно охлаждан реактор ВВЕР с водно охлаждане с подобна мощност с дължина на тялото 11-12 m, с диаметър 3-3,5 m, дебелина на стената и дъното 100-150 mm или повече. Възможността за изграждане на атомни електроцентрали с реактори с отворен канал се оказа много примамлива, тъй като освободи заводите за тежко машиностроене от необходимостта да произвеждат стоманени продукти с тегло 200-500 т. Но прилагането на ядрено прегряване директно в реактора се оказа да е свързано с добре известни трудности при регулиране на процеса, особено по отношение на наблюдението на неговото протичане, с изискването за прецизна работа на много инструменти, наличието на голям брой тръби с различни размери под високо налягане и др.
Първият блок на Белоярската АЕЦ достигна пълната си проектна мощност, но поради относително малката инсталирана мощност на блока (100 MW), сложността на технологичните му канали и следователно високата цена, цената на 1 kWh електроенергия се оказа значително по-висок от този на топлоцентралите в Урал.
Вторият блок на Белоярската АЕЦ с реактор АМБ-200 беше построен по-бързо, без голямо напрежение в работата, тъй като строително-монтажният екип беше вече подготвен. Реакторната инсталация е значително подобрена. Имаше едноконтурна охлаждаща верига, която опрости технологичния дизайн на цялата атомна електроцентрала. Точно както в първия енергиен блок, основна характеристикаРеакторът AMB-200 произвежда пара с високи параметри директно в турбината. На 31 декември 1967 г. енергоблок № 2 е включен в мрежата - с това завършва изграждането на 1-ви етап на станцията.
Значителна част от историята на експлоатация на 1-ви етап на БАЕЦ беше изпълнена с романтика и драма, характерни за всичко ново. Това беше особено вярно през периода на блоково развитие. Смяташе се, че не би трябвало да има проблеми с това - имаше прототипи от реактора AM „Първият в света“ до промишлени реактори за производство на плутоний, върху които се основаваха основни концепции, технологии, дизайнерски решения, много видове оборудване и системи и дори бяха изпитани значителна част от технологичните режими. Оказа се обаче, че разликата между индустриалната атомна електроцентрала и нейните предшественици е толкова голяма и уникална, че възникнаха нови, непознати досега проблеми.
Най-големият и най-очевиден от тях беше незадоволителната надеждност на каналите за изпарение и прегряване. След кратък период на тяхната експлоатация се появи разхерметизиране на газовете на горивните елементи или изтичане на топлоносител с неприемливи последици за графитната зидария на реакторите, технологичните режими на работа и ремонт, радиационното облъчване на персонала и околната среда. Според тогавашните научни канони и изчислителни стандарти това не трябваше да се случва. Задълбочените изследвания на това ново явление ни принудиха да преразгледаме установените идеи за основните закони на кипящата вода в тръбите, тъй като дори при ниска плътност на топлинния поток възникна неизвестен преди това тип криза на топлопреминаване, която беше открита през 1979 г. В.Е. Дорошчук (VTI) и впоследствие наречен „криза на топлопренос от втори вид“.
През 1968 г. е взето решение за изграждане на трети енергоблок с реактор на бързи неутрони в Белоярската АЕЦ - БН-600. Научно ръководствоСъздаването на BN-600 е извършено от Института по физика и енергетика, проектирането на реакторната централа е извършено от Конструкторското бюро за експериментално машиностроене, а общият проект на блока е извършен от Ленинградския филиал на Атомелектропроект. Блокът е построен от главен изпълнител - тръст "Уралэнергострой".
При проектирането му е взет предвид опитът от експлоатацията на реакторите БН-350 в Шевченко и реактора БОР-60. За BN-600 е възприето по-икономично и структурно успешно интегрално оформление на първи контур, според което активната зона на реактора, помпите и междинните топлообменници са разположени в един корпус. Корпусът на реактора с диаметър 12,8 m и височина 12,5 m е монтиран върху ролкови опори, фиксирани към основната плоча на шахтата на реактора. Масата на сглобения реактор е 3900 тона, а общото количество натрий в инсталацията надхвърля 1900 тона. Биологична защитае изработен от стоманени цилиндрични сита, стоманени заготовки и тръби с графитен пълнител.
Изискванията за качество на монтажните и заваръчните работи за BN-600 се оказаха с порядък по-високи от постигнатите по-рано и монтажният екип трябваше спешно да преквалифицира персонала и да усвои нови технологии. Така през 1972 г., когато се сглобява корпус на реактор от аустенитни стомани, бе използван бетатрон за първи път за контрол на предаването на големи заварки.
Освен това при монтажа на вътрешните устройства на реактор БН-600 бяха наложени специални изисквания за чистота и бяха записани всички части, внасяни и изнасяни от вътрешнореакторното пространство. Това се дължи на невъзможността за по-нататъшно промиване на реактора и тръбопроводите с натриев охладител.
Голяма роля в развитието на технологията за монтаж на реактори играе Николай Муравьов, който е поканен да работи от него Нижни Новгород, където преди това е работил в проектантско бюро. Той беше един от разработчиците на проекта за реактор BN-600 и по това време вече беше пенсиониран.
Монтажният екип изпълни успешно възложените задачи по инсталиране на блока за бързи неутрони. Напълването на реактора с натрий показа, че чистотата на веригата се поддържа дори по-висока от изискваната, тъй като точката на течливост на натрия, която зависи в течния метал от наличието на чужди замърсители и оксиди, се оказа по-ниска от постигнатата по време инсталирането на реактори BN-350, BOR-60 в СССР и атомни електроцентрали "Феникс" във Франция.
Успехът на монтажните екипи при изграждането на Белоярската АЕЦ до голяма степен зависеше от ръководителите. Първо беше Павел Рябуха, после дойде младият енергичен Владимир Невски, после го смени Вазген Казаров. В. Невски направи много за формирането на екип от монтажници. През 1963 г. е назначен за директор на Белоярската атомна електроцентрала, а по-късно оглавява Главатоменерго, където работи усилено за развитието на атомната енергетика на страната.
И накрая, на 8 април 1980 г. се състоя енергийният пуск на енергоблок № 3 на Белоярската АЕЦ с реактора на бързи неутрони БН-600. Някои конструктивни характеристики на BN-600:
- електрическа мощност – 600 MW;
- топлинна мощност – 1470 MW;
- температура на парата – 505 o C;
- налягане на парата – 13,7 MPa;
- брутна термодинамична ефективност – 40,59%.
Трябва да се обърне специално внимание на опита при работа с натрий като охладител. Има добри термофизични и задоволителни ядрени физични свойства и е добре съвместим с неръждаеми стомани, уран и плутониев диоксид. И накрая, не е оскъден и сравнително евтин. Той обаче е много химически активен, поради което използването му изисква решаването на поне два сериозни проблема: минимизиране на вероятността от изтичане на натрий от циркулационни вериги и междуконтурни течове в парогенераторите и осигуряване на ефективно локализиране и прекратяване на горенето на натрий в случай на на теч.
Първата задача като цяло беше доста успешно решена на етапа на разработване на проекти за оборудване и тръбопроводи. Интегралното оформление на реактора се оказа много успешно, при което цялото основно оборудване и тръбопроводи на 1-ви контур с радиоактивен натрий бяха „скрити“ вътре в корпуса на реактора и следователно изтичането му по принцип беше възможно само от няколко спомагателни системи.
И въпреки че BN-600 днес е най-големият енергоблок с реактор на бързи неутрони в света, Белоярската АЕЦ не е една от атомните електроцентрали с голяма инсталирана мощност. Неговите различия и предимства се определят от новостта и уникалността на производството, неговите цели, технология и оборудване. Всички реакторни инсталации на БелАЕЦ бяха предназначени за пилотно промишлено потвърждение или отказ на технически идеи и решения, заложени от проектанти и конструктори, изследване на технологични режими, конструктивни материали, горивни елементи, системи за управление и защита.
И трите енергоблока нямат преки аналози нито у нас, нито в чужбина. Те въплътиха много от идеите за бъдещото развитие на ядрената енергетика:
- изградени и пуснати в експлоатация енергоблокове с промишлени канални водно-графитни реактори;
- използвани са серийни турбоагрегати с високи параметри с КПД на топлоенергийния цикъл от 36 до 42%, каквито няма нито една атомна електроцентрала в света;
- използвани са горивни възли, чийто дизайн изключва възможността за навлизане на раздробителна активност в охлаждащата течност дори когато горивните пръти са унищожени;
- въглеродна стомана е използвана в първи контур на реактора на 2-ри блок;
- до голяма степен е усвоена технологията за използване и работа с течен метален охладител;
Белоярската АЕЦ беше първата атомна електроцентрала в Русия, която на практика се сблъска с необходимостта от решаване на проблема с извеждането от експлоатация на отработените реакторни централи. Развитието на тази област на дейност, която е много актуална за цялата ядрена енергетика, имаше дълъг инкубационен период поради липсата на организационна и нормативна документна база и нерешения проблем с финансовата подкрепа.
Повече от 50-годишният период на експлоатация на Белоярската АЕЦ има три доста ясно разграничени етапа, всеки от които имаше свои области на дейност, специфични трудности при изпълнението му, успехи и разочарования.
Първият етап (от 1964 г. до средата на 70-те години) беше изцяло свързан с пускането, разработването и постигането на проектното ниво на мощност на енергийните блокове от 1-ви етап, много реконструкция и решаване на проблеми, свързани с несъвършен дизайн на блокове, технологични режими и осигуряване на устойчива работа на горивните канали. Всичко това изискваше огромни физически и интелектуални усилия от персонала на станцията, които, за съжаление, не бяха увенчани с увереност в правилността и перспективите за избор на урано-графитни реактори с ядрено прегряване на пара за по-нататъчно развитиеядрена енергия. Въпреки това, най-значимата част от натрупания експлоатационен опит на 1-ви етап беше взета предвид от дизайнерите и конструкторите при създаването на урано-графитни реактори от следващо поколение.
Началото на 70-те години беше свързано с избора на нова посока за по-нататъшното развитие на ядрената енергетика на страната - инсталации с бързи неутронни реактори с последваща перспектива за изграждане на няколко енергийни блока с реактори-размножители, използващи смесено уран-плутониево гориво. При определяне на мястото за изграждане на първия пилотен промишлен блок с бързи неутрони изборът падна върху Белоярската АЕЦ. Този избор беше значително повлиян от признаването на способността на строителните екипи, монтажниците и персонала на централата да изградят правилно този уникален енергоблок и впоследствие да осигурят неговата надеждна работа.
Това решение отбеляза втория етап от развитието на Белоярската АЕЦ, който в по-голямата си част беше завършен с решението на Държавната комисия да приеме завършеното строителство на енергоблока с реактор БН-600 с оценка „отличен“, рядко се използва в практиката.
Осигуряването на качеството на работа на този етап беше поверено на най-добрите специалистикакто от строително-монтажните предприемачи, така и от оперативния персонал на гарата. Персоналът на централата придоби богат опит в настройката и овладяването на оборудването на атомната електроцентрала, което беше активно и ползотворно използвано по време на пускането в експлоатация на атомните електроцентрали в Чернобил и Курск. Специално трябва да се спомене АЕЦ Билибино, където в допълнение към работата по въвеждане в експлоатация беше извършен задълбочен анализ на проекта, въз основа на който бяха направени редица значителни подобрения.
С пускането в експлоатация на третия блок започва третият етап от съществуването на станцията, който продължава повече от 35 години. Целите на този етап бяха постигане на проектните параметри на блока, потвърждаване на практика жизнеспособността на проектните решения и придобиване на експлоатационен опит за последващо разглеждане при проектирането на сериен блок с реактор-размножител. Всички тези цели вече са успешно постигнати.
Концепциите за безопасност, заложени в проекта на блока, като цяло бяха потвърдени. Тъй като точката на кипене на натрия е почти 300 o C по-висока от Работна температура, реакторът BN-600 работи почти без налягане в корпуса на реактора, който може да бъде изработен от високопластична стомана. Това на практика елиминира възможността за бързо развитие на пукнатини. А триконтурната схема за пренос на топлина от активната зона на реактора с увеличаване на налягането във всяка следваща верига напълно елиминира възможността радиоактивен натрий от 1-ви контур да попадне във втория (нерадиоактивен) контур и още повече в пара-вода трети кръг.
Потвърждение за постигнатото високо ниво на безопасност и надеждност на BN-600 е анализът на безопасността, извършен след аварията в Чернобилската атомна електроцентрала, който не разкри необходимостта от спешни технически подобрения. Статистиката за задействане на аварийни защити, аварийни спирания, непланирани намаления на работната мощност и други повреди показва, че реакторът BN-6OO е поне сред 25% от най-добрите ядрени блокове в света.
Според резултатите от годишния конкурс, Белоярската АЕЦ през 1994, 1995, 1997 и 2001 г. получи титлата „Най-добра АЕЦ в Русия“.
Енергоблок № 4 с реактора на бързи неутрони БН-800 е в предпусков етап. Новият 4-ти енергоблок с реактор БН-800 с мощност 880 MW беше изведен на минимално контролирано ниво на мощност на 27 юни 2014 г. Енергийният блок е предназначен за значително разширяване на горивната база на ядрената енергия и минимизиране на радиоактивните отпадъци чрез организиране на затворен цикъл на ядрено гориво.
Разглежда се възможността за по-нататъшно разширение на Белоярската АЕЦ с енергоблок № 5 с бърз реактор с мощност 1200 MW - основният търговски енергоблок за серийно строителство.
Когато ни кажат например, че „е построена електроцентрала на слънчеви панели с мощност 1200 MW“, това изобщо не означава, че тази слънчева електроцентрала ще осигури същото количество електроенергия като ВВЕР-1200 ядрен реактор осигурява. Слънчевите панели не могат да работят през нощта - следователно, ако се осреднят за сезоните, те не работят половината от деня и това вече намалява коефициента на капацитет наполовина. Слънчевите панели, дори и най-новите разновидности, работят много по-зле при облачно време, а средните стойности тук също не са обнадеждаващи - облаците с дъжд и сняг, мъглите намаляват капацитета наполовина. „ВЕЦ с мощност 1200 MW“ звучи звънливо, но трябва да имаме предвид цифрата от 25% - тази мощност може да бъде използвана технологично само с ¼.
Слънчевите панели, за разлика от атомните електроцентрали, работят не 60-80 години, а 3-4 години, губейки възможността за преобразуване слънчева светлинав електрически ток. Можете, разбира се, да говорите за някакво „по-евтино поколение“, но това е чиста измама. Слънчевите електроцентрали изискват големи площи, досега никой не се е занимавал с проблемите с изхвърлянето на използвани слънчеви панели навсякъде. Рециклирането ще изисква разработването на доста сериозни технологии, които едва ли ще зарадват околната среда. Ако говорим за електроцентрали, използващи вятър, тогава думите ще трябва да се използват почти същите, тъй като в този случай коефициентът на мощност е около една четвърт от инсталираната мощност. Понякога вместо вятър има затишие, понякога вятърът е толкова силен, че принуждава „мелниците“ да спрат, тъй като застрашава целостта на структурата им.
Капризите на времето на възобновяемите енергийни източници
Няма спасение от втората „ахилесова пета“ на възобновяемите енергийни източници. Базираните на тях електроцентрали работят не когато генерираната от тях електроенергия е необходима на потребителите, а когато времето навън е слънчево или вятърът е с подходяща сила. Да, такива електроцентрали могат да генерират електричество, но какво ще стане, ако електропреносните мрежи не могат да го приемат? Вятърът духа през нощта, можете да включите вятърни електроцентрали, но през нощта вие и аз спим, а предприятията не работят. Да, такива традиционни електроцентрали, базирани на възобновяеми ресурси, като водноелектрическите централи, са в състояние да се справят с този проблем чрез увеличаване на изтичането на вода на празен ход („покрай турбината“) или просто натрупване на запас от вода в своите резервоари, но при наводнения не им е толкова лесно. А за слънчевите и вятърните електроцентрали технологиите за съхранение на енергия не са толкова развити, че да „съхранят” генерираната електроенергия за момента, в който потреблението на мрежата се увеличи.
Има и другата страна на монетата. Ще инвестира ли инвеститор в изграждането, да речем, на газова електроцентрала в регион, където се инсталират големи количества слънчеви панели? Как можете да възстановите инвестираните пари, ако „вашата“ електроцентрала не работи половината от времето? Срок на изплащане, банкова лихва... „О, защо ми трябва това? главоболие!» - заявява предпазливият капиталист и не строи нищо. И тук имаме метеорологична аномалия, валя една седмица при пълно затишие. И виковете на възмутените потребители, принудени да пуснат дизелови генератори на предните си тревни площи, се превръщат в тътен. Не можеш да принудиш инвеститорите да строят ТЕЦ, без облаги и субсидии от държавата те няма да рискуват. И това във всеки случай се превръща в допълнителна тежест за държавните бюджети, както и в случай, че държавата, след като не е намерила съпричастни инвеститори, сама построи ТЕЦ.
Чуваме много за това колко слънчеви панели се използват в Германия, нали? Но в същото време броят на електроцентралите, работещи с местни кафяви въглища в страната, нараства, безмилостно изхвърляйки в атмосферата същото „е-две“, с което трябва да се борим, докато изпълняваме условията на Парижкото споразумение от 2015 г. „Кафявите електроцентрали“ са принудени да изградят федералното правителство на Германия, управляващите органи на федералните провинции - те нямат друг избор, в противен случай същите фенове на „зелената енергия“ ще излязат на улицата, за да протестират поради факта, че няма ток в контактите им, които вечер трябва да седите до фенерче.
Преувеличаваме, разбира се, но само за да направим абсурдността на ситуацията по-очевидна. Ако производството на електроенергия буквално зависи от времето, то се оказва, че е технически невъзможно да се задоволят основните нужди от електроенергия чрез слънцето и вятъра. Да, теоретично е възможно да се свърже цяла Европа с Африка с допълнителни електропроводи (електропроводи), така че течението от слънчевата Сахара да стигне до къщи, стоящи на мрачния бряг на Северно море, но това струва абсолютно невероятни пари , чийто период на изплащане е близо до безкрайност. Трябва ли да има въглищна или газова до всяка слънчева централа? Нека повторим, но изгарянето на въглеводородни енергийни ресурси в електроцентралите не прави възможно пълното прилагане на разпоредбите на Парижкото споразумение за намаляване на емисиите на CO 2 .
Атомната централа като основа на „зелената енергия“
Задънен край? За тези страни, които са решили да се отърват от ядрената енергия, това е всичко. Разбира се, те търсят изход от него. Те подобряват системите за изгаряне на въглища и газ, изоставят електроцентралите с мазут, полагат усилия за повишаване на ефективността на пещите, парогенераторите и котлите и увеличават усилията за използване на енергоспестяващи технологии. Това е добре, това е полезно, това трябва да се направи. Но Русия и нейните РосатомТе предлагат много по-радикален вариант – да се построи АЕЦ.
Изграждане на атомна електроцентрала, Снимка: rusatom-overseas.com
Този метод изглежда ли ви парадоксален? Нека го погледнем от логическа гледна точка. Първо, няма емисии на CO 2 от ядрени реактори като такива - няма химична реакция, пламъкът не бучи буйно в тях. Следователно изпълнението на условията на Парижкото споразумение „се осъществява“. Вторият момент е мащабът на производството на електроенергия в атомните електроцентрали. В повечето случаи площадките на атомните електроцентрали имат поне два или дори четирите реактора; общият им инсталиран капацитет е огромен, а коефициентът на мощност постоянно надхвърля 80%. Този „пробив” на електроенергия е достатъчен, за да задоволи нуждите не само на един град, а на цял регион. Но ядрените реактори „не обичат“, когато мощността им се променя. Съжаляваме, сега ще има няколко технически подробности, за да стане по-ясно какво имаме предвид.
Системи за управление и защита на ядрени реактори
Принципът на работа на енергийния реактор не е толкова сложен схематично. Енергията на атомните ядра се преобразува в топлинна енергия на охлаждащата течност, топлинната енергия се преобразува в механична енергия на ротора на електрическия генератор, който от своя страна се преобразува в електрическа енергия.
Атомно – термично – механично – електрическо, това е един вид енергиен цикъл.
В крайна сметка електрическата мощност на реактора зависи от мощността на контролираната, контролирана атомна верижна реакция на делене на ядрено гориво. Подчертаваме – контролирани и управляеми. За съжаление от 1986 г. добре знаем какво се случва, ако верижната реакция излезе извън контрол и управление.
Как се наблюдава и контролира хода на верижната реакция, какво трябва да се направи, за да се гарантира, че реакцията не се разпространи незабавно върху целия обем уран, съдържащ се в „ядрения котел“? Нека си припомним училищните истини, без да навлизаме в научните подробности на ядрената физика - това ще бъде напълно достатъчно.
Какво е верижна реакция „на пръсти“, ако някой е забравил: един неутрон пристигна, изби два неутрона, два неутрона избиха четири и т.н. Ако броят на тези много свободни неутрони стане твърде голям, реакцията на делене ще се разпространи в целия обем на урана, заплашвайки да се развие в „голям взрив“. Да, разбира се, ядрен взривняма да се осъществи, изисква съдържанието на изотопа уран-235 в горивото да надвишава 60%, а в енергийните реактори обогатяването на горивото да не надвишава 5%. Но дори и без атомна експлозияпроблемите ще са ти над главата. Охлаждащата течност ще прегрее, налягането й в тръбопроводите ще се повиши свръхкритично, след разрушаването им целостта на горивните касети може да бъде нарушена и всички радиоактивни вещества ще излязат извън реактора, безумно замърсявайки околните райони и избухвайки в атмосферата. Подробностите за аварията в атомната електроцентрала в Чернобил обаче са известни на всички, няма да ги повтаряме.
Авария в атомната електроцентрала в Чернобил, Снимка: meduza.io
Един от основните компоненти на всеки ядрен реактор е системата за управление и защита. Свободните неутрони не трябва да са повече от строго изчислена стойност, но не трябва да са по-малки от тази стойност - това ще доведе до отслабване на верижната реакция, атомната електроцентрала просто ще „спре“. Вътре в реактора трябва да има вещество, което абсорбира излишните неутрони, но в количество, което позволява верижната реакция да продължи. Ядрените физици отдавна са разбрали кое вещество прави това най-добре - изотопът бор-10, така че системата за контрол и защита също се нарича просто "бор".
Пръти с бор са включени в конструкцията на реактори с графит и воден забавител, за тях има същите технологични канали като за горивни пръти и горивни елементи. Броячите на неутрони в реактора работят непрекъснато, като автоматично дават команди на системата, която управлява борните пръти, която движи прътите, потапя ги в или ги изважда от реактора. В началото на горивната сесия в реактора има много уран - борните пръти са потопени по-дълбоко. Времето минава, уранът изгаря и борните пръти започват постепенно да се отстраняват - броят на свободните неутрони трябва да остане постоянен. Да, отбелязваме, че над реактора има и „аварийни“ борни пръти. В случай на нарушения, които потенциално могат да изкарат верижната реакция извън контрол, те незабавно се потапят в реактора, убивайки верижната реакция в зародиш. Тръбопроводът се е спукал, възникнало е изтичане на охлаждаща течност - това е риск от прегряване, аварийните борни пръти се задействат незабавно. Нека спрем реакцията и полека-лека да разберем какво точно се е случило и как да отстраним проблема, като рискът трябва да бъде намален до нула.
Има различни неутрони, но имаме един и същ бор
Простата логика, както виждате, показва, че увеличаването и намаляването на енергийната мощност на ядрен реактор - "енергийна маневра", както казват енергетиците - е много трудна работа, която се основава на ядрената физика и квантовата механика. Малко „навътре в процеса“, не твърде далеч, не се страхувайте. При всяка реакция на делене на ураново гориво се образуват вторични свободни неутрони - същите, които в училищната формула „избиха два неутрона“. В енергиен реактор два вторични неутрона са твърде много, за управляемост и контролируемост на реакцията е необходим коефициент 1,02. Пристигнаха 100 неутрона, 200 неутрона бяха избити и от тези 200 вторични неутрона 98 трябва да „изядат“, да погълнат същия този бор-10. Борът потиска прекалената активност, ние ви го казваме със сигурност.
Но помнете какво се случва, ако нахраните дете с кофичка сладолед - то с удоволствие ще изяде първите 5-6 порции и след това ще си отиде, защото „не може да се побере повече“. Хората са направени от атоми и следователно характерът на атомите не се различава от нашия. Бор-10 може да яде неутрони, но не безкраен брой, същото „не може да се побере повече“ определено ще дойде. Брадатите мъже в бели престилки в атомната електроцентрала подозират, че много хора осъзнават, че в сърцето си ядрените учени остават любопитни деца, така че се опитват да използват възможно най-„зрял“ речник. Борът в техния речник не е „изяден от неутрони“, а „изгорен“ - това звучи много по-уважавано, ще се съгласите. По един или друг начин, всяко изискване от страна на електрическата мрежа за „изключване на реактора“ води до по-интензивно изгаряне на системата за защита и контрол на бора и причинява допълнителни затруднения.
Модел на бърз неутронен реактор, Снимка: topwar.ru
С коефициент 1,02 всичко също не е толкова просто, тъй като в допълнение към бързите вторични неутрони, които се появяват веднага след реакцията на делене, има и забавени. След делене атомът на урана се разпада и от тези фрагменти също излитат неутрони, но след няколко микросекунди. Те са малко в сравнение с незабавните, само около 1%, но с коефициент 1,02 те са много важни, защото 1,02 е увеличение само с 2%. Следователно изчисляването на количеството бор трябва да се извършва с изключителна точност, като постоянно се балансира върху фината линия на „излизане на реакцията извън контрол - непланирано спиране на реактора“. Ето защо, в отговор на всяко искане, "дайте газ!" или „По-бавно, защо си толкова запален!“ започва верижна реакция на дежурната смяна на атомната електроцентрала, когато всеки ядрен работник от нейния персонал предлага по-голям брой идиоматични изрази...
И още веднъж за АЕЦ като основа на „зелената енергия“
А сега да се върнем там, откъдето спряхме - висок капацитет за производство на електроенергия, върху голяма територия, обслужвана от атомни електроцентрали. Колкото по-голяма е територията, толкова повече възможности има за разполагане на ВЕИ, захранвани от ВЕИ. Колкото повече са такива ES, толкова по-голяма е вероятността пиковото потребление да съвпадне с периода на най-голямото им генериране. Това е мястото, откъдето ще идва електричеството от слънчеви панели, това е мястото, откъдето ще идва вятърната енергия, това е мястото, където приливната вълна успешно ще удари страната и всички заедно ще изгладят пиковото натоварване, позволявайки на ядрените работници в атомна електроцентрала, за да пиете спокойно чай, гледайки монотонно, без прекъсване, работещи неутронни броячи.
Възобновяема енергия, hsto.org
Колкото по-спокойна е ситуацията в атомната електроцентрала, толкова по-дебели могат да станат бюргерите, тъй като могат да продължат безпроблемно да си приготвят колбасите на скара. Както можете да видите, няма нищо парадоксално в комбинацията от възобновяеми енергийни източници и ядрено производство като база, всичко е точно обратното - такава комбинация, ако светът сериозно е решил да се бори с емисиите на CO 2, е оптималният изход на ситуацията, без по никакъв начин да зачеркнем всички варианти за модернизация и подобрения на ТЕЦ, за които говорихме.
Продължавайки в стил „кенгуру“, предлагаме да „скочим“ до първото изречение на тази статия – за ограничеността на всякакви традиционни енергийни ресурси на планетата Земя. Поради това основната, стратегическа посока на развитие на енергетиката е завладяването на термоядрената реакция, но нейната технология е невероятно сложна и изисква координирани, съвместни усилия на учени и конструктори от всички страни, сериозни инвестиции и много години упорит труд. Колко време ще отнеме вече може да се познае с помощта на утайка от кафе или вътрешности на птици, но трябва да планирате, разбира се, за най-песимистичния сценарий. Трябва да търсим гориво, което може да осигури същото базово поколение възможно най-дълго. Изглежда, че има много петрол и газ, но населението на планетата също расте и все повече държави-кралства се стремят към същото ниво на потребление като в страните от „златния милиард“. Според геолозите на Земята са останали изкопаеми въглеводородни горива за 100-150 години, освен ако потреблението не расте с по-бързи темпове от сегашните. И изглежда, че ще се окаже така, тъй като населението развиващи се държавижадува за повишаване на нивото на комфорт...
Бързи реактори
Изходът от тази ситуация, предложен от руския ядрен проект, е известен; това е затварянето на ядрения горивен цикъл чрез включването в процеса на ядрени реактори-размножители и реактори на бързи неутрони. Размножителят е реактор, в който в резултат на горивна сесия изходът на ядрено гориво е повече от първоначално зареденото, размножителен реактор. Тези, които все още не са забравили напълно училищния курс по физика, могат да зададат въпроса: извинете, но какво ще кажете за закона за запазване на масата? Отговорът е прост - няма как, тъй като в ядрения реактор процесите са ядрени и законът за запазване на масата не важи в класическия си вид.
Преди повече от сто години Алберт Айнщайн свърза заедно масата и енергията в своята специална теория на относителността, а в ядрените реактори тази теория е строго практична. Общото количество енергия се запазва, но в този случай не става дума за запазване на общото количество маса. Огромен запас от енергия "спи" в атомите на ядреното гориво, освободени в резултат на реакцията на делене; ние използваме част от този резерв за собствена полза, а другата част по чудо превръща атомите на уран-238 в смес от атоми на плутониеви изотопи. Реакторите на бързи неутрони и само те позволяват превръщането на основния компонент на урановата руда - уран-238 - в горивен ресурс. Запасите от уран-235, изчерпани по съдържание и неизползвани в топлинни ядрени реактори, натрупани по време на експлоатацията на атомни електроцентрали с топлинни неутрони, възлизат на стотици хиляди тонове, които вече не трябва да се извличат от мини, които вече не се нуждаят да бъдат „ексфолирани“ от отпадъчна скала - в заводите за обогатяване има невероятно количество уран.
MOX гориво на една ръка разстояние
Теоретично е разбираемо, но не напълно, така че нека го опитаме отново „на пръсти“. Самото име „МОКС гориво“ е просто английско съкращение, изписано с букви от славянската азбука, което се изписва като МОКС. Обяснение – Mixed-Oxide fuel, свободен превод – „гориво от смесени оксиди“. По принцип този термин се отнася до смес от плутониев оксид и уранов оксид, но това е само основно. Тъй като нашите уважавани американски партньори не успяха да усвоят технологията за производство на МОКС-гориво от оръжеен плутоний, Русия също се отказа от този вариант. Но заводът, който изградихме, беше предварително проектиран да бъде универсален - той може да произвежда МОКС гориво от отработено гориво от топлинни реактори. Ако някой е чел статиите Geoenergetics.ruв тази връзка той си спомня, че изотопите на плутоний 239, 240 и 241 в отработеното гориво вече са „смесени“ - има 1/3 от тях всеки, така че в MOX горивото, създадено от отработено гориво, има смес от плутоний, вид микс вътре в микс.
Втората част от основната смес е обеднен уран. За да преувеличим: вземаме смес от плутониев оксид, извлечен от отработено ядрено гориво чрез процеса PUREX, добавяме уран-238 без собственик и получаваме МОКС гориво. В този случай уран-238 не участва във верижната реакция, „горят“ само смесените изотопи на плутоний. Но уран-238 не е просто „присъстващ“ - понякога, неохотно, от време на време той приема един неутрон, превръщайки се в плутоний-239. Част от този нов плутоний „изгаря“ веднага, докато някои просто нямат време да направят това преди края на горивната сесия. Това всъщност е цялата тайна.
Числата са произволни, взети от нищото, само за по-голяма яснота. Първоначалният състав на МОКС горивото е 100 килограма плутониев оксид и 900 килограма уран-238. Докато плутоният „гореше“, 300 кг уран-238 се превърнаха в допълнителен плутоний, от които 150 кг веднага „изгоряха“, а 150 кг нямаха време. Те извадиха горивната касета и „изтръскаха“ плутония от нея, но той се оказа с 50 килограма повече от първоначалното. Е, или същото, но с дърва: хвърлихте 2 трупа в камината, печката ви топли цяла нощ, а на сутринта извадихте... три трупа. От 900 кг безполезен уран-238, който не участва във верижната реакция, когато се използва като част от МОКС гориво, получихме 150 кг гориво, което веднага „изгоря“ за наша полза и 150 кг бяха оставени за по-нататъшно използване. И има 300 килограма по-малко от тези отпадъци, безполезен уран-238, което също не е лошо.
Действителните съотношения на обеднен уран-238 и плутоний в МОКС-гориво, разбира се, са различни, тъй като със 7% плутоний в МОКС-гориво сместа се държи почти по същия начин като конвенционалното ураново гориво с около 5% обогатяване на уран-235. Но цифрите, до които стигнахме, показват основен принцип MOX гориво - безполезният уран-238 се превръща в ядрено гориво, огромните му запаси се превръщат в енергиен ресурс. По груби изчисления, ако приемем, че на Земята спрем да използваме въглеводородни горива за производство на електроенергия и преминем само към използването на уран-238, това ще ни стигне за 2500 - 3000 години. Доста прилично време за овладяване на технологията на контролиран термоядрен синтез.
MOX горивото ни позволява едновременно да решим друг проблем - да намалим запасите от отработено гориво, натрупано във всички страни-членки на „ядрения клуб“, и да намалим количеството на радиоактивните отпадъци, натрупани в отработеното гориво. Въпросът тук не е за някакви чудодейни свойства на MOX горивото, всичко е по-прозаично. Ако отработеното ядрено гориво не се използва и се опитаме да го изпратим за вечно геоложко погребение, тогава всички високоактивни отпадъци, които съдържа, ще трябва да бъдат изпратени за погребване заедно с него. Но използването на технологии за преработка на отработеното ядрено гориво с цел извличане на плутоний от него волю или неволю ни принуждава да намалим обема на тези радиоактивни отпадъци. В борбата за използването на плутоний ние просто сме принудени да унищожаваме радиоактивни отпадъци, но в същото време процесът на такова унищожаване става много по-евтин - в края на краищата се използва плутоний.
MOX горивото е скъпо удоволствие, което трябва да стане евтино
В същото време производството на MOX гориво в Русия започна съвсем наскоро, дори и с най-новия, най-модерният технологичен реактор на бързи неутрони - BN-800, преходът към 100% използване на MOX гориво се извършва онлайн и също все още не е завършен . Съвсем естествено е, че в момента производството на МОКС гориво е по-скъпо от производството на традиционно ураново гориво. Намаляването на производствените разходи, както във всяка друга индустрия, е възможно преди всичко чрез масово, „конвейерно“ производство.
Следователно, за да бъде затварянето на ядрения горивен цикъл осъществимо от икономическа гледна точка, Русия се нуждае от по-голям брой реактори на бързи неутрони, което трябва да стане стратегическа линия за развитие на ядрената енергетика. Още реактори – добри и различни!
В същото време е необходимо да не се изпуска от поглед втората възможност за използване на МОКС-гориво - като гориво за реактори ВВЕР. Реакторите на бързи неутрони създават такова допълнително количество плутоний, което самите те не могат да използват реално - те просто не се нуждаят от толкова много, има достатъчно плутоний за реакторите ВВЕР. Вече писахме по-горе, че горивото MOX, в което 93% обеднен уран-238 представлява 7% плутоний, се държи почти по същия начин като конвенционалното ураново гориво. Но използването на МОКС-гориво в термичните реактори води до намаляване на ефективността на неутронните абсорбери, използвани във ВВЕР. Причината за това е, че бор-10 поглъща много по-зле бързите неутрони - това са неговите физически свойства, на които ние не можем да повлияем по никакъв начин. Същият проблем възниква и при аварийните борни пръти, чиято цел е незабавно да спрат верижната реакция в случай на аварийни ситуации.
Разумно решение е да се намали количеството на МОКС-гориво във ВВЕР до 30-50%, което вече се прилага в някои леководни реактори във Франция, Япония и други страни. Но дори и в този случай може да е необходимо да се модернизира борната система и да се извършат всички необходими обосновки за безопасност, сътрудничество с надзорните органи на МААЕ за получаване на лицензи за използване на МОКС гориво в топлинни реактори. Или накратко, ще трябва да се увеличи броят на борните пръчки, както тези, които са предназначени за контрол, така и тези, които се „съхраняват“ в случай на спешност. Но само развитието на тези технологии ще позволи да се премине към масово производство на този вид гориво и да се намалят разходите за неговото производство. В същото време това ще даде възможност за по-активно решаване на проблема с намаляването на количеството отработено ядрено гориво и по-активно използване на изчерпаните запаси от уран.
Перспективите са близки, но пътят не е лесен
Развитието на тази технология в комбинация с изграждането на реактори-размножители за енергиен плутоний - реактори на бързи неутрони - ще позволи на Русия не само да затвори ядрения горивен цикъл, но и да го направи икономически привлекателен. Големи перспективи има и за използването на гориво SNUP (смесено нитридно уран-плутониево гориво). Експерименталните горивни касети, облъчени в реактора BN-600 през 2016 г., вече са доказали своята ефективност както по време на реакторните тестове, така и въз основа на резултатите от следреакторните изследвания. Получените резултати дават възможност за продължаване на работата по обосноваване на използването на гориво SNUP при създаването на реакторна установка BREST-300 и модули на място за производство на гориво SNUP в изграждащия се в Северск експериментално-демонстрационен комплекс. BREST-300 ще ни позволи да продължим да развиваме технологиите, необходими за пълно затваряне на ядрения горивен цикъл, да предоставим по-пълно решение на проблемите с отработеното ядрено гориво и радиоактивните отпадъци и да приложим идеологията за „връщане на природата на толкова радиоактивност, колкото е била извлечено.” Реакторът BREST-300, подобно на реакторите BN, е реактор на бързи неутрони, което само подчертава правилността на стратегическата посока на развитие на ядрената енергетика - комбинация от реактори с вода под налягане и реактори на бързи неутрони.
Усвояването на технологията за 100% използване на МОКС-гориво на BN-800 също дава възможност за създаване на реактори BN-1200 - не само по-мощни, но и по-икономически изгодни. Решението за създаване на реактор BN-1200 в Русия е взето, което означава, че темпът на изследователската работа на ядрените специалисти ще трябва само да се увеличи, а създаването на MBIR, планирано за 2020 г., може значително да помогне за решаването на всички проблеми , в усвояването на технологията на ядрения цикъл с пълно затваряне на горивото. Русия беше и остава единствената страна, създала енергийни реактори с бързи неутрони, осигурявайки световното ни лидерство в тази най-важна област на ядрената енергетика.
Разбира се, всичко казано е само първо запознаване с характеристиките на реакторите на бързи неутрони, но ще се опитаме да продължим, тъй като тази тема е важна и, както ни се струва, доста интересна.
Във връзка с
На 40 км от Екатеринбург, сред най-красивите уралски гори, се намира град Заречный. През 1964 г. тук е пусната първата съветска промишлена атомна електроцентрала Белоярская (с реактор АМБ-100 с мощност 100 MW). Сега Белоярската АЕЦ остава единствената в света, където работи промишлен енергиен реактор на бързи неутрони БН-600.
Представете си котел, който изпарява вода, а получената пара върти турбогенератор, който генерира електричество. Нещо подобно в общ контури е построена атомна електроцентрала. Само „котелът“ е енергията на атомния разпад. Конструкциите на енергийните реактори могат да бъдат различни, но според принципа на работа те могат да бъдат разделени на две групи - реактори на топлинни неутрони и реактори на бързи неутрони.
Основата на всеки реактор е деленето на тежки ядра под въздействието на неутрони. Вярно, има съществени разлики. В термичните реактори уран-235 се разцепва от термични неутрони с ниска енергия, произвеждайки фрагменти от делене и нови неутрони с висока енергия (наречени бързи неутрони). Вероятността топлинният неутрон да бъде погълнат от ядрото на уран-235 (с последващо делене) е много по-висока от бързия, така че неутроните трябва да се забавят. Това става с помощта на модератори - вещества, които при сблъсък с ядра неутроните губят енергия. Горивото за топлинните реактори обикновено е нискообогатен уран, като модератор се използва графит, лека или тежка вода, а охлаждащата течност е чиста вода. Повечето действащи атомни електроцентрали са изградени по една от тези схеми.
Бързите неутрони, получени в резултат на принудително ядрено делене, могат да се използват без никакви ограничения. Схемата е следната: бързите неутрони, получени при деленето на ядрата на уран-235 или плутоний-239, се абсорбират от уран-238, за да образуват (след два бета-разпада) плутоний-239. Освен това на всеки 100 разпаднати ядра на уран-235 или плутоний-239 се образуват 120-140 ядра на плутоний-239. Вярно е, че тъй като вероятността от ядрено делене от бързи неутрони е по-малка, отколкото от топлинни, горивото трябва да бъде обогатено в по-голяма степен, отколкото при топлинните реактори. Освен това тук е невъзможно да се отстрани топлината с вода (водата е модератор), така че трябва да се използват други охлаждащи течности: обикновено това са течни метали и сплави, от много екзотични варианти като живак (такава охлаждаща течност е използвана в първият американски експериментален реактор Clementine) или оловно-бисмутови сплави (използвани в някои реактори за подводници - по-специално съветските подводници от проект 705) до течен натрий (най-често срещаният вариант в промишлените енергийни реактори). Реакторите, работещи по тази схема, се наричат реактори на бързи неутрони. Идеята за такъв реактор е предложена през 1942 г. от Енрико Ферми. Разбира се, военните проявиха най-голям интерес към тази схема: бързите реактори по време на работа произвеждат не само енергия, но и плутоний за ядрени оръжия. Поради тази причина реакторите на бързи неутрони се наричат още размножители (от англ. breeder – производител).
Какво има вътре в него
Активната зона на бърз неутронен реактор е структурирана като лук, на слоеве. 370 горивни касети образуват три зони с различно обогатяване на уран-235 - 17, 21 и 26% (първоначално имаше само две зони, но за да се изравни отделянето на енергия, бяха направени три). Те са заобиколени от странични екрани (одеала) или зони за размножаване, където са разположени сборки, съдържащи обеднен или естествен уран, състоящ се главно от изотопа 238. В краищата на горивните пръти над и под активната зона има и таблетки от обеднен уран уран, които образуват крайните екрани (зони за възпроизвеждане). Реакторът BN-600 е умножител (размножител), т.е. за 100 ядра уран-235, разделени в активната зона, се получават 120-140 плутониеви ядра в страничните и крайните екрани, което дава възможност за разширено възпроизвеждане на ядрено гориво . Горивните възли (ТВС) са набор от горивни елементи (топлоотделящи пръти), сглобени в един корпус - специални стоманени тръби, пълни с пелети от уранов оксид с различно обогатяване. Така че горивните пръти не влизат в контакт един с друг и охлаждащата течност може да циркулира между тях, върху тръбите се навива тънък проводник. Натрият влиза в горивния възел през долните дроселиращи отвори и излиза през прозорците в горната част. В долната част на горивния възел има стебло, което се вкарва в гнездото на комутатора, в горната част има глава, с която се захваща възелът при претоварване. Горивните възли с различно обогатяване имат различни места за монтаж, така че е просто невъзможно да инсталирате възела на грешното място. За управление на реактора се използват 19 компенсиращи пръта, съдържащи бор (поглъщател на неутрони) за компенсиране на изгарянето на горивото, 2 автоматични контролни пръта (за поддържане на дадена мощност) и 6 пръта за активна защита. Тъй като собственият неутронен фон на урана е нисък, за контролирано стартиране на реактора (и управление при ниски нива на мощност) се използва „осветление“ - източник на фотонеутрони (гама излъчвател плюс берилий).
Зигзагите на историята
Интересно е, че историята на световната ядрена енергетика започва именно с реактора на бързи неутрони. На 20 декември 1951 г. в Айдахо е пуснат първият в света енергиен реактор с бързи неутрони EBR-I (Experimental Breeder Reactor) с електрическа мощност само 0,2 MW. По-късно, през 1963 г., близо до Детройт е пусната атомна електроцентрала с реактор на бързи неутрони Ферми - вече с мощност около 100 MW (през 1966 г. има сериозна авария с разтопяване на част от активната зона, но без никакви последствия за заобикаляща средаили хора).
В СССР от края на 40-те години по тази тема работи Александър Лейпунски, под чието ръководство в Обнинския институт по физика и енергетика (ФЕИ) са разработени основите на теорията на бързите реактори и са изградени няколко експериментални стенда, които направи възможно изучаването на физиката на процеса. В резултат на изследванията през 1972 г. в град Шевченко (сега Актау, Казахстан) влиза в експлоатация първата съветска атомна електроцентрала с бързи неутрони с реактор БН-350 (първоначално обозначен БН-250). Той не само генерира електричество, но и използва топлина за обезсоляване на вода. Скоро бяха пуснати френската атомна електроцентрала с бързия реактор Phenix (1973 г.) и британската с PFR (1974 г.), и двете с мощност 250 MW.
През 70-те години обаче реакторите с топлинни неутрони започнаха да доминират в ядрената енергетика. Това се дължеше на различни причини. Например фактът, че бързите реактори могат да произвеждат плутоний, което означава, че това може да доведе до нарушаване на закона за неразпространение на ядрени оръжия. Най-вероятно обаче основният фактор беше, че топлинните реактори бяха по-прости и по-евтини, дизайнът им беше разработен върху военни реактори за подводници, а самият уран беше много евтин. Индустриалните енергийни реактори на бързи неутрони, пуснати в експлоатация по света след 1980 г., могат да се преброят на пръстите на едната ръка: това са Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и BN-600 (Белоярск). АЕЦ, 1980 г.), който в момента е единственият действащ индустриален енергиен реактор в света.
Те се връщат
В момента обаче вниманието на специалистите и обществеността отново е насочено към атомните електроцентрали с реактори на бързи неутрони. Според оценките на Международната агенция за атомна енергия (МААЕ) през 2005 г., общият обем на доказаните запаси от уран, чийто добив не надвишава 130 долара за килограм, е приблизително 4,7 милиона тона. Според оценките на МААЕ тези запаси ще стигнат за 85 години (въз основа на търсенето на уран за производство на електроенергия на нивата от 2004 г.). Съдържанието на изотопа 235, който се „изгаря“ в топлинни реактори, в естествения уран е само 0,72%, останалото е уран-238, „безполезен“ за топлинни реактори. Ако обаче преминем към използване на реактори с бързи неутрони, способни да „изгарят“ уран-238, същите тези запаси ще стигнат за повече от 2500 години!
Цех за монтаж на реактори, където отделните части на реактора се сглобяват от отделни части по метода SKD
Освен това реакторите на бързи неутрони позволяват реализирането на затворен горивен цикъл (понастоящем не е внедрен в BN-600). Тъй като само уран-238 се „изгаря“, след обработка (премахване на продуктите на делене и добавяне на нови порции уран-238), горивото може да бъде презаредено в реактора. И тъй като цикълът уран-плутоний произвежда повече плутоний, отколкото се разпада, излишното гориво може да се използва за нови реактори.
Освен това този метод може да се използва за преработка на излишък от оръжеен плутоний, както и плутоний и второстепенни актиниди (нептуний, америций, кюрий), извлечени от отработено гориво от конвенционални топлинни реактори (малките актиниди понастоящем представляват много опасна част от радиоактивните отпадъци) . В същото време количеството радиоактивни отпадъци в сравнение с топлинните реактори е намалено повече от двадесет пъти.
Рестартирайте на сляпо
За разлика от топлинните реактори, в реактора BN-600 възлите са разположени под слой течен натрий, така че отстраняването на отработените възли и инсталирането на нови на тяхно място (този процес се нарича презареждане) се извършва в напълно затворен режим. В горната част на реактора има големи и малки въртящи се тапи (ексцентрични една спрямо друга, т.е. техните оси на въртене не съвпадат). На малка въртяща се тапа е монтирана колона със системи за управление и защита, както и механизъм за претоварване с цанга. Ротационният механизъм е оборудван с „хидравлично уплътнение“, изработено от специална сплав с ниска топимост. В нормалното си състояние той е твърд, но за рестартиране се нагрява до точката на топене, докато реакторът остава напълно запечатан, така че отделянето на радиоактивни газове е практически елиминирано. Процесът на презареждане спира много стъпки. Първо, захващащото устройство се довежда до един от възлите, разположени във вътрешнореакторното хранилище на отработени възли, изважда го и го прехвърля в разтоварващия елеватор. След това се вдига в разпределителната кутия и се поставя в барабана за ОЯГ, откъдето след почистване с пара (от натрий) постъпва в басейна за ОЯГ. На следващия етап механизмът изважда един от модулите на активната зона и го премества във вътрешнореакторното хранилище. След това необходимият се изважда от барабана за свеж монтаж (в който са предварително монтирани горивните касети, дошли от фабриката) и се монтира в елеватора за свеж монтаж, който го доставя към механизма за презареждане. Последният етап е инсталирането на горивни касети в освободената клетка. В същото време се налагат определени ограничения върху работата на механизма от съображения за безопасност: например, невъзможно е едновременно да се освободят две съседни клетки, освен това, по време на претоварване, всички контролни и защитни пръти трябва да са в активната зона. Процесът на презареждане на един блок отнема до един час, презареждането на една трета от активната зона (около 120 горивни касети) отнема около седмица (в три смени), тази процедура се извършва всяка микро-кампания (160 ефективни дни, изчислени при пълна мощност). Вярно е, че сега изгарянето на горивото се е увеличило и само една четвърт от активната зона е претоварена (приблизително 90 горивни касети). В този случай операторът няма пряка визуализация обратна връзка, и се ръководи само от индикаторите на датчиците за ъгъл на завъртане на колоната и захващащите устройства (точност на позициониране - по-малко от 0,01 градуса), силите на извличане и монтаж.
Процесът на рестартиране включва много етапи, извършва се с помощта на специален механизъм и прилича на игра на „15“. Крайната цел е свежите сборки от съответния барабан да се вкарат в желания слот, а отработените в собствения им барабан, откъдето след почистване с пара (от натрий) да попаднат в охладителния басейн.
Гладка само на хартия
Защо, въпреки всичките си предимства, реакторите на бързи неутрони не са получили широко разпространение? Това се дължи преди всичко на особеностите на техния дизайн. Както бе споменато по-горе, водата не може да се използва като охлаждаща течност, тъй като е модератор на неутрони. Следователно бързите реактори използват предимно метали в течно състояние - от екзотични оловно-бисмутови сплави до течен натрий (най-често срещаният вариант за атомни електроцентрали).
„В реакторите с бързи неутрони топлинните и радиационните натоварвания са много по-високи, отколкото в топлинните реактори“, обяснява PM Главен инженерБелоярска АЕЦ Михаил Баканов. „Това води до необходимостта от използване на специални структурни материали за корпуса на реактора и вътрешнореакторните системи. Корпусите на горивните пръти и горивните касети са изработени не от циркониеви сплави, както при топлинните реактори, а от специални легирани хромови стомани, които са по-малко податливи на радиационно „набъбване.“ От друга страна, например, корпусът на реактора не е обект на натоварвания, свързани с вътрешно налягане, „е само малко над атмосферното.“
Според Михаил Баканов в първите години на експлоатация основните трудности са били свързани с радиационното раздуване и напукване на горивото. Тези проблеми обаче скоро бяха решени, бяха разработени нови материали - както за горивото, така и за корпусите на горивните пръти. Но дори и сега кампаниите са ограничени не толкова от изгарянето на горивото (което при BN-600 достига 11%), а от ресурса на материалите, от които са направени горивото, горивните пръти и горивните възли. Допълнителни оперативни проблеми бяха свързани главно с изтичане на натрий във втория контур, химически активен и пожароопасен метал, който реагира бурно при контакт с въздух и вода: „Само Русия и Франция имат дългогодишен опит в експлоатацията на промишлени енергийни реактори с бързи неутрони . И ние, и френските специалисти се сблъскахме с едни и същи проблеми от самото начало. Решихме ги успешно, като предвидихме от самото начало специални средстванаблюдение на херметичността на веригите, локализиране и потискане на течове на натрий. Но френският проект се оказа по-малко подготвен за подобни проблеми; в резултат на това реакторът Phenix беше окончателно спрян през 2009 г.
„Проблемите наистина бяха същите“, добавя Николай Ошканов, директор на Белоярската АЕЦ, „но те бяха решени тук и във Франция. различни начини. Например, когато главата на един от възлите във Phenix се наведе, за да го хване и разтовари, френски специалисти разработиха сложна и доста скъпа система за „виждане" през слой натрий. И когато имахме същия проблем, един от нашите инженери предложиха да се използва видеокамера, "поставена в проста конструкция като камбана за гмуркане - тръба, отворена отдолу с аргон, вдухван отгоре. Когато натриевата стопилка беше изместена, операторите, използвайки видеокомуникация, успяха да улови механизма и огънатият модул беше успешно отстранен."
Бързо бъдеще
„Нямаше да има такъв интерес към технологиите за бързи реактори в света, ако не беше успешната дългосрочна експлоатация на нашия БН-600", казва Николай Ошканов. „Развитието на ядрената енергетика, според мен, е свързано преди всичко със серийно производство и експлоатация на бързи реактори. Само те позволяват да се включи целият естествен уран в горивния цикъл и по този начин да се повиши ефективността, както и да се намали количеството на радиоактивните отпадъци десетки пъти. В този случай бъдещето на ядрената енергия ще бъде наистина светло.
