Нейтрони?
Нейтрони - це частинки, що входять до складу більшості атомних ядер поряд із протонами. У результаті реакції ядерного розпаду ядро урану ділиться на частини і також випускає кілька нейтронів. Вони можуть потрапити в інші атоми та спровокувати ще одну або кілька реакцій поділу. Якщо кожен випущений при розпаді ядер урану нейтрон потраплятиме в сусідні атоми, то почнеться лавиноподібний ланцюжок реакцій із виділенням дедалі більшої енергії. За відсутності стримувальних факторів станеться ядерний вибух.
Але в ядерному реакторічастина нейтронів або виходить назовні, або поглинається спеціальними поглиначами. Тому число реакцій поділу постійно залишається одним і тим самим, рівно таким, яке необхідне для отримання енергії. Енергія реакції радіоактивного розпаду дає тепло, яке потім використовується для отримання пари, що крутить турбіни електростанції.
Нейтрони, які підтримують ядерну реакцію постійному рівні, можуть мати різну енергію. Залежно від енергії їх називають тепловими, або швидкими (є ще холодні, але ті для АЕС не годяться). Більшість реакторів у світі ґрунтуються на використанні теплових нейтронів, а от на Білоярській АЕС стоїть реактор на швидких. Чому?
У чому переваги?
У реакторі на швидких нейтронах частина енергії нейтронів йде, як й у звичайних реакторах, підтримки реакції поділу основного компонента ядерного палива, урану-235. А ще частина енергії поглинається оболонкою, виготовленою з урану-238 або торію-232. Ці елементи для звичайних реакторів марні. Коли в їх ядра потрапляють нейтрони, вони перетворюються на ізотопи, придатні для використання в ядерній енергетиці як паливо: плутоній-239 або уран-233.
Збагачений уран. На відміну від відпрацьованого ядерного палива, уран далеко не такий радіоактивний, щоб з ним доводилося працювати тільки за допомогою роботів. Його навіть можна ненадовго брати руками у щільних рукавичках. Фото: Департамент енергетики США
Таким чином, реактори на швидких нейтронах можна використовувати не тільки для енергопостачання міст та заводів, а й для отримання нового ядерного палива із порівняно недорого сировини. На користь економічної вигоди свідчать такі факти: кілограм виплавленого з руди урану коштує близько півсотні доларів, містить лише дві грами урану-235, а решта посідає уран-238.
Однак реактори на швидких нейтронах у світі практично не використовуються. БН-600 вважатимуться унікальним. Ні японський «Мондзю», ні французький «Фенікс», ні низка експериментальних реакторів США та Великобританії зараз не працюють: реактори на теплових нейтронах виявилися простішими у спорудженні та експлуатації. На шляху до реакторів, які зможуть поєднувати виробництво енергії з виробництвом ядерного палива, стоїть низка перешкод. І як мінімум частина перешкод конструктори БН-600, судячи з успішної експлуатації протягом 35 років, змогли обійти.
В чому проблема?
у натрії. У будь-якому ядерному реакторі обов'язково має бути кілька вузлів і елементів: тепловиділяючі зборки з ядерним паливом, елементи для управління ядерною реакцією та теплоносій, який забирає тепло, що виділяється у пристрої. Конструкція цих вузлів, склад палива та теплоносія можуть відрізнятися, але без них реактор неможливий за визначенням.
У реакторі на швидких нейтронах як теплоносій потрібно використовувати матеріал, який не затримує нейтрони, інакше вони зі швидких стануть повільними, тепловими. На зорі атомної енергетикиконструктори спробували використати ртуть, але вона розчинила труби всередині реактора і почала протікати назовні. Нагрітий отруйний метал, який, до того ж, став під дією опромінення радіоактивним, завдав так багато клопоту, що проект ртутного реактора швидко закрили.
Шматочки натрію зберігають зазвичай під шаром гасу. Ця рідина хоч і горюча, з натрієм не реагує та не пускає до нього пари води з повітря. Фото: Superplus / Wikipedia
У БН-600 використовують рідкий натрій. На перший погляд, натрій трохи кращий за ртуті: він надзвичайно активний хімічно, бурхливо реагує з водою (простіше кажучи, вибухає, якщо кинути у воду) і вступає в реакцію навіть із речовинами, що входять до складу бетону. Однак він не заважає нейтронам, а при належному рівні будівельних робіт і подальшого техобслуговування ризик витоку не такий вже й великий. Крім того, натрій, на відміну водяної пари, можна перекачувати при нормальному тиску. Струмінь пари з прорваного паропроводу під тиском у сотні атмосфер ріже метал, так що в цьому сенсі натрій безпечніший. А щодо хімічної активності, то і її можна звернути на благо. У разі аварії натрій реагує не тільки з бетоном, але й радіоактивним йодом. Йодід натрію вже не залишає межі будівлі АЕС, тоді як на газоподібний йод припала майже половина викидів при аварії на АЕС у Фукусімі.
Радянські інженери, які розробляли реактори на швидких нейтронах, спочатку побудували досвідчений БР-2 (той самий невдалий, ртутний), а потім експериментальні БР-5 і БОР-60 з натрієм замість ртуті. Отримані дані дозволили спроектувати перший промисловий «швидкий» реактор БН-350, який використовувався на унікальному атомному хіміко-енергетичному комбінаті — АЕС, поєднаній з опріснювачем морської води. На Білоярській АЕС побудували вже другий реактор типу БН — «швидкий, натрієвий».
Незважаючи на накопичений на момент запуску БН-600 досвід, перші роки були затьмарені серією витоків рідкого натрію. Жодна з цих подій не несла радіаційної загрози для населення і не призводила до серйозного опромінення персоналу станції, а з початку 1990-х років виток натрію зовсім припинився. Для приміщення цього у світовий контекст зазначимо, що на японському «Мондзю» в 1995 стався серйозний витік рідкого натрію, який призвів до пожежі та зупинки станції на 15 років. Втілити ідею реактора на швидких нейтронах у промисловому, а не експериментальному пристрої вдалося лише радянським конструкторам, досвід яких дозволив російським атомникам розробити та побудувати реактор наступного покоління — БН-800.
БН-800 вже збудовано. 27 червня 2014 року реактор запрацював на мінімальній потужності, а 2015 року очікується і енергетичний пуск. Оскільки запуск ядерного реактора є дуже складним процесом, фахівці розділяють фізичний пуск (початок ланцюгової реакції, що самопідтримується) і енергетичний пуск, при якому енергоблок починає видавати в мережу перші мегавати електроенергії.
Білоярська АЕС, пульт керування. Фото з офіційного сайту: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
У БН-800 конструктори втілили низку важливих удосконалень, включаючи, наприклад, аварійну систему повітряного охолодження реактора. Її гідністю розробники називають незалежність джерел енергії. Якщо, як на Фукусімі, на АЕС зникне електрика, то потік, що охолоджує, потік все одно не зникне — циркуляція буде підтримуватися природним шляхом, за рахунок конвекції, підняття вгору нагрітого повітря. А якщо раптом станеться розплавлення активної зони, то радіоактивний розплав піде не назовні, а в спеціальну пастку. Нарешті, захистом від перегріву виступає великий запас натрію, який у разі аварії може прийняти тепло, що виділяється навіть при повній відмові всіх систем охолодження.
Після БН-800 передбачається побудувати і реактор БН-1200, ще більшої потужності. Розробники розраховують, що їхнє дітище стане серійним реактором і застосовуватиметься не лише на Білоярській АЕС, а й на інших станціях. Втім, поки що це плани — для великомасштабного переходу на реактори на швидких нейтронах ще доведеться вирішити низку проблем.
Білоярська АЕС, будівельний майданчик нового енергоблоку. Фото з офіційного сайту: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru
В чому проблема?
В економіці та екології палива. Реактори на швидких нейтронах працюють на суміші збагаченого окису урану та окису плутонію – це так зване мокс-паливо. Теоретично воно може бути дешевше звичайного в силу того, що використовує плутоній або уран-233 з опроміненого в інших реакторах недорогого урану-238 або торію, але поки що мокс-паливо програє в ціні звичайному. Виходить своєрідне замкнене коло, яке не так просто розірвати: потрібно налагодити і технологію будівництва реакторів, і вилучення плутонію з ураном з опроміненого в реакторі матеріалу, і забезпечити контроль за нерозповсюдженням високоактивних матеріалів. Деякі екологи, наприклад, представники некомерційного центру «Беллона», вказують на великий обсяг одержуваного при переробці опроміненого матеріалу відходів, адже поряд із цінними ізотопами в реакторі на швидких нейтронах утворюється значна кількість радіонуклідів, які потрібно десь захороняти.
Іншими словами, навіть успішна експлуатація реактора на швидких нейтронах сама собою ще не гарантує революції в атомній енергетиці. Вона є необхідною, але не достатньою умовою для того, щоб таки перейти з обмежених запасів урану-235 на куди доступніші уран-238 і торій-232. Чи зможуть технологи, зайняті процесами переробки ядерного палива та утилізацією ядерних відходів, упоратися зі своїми завданнями — тема окремої розповіді.
Атомній енергетиці завжди приділялася підвищена увага через її перспективність. У світі близько двадцяти відсотків електроенергії одержують за допомогою атомних реакторів, а в розвинених країнах цей показник продукту атомної енергетики ще вищий – більше третини від усієї електрики. Однак, основним видом реакторів залишаються теплові типу LWR і ВВЕР. Вчені вважають, що однією з основних проблем цих реакторів найближчим часом буде нестача природного палива, урану, його ізотопу 238, необхідного для проведення ланцюгової реакції розподілу. З можливого виснаження ресурсів цього природного матеріалу палива для теплових реакторів, в розвитку атомної енергетики накладаються обмеження. Більш перспективним вважається застосування ядерних реакторів з використанням швидких нейтронів, при якому можливе відтворення палива.
Історія розробки
Виходячи з програми Міністерства атомної промисловості РФ на початку століття були поставлені завдання щодо створення та забезпечення безпечної роботи ядерних комплексів енергетики, модернізованих АЕС нового типу. Одним з таких об'єктів стала Білоярська атомна електростанція, розташована за 50 кілометрів під Свердловськом (Єкатеринбург) Рішення про її створення ухвалено 1957 року, а 1964 – запущено в роботу перший блок.
У двох блоках працювали теплові ядерні реактори, які до 80-90 років минулого століття вичерпали свій ресурс. На третьому блоці вперше у світі було апробовано реактор на швидких нейтронах БН-600. За час його роботи було отримано заплановані розробниками результати. На висоті опинилася і безпека процесу. Протягом проектного терміну, а він закінчився у 2010 році, не сталося жодних серйозних порушень та відхилень. Остаточний термін його роботи спливає до 2025 року. Вже зараз можна сказати, що ядерні реактори на швидких нейтронах, до яких належать БН-600 та його наступник, БН-800, мають велике майбутнє.
Запуск нового БН-800
Вчені ОКБМ ім. Африкантова з Горького (нинішній Новгород) підготували проект четвертого енергоблоку Білоярської АЕС ще 1983 року. У зв'язку з аварією, що сталася у Чорнобилі у 1987 році та запровадження нових нормативів безпеки у 1993 році роботи були припинені і запуск відкладений на невизначений час. Лише 1997 року після отримання ліцензії на зведення блоку №4 з реактором БН-800 потужністю 880 МВт від Держатомнагляду процес відновився.
25-го грудня 2013 року розпочалося розігрівання реактора для подальшого входження теплоносія. У червні чотирнадцятого, як і планувалося, відбувся вихід на масу, достатню для проведення мінімальної ланцюгової реакції. Далі справа зупинилася. МОКС-паливо, що складається з оксидів урану і плутонію, що діляться, аналогічне тому, що застосовувалося в енергоблоці №3, і не було готове. Саме його хотіли використати розробники у новому реакторі. Довелося комбінувати, шукати нові варіанти. В результаті, щоб не переносити запуск енергоблоку, вирішили застосовувати у частині збирання уранове паливо. Запуск ядерного реактора БН-800 та блоку №4 відбувся 10 грудня 2015 року.
Опис процесу
Під час роботи в реакторі зі швидкими нейтронами відбувається освіта, внаслідок реакції поділу, вторинних елементів, які при процесі поглинання урановою масою утворюють новостворений ядерний матеріал плутоній-239, здатний продовжувати процес подальшого розподілу. Головною перевагою цієї реакції є отримання нейтронів плутонію, який застосовується як паливо для ядерних реакторів АЕС. Його наявність дозволяє скоротити видобуток урану, запаси якого обмежені. З кілограма урану-235 можна отримати трохи більше кілограма плутонію-239, забезпечуючи цим відтворення палива.
В результаті виробництво енергії в атомних енергоблоках за найменших витрат дефіцитного урану та відсутності обмежень на виробництво зросте в сотні разів. Підраховано, що в цьому випадку уранових запасів вистачить людству на кількадесят століть. Оптимальним варіантом в атомній енергетиці для збереження балансу мінімальної витрати урану буде співвідношення 4 до 1, де на чотири теплові реактори буде використовуватися один, що працює на швидких нейтронах.
Цілі БН-800
Під час терміну експлуатації в енергоблоці №4 Білоярської АЕС перед ядерним реактором було поставлено певні завдання. Реактор БН-800 має працювати на MOX паливі. Невелика затримка, що сталася на початку роботи, плани авторів не змінила. За словами директора Білоярської АЕС, пан Сидорова перехід у повному обсязі на MOX паливо буде здійснено у 2019 році. Якщо це здійсниться, то місцевий ядерний реактор на швидких нейтронах стане першим у світі, який повністю працює з таким паливом. Він має стати прототипом майбутніх подібних швидких реакторів із рідкометалевим теплоносієм, більш продуктивних та безпечних. Виходячи з цього, на БН-800 проходить апробування інноваційного обладнання в робочих умовах, перевірка правильності застосування нових технологій, що впливають на надійність, економічність роботи енергоблоку.
class="eliadunit">
Перевірка роботи нової системипаливного циклу
Випробування випалювання радіоактивних відходів з тривалим терміном життя.
Утилізація накопиченого у великих кількостях збройового плутонію.
БН-800, так само, як і його попередник, БН-600 повинні стати відправною точкою для накопичення безцінного досвіду створення та експлуатації швидких реакторів російським розробникам.
Переваги реактора на швидких нейтронах
Застосування в атомній енергетиці БН-800 і подібних до нього ядерних реакторів дозволяє
Істотно збільшити термін запасів уранових ресурсів, що значно збільшує отриманий обсяг енергії.
Можливість скорочувати термін життя радіоактивних продуктів поділу до мінімального (від кількох тисяч років до трьохсот).
Підвищити безпеку АЕС. Застосування реактора на швидких нейтронах дозволяє нівелювати до мінімального рівня можливість розплавлення активної зони, дозволяє суттєво підвищити рівень самозахисту об'єкта, виключити виділення плутонію під час переробки. Реактори такого типу з натрієвим теплоносієм мають підвищеним рівнембезпеки.
17 серпня 2016 року енергоблок №4 Білоярської АЕС вийшов на режим роботи потужності 100%. До об'єднаної системи «Урал» з грудня минулого року надходить енергія, вироблена на швидкому реакторі.
class="eliadunit">Після пуску та успішної експлуатації Першої у світі АЕС у 1955 році з ініціативи І. Курчатова було прийнято рішення про будівництво на Уралі промислової атомної електростанції з водо-водяним реактором канального типу. До особливостей цього типу реакторів відноситься перегрів пари до високих параметрів безпосередньо в активній зоні, що відкривало можливість використання серійного турбінного обладнання.
У 1958 році в центрі Росії в одному з наймальовничіших куточків уральської природи розгорнулося будівництво Білоярської АЕС. Для монтажників ця станція почалася ще в 1957 році, а оскільки в ті часи тема атомних станцій була закрита, у листуванні та житті вона називалася Білоярська ДРЕС. Починали цю станцію працівники тресту "Ураленергомонтаж". Їхніми зусиллями у 1959 році було створено базу з цехом виготовлення водопаропроводів (1 контур реактора), збудовано три житлові будинки в селищі Зарічний та розпочато зведення головного корпусу.
1959 року на будівництві з'явилися працівники тресту «Центроенергомонтаж», яким доручалося монтувати реактор. Наприкінці 1959 року на будівництво АЕС було перебазовано ділянку з Дорогобужу Смоленської області та монтажні роботи очолив В. Невський, майбутній директор Білоярської АЕС. Усі роботи з монтажу тепломеханічного обладнання повністю передано тресту «Центроенергомонтаж».
Інтенсивний період будівництва Білоярської АЕС розпочався з 1960 року. У цей час монтажникам довелося разом із веденням будівельних робіт освоювати нові технології з монтажу нержавіючих трубопроводів, облицювання спецприміщень та сховищ радіоактивних відходів, монтаж конструкцій реактора, графітову кладку, автоматичне зварювання тощо. Навчалися на ходу у фахівців, які вже брали участь у спорудженні атомних об'єктів. Перейшовши від технології монтажу теплових електростанцій до монтажу обладнання атомних електростанцій, працівники «Центроенергомонтажу» успішно впоралися зі своїми завданнями, і 26 квітня 1964 року перший енергоблок Білоярської АЕС з реактором АМБ-100 видав перший струм у Свердловську енергосистему. Ця подія поряд із введенням в експлуатацію одного енергоблоку Нововоронезької АЕС означало народження великої ядерної енергетики країни.
Реактор АМБ-100 став подальшим удосконаленням конструкції реактора Першої у світі атомної електростанції в Обнінську. Він був реактор канального типу з вищими тепловими характеристиками активної зони. Отримання пари високих параметрів за рахунок ядерного перегріву у реакторі стало великим кроком уперед у розвитку атомної енергетики. реактор працював в одному блоці з турбогенератором потужністю 100 МВт.
У конструктивному відношенні реактор першого енергоблоку Білоярської АЕС виявився цікавим тим, що він створювався фактично безкорпусним, тобто реактор не мав важкого багатотонного міцного корпусу, як, скажімо, аналогічний за потужністю реактор водо-водяного типу ВВЕР із корпусом довжиною 11-12 м , Діаметром 3-3,5 м, товщиною стінок і днища 100-150 мм і більше. Можливість будівництва АЕС з реакторами безкорпусного канального типу виявилася досить привабливою, оскільки звільняла заводи важкого машинобудування від необхідності виготовлення сталевих виробів масою 200-500 т. з вимогою точності роботи дуже багатьох приладів, наявністю великої кількості труб різних розмірів, що знаходяться під високим тиском, і т.д.
Перший блок Білоярської АЕС досяг повної проектної потужності, проте через відносно невелику встановлену потужність блоку (100 МВт), складність його технологічних каналів і, отже, дорожнечу, вартість 1 кВтг електроенергії виявилася суттєво вищою, ніж у теплових станцій Уралу.
Другий блок Білоярської АЕС з реактором АМБ-200 був побудований швидше, без напруги в роботі, оскільки будівельно-монтажний колектив був уже підготовлений. Реакторну установку було значно вдосконалено. Вона мала одноконтурну схему охолодження, що спростило технологічну схему всієї АЕС. Так само як у першому енергоблоці, Головна особливістьреактора АМБ-200 видачі пари високих параметрів безпосередньо в турбіну 31 грудня 1967 року енергоблок № 2 було включено до мережі – цим було завершено спорудження 1-ї черги станції.
Значна частина історії експлуатації 1-ї черги БАЕС була наповнена романтикою та драматизмом, властивими всьому новому. Особливо це було властиво періоду освоєння блоків. Вважалося, що проблем у цьому не повинно бути – були прототипи від реактора АМ «Перший у світі» до промислових реакторів для напрацювання плутонію, на яких апробувалися основні концепції, технології, конструктивні рішення, багато типів обладнання та систем, і навіть значна частина технологічних режимів . Однак виявилося, що різниця між промисловою АЕС та її попередниками настільки велика та своєрідна, що виникли нові, раніше невідомі проблеми.
Найбільшою і явною з них виявилася незадовільна надійність випарних та пароперегрівальних каналів. Після нетривалого періоду їх роботи з'являлася розгерметизація твелів по газу або текти теплоносія з неприйнятними наслідками для кладки графітової реакторів, технологічних режимів експлуатації і ремонту, радіаційного впливу на персонал і навколишнє середовище. За науковими канонами та розрахунковими нормативами того часу цього не мало бути. Поглиблені дослідження цього нового явища змусили переглянути уявлення про фундаментальні закономірності кипіння води в трубах, оскільки навіть при малій щільності теплового потоку виникав невідомий раніше вид кризи теплообміну, який був відкритий в 1979 В.Є. Дорощуком (ПТІ) і згодом названо «кризу теплообміну ІІ роду».
1968 року було ухвалено рішення про будівництво на Білоярській АЕС третього енергоблоку з реактором на швидких нейтронах – БН-600. Наукове керівництвоВиробництвом БН-600 здійснювалося Фізико-енергетичним інститутом, проект реакторної установки був виконаний Досвідченим конструкторським бюро машинобудування, а генеральне проектування блоку здійснювало Ленінградське відділення «Атомелектропроект». Будував блок генеральний підрядник – трест «Ураленергобуд».
Під час його проектування враховувався досвід експлуатації реакторів БН-350 у м. Шевченка та реактора БОР-60. Для БН-600 було прийнято більш економічне та конструктивно вдале інтегральне компонування першого контуру, відповідно до якої активна зона реактора, насоси та проміжні теплообмінники розміщуються в одному корпусі. Корпус реактора, що має діаметр 12,8 м та висоту 12,5 м, встановлювався на каткових опорах, закріплених на фундаментній плиті шахти реактора. Маса реактора у зборі становила 3900 тонн, а загальна кількість натрію в установці перевищує 1900 тонн. Біологічний захистбула виконана із сталевих циліндричних екранів, сталевих болванок та труб із графітовим заповнювачем.
Вимоги до якості монтажних та зварювальних робіт для БН-600 виявилися на порядок вищими за досягнуті раніше, і колективу монтажників довелося терміново перенавчати персонал та освоювати нові технології. Так у 1972 році при складанні корпусу реактора з аустенітних сталей на контролі просвічуванням великих зварних швів уперше було застосовано бетатрон.
Крім того, при монтажі внутрішньокорпусних пристроїв реактора БН-600 пред'являлися особливі вимоги по чистоті, велася реєстрація всіх деталей, що вносяться і виносяться з внутрішньореакторного простору. Це було зумовлено неможливістю надалі промивання реактора та трубопроводів з теплоносієм-натрієм.
Велику роль у розробці технології монтажу реактора відіграв Микола Муравйов, якого вдалося запросити на роботу з Нижнього Новгорода, де він раніше працював у конструкторському бюро. Він був одним із розробників проекту реактора БН-600, і на той час уже перебував на пенсії.
Колектив монтажників успішно впорався з поставленими завданнями щодо монтажу блоку на швидких нейтронах. Заливка реактора натрієм показала, що чистота контуру була витримана навіть вище необхідної, так як температура застигання натрію, яка залежить в рідкому металі від наявності сторонніх забруднень і оксидів, виявилася нижчою за досягнуті на монтажі реактори БН-350, БОР-60 в СРСР і АЕС. Фенікс» у Франції.
Успіх роботи монтажних колективів на спорудженні Білоярської АЕС багато в чому залежав від керівників. Спочатку це був Павло Рябуха, потім прийшов молодий енергійний Володимир Невський, а потім його змінив Вазген Казаров.
В. Невський зробив багато для становлення колективу монтажників. 1963 року його призначили директором Білоярської АЕС, а надалі він очолив «Главатоменерго», де багато працював для становлення атомної енергетики країни.
- Нарешті, 8 квітня 1980 р. відбувся енергетичний запуск енергоблока № 3 Білоярської АЕС із реактором на швидких нейтронах БН-600. Деякі проектні характеристики БН-600:
- електрична потужність – 600 МВт;
- теплова потужність – 1470 МВт;
- температура пари – 505 про З;
- тиск пари – 13,7 МПа;
термодинамічний ККД брутто - 40,59%.
Слід спеціально зупинитися на досвіді поводження з натрієм як теплоносій. Він має непогані теплофізичні та задовільні ядерно-фізичні властивості, добре сумісний з нержавіючими сталями, двоокисом урану та плутонію. Зрештою, він не дефіцитний і відносно недорогий. Однак він дуже хімічно активний, через що його застосування вимагало вирішення, принаймні, двох серйозних завдань: зведення до мінімуму ймовірності течії натрію з контурів циркуляції та міжконтурних течій у парогенераторах та забезпечення ефективної локалізації та припинення горіння натрію у разі його витоку.
Перше завдання загалом досить успішно було вирішено на стадії розробки проектів устаткування й трубопроводів. Дуже вдалою виявилася інтегральна компонування реактора, при якій все основне обладнання та трубопроводи 1-го контуру з радіоактивним натрієм були «заховані» всередині корпусу реактора, і тому його витік в принципі виявився можливим лише з нечисленних допоміжних систем.
Усі три енергоблоки не мають прямих аналогів ні у нас у країні, ні за кордоном. У них було втілено багато ідей перспективного розвитку ядерної енергетики:
- споруджено та освоєно енергоблоки з канальними водографітовими реакторами промислових масштабів;
- застосовані серійні турбоустановки високих параметрів із ККД теплосилового циклу від 36 до 42 %, чого не має жодна АЕС у світі;
- застосовані ТВС, конструкція яких виключає можливість потрапляння осколкової активності в теплоносій навіть при руйнуванні твелів;
- у першому контурі реактора 2-го блоку застосовані вуглецеві сталі;
- значною мірою освоєно технологію застосування та поводження з рідкометалевим теплоносієм;
Білоярська АЕС першою з атомних електростанцій Росії зіткнулася на практиці з необхідністю вирішення завдання виведення з експлуатації реакторних установок, що відпрацювали ресурс. Розвиток цього дуже актуального для всієї атомної енергетики напряму діяльності через відсутність організаційно-нормативної документальної бази та невирішеність питання фінансового забезпечення мало тривалий інкубаційний період.
Більш ніж 50-річний період експлуатації Білоярської АЕС має три досить виражені етапи, кожному з яких були притаманні свої напрямки діяльності, специфічні труднощі її здійснення, успіхи та розчарування.
Перший етап (з 1964 року до середини 70-х рр.) був повністю пов'язаний з пуском, освоєнням та досягненням проектного рівня потужності енергоблоків 1-ї черги, безліччю реконструктивних робіт та вирішенням проблем, пов'язаних з недосконалістю проектів блоків, технологічних режимів та забезпеченням сталої роботи паливних каналів Все це зажадало від колективу станції величезних фізичних та інтелектуальних зусиль, які, на жаль, не увінчалися впевненістю у правильності та перспективності вибору уран-графітових реакторів з ядерним перегрівом пари. подальшого розвиткуатомної енергетики. Однак найбільш істотна частина накопиченого досвіду експлуатації 1-ї черги була врахована проектувальниками та конструкторами під час створення уран-графітових реакторів наступного покоління.
Початок 70-х років пов'язаний із вибором для подальшого розвитку атомної енергетики країни нового напряму – реакторних установок на швидких нейтронах з подальшою перспективою будівництва кількох енергоблоків із реакторами-розмножувачами на змішаному уран-плутонієвому паливі. При визначенні місця будівництва першого дослідно-промислового блоку на швидких нейтронах вибір ліг на Білоярську АЕС.
Істотний вплив на цей вибір зробило визнання здібностей колективів будівельників, монтажників та персоналу станції належним чином побудувати цей унікальний енергоблок та надалі забезпечити його надійну експлуатацію.
Це рішення означило другий етап у розвитку Білоярської АЕС, яким здебільшого було завершено з рішенням Державної комісії про приймання закінченого будівництва енергоблоку з реактором БН-600 з оцінкою, що рідко застосовується в практиці, «відмінно». Забезпечення якісного виконання робіт цього етапу було дорученонайкращим фахівцям
як у підрядників з будівництва та монтажу, так і зі складу експлуатаційного персоналу станції. Персонал станції набув великого досвіду в налагодженні та освоєнні обладнання АЕС, що було активно та плідно використано під час пусконалагоджувальних робіт на Чорнобильській та Курській АЕС. Особливо слід сказати про Білібінську АЕС, де крім пуско-налагоджувальних робіт було виконано глибокий аналіз проекту, з урахуванням якого було внесено низку значних удосконалень.
З пуском в експлуатацію третього блоку розпочався третій етап існування станції, що триває вже понад 35 років. Цілями цього етапу було досягнення проектних показників блоку, підтвердження практикою життєздатності конструктивних рішень та набуття досвіду експлуатації для подальшого обліку у проекті серійного блоку з реактором-розмножувачем. Всі ці цілі на сьогодні успішно досягнуті. Концепції забезпечення безпеки, закладені у проекті блоку, загалом підтвердилися. Так як точка кипіння натрію майже на 300 о перевищує йогоробочу температуру
Підтвердженням досягнутого високого рівня безпеки та надійності БН-600 є виконаний після аварії на Чорнобильській АЕС аналіз безпеки, який не виявив необхідності будь-яких технічних удосконалень термінового характеру. Статистика спрацьовування аварійних захистів, аварійних відключень, непланових зниження робочої потужності та інших відмов показує, що реактор БН-6ОО перебуває принаймні в числі 25 % кращих ядерних блоків світу.
За підсумками щорічного конкурсу Білоярська АЕС у 1994, 1995, 1997 та 2001 роках. удостоювалася звання «Краща АЕС Росії».
У передпусковій стадії знаходиться енергоблок №4 із реактором на швидких нейтронах БН-800. Новий 4-й енергоблок із реактором БН-800 потужністю 880 МВт 27 червня 2014 року було виведено на мінімальний контрольований рівень потужності. Енергоблок покликаний суттєво розширити паливну базу атомної енергетики та мінімізувати радіоактивні відходи за рахунок організації замкнутого ядерно-паливного циклу.
Розглядається можливість подальшого розширення Білоярської АЕС енергоблоком №5 із швидким реактором потужністю 1200 МВт – головного комерційного енергоблоку для серійного будівництва.
Коли нам повідомляють, наприклад, що «збудовано електростанцію на сонячних панелях потужністю 1200 МВт», це зовсім не означає, що ця СЕС дасть стільки ж електроенергії, скільки її дає атомний реактор ВВЕР-1200. Сонячні панелі не можуть працювати вночі - отже, якщо усереднити по порах року, половину доби вони простоюють, а це вже зменшує КИУМ удвічі. Сонячні панелі, навіть найновіших різновидів, у похмуру погоду працюють значно гірше, і середні величини тут теж не радують – хмари з дощами та снігом, тумани зменшують КИУМ ще вдвічі. «СЕС потужністю 1200 МВт» звучить дзвінко, але треба пам'ятати цифру 25% – ці потужності технологічно можуть бути використані лише на ¼.
Сонячні панелі, на відміну від АЕС, працюють не 60-80 років, а 3-4 роки, втрачаючи можливість перетворення сонячного світлау електричний струм. Можна, звичайно, говорити про якесь «здешевлення генерації», але це ж відверте лукавство. Сонячні електростанції вимагають великі ділянки території, проблемами утилізації сонячних панелей, що відпрацювали свій термін, поки ніхто ніде до ладу не займався. Утилізація вимагатиме розробки досить серйозних технологій, екологію навряд чи тішать. Якщо говорити про електростанції, які використовують вітер, то слова доведеться використовувати майже ті ж, оскільки і в цьому випадку КВВМ становить близько чверті встановленої потужності. То замість вітру штиль, то вітер такої сили, що змушує зупинити «млини», бо загрожує цілості їхньої конструкції.
Погодні капризи енергетики на ВІЕ
Нікуди не подітися і від другої «ахіллесової п'яти» ВІЕ. Електростанції на їх основі працюють не тоді, коли електроенергія, що виробляється ними, необхідна споживачам, а тоді, коли на вулиці сонячна погода або вітер відповідної сили. Так, такі електростанції можуть виробляти електроенергію, але що робити, якщо мережі електропередач не здатні прийняти її? Повіяв уночі вітер, можна включати вітрові ЕС (електростанції), але вночі і ми з вами спимо, і підприємства не працюють. Так, такі традиційні ЕС на відновлюваних ресурсах, як ГЕС, із цією проблемою вміють справлятися, збільшуючи холостий скидання води («мимо турбіни») або просто накопичуючи запас води у своїх водосховищах, але у разі паводків і їм доводиться не так просто. А для ЕС на сонці та вітрі технології акумулювання енергії не настільки розвинені, щоб вироблену електроенергію «припасти» на той момент, коли зросте споживання в мережі.
Є й зворотний бік медалі. Чи вкладатиметься інвестор у будівництво, припустимо, газової ЕС у регіоні, де в масовій кількості встановлені сонячні панелі? Гроші вкладені як окупати, якщо половину часу «твоя» електростанція не працює? Термін окупності, банківські відсотки... «Ай, та навіщо мені така головний біль!» - Заявляє обережний капіталіст і нічого не будує. А у нас – погодна аномалія, дощі на тиждень зарядили за повного штилю. І вигуки обурених споживачів, змушених запускати дизель-генератори на галявинах перед будинком, зливаються в гомін. Інвесторів стусанами будувати теплові ЕС не змусиш, без пільг і субсидій з боку держави вони не ризикуватимуть. А це у будь-якому випадку стає додатковим навантаженням на державні бюджети, так само як і в тому випадку, якщо держава, не знайшовши зговірливих інвесторів, будує теплові ЕС самостійно.
Нам багато розповідають про те, як багато сонячних панелей використовують у Німеччині, чи не так? Але при цьому в країні зростає кількість електростанцій, що працюють на місцевому бурому вугіллі, нещадно викидаючи в атмосферу той «це два», з яким треба боротися, виконуючи умови Паризької угоди 2015 року. «Бурі електростанції» змушені будувати федеральний уряд Німеччини, органи управління федеральними землями – у них немає іншого виходу, інакше ті самі шанувальники «зеленої енергетики» вийдуть на вулиці з протестами через те, що в їх розетках немає струму, що за вечорам доводиться сидіти при лучині.
Перебільшуємо, звичайно – але тільки для того, щоб очевиднішою була абсурдність ситуації. Якщо генерація електроенергії у буквальному значенні цього слова залежить від погоди, то виходить, що за рахунок сонця та вітру задовольняти базові потреби в електроенергії технічно неможливо. Так, теоретично можна обплутати всю Європу з Африкою додатковими ЛЕП (лініями електропередач), щоб струм із сонячної Сахари прийшов до будинків, що стоять на похмурому узбережжі Північного моря, але це вже зовсім неймовірних грошей, термін окупності яких наближається до нескінченності. Поряд із кожною СЕС тримати ЕС на вугіллі чи на газі? Повторимося, але спалювання вуглеводневих енергетичних ресурсів на електростанціях не дозволяє виконувати в повному обсязі положення Паризької угоди про зниження викидів СО 2 .
АЕС як основа «зеленої енергетики»
Глухий кут? Для тих країн, які вирішили позбавлятися атомної енергетики – саме він. Звісно, вихід із нього шукають. Удосконалюють системи спалювання вугілля, газу, відмовляються від ЕС на мазуті, докладають зусиль для підвищення ККД топок, парогенераторів, котлів, нарощують зусилля щодо застосування енергозберігаючих технологій. Це добре, це корисно, це обов'язково треба робити. Але Росія та її Росатомпропонують набагато радикальніший варіант – будувати АЕС.
Будівництво АЕС, Фото: rusatom-overseas.com
Вам такий спосіб видається парадоксальним? Погляньмо на нього з точки зору логіки. По-перше, викиди СО 2 з атомних реакторів відсутні як такі – немає в них жодних хімічних реакцій, не реве в них буйне полум'я. Отже, виконання умов Паризької угоди «має місце бути». Другий момент – масштаб генерації електроенергії на АЕС. У більшості випадків на майданчиках атомної електростанції стоять, як мінімум, два, а то й усі чотири реактори, їхня сукупна встановлена потужність величезна, а КВУМ стабільно перевищує 80%. Ця «прорва» електроенергії є достатньою, щоб задовольнити потреби не одного міста, а цілого регіону. Ось тільки атомні реактори «не люблять», коли змінюють їхню потужність. Вибачте, зараз буде трохи технічних подробиць, щоб було зрозуміліше, що ми маємо на увазі.
Системи управління та захисту атомних реакторів
Принцип роботи енергетичного реактора схематично не такий вже й складний. Енергія атомних ядер перетворюється на теплову енергію теплоносія, теплова енергія перетворюється на механічну енергію ротора електрогенератора, та, своєю чергою, перетворюється на енергію електричну.
Атомна - теплова - механічна - електрична, такий своєрідний цикл енергій.
Зрештою, електрична потужність реактора залежить від потужності контрольованої, керованої атомної ланцюгової реакції поділу ядерного палива. Підкреслюємо – контрольованою та керованою. Що буває, якщо ланцюгова реакція з-під контролю та управління виходить, ми, на превеликий жаль, добре знаємо з 1986 року.
Як контролюють та керують перебігом ланцюгової реакції, що необхідно робити для того, щоб реакція не поширилася відразу на весь об'єм урану, що міститься в «атомному казані»? Згадуємо шкільні великі істини, не вдаючись у наукові подробиці ядерної фізики – цього буде цілком достатньо.
Що таке ланцюгова реакція «на пальцях», якщо хтось призабув: прилетів один нейтрон, вибив два нейтрони, два нейтрони вибили чотири і так далі. Якщо кількість цих найвільніших нейтронів стає занадто великою, реакція поділу пошириться на весь обсяг урану, загрожуючи перерости у «великий бабах». Так звичайно, ядерного вибухуне відбудеться, для нього необхідно, щоб вміст ізотопу урану-235 у паливі перевищував 60%, а в енергетичних реакторах збагачення палива не перевищує 5%. Але і без атомного вибухупроблем буде вище голови. Перегріється теплоносій, надкритично зросте його тиск у трубопроводах, після їх розриву може порушитися цілісність тепловиділяючих збірок і всі радіоактивні речовини вирвуться за межі реактора, шалено забруднивши прилеглі території, увірвуться в атмосферу. Втім, подробиці катастрофи Чорнобильської АЕС відомі всім, не повторюватимемося.
Аварія на Чорнобильській АЕС, Фото: meduza.io
Одна з основних складових будь-якого атомного реактора – СУЗ, система управління та захисту. Вільних нейтронів не повинно бути більше жорстко розрахованої величини, але їх не повинно бути і менше цієї величини – це призведе до загасання ланцюгової реакції, АЕС просто «встане». Всередині реактора має бути речовина, яка поглинає зайві нейтрони, але в тій кількості, яка дозволяє продовжуватися ланцюгової реакції. Фізики-атомники давно вирахували, яка речовина робить це найкраще – ізотоп бору-10, тому систему управління та захисту називають ще й просто «борною».
Стрижні з бором включені в конструкцію реакторів з графітовим і водним сповільнювачем, для них є такі ж технологічні канали, як і для ТВЕЛ, тепловиділяючих елементів. Лічильники нейтронів у реакторі працюють безперервно, автоматично віддаючи команду системі, що управляє стрижнями з бором, та переміщує ці стрижні, занурюючи або виймаючи їх із реактора. На початку паливної сесії урану в реакторі багато – борні стрижні занурені глибше. Йде час, вигоряє уран, і борні стрижні починають поступово витягувати – кількість вільних нейтронів має залишатися постійною. Так, зауважимо, що є ще й «аварійні» борні стрижні, які «висять» над реактором. У разі порушень, потенційно здатних вивести ланцюгову реакцію з-під контролю, вони занурюються в реактор миттєво, на корені вбиваючи ланцюгову реакцію. Прорвало трубопровід, стався витік теплоносія – це ризик перегріву, аварійні борні стрижні спрацьовують миттєво. Зупинимо реакцію і потихеньку розберемося, що саме сталося і як усунути проблему, а ризик має бути зведений нанівець.
Нейтрони бувають різні, а бор у нас один
Проста логіка, як бачите, показує, що збільшення та зменшення енергетичної потужності атомного реактора – «маневр за потужністю», як кажуть енергетики, – дуже непроста робота, в основі якої лежить ядерна фізика, квантова механіка. Ще трохи «вглиб процесу», не дуже далеко, не бійтеся. За будь-якої реакції поділу уранового палива утворюються вторинні вільні нейтрони – ті, які у шкільній формулі «вибив два нейтрони». В енергетичному реакторі два вторинних нейтрони - це занадто багато, для контрольованості та керованості реакції потрібен коефіцієнт 1,02. Прилетіло 100 нейтронів, вибило 200 нейтронів, і ось із цих 200 вторинних нейтронів 98 має «з'їсти», поглинути цей бор-10. Пригнічує бор зайву активність, це ми вам говоримо.
Але пам'ятайте, що буває, якщо дитину відром морозива нагодувати - він із задоволенням з'їсть перші 5-6 порцій, а потім піде геть, оскільки "більше не влазить". Людини з атомів складаються, тому й характер атомів нічим особливо від нашого не відрізняється. Бор-10 може їсти нейтрони, але не нескінченна кількість, обов'язково настане те саме «більше не влазить». Бородаті в білих халатах на АЕС підозрюють, що багато хто здогадується, що в душі атомники залишаються цікавими дітьми, тому намагаються використовувати якомога більш «дорослу» лексику. Бор у їхньому лексиконі не «обіжрався нейтронами», а «вигорів» – це звучить набагато солідніше, погодьтеся. Так чи інакше, але кожна вимога електромереж «приглушити реактор» призводить до більш інтенсивного вигоряння системи борного захисту та управління, що викликає додаткові складності.
Макет реактора на швидких нейтронах, Фото: topwar.ru
З коефіцієнтом 1,02 теж не все так просто, оскільки крім миттєвих вторинних нейтронів, які виникають відразу після реакції поділу, є ще й запізнювальні. Атом урану після поділу розвалюється на частини, і ось із цих уламків теж вилітають нейтрони, але через кілька мікросекунд. Їх трохи в порівнянні з миттєвими, всього близько 1%, але при коефіцієнті 1,02 і вони дуже важливі, адже 1,02 - це збільшення всього-то в 2%. Отже, розрахунок кількості бору потрібно виконувати з ювелірною точністю, постійно балансуючи на тонкій межі "вихід реакції з-під контролю - позапланова зупинка реактора". Тому у відповідь на кожну вимогу подай газку! або «гальмуй, чого так розкочегарився!» починається ланцюгова реакція чергової зміни АЕС, коли кожен атомник із її складу пропонує більшу кількість ідіоматичних виразів.
І ще раз про АЕС як основу «зеленої енергетики»
Ось тепер повернемось до того, на чому зупинилися – на великій потужності генерації електроенергії, на великій території, яку обслуговує АЕС. Чим більша територія – тим більше можливостей розмістити на ній ЕС, які працюють на ВІЕ. Чим більше таких ЕС – тим вища ймовірність того, що пікове споживання збігатиметься з періодом їх найбільшої генерації. Ось звідти прийде електроенергія сонячних панелей, ось звідси – енергія вітру, ось там об борт вдало вдарить приливна хвиля, і всі разом вони згладять пікове навантаження, дозволять атомникам на АЕС спокійно пити чай, поглядаючи на монотонно лічильники нейтронів, що працюють без перебоїв.
Відновлювані джерела енергії, hsto.org
Чим спокійніша ситуація на АЕС – тим товстішими можуть ставати бюргери, оскільки без проблем зможуть і далі гріти на грилі свої ковбаски. Як бачите, нічого парадоксального в поєднанні ЕС на ВІЕ та атомної генерації як базової немає, все рівно навпаки – таке поєднання, якщо вже світ всерйоз вирішив боротися з викидами СО 2 і є оптимальний вихід із ситуації, жодною мірою не перекреслюючи всіх варіантів модернізацій та удосконалень теплових ЕС, про які ми говорили.
Продовжуючи «стиль кенгуру», пропонуємо «перестрибнути» на першу пропозицію цієї статті – про кінцівку будь-яких традиційних енергетичних ресурсів на планеті Земля. Через це магістральний, стратегічний напрямок розвитку енергетики – підкорення термоядерної реакції, проте технологія її неймовірно складна, потребує злагоджених, спільних зусиль учених та конструкторів усіх країн, серйозних вкладень та багатьох років наполегливої праці. Скільки знадобиться часу, зараз можна ворожити на кавовій гущі чи нутрощах птахів, а закладатися треба, зрозуміло, на песимістичний сценарій. Потрібно шукати паливо, яке здатне забезпечити ту саму базову генерацію на якомога більший термін. Нафти і газу повним, але й населення планети зростає, і до рівня споживання такому ж, як у країнах «золотого мільярда» прагнуть нові і нові царства-держави. За прикидками геологів, викопного вуглеводневого палива на Землі залишилося років на 100-150, якщо споживання не зростатиме швидшими темпами, ніж у нинішній час. А воно, схоже, так і вийде, бо населення країн, що розвиваютьсяпрагне підвищення рівня комфорту.
Реактори на швидких нейтронах
Пропонований російським атомним проектом вихід із ситуації відомий, це – замикання ядерного паливного циклу за рахунок залучення в процес ядерних реакторів-бридерів, реакторів на швидких нейтронах. Бридер - це реактор, в якому в результаті паливної сесії ядерного палива на виході виходить більше, ніж його спочатку завантажили реактор-розмножувач. Ті, хто ще не зовсім забув курс шкільної фізики, цілком можуть поставити запитання: вибачте, а як закон збереження маси? Відповідь проста - так ніяк, оскільки в ядерному реакторі і ядерні процеси, і закон збереження маси не діє в класичному вигляді.
Альберт Ейнштейн більше сотні років тому у спеціальній теорії відносності пов'язав воєдино масу та енергію, і в атомних реакторах ця теорія є суто практикою. Зберігається загальна кількість енергії, а про збереження загальної кількості маси в даному випадку не йдеться. В атомах ядерного палива «спить» величезний запас енергії, що вивільняється в результати реакції поділу, частину цього запасу ми використовуємо собі на благо, а інша частина дивовижним чином перетворює атоми урану-238 на суміш атомів ізотопів плутонію. Реактори на швидких нейтронах, і тільки вони дозволяють перетворити на паливний ресурс основний компонент уранової руди - уран-238. Нагромаджені в процесі роботи АЕС на теплових нейтронах запаси збідненого за вмістом урану-235, що не використовується в теплових атомних реакторах урану-238, складають сотні тисяч тонн, які вже не треба видобувати з шахт, які вже не треба «вилуплювати» від порожньої породи – його на заводах зі збагачення урану неймовірна кількість.
МОКС-паливо «на пальцях»
Теоретично зрозуміло, але не до кінця, тому спробуємо знову "на пальцях". Сама назва «МОКС-паливо» – лише літерами слов'янського алфавіту записана англомовна абревіатура, яка пишеться як МОХ. Розшифровка – Mixed-Oxide fuel, вільний переклад – «паливо із міксту оксидів». В основному під цим терміном розуміють мікст оксиду плутонію та оксиду урану, але це лише в основному. Оскільки наші шановні американські партнери освоїти технологію виробництва МОКС-палива зі збройового плутонію виявилися не в змозі, відмовилася від цього варіанта і Росія. Але побудований нами завод заздалегідь був розрахований як універсальний – він здатний виробляти МОКС-паливо та з ВЯП теплових реакторів. Якщо хтось читав статті Геоенергетики.ruз цього приводу, то пам'ятає, що ізотопи плутонію 239, 240 і 241 в ВЯП вже «замікстовані» - їх там по 1/3 кожного, так що в МОКС-паливі, створеному з ВЯП, присутній мікст плутонію, такий собі мікст всередині мікста .
Друга частина основного міксту – збіднений уран. Утрируючи: беремо мікст оксиду плутонію, видобутого з ВЯП за допомогою ПУРЕКС-процесу, досипаємо безгоспний уран-238 і отримуємо МОКС-паливо. Уран-238 у ланцюгової реакції не бере участі, «горить» лише мікст ізотопів плутонію. Але уран-238 не просто «присутня» - зрідка, неохоче, іноді він приймає в себе один нейтрон, перетворюючись на плутоній-239. Частина цього нового плутонію одразу і «згоряє», а частина просто не встигає цього зробити до закінчення паливної сесії. Ось, власне, весь секрет.
Цифри умовні, взяті зі стелі, просто для наочності. У початковому складі МОКС-палива 100 кіло оксиду плутонію та 900 кіло урану-238. Поки «горів» плутоній, 300 кіло урану-238 перетворилися на додатковий плутоній, з якого 150 кіло відразу і «згоріло», а 150 кіло не встигло. Витягли ТВС, «витрусили» з нього плутоній, але його виявилося на 50 кіло більше, ніж спочатку. Ну, чи ось те саме, але на дровах: кинув у топку 2 поліни, піч у тебе всю ніч гріла, а вранці ти з неї витяг... три поліни. З 900 кг марного урану-238, що не бере участі в ланцюговій реакції, при його використанні в складі МОКС-палива отримали 150 кілограмів палива, яке з користю для нас тут же «прогоріло», та ще й 150 кілограмів залишилося для подальшого використання. А цього відвального, марного урану-238 стало на 300 кіло менше, що теж непогано.
Реальні співвідношення збідненого урану-238 і плутонію в МОКС-паливі, зрозуміло, інші, оскільки за наявності в МОКС-паливі 7% плутонію суміш веде себе майже так само, як звичайне паливо уранове з збагаченням по урану-235 близько 5%. Але вигадані нами цифри показують головний принципМОКС-палива – марний уран-238 перетворюється на ядерне паливо, його величезні запаси стають енергетичним ресурсом. За приблизними підрахунками, якщо припустити, що на Землі припинити використання вуглеводневого палива для виробництва електроенергії та перейти тільки на використання урану-238, нам його вистачить на 2500 – 3000 років. Цілком пристойний запас часу, щоб встигнути освоїти технологію керованого термоядерного синтезу.
МОКС-паливо дозволяє одночасно вирішити ще одну проблему – зменшити запаси накопиченої у всіх країнах-учасницях «атомного клубу» ВЯП, зменшити кількість накопичених в ВЯП радіоактивних відходів. Тут справа не в деяких чудових якостях МОКС-палива, все прозаїчніше. Якщо ВЯП не використовувати, а намагатися відправити його на вічне геологічне поховання, то разом з ним доведеться відправляти на поховання та всі високоактивні відходи, які в ньому містяться. А ось застосування технологій переробки ВЯП з метою вилучення з нього плутонію мимоволі змушує нас скорочувати обсяги цих радіоактивних відходів. У боротьбі за використання плутонію ми просто таки змушені знищувати радіоактивні відходи, але при цьому процес такого знищення стає менш витратним – адже плутоній йде в справу.
МОКС-паливо – дороге задоволення, яке потрібно зробити дешевим
При цьому виробництво МОКС-палива в Росії почалося зовсім недавно, навіть у найновішого, найтехнологічнішого реактора на швидких нейтронах - БН-800, перехід на 100% використання МОКС-палива відбувається в режимі онлайн, теж ще не завершений. Цілком природно, що в даний час виробництво МОКС-палива обходиться дорожче, ніж виробництво традиційного уранового. Здешевлення виробництва, як і в будь-якій іншій галузі промисловості, можливо насамперед за рахунок виробництва масового, «конвеєрного».
Отже, для того, щоб замикання ядерного паливного циклу було доцільним з економічної точки зору, в Росії потрібна більша кількість реакторів на швидких нейтронах, це має стати стратегічною лінією розвитку атомної енергетики. Більше реакторів – добрих та різних!
При цьому необхідно не випускати з поля зору і другу можливість використання МОКС-палива – як паливо для реакторів ВВЕР. Реактори на швидких нейтронах створюють таку додаткову кількість плутонію, яку вони самі використати вже до ладу і не можуть - їм стільки просто не треба, плутонію вистачить і для реакторів ВВЕР. Ми вже писали, що МОКС-паливо, у якому на 93% збідненого урану-238 припадає 7% плутонію, поводиться майже так само, як звичайне уранове паливо. Та ось тільки застосування МОКС-палива в теплових реакторах призводить до зниження ефективності поглиначів нейтронів, що застосовуються у ВВЕР. Причина цього полягає в тому, що бор-10 набагато гірше поглинає швидкі нейтрони – такі його фізичні особливості, на які ми ніяк не можемо вплинути. Така сама проблема виникає і з аварійними борними стрижнями, призначення яких – миттєве зупинення ланцюгової реакції у разі нештатних ситуацій.
Розумний вихід – зниження кількості МОКС-палива у ВВЕР до 30-50%, що реалізується на частини легководних реакторів Франції, Японії та інших країн. Але й у цьому випадку може знадобитися модернізація борної системи та виконання всіх необхідних обґрунтувань безпеки, співпраця з наглядовими органами МАГАТЕ для отримання ліцензій на використання МОКС-палива у теплових реакторах. Або, якщо коротко – кількість борних стрижнів доведеться збільшити, причому і тих, що призначені для управління, і тих, що «припасені» на випадок НП. Але тільки освоєння цих технологій дозволить перейти до масового виробництва цього виду палива, здешевлення його виробництва. Одночасно це дозволить значно активніше вирішувати і проблеми зменшення кількості ВЯП, активніше використовувати запаси збідненого урану.
Перспективи близькі, але дорога не проста
Освоєння цієї технології у поєднанні з будівництвом реакторів-бридерів енергетичного плутонію – реакторів на швидких нейтронах дозволить Росії не лише замкнути ядерний паливний цикл, а й зробити його економічно привабливим. Великі перспективи є і використання СНУП-палива (змішане нітридне уран-плутонієве паливо). Експериментальні ТВС, що пройшли 2016 року опромінення на реакторі БН-600, вже довели свою ефективність як при реакторних випробуваннях, так і за підсумками післяреакторних досліджень. Отримані результати дають для продовження робіт з обґрунтування використання СНУП-палива при створенні реакторної установки БРЕСТ-300 та пристанційних модулів з виробництва СНУП-палива дослідно-демонстраційного комплексу, що будується у Сіверську. БРЕСТ-300 дозволить продовжити відпрацювання технологій, необхідних для повного замикання ядерного паливного циклу, забезпечити повніше вирішення проблем ВЯП та РАВ, реалізувати ідеологію «повернути природі стільки ж радіоактивності, скільки її було вилучено». Реактор БРЕСТ-300, як і реактори БН – реактор на швидких нейтронах, що тільки наголошує на правильності стратегічного напряму розвитку атомної енергетики – поєднання водноводяних реакторів та реакторів на швидких нейтронах.
Освоєння технології 100% використання МОКС-палива на БН-800 забезпечує і можливість створення реакторів БН-1200 – не тільки потужніших, а й економічно більш вигідних. Рішення про створення в Росії реактора БН-1200 прийнято, а це означає, що темп науково-дослідних роботи атомним фахівцям доведеться тільки збільшувати, і створення МБІР, намічене на 2020 рік, може суттєво допомогти у вирішенні всіх проблем, у освоєнні технології повного замикання паливного. ядерного циклу. Росія була і залишається єдиною країною, яка створила енергетичні реактори на швидких нейтронах, забезпечивши наше світове лідерство у цьому найважливішому напрямі атомної енергетики.
Зрозуміло, все розказане – лише перше знайомство з особливостями реакторів на швидких нейтронах, але ми постараємося продовжити, оскільки тема ця важлива і, як нам здається, досить цікава.
У 40 км від Єкатеринбурга, серед найкрасивіших уральських лісів розташоване містечко Зарічний. У 1964 році тут була запущена перша радянська промислова АЕС - Білоярська (з реактором АМБ-100 потужністю 100 МВт). Наразі Білоярська АЕС залишилася єдиною у світі, де працює промисловий енергетичний реактор на швидких нейтронах — БН-600.
Уявіть собі кип'ятильник, який випаровує воду, а пара, що утворилася, крутить турбогенератор, що виробляє електроенергію. Приблизно так у загальних рисахта влаштовано атомну електростанцію. Тільки "кип'ятильник" - це енергія атомного розпаду. Конструкції енергетичних реакторів можуть бути різними, але за принципом їх роботи можна розділити на дві групи — реактори на теплових нейтронах і реактори на швидких нейтронах.
В основі будь-якого реактора лежить поділ важких ядер під дією нейтронів. Щоправда, є й суттєві відмінності. У теплових реакторах уран-235 ділиться під дією низькоенергетичних теплових нейтронів, утворюються уламки поділу і нові нейтрони, що мають високу енергію (так звані швидкі нейтрони). Імовірність поглинання ядром урану-235 (з наступним розподілом) теплового нейтрону набагато вища, ніж швидкого, тому нейтрони потрібно уповільнити. Це робиться за допомогою уповільнювачів-речовин, при зіткненнях з ядрами яких нейтрони втрачають енергію. Паливом для теплових реакторів зазвичай служить уран невисокого збагачення, як сповільнювач використовуються графіт, легка або важка вода, а теплоносієм є звичайна вода. За однією з таких схем влаштовано більшість АЕС, що функціонують.
Швидкі нейтрони, що утворюються в результаті вимушеного поділу ядер, можна використовувати і без уповільнення. Схема така: швидкі нейтрони, що утворилися при розподілі ядер урану-235 або плутонію-239, поглинаються ураном-238 з утворенням (після двох бета-розпадів) плутонію-239. Причому на 100 ядер урану-235, що розділилися, або плутонію-239 утворюється 120-140 ядер плутонію-239. Щоправда, оскільки ймовірність поділу ядер швидкими нейтронами менша, ніж тепловими, паливо має бути збагаченим більшою мірою, ніж для теплових реакторів. Крім того, відводити тепло за допомогою води тут не можна (вода-уповільнювач), так що доводиться використовувати інші теплоносії: зазвичай це рідкі метали і сплави, від екзотичних варіантів типу ртуті (такий теплоносій був використаний в першому американському експериментальному реакторі Clementine) або свинцево -вісмутових сплавів (використовувалися в деяких реакторах для підводних човнів; зокрема, радянських човнів проекту 705) до рідкого натрію (найпоширеніший у промислових енергетичних реакторах варіант). Реактори, що працюють за такою схемою, називають реакторами на швидких нейтронах. Ідею такого реактора було запропоновано у 1942 році Енріко Фермі. Зрозуміло, найгарячіший інтерес виявили до цієї схеми військові: швидкі реактори у процесі роботи виробляють не лише енергію, а й плутоній для ядерної зброї. Тому реактори на швидких нейтронах називають також бридерами (від англійського breeder-виробник).
Що в нього всередині
Активна зона реактора на швидких нейтронах влаштована подібно до цибулини, шарами. 370 паливних збірок утворюють три зони з різним збагаченням по урану-235 - 17, 21 і 26% (спочатку зон було лише дві, але щоб вирівняти енерговиділення, зробили три). Вони оточені бічними екранами (бланкетами), або зонами відтворення, де розташовані збірки, що містять збіднений або природний уран, що складається в основному з ізотопу 238. відтворення). Реактор БН-600 відноситься до розмножувачів (бридерів), тобто на 100 ядер урану-235, що розділилися в активній зоні, в бічних і торцевих екранах напрацьовується 120-140 ядер плутонію, що дає можливість розширеного відтворення ядерного палива. Тепловиділяючі зборки (ТВС) являють собою зібраний в одному корпусі набір тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ) - трубочок зі спеціальної сталі, наповнених таблетками з оксиду урану з різним збагаченням. Щоб ТВЕЛи не стикалися між собою і між ними міг циркулювати теплоносій, на трубочки навивають тонкий дріт. Натрій надходить у ТВС через нижні отвори, що дроселюють, і виходить через вікна у верхній частині. У нижній частині ТВС розташований хвостовик, що вставляється в гніздо колектора, у верхній - головна частина, за яку складання захоплюють при перевантаженні. Паливні складання різного збагачення мають різні посадкові місця, тому встановити складання на неправильне місце просто неможливо. Для управління реактором використовуються 19 компенсуючих стрижнів, що містять бор (поглинач нейтронів) для компенсації вигоряння палива, 2 стрижні автоматичного регулювання (для підтримки заданої потужності), а також 6 стрижнів активного захисту. Оскільки власне нейтронне тло у урану малий, для контрольованого запуску реактора (і управління на малих рівнях потужності) використовується «підсвічування» — фотонейтронне джерело (гама-випромінювач плюс берилій).
Зигзаги історії
Цікаво, що історія світової атомної енергетики розпочалася саме з реактора на швидких нейтронах. 20 грудня 1951 року в Айдахо запрацював перший у світі енергетичний реактор на швидких нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) електричною потужністю 0,2 МВт. Пізніше, в 1963 році, неподалік Детройта була запущена АЕС з реактором на швидких нейтронах Fermi - вже потужністю близько 100 МВт (1966 року там сталася серйозна аварія з розплавленням частини активної зони, але без будь-яких наслідків для довкіллячи людей).
У СРСР цією темою з кінця 1940-х років займався Олександр Лейпунський, під керівництвом якого в Обнінському фізико-енергетичному інституті (ФЕІ) було розроблено основи теорії швидких реакторів та побудовано кілька експериментальних стендів, що дозволило вивчити фізику процесу. В результаті проведених досліджень у 1972 році почала працювати перша радянська АЕС на швидких нейтронах у місті Шевченка (нині Актау, Казахстан) з реактором БН-350 (спочатку позначався БН-250). Вона не лише виробляла електроенергію, а й використовувала тепло для опріснення води. Незабаром були запущені французька АЕС зі швидким реактором Phenix (1973) та британська з PFR (1974), обидві потужністю 250 МВт.
Проте у 1970-х в атомній енергетиці стали домінувати реактори на теплових нейтронах. Зумовлено це було різними причинами. Наприклад, тим, що швидкі реактори можуть виробляти плутоній, а це може призвести до порушення закону про нерозповсюдження ядерної зброї. Однак швидше за все основним фактором було те, що теплові реактори були більш простими та дешевими, їх конструкція відпрацьовувалася на військових реакторах для підводних човнів, та й сам уран був дуже дешевий. Промислові енергетичні реактори, що вступили в дію після 1980 року, на швидких нейтронах у всьому світі можна перерахувати на пальцях однієї руки: це Superphenix (Франція, 1985-1997), Monju (Японія, 1994-1995) і БН-600 (Білоярська АЕС) , який зараз є єдиним у світі чинним промисловим енергетичним реактором.
Вони повертаються
Однак наразі до АЕС із реакторами на швидких нейтронах знову прикута увага фахівців та громадськості. Згідно з оцінками, зробленими Міжнародним агентством з атомної енергії (МАГАТЕ) у 2005 році, загальний обсяг розвіданих запасів урану, витрати на видобуток якого не перевищують $130 за кілограм, становить приблизно 4,7 млн. тонн. За оцінками МАГАТЕ, цих запасів вистачить на 85 років (якщо взяти за основу потребу в урані для виробництва електроенергії за рівнем 2004 року). Зміст ізотопу 235, який «спалюють» у теплових реакторах, у природному урані — лише 0,72%, решта становить «безкорисний» для теплових реакторів уран-238. Однак, якщо перейти до використання реакторів на швидких нейтронах, здатних «спалювати» уран-238, цих запасів вистачить більш ніж на 2500 років!
Цех збирання реактора, де з окремих деталей методом великовузлового збирання збирають окремі частини реактора
Більше того, реактори на швидких нейтронах дозволяють реалізувати замкнутий паливний цикл (БН-600 в даний час він не реалізований). Оскільки «спалюється» лише уран-238, після переробки (вилучення продуктів поділу та додавання нових порцій урану-238) паливо можна знову завантажувати в реактор. А оскільки в уран-плутонієвому циклі плутонію утворюється більше, ніж розпалося, надлишок палива можна використовувати для нових реакторів.
Більш того, цим способом можна переробляти надлишки збройового плутонію, а також плутоній і молодші актиніди (нептуній, америцій, кюрій), вилучені з відпрацьованого палива звичайних теплових реакторів (молодші актиніди в даний час є дуже небезпечною частиною радіоактивних відходів). При цьому кількість радіоактивних відходів, порівняно з тепловими реакторами, зменшується більш ніж у двадцять разів.
Перезавантаження наосліп
На відміну від теплових реакторів, в реакторі БН-600 зборки знаходяться під шаром рідкого натрію, тому вилучення відпрацьованих збірок і установка на їх місце свіжих (цей процес називають перевантаженням) відбувається в повністю закритому режимі. У верхній частині реактора розташовані велика та мала поворотна пробки (ексцентричні щодо один одного, тобто їх осі обертання не збігаються). На малій поворотній пробці змонтовано колону із системами управління та захисту, а також механізмом перевантаження із захопленням типу цангового. Поворотний механізм забезпечений гідрозатвором зі спеціального легкоплавкого сплаву. У нормальному стані він твердий, а для перезавантаження його розігрівають до температури плавлення, причому реактор залишається повністю герметичним, так що викиди радіоактивних газів практично виключені. Процес перевантаження вимикає безліч етапів. Спочатку захоплення підводиться до однієї зі збірок, що у внутрішньореакторному сховищі відпрацьованих збірок, витягує її і переносить в елеватор вивантаження. Потім її піднімають у передавальний бокс і поміщають у барабан відпрацьованих збірок, звідки вона після очищення пором (від натрію) потрапить у басейн витримки. На наступному етапі механізм витягує одну зі складання активної зони і переставляє її у внутрішньореакторне сховище. Після цього з барабана свіжих збірок (в який заздалегідь встановлюють ТВС, що прийшли із заводу) витягують потрібну, встановлюють її в елеватор свіжих збірок, який подає її до механізму навантаження. Останній етап — встановлення ТВС в осередок, що звільнився. При цьому на роботу механізму з метою безпеки накладаються певні обмеження: наприклад, не можна одночасно звільняти два сусідні осередки, крім того, при перевантаженні всі стрижні керування та захисту повинні бути в активній зоні. Процес перевантаження однієї збірки займає до години, перевантаження третини активної зони (близько 120 ТВС) займає близько тижня (три зміни), така процедура виконується кожну мікрокампанію (160 ефективних діб, у перерахунку на повну потужність). Щоправда, зараз вигоряння палива збільшили і перевантажується лише чверть активної зони (приблизно 90 ТВС). При цьому оператор не має безпосередньої візуальної зворотнього зв'язку, і орієнтується лише за показниками датчиків кутів повороту колони та захватів (точність позиціонування - менше 0,01 градуса), зусиль вилучення та постановки.
Процес перезавантаження включає безліч етапів, що проводиться за допомогою спеціального механізму і нагадує гру в «15». Кінцева мета - попадання свіжих збірок з відповідного барабана в потрібне гніздо, а тих, хто відпрацював - у свій барабан, звідки вони після очищення пором (від натрію) потраплять у басейн витримки.
Гладко лише на папері
Чому ж за всіх своїх достоїнств реактори на швидких нейтронах не набули широкого поширення? Насамперед це пов'язано з особливостями їхньої конструкції. Як уже було сказано вище, воду не можна використовувати як теплоносій, оскільки вона є сповільнювачем нейтронів. Тому в швидких реакторах переважно використовуються метали в рідкому стані — від екзотичних свинцево-вісмутових сплавів до рідкого натрію (найпоширеніший варіант для АЕС).
«У реакторах на швидких нейтронах термічні та радіаційні навантаження набагато вищі, ніж у теплових реакторах, — пояснює «ПМ» головний інженерБілоярської АЕС Михайло Баканов. — Це призводить до необхідності використання спеціальних конструкційних матеріалів для корпусу реактора та внутрішньореакторних систем. Корпуси ТВЕЛ і ТВС виготовлені не з цирконієвих сплавів, як у теплових реакторах, а зі спеціальних легованих хромистих сталей, менш схильних до радіаційного «розпухання». З іншого боку, наприклад, корпус реактора не піддається навантаженням, пов'язаним з внутрішнім тиском, - Воно лише трохи вище атмосферного ».
За словами Михайла Баканова, у перші роки експлуатації основні труднощі були пов'язані з радіаційним розпуханням та розтріскуванням палива. Ці проблеми, втім, невдовзі було вирішено, було розроблено нові матеріали — як палива, так корпусів ТВЭЛов. Але навіть зараз кампанії обмежені не так вигорянням палива (яке на БН-600 досягає показника 11%), як ресурсом матеріалів, з яких виготовлено паливо, ТВЕЛи та ТВС. Подальші проблеми експлуатації були пов'язані в основному з протіканнями натрію другого контуру, хімічно активного і пожежонебезпечного металу, що бурхливо реагує на зіткнення з повітрям і водою: «Тривалий досвід експлуатації промислових енергетичних реакторів на швидких нейтронах є тільки в Росії та Франції. І ми, і французькі фахівці з самого початку стикалися з тими самими проблемами. Ми їх успішно вирішили, з самого початку передбачивши спеціальні засобиконтролю герметичності контурів, локалізації та придушення протікання натрію. А французький проект виявився менш підготовленим до таких неприємностей, в результаті 2009 року реактор Phenix був остаточно зупинений».
«Проблеми справді були ті самі, — додає директор Білоярської АЕС Микола Ошканов, — але вирішували їх у нас і у Франції. у різний спосіб. Наприклад, коли на Phenix погнулася головна частина однієї зі збірок, щоб захопити і вивантажити її, французькі фахівці розробили складну і досить дорогу систему "бачення" крізь шар натрію. поміщену в найпростішу конструкцію типу водолазного дзвону — відкриту знизу трубу з піддувом аргону зверху.
Швидке майбутнє
«У світі не було б такого інтересу до технології швидких реакторів, якби не успішна багаторічна експлуатація нашого БН-600, — каже Микола Ошканов. . Тільки вони дозволяють залучити до паливного циклу весь природний уран і таким чином збільшити ефективність, а також у десятки разів зменшити кількість радіоактивних відходів. У цьому випадку майбутнє атомної енергетики буде справді світлим».
