Общество: Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России

8 июня 2021 года в городе Северске Томской области состоялась заливка первого бетона на стройке опытно-демонстрационного энергоблока БРЕСТ-300-ОД. Новый ядерный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем должен стать демонстратором уникальной технологии – полностью замкнутого ядерного топливного цикла.

На одной площадке, кроме энергетического реактора, расположатся завод по фабрикации топливных элементов и предприятие по переработке отработанного ядерного топлива. Это позволит энергоблоку БРЕСТ не только обеспечивать себя самого новым топливом, но и нарабатывать ядерное топливо для других реакторов.

«Благодаря переработке ядерного топлива бесконечное количество раз ресурсная база атомной энергетики станет практически неисчерпаемой. При этом для будущих поколений снимается проблема накопления отработавшего ядерного топлива» – такими словами во время церемонии описал значение происходящего генеральный директор госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев.

Пока что такими технологиями не обладает ни одна страна в мире: Россия станет первой державой, которая сможет осуществить столь сложное и смелое начинание.

Свинец вместо воды

Суть технологии замкнутого ядерного цикла проста в принципиальной идее, но предельно тяжела в конкретной реализации. Для описания проблемы придется погрузиться в подробности работы ядерного реактора.

При делении любого тяжелого ядра, будь то уран, торий или плутоний, оно испускает два–три «лишних» нейтрона. Свободный нейтрон живет недолго. Обычно его поглощают соседние атомы – топлива, конструкций реактора, его теплоносителя. Если нейтрон поглотила конструкция реактора или теплоноситель, это приводит к «наведенной» радиоактивности – часто нейтроны превращают устойчивые ядра в нестабильные, склонные к последующему распаду. В обычных реакторах на легкой воде (например серии ВВЭР, которая сейчас является основной для реакторов российской конструкции) такой процесс вызывает накопление в водяном теплоносителе тяжелого изотопа водорода – трития. Тритий потом приходится выделять путем сложных манипуляций – или же ждать, пока реакторная вода естественным образом очистится от него в результате радиоактивного распада.

Используемый в реакторе БРЕСТ свинцовый теплоноситель является радиационно стойким и слабо активируемым. Это означает, что жидкий свинец, из которого он состоит, крайне неохотно поглощает нейтроны и практически не накапливает наведенную радиоактивность. Ну и, наконец, свинец химически пассивен при контакте с водой и воздухом, что исключает химические или тепловые взрывы при разгерметизации первого контура реактора. В случае нарушения герметичности контура свинец просто вытечет наружу, остынет и перейдет в твердое состояние, еще и закрыв такой «пробкой» место протечки.

Еще одной особенностью свинца является его высокая температура кипения, составляющая 1749 °C при нормальном давлении. За счет избыточного давления внутри контура теплоносителя свинец в реакторе БРЕСТ циркулирует при температуре 1751 °C, находясь в жидком состоянии возле точки кипения. Такая высокая температура очень привлекательна для любого термодинамического цикла, который всегда работает от разности температур.

В частности, турбина БРЕСТ сможет работать на водяном паре сверхкритических параметров (до 600 °C), что значительно выше температуры паровых турбин современных АЭС, пар для которых никогда не превышает критическую отметку по температуре – 374 °C. А это, в свою очередь, позволит энергоблоку БРЕСТ-300-ОД иметь электрический КПД, который будет выше КПД блоков с реакторами ВВЭР и сможет достигать 40–45%.

В будущем использование свинцового энергоносителя позволит и вовсе уйти от водяного пара во втором контуре. Высокая температура свинцового теплоносителя в первом контуре позволяет, например, питать от него газовую турбину с замкнутым циклом, чей КПД будет даже выше, чем паровой турбины на сверхкритическом водяном паре.

Нейтроны не терять!

Использование свинца в качестве теплоносителя позволяет направить практически все вылетевшие при делении ядер нейтроны назад – в топливные сборки. Поглощение быстрых нейтронов ураном-238 идет очень легко – он очень «жадный» на захват пролетающих через него частиц с высокой энергией. Захватив нейтрон, уран-238 превращается в изотоп другого химического элемента – в плутоний-239.

А это, как мы знаем, тоже ядерное топливо, основа всего ядерного оружия в современном мире. В идеале на каждое разделившееся ядро урана-235 мы можем получить 1,25 ядра нового плутония-239, который чудесным образом возник прямо в реакторе из «бросового» урана-238, непригодного для обычного деления.

Конечно, идеальную картинку в реальном реакторе получить невозможно. Нейтроны активно захватываются ядрами других элементов, присутствующих в активной зоне: осколками деления, теплоносителем и замедлителем, стержнями управления и защиты, часть нейтронов просто вылетает из активной зоны. Поэтому в современных реакторах на легкой воде, например упомянутых ВВЭР, коэффициент размножения топлива составляет 0,5–0,7. Хотя, что интересно, нужный нам плутоний-239 в них тоже образуется, пусть и не так быстро.

Энергоблок БРЕСТ за счет своей конструкции, особого расположения топливных элементов, использования слабо активируемого свинцового теплоносителя позволяет получить коэффициент воспроизводства топлива гораздо выше единицы – по расчетам, до 1,2, что уже очень близко к теоретическому пределу. А это означает, что, единожды загрузив ядерное топливо на площадку БРЕСТ, мы можем практически забыть о потребностях реактора в свежем топливе, да еще и получать около 20% нового делящегося материала от каждого цикла внутри реактора.

Так почему же мы не строим БРЕСТ в серии?

Основной трудностью в освоении столь привлекательного на бумаге замкнутого ядерного цикла всегда была инженерная сложность реакторов на быстрых нейтронах. Если упростить задачу до максимума, то реактор на быстрых нейтронах – это гораздо более «горячая штучка», чем стандартный энергоблок, использующий медленные, тепловые нейтроны и обычную воду в качестве теплоносителя.

В реакторах на быстрых нейтронах все гораздо напряженнее – разрушительные потоки нейтронов, температуры теплоносителя, быстрота и многогранность реакций в активной зоне. Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах в историческом периоде оказались практически на порядок выше, чем таковые для обычных реакторов.

Это привело к значительному отставанию в их развитии и к тому, что пока что реакторы на быстрых нейтронах – это единичные и экспериментальные установки.

Это отразилось еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий. Из четырех стран, которые начали сооружение таких реакторов в мире, действующие энергоблоки, а именно БН-350, БН-600 и БН-800, были построены только в СССР и России. А вот США, Франция и Япония, начав крупномасштабные эксперименты с реакторами на быстрых нейтронах с жидким натрием в то же время и даже раньше, сошли с дистанции, так и не добившись устойчивой работы этих сложных машин.

Сейчас Россия, успешно освоив технологию жидкого натрия в реакторах на быстрых нейтронах, переходит к следующему поколению энергоблоков, использующих гораздо более безопасный и перспективный свинцовый теплоноситель. Это действительно энергетика будущего: пока доступность урана-235 еще не достигла критических для отрасли величин, но его запасы не бесконечны.

Рано или поздно ядерная энергетика столкнется с дефицитом дешевого природного урана-235, и вот тогда реакторы типа БРЕСТ станут единственным выходом из такой сложной ситуации. 

Теги:  ядерная энергетика