Баллада о быстрых нейтронах: уникальный реактор Белоярской АЭС

В основе любого реактора лежит деление тяжелых ядер под действием нейтронов. Правда, есть и существенные отличия. В тепловых реакторах уран-235 делится под действием низкоэнергетических тепловых нейтронов, при этом образуются осколки деления и новые нейтроны, имеющие высокую энергию (так называемые быстрые нейтроны). Вероятность поглощения ядром урана-235 (с последующим делением) теплового нейтрона гораздо выше, чем быстрого, поэтому нейтроны нужно замедлить. Это делается с помощью замедлителей- веществ, при столкновениях с ядрами которых нейтроны теряют энергию. Топливом для тепловых реакторов обычно служит уран невысокого обогащения, в качестве замедлителя используются графит, легкая или тяжелая вода, а теплоносителем является обычная вода. По одной из таких схем устроены большинство функционирующих АЭС.

Быстрые нейтроны, образующиеся в результате вынужденного деления ядер, можно использовать и без какого-либо замедления. Схема такова: быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении ядер урана-235 или плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (после двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 или плутония-239 образуется 120−140 ядер плутония-239. Правда, поскольку вероятность деления ядер быстрыми нейтронами меньше, чем тепловыми, топливо должно быть обогащенным в большей степени, чем для тепловых реакторов. Кроме того, отводить тепло с помощью воды здесь нельзя (вода- замедлитель), так что приходится использовать другие теплоносители: обычно это жидкие металлы и сплавы, от весьма экзотических вариантов типа ртути (такой теплоноситель был использован в первом американском экспериментальном реакторе Clementine) или свинцово-висмутовых сплавов (использовались в некоторых реакторах для подводных лодок- в частности, советских лодок проекта 705) до жидкого натрия (самый распространенный в промышленных энергетических реакторах вариант). Реакторы, работающие по такой схеме, называются реакторами на быстрых нейтронах. Идея такого реактора была предложена в 1942 году Энрико Ферми. Разумеется, самый горячий интерес проявили к этой схеме военные: быстрые реакторы в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия. По этой причине реакторы на быстрых нейтронах называют также бридерами (от английского breeder- производитель).

Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

В СССР этой темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под руководством которого в Обнинском физико-энергетическом институте (ФЭИ) были разработаны основы теории быстрых реакторов и построены несколько экспериментальных стендов, что позволило изучить физику процесса. В результате проведенных исследований в 1972 году вступила в строй первая советская АЭС на быстрых нейтронах в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250). Она не только вырабатывала электроэнергию, но и использовала тепло для опреснения воды. Вскоре были запущены французская АЭС с быстрым реактором Phenix (1973) и британская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн. Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года). Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238. Однако, если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, — объясняет "ПМ" главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию'. С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы — как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, — добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, — но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения' сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола, — открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

«В мире не было бы такого интереса к технологии быстрых реакторов, если бы не успешная многолетняя эксплуатация нашего БН-600, — говорит Николай Ошканов.- Развитие атомной энергетики, на мой взгляд, в первую очередь связано с серийным производством и эксплуатацией именно быстрых реакторов. Только они позволяют вовлечь в топливный цикл весь природный уран и таким образом увеличить эффективность, а также в десятки раз уменьшить количество радиоактивных отходов. В этом случае будущее атомной энергетики будет действительно светлым».