Новый виток отечественной ядерной энергетики: реакторы на быстрых нейтронах

Наши основные источники энергии – нефть, газ и уголь – когда-нибудь закончатся. Эксперты спорят о том, когда это произойдет, но в том, что это рано или поздно случится, не сомневается никто. Когда последние кубометры природного газа достанут со дна океана, а нефть – из глубоких пластов породы, придется волей-неволей переходить на другие источники.

Чем можно заменить углеводороды? Возобновляемые источники энергии – отличное решение, но не универсальное: солнце светит не всем частям планеты одинаково, ветер тоже дует не везде и не всегда. Солнечная и ветряная энергия, вместе взятые, способны удовлетворить не больше 40% спроса. Поэтому, как ни крути, людям придется полагаться на ядерную и термоядерную энергию. Получить от термоядерного реактора больше энергии, чем на него затрачено, ученые пока не смогли. Возможно, это удастся сделать на международной установке ITER во Франции – но пока она только строится, поэтому обозримое будущее все-таки остается за традиционной ядерной энергетикой, основанной на реакциях деления ядер.

Однако, чтобы заменить углеводороды, мирный атом должен быть переведен на новые рельсы. Если продолжить использовать уран так, как это делает подавляющее большинство атомных электростанций мира, разведанные запасы этого металла будут довольно быстро исчерпаны. «Оптимизировать» их можно с помощью новых технологий. В России такие технологии есть: это ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Большая часть ядерных реакторов сегодня – это реакторы на медленных, или тепловых, нейтронах. Они работают на уране-235, который редко встречается в природе: от обычной урановой руды этот изотоп составляет всего 0,07%. Остальные 99,93% – это уран-238, который для топлива реакторов на медленных нейтронах не годится.

Здесь стоит пояснить, почему нейтроны в реакторе медленные: их замедляет вода, которую в тепловых реакторах используют в качестве теплоносителя. Пролетая сквозь воду, нейтроны теряют в энергии и в таком состоянии способны вызывать деление только ядер урана-235, в то время как изотоп 238 остается бесполезным балластом. Без замедления водой нейтроны поглощаются ядрами урана-238, которые в результате превращаются в нестабильные ядра плутония – а их можно использовать в качестве топлива. Поэтому для реактора на быстрых нейтронах те самые 99% урановой руды, которые составляет уран-238 – не бесполезный балласт, а основа для наработки нового топлива.

Чтобы построить реактор БН, нужно заменить воду другим веществом – таким, которое не замедляет нейтроны. Для первых в мире и пока единственных промышленных (а не экспериментальных) реакторов на быстрых нейтронах (оба на Белоярской АЭС) на эту роль выбрали жидкий натрий.

Главное достоинство реакторов БН состоит даже не в том, что они могут использовать невостребованный в тепловых установках уран-238. Их главное достоинство в том, что они, в отличие от медленных реакторов, могут дожигать отработанное в реакторах на медленных нейтронах ядерное топливо. Имея на атомной станции реактор на быстрых нейтронах, можно создать замкнутый цикл, главным сырьем в котором станет не редкий уран-235, а распространенный уран-238. Запасов этого элемента на Земле может хватить не на сотни, а на тысячи лет.

Преимущества замкнутого цикла очевидны: вместо того чтобы складировать отработанное топливо, его перерабатывают и снова превращают в источник тепла и света. Правильно организовав замкнутый цикл, можно дожечь весь делящийся материал. На выходе получится некоторое количество отходов, по уровню радиоактивности не превосходящее когда-то вынутую из земли урановую руду. В таком виде ядерные отходы можно смело возвращать природе.

Замкнутый цикл – это только одна из задач проекта «Прорыв». Другая задача – создание реакторов четвертого поколения, конструкция которых будет удовлетворять принципу естественной безопасности. Это значит, что за безопасность на новых реакторах будут отвечать не люди, не машины и не инженерные сооружения, которые оберегают нас от аварий на АЭС сейчас, а законы физики. Естественная безопасность строится на использовании материалов, которые безопасны сами по себе, и конструкций, которые в принципе исключают возможность аварии.

Безопасности действующих ядерных реакторов можно дать численную оценку, вычислив вероятность внештатной ситуации. У БН-600 и БН-800 она оценивается как 10–6–10–7, что примерно соответствует вероятности падения на Землю метеорита, достаточно большого, чтобы уничтожить нашу цивилизацию. Это ничтожно малое число, но оно все-таки не равно нулю. Естественная безопасность – это когда вероятность строго равна нулю, как, например, вероятность самовозгорания стакана с водой.

Название у будущего реактора уже есть – «БРЕСТ-300». От действующих БН-600 и БН-800 он будет отличаться в первую очередь выбором теплоносителя: активную зону «БРЕСТа» вместо натрия погрузят в жидкий свинец. Чистый натрий, хоть и подходит для использования в быстрых реакторах, в силу своей высокой реактивности требует очень бережного обращения. Он горит на воздухе и реагирует с водой, поэтому для натриевых реакторов нужно выстраивать специальные системы безопасности. Свинец в этом смысле гораздо проще в обращении: он не горит и не взрывается и к тому же вместе с бетоном оболочки надежно экранирует активную зону, так что по ту сторону металлобетонной стенки реактора без дополнительных ухищрений поддерживается естественный радиационный фон.

Предполагается, что быстрые реакторы нового поколения будут работать совместно с тепловыми реакторами, теми, что уже запущены и дают стране электричество в рамках двухкомпонентной ядерной энергетики. Самые распространенные сегодня в России реакторы – тепловые, водно-водяные (ВВЭР), на тепловых нейтронах. Их суммарное время работы без происшествий перевалило уже за тысячу лет, а это многое говорит о надежности конструкции. Безопасность ВВЭР гарантируют сложные инженерные сооружения, рассчитанные на самые худшие сценарии – потерю контроля над ядерной реакцией и потерю охлаждения. На случай утечки охладителя, который забирает тепло у активной зоны, в них предусмотрен запас воды и аварийные насосы. На крайний случай, если раскаленное топливо проплавит бетонное дно, предусмотрена ловушка расплава – полость, в которую расплавленный материал активной зоны должен стечь и там остыть.

Разница в том, что реакторам с естественной безопасностью ловушка расплава, запасные насосы, огромная гермооболочка и масса сложных обеспечивающих систем не нужны. За то, чтобы не прерывался поток охладителя к активной зоне, в них отвечает интегральная конструкция реактора. Если сравнить систему подачи охладителя ВВЭР с водопроводом, то интегральная система «БРЕСТа» – это колодец во дворе, воду из которого нужно носить ведрами. Это немного сложнее, чем лить воду из крана, но и большие протечки такой системе не страшны. По интегральной схеме оборудование активной зоны – в том числе насосы и парогенераторы – размещаются не снаружи, а внутри корпуса реакторной установки. Поэтому любые протечки могут возникнуть только в самом корпусе, а значит, осушение реакторной зоны просто невозможно. Это исключает аварии, требующие эвакуации населения.

А за стабильность ядерной реакции в концепции естественной безопасности отвечает само топливо: его изотопный состав выверен так, чтобы оно ни при каких условиях не могло разогреться выше допустимых значений. Такой подбор материала исключает перегрев активной зоны и расплавление топливных стержней.

Строительство опытно-демонстрационного энергокомплекса, сердцем которого станет реактор «БРЕСТ-300», идет полным ходом. Уже построен завод, на котором из переработанного отработавшего ядерного топлива, содержащего опасные радионуклиды америция и другие минорные актиниды, будут производить топливо. Эти элементы образуют самую опасную часть отработанного ядерного топлива, но в реакторе на быстрых нейтронах их можно эффективно дожигать.

Основное оборудование завода по фабрикации и рефабрикации топлива начали монтировать летом прошлого года. Строительство самого реактора начнется в ближайшее время, а пуск ожидается в 2026 году. После него в конце десятилетия будет сдан в эксплуатацию модуль переработки топлива, на котором вынутые из реактора тепловыделяющие сборки будут разбирать, перерабатывать отработавшее топливо и снова готовить его к рефабрикации. Так замкнется топливный цикл.

«БРЕСТ-300» станет первым в мире реактором со свинцовым теплоносителем. На опытном демонстрационном энергокомплексе с новым реактором, уникальными заводами по производству и переработке топлива российские атомщики должны показать всему миру, каким должен быть атомный энергетический комплекс с замкнутым топливным циклом.

Будущие комплексы с реакторами на быстрых нейтронах, более мощные, чем «БРЕСТ», должны стать экономически эффективными. В «Росатоме» рассчитывают, что во второй половине нашего столетия энергокомплексы с такими реакторами создадут новую ядерную энергетику. Основную роль в ней будут играть быстрые реакторы, которые обеспечат человечество чистой энергией на столетия вперед.

Еще больше об атомной промышленности на www.atom75.ru