Новое слово в энергетике: зачем России нужен атомный реактор с замыканием топливного цикла

Уложенные столбиками в металлические трубки топливных сборок, они помещаются в атомные реакторы, где и происходит контролируемая цепная реакция. Однако в природе лишь около 0,7% урана приходится на 235-й изотоп, который вовлекается в цепные реакции деления на АЭС, и даже после обогащения его доля поднимается максимум до 5%. Большая же часть топлива – практически бесполезный уран-238, который слишком стабилен и в реакциях деления тепловыми нейтронами не участвует, а после выгрузки отправляется на переработку и захоронение вместе с прочим радиоактивным мусором.

Казалось бы, решение лежит на поверхности. Уран-238 способен «облучаться» – улавливать высвобождающиеся в ходе ядерных реакций нейтроны и превращаться в плутоний-239, который может послужить отличным топливом для новых реакций. Этот подход давно применяется в производстве оружейного плутония, и если реализовать его на АЭС, то загруженный в нее уран после работы можно будет рефабриковать, получая новое, обогащенное плутонием топливо для следующих циклов работы. Плутоний же выжигается снова и снова до тех пор, пока не превратится в короткоживущие изотопы, которые не представляют большой опасности при транспортировке и не требуют захоронения на долгий срок. Между тем сейчас такой срок для некоторых радиоактивных отходов может достигать сотен тысяч лет. Описанный подход называется замкнутым топливным циклом.

«Его главная цель – достижение радиационной эквивалентности атомной энергетики. Сколько радиоактивности мы извлекли из окружающей среды, столько же и возвращаем, не больше, – рассказывает Вячеслав Першуков, руководитель проекта Росатома "Прорыв". – А поскольку природных запасов урана-238 хватит на много тысяч лет, замкнутый цикл должен обеспечить нам и топливную независимость. Можно использовать даже обычный отвальный уран с обогатительной фабрики». Эти замечательные перспективы манили еще пионеров атомной энергетики, однако реализовать такие технологии на обычных реакторах оказалось невозможно.

Работающий на АЭС уран-235, распадаясь, выбрасывает множество высокоэнергетических быстрых нейтронов. Они попадают в толщу воды, куда погружены топливные сборки. Жидкость замедляет нейтроны, позволяя тем взаимодействовать с новыми ядрами урана-235 и вовлекать их в цепную реакцию. Но большая часть выделяемой при делении энергии уходит на нагревание воды, которая играет еще и роль теплоносителя: отводит энергию, превращается в пар и вращает турбину электрогенератора. Водо-водяные реакторы – самые распространенные в мире, но для работы с плутонием они малопригодны. Такому топливу требуются быстрые нейтроны, а не замедленные тепловые, и это уже совсем другой уровень.

«У быстрых нейтронов энергия на порядки выше, чем у тепловых, – говорит Вячеслав Першуков. – Это предъявляет совершенно иные требования к рабочей температуре, конструкционным материалам и теплоносителю». Неудивительно, что первый экспериментальный реактор на быстрых нейтронах (БР-1), запущенный еще в 1948 году, через несколько лет пережил серьезную аварию. Началась долгая и кропотливая работа, которая заняла более полувека и лишь теперь выходит на финишную прямую.

Использовать в реакторе в качестве теплоносителя воду, которая замедляет быстрые нейтроны, нельзя. Требуется другой материал, способный обеспечить съем тепла, но не поглощающий высокоэнергетические частицы, позволяя тем продолжить цепь ядерных реакций. За последние десятилетия физики проверили множество заменителей воды, включая жидкие литий, калий и даже ртуть. Однако лучше прочих показал себя свинец: температура его плавления составляет около 330 °С, а кипения – почти 1750 °С. Это обеспечивает очень широкий диапазон рабочих температур – от границы, начиная с которой свинец становится жидкостью, и до границы, за которой он закипит, сделавшись практически непригодным для охлаждения. Вспомним, что именно этим была вызвана авария на АЭС «Фукусима-1». Из-за отключения генераторов остановились насосы, которые прокачивали теплоноситель; отвод тепла прекратился, вода закипела, произошел взрыв и расплавление активной зоны реактора. Для свинца с его крайне высокой температурой кипения такое попросту невозможно.

«Свинец позволяет удержать внутри корпуса практически любые процессы, связанные с локальным выделением большого количества тепла, – добавляет Вячеслав. – Ну а если все-таки авария произойдет, свинец сам по себе превратится в тяжелый "гробик" для реактора и обеспечит его защиту. Известно, что свинец – прекрасный материал для экранирования радиации, включая гамма-лучи и нейтронное излучение».

Прежде такой свинцово-висмутовый теплоноситель использовался разве что на атомных подлодках: невероятно плотный свинец позволяет сделать реакторы компактнее. Но возникла проблема коррозии топливных оболочек, что сильно усложнило технические процессы. К тому же висмут в реакторе превращался в полоний, чрезвычайно токсичный и радиоактивный. «Сейчас мы научились контролировать содержание кислорода в чистом свинце, решив проблему и коррозии, и полония, – рассказывает Вячеслав Першуков. – БРЕСТ-ОД-300 будет первым в истории реактором, где применяется такое решение. Теперь мы можем рассчитывать на высокое тепловыделение и мощные тепловые потоки и умеем с ними справляться благодаря свинцовому теплоносителю, особой конструкции системы и нитридному топливу». Активная зона реактора станет загружаться таблетками смешанного топлива из нитридов урана и плутония – СНУП-топливом. Во время испытаний на экспериментальных установках выяснилось, что они сохраняют полную работоспособность, не разбухают и не растрескиваются даже при выгорании до 9% – против 4,5% у таблеток, которые используются для обычных реакторов на тепловых нейтронах. Производство СНУП-топлива для БРЕСТ-ОД-300 вскоре начнется неподалеку, на том же Сибирском химическом комбинате Росатома. Проект «Прорыв» – это не только и не столько реактор, сколько практическая демонстрация возможности запустить пристанционный замкнутый цикл топлива.

Урановое ядерное топливо получают из минералов, которые приходится доставлять с места добычи на завод для выделения и обогащения. Далее оно отправляется на предприятие, где происходит фабрикация таблеток и топливных сборок, и лишь затем поступает на АЭС. Облученное вещество хранится в приреакторном бассейне выдержки от одного до трех лет, после чего перевозится для дальнейшего хранения или переработки. «Это очень длинная цепочка с огромным количеством логистических операций, каждая из которых сродни военной по уровню обеспечения безопасности, – объясняет Вячеслав. – Проект "Прорыв" реализует все это в одном месте, резко снижая затраты и на капитальное строительство, и на транспортировку».

На входе у такого предприятия вполне безопасный уран-238 и плутоний-239, а на выходе в идеале остаются лишь короткоживущие осколки ядерного деления. Все производственные потоки замкнуты внутри: подготовка топлива к загрузке происходит в модуле фабрикации, далее оно перемещается в активную зону свинцового реактора и облучается в нем, производя энергию. После нескольких лет работы и выдержки в бассейне все отправляется в модуль рефабрикации. Здесь топливные сборки разрезают, металлические оболочки растворяют, а уран-плутониевую смесь выделяют, очищают от минорных примесей и гранулируют. А затем она снова поступает на фабрикацию для нового топливного цикла.

«Нельзя сказать, что проект "Прорыв" – первый во всем и в каждой детали. Но он точно первым должен продемонстрировать локальное решение проблемы замкнутого цикла, с концентрацией всей цепочки жизни топлива в одном месте и выполнением всего комплекса связанных с этим задач», – подчеркивает Вячеслав Першуков. К сооружению модуля фабрикации в Северске приступили еще в 2015 году и завершили довольно быстро. С тех пор в корпусах идет монтаж оборудования. «Техника совершенно уникальная, – поясняет Вячеслав. – Ее нигде нельзя ни купить, ни заказать, она специально создавалась на СвердНИИхиммаше и многих других предприятиях Росатома».

В 2021 году разработчики получили лицензию на возведение реактора, и 8 июня началось строительство фундаментной плиты. Возведение третьего модуля, предназначенного для рефабрикации облученного СНУП-топлива, запланировано на 2026 год. «Таким образом, к моменту запуска реактора у нас уже будет производиться топливо для него, а к запуску модуля переработки ему будет что перерабатывать, – добавляет Вячеслав Першуков. – Когда энергоблок проработает года два, облученное топливо понадобится выдержать еще пару лет. К 2030-му можно будет начинать переработку, и к этому времени мы планируем замкнуть цикл».