Реакторы на быстрых нейтронах
Во втором номере нашего журнала в 2011 году была опубликована посвящённая отработанному ядерному топливу (ОЯТ), в резюме которой приведено следующее:
1. Россия – одна из 6 стран мира, способная перерабатывать отработанное ядерное топливо.
2. Россия – одна из трёх стран мира, продолжающая работы в области бридерных реакторов и расширенного воспроизводства ядерного топлива.
3. Россия – единственная в мире страна, способная использовать в энергетике «отвальный уран».
Всё это радикально меняет отношение к отработанному ядерному топливу (ОЯТ). Экономически и политически грамотно замыкать на себя подготовку ядерного топлива для АЭС на тепловых нейтронах для других стран, оставляя у себя «отвальный уран», и принимать на переработку полученное на этих АЭС ОЯТ. Длительный опыт успешной эксплуатации Белоярской АЭС, работающей на топливе, которое для всего остального мира считается отходами и предметом головной боли в смысле его захоронения, и, более того, воспроизводящей из этих отходов новое ядерное топливо, побудил Росатом к дальнейшим шагам в этом направлении.
В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем, что, возможно, приведёт к осуществлению проекта БРЕСТ, однако следует отметить, что кроме него в программе будут участвовать и другие инновационные проекты: БН-1200 (с натриевым теплоносителем) и СВБР (со свинцово-висмутовым теплоносителем).
Здесь речь пойдёт о проекте БРЕСТ – разрабатывающемся в настоящее время в России проекте реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Этот проект разрабатывается с конца 80-х годов после специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР, однако до сих пор находился в стадии поиска оптимальных решений в области систематизации, организации проектных работ и в части конструкции отдельных элементов реакторной установки и её оборудования. Главный конструктор реакторной установки – НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля.
Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 («опытный демонстрационный»), в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (электрическая) и 700 МВт (тепловая) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне равного единице.
В конце марта с.г. госкорпорация «Росатом» начала строительство в Томской области завода по производству топлива для первого в мире опытного реактора на быстрых нейтронах с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем «БРЕСТ-300» в рамках проекта «Прорыв», реализуемого в рамках упомянутой федеральной целевой программы. Проект «Прорыв» включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-300» с пристанционным ядерным топливным циклом и комплекса по производству плотного уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
В проекте реактора «БРЕСТ-300» в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран свинец. «Росатом» планирует реализовать проект «Прорыв» на площадке Сибирского химического комбината в ЗАТО Северск Томской области.
Технические характеристики реакторов БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200
Характеристика
Брест-300 
Брест-1200
Тепловая мощность, МВт 
700 
2800
Электрическая мощность, МВт  300 
1200
Число ТВС в активной зоне, шт 
185 
332
Диаметр активной зоны, мм 
2300 
4755
Высота активной зоны, мм 
1100 
1100
Диаметр твэла, мм 
9,1; 9,6; 10,4 
9,1; 9,6; 10,4
Шаг твэла, мм 
13,6 
13,6
Топливо активной зоны 
UN+PuN
UN+PuN
Топливная загрузка, (U+Pu)N, т 
16 
63,9
Загрузка Pu/(239Pu+241Pu), т 
2,1/1,5 
8,56/6,06
Кампания топлива, лет 
5 
5-6
Интервал между перегрузками, лет 
1 
1
КВА 
~1 
~1
Мощностной эффект, % DK/K 
0,16
0,15
Полный эффект, % DK/K
 0,35 
0,31
Доля запаздывающих нейтронов, bэф % 
0,36 
0,34
Температура входа/выхода свинца, °С 
420/540 
420/540
Максимальная температура оболочки твэлов, °С 
650 
650
Максимальная скорость свинца, м/с 
1,8 
1,7
Температура пара на выходе из ПГ, °С 
340/520 
340/520
Давление на выходе из ПГ, МПа 
24,5 
24,5
Расход свинца, т/с 
40 
158,4
Паропроизводительность ПГ, т/с 
0,43 
1,72
КПД нетто энергоблока, % 
43 
43
Расчётный срок службы, лет 
30 
60
Схема закрытого топливного цикла атомной энергетики
Понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным в ядерной энергетике и кардинально увеличит эффективность использования природного урана, пришло ещё несколько десятилетий назад. Суть его в том, что из топлива, отработавшего в реакторах на тепловых нейтронах, в реакторах на быстрых нейтронах может быть наработано новое топливо.
Непрерывно образующийся в реакторах с высоким коэффициентом воспроизводства (к которым относятся реакторы на быстрых нейтронах) плутоний-239 активно участвует в цепной реакции деления быстрыми нейтронами, что приводит к значительному сокращению потребности в делящихся материалах в активной зоне и за счёт того, что образующиеся новые делящиеся нуклиды актиноидов не полностью расходуются на участие в этом процессе, а накапливаются, позволяет получать сырьё для нового топлива из уже отработавшего свой ресурс, что весьма привлекательно в экономическом плане.
Это сырьё можно использовать в смешанном уран-ториево-плутониевом топливе (MOX-топливо), предназначенном для реакторов на тепловых нейтронах, которое после работы в реакторах на тепловых нейтронах вновь воспроизводится в реакторах на быстрых нейтронах, замыкая таким образом цикл использования ядерного топлива и, во-первых, практически исключить зависимость экономической эффективности АЭС от стоимости урана, а во-вторых, в немалой степени решить проблему радиоактивных отходов. Однако серьёзные технические трудности, возникшие на пути создания полномасштабных энергетических реакторов на быстрых нейтронах, привели к отставанию программы их развития на несколько десятилетий, хотя по-прежнему во всём мире к ним проявляется широкий интерес.
В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание «пристанционного топливного цикла», который по их замыслу должен замкнуть цикл использования ядерного топлива, решить проблему радиоактивных отходов и чрезвычайно важную международную проблему нераспространения ядерного оружия.
«Естественная безопасность»
Отличительной особенностью проекта является концепция «Естественной безопасности» – термина, введённого в широкий обиход в научно-технических кругах В.В.Орловым и Е.О.Адамовым, разработчиками и популяризаторами проекта БРЕСТ. Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС.
Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость». На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности – обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана устойчивость реакторов.
Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей.
Особенности конструкции
Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается – в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит свинец (теплоноситель), в который опущены активная зона, парогенератор, насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.
К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счёт изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1мм, 9,6мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других АЭС.
Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облучённого топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку.
Осуществление естественной безопасности
Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость (ядерную безопасность) без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжёлых авариях. Это планируется осуществить за счёт: В разработке проекта принимают участие ОАО «НИКИЭТ», ОАО «СПб АЭП», ОАО «ГСПИ», ОАО «ВНИИНМ», ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, ОАО «НИИАР», ОАО «СвердНИИхиммаш», концерн «Росэнергоатом», ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ", ОАО "ИК" ЗИОМАР, Всероссийский теплотехнический институт (ОАО «ВТИ»), ОАО ЦКБМ
и многие другие.

Общий вид реактора БРЕСТ-300

Реактор БРЕСТ-1200


СХК выбрал площадку для строительства реактора БРЕСТ-300

Для создания опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе быстрого свинцового реактора БРЕСТ-300 выбрана площадка района бывшего радиохимического завода. Об этом журналистам на пресс-конференции сообщил генеральный директор Сибирского химического комбината Сергей Точилин.
«Выбирали площадку по экономическим, экологическим параметрам, будет полный комплекс. Рядом находятся коммуникации: энергетика, вода. Рядом находится завод, где мы занимаемся переработкой своих продуктов. Это все находится на нашей промплощадке, мы другой территории не занимаем», – сказал Сергей Точилин.
Как подчеркнул Точилин, площадка находится в рамках санитарно-защитной зоны СХК. В пресс-службе комбината агентству «Интерфакс» уточнили, что выбранная площадка проектируемого комплекса находится в 6 км к северу от границы жилого сектора.
Критика
Споры вокруг проекта БРЕСТ развернулись после выступления Владимира Путина на «Саммите тысячелетия» ООН, в котором президент РФ выдвинул инициативу по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля. Выступление Путина не содержало технических деталей, однако в нём было обозначена идея «кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия путем исключения из использования в мирной ядерной энергетике обогащённого урана и чистого плутония», по мнению экспертов в немалой степени базирующейся на создании замкнутого ядерного цикла на основе проекта БРЕСТ.
Вскоре после этого в журнале «Ядерный контроль» вышла статья академика РАН, вице-президента Курчатовского института Николая Пономарёва-Степного, в которой обозначенные президентом цели назывались «не вызывающими сомнений своей необходимостью», однако под сомнение были поставлена возможность их осуществления в ближайшем будущем, а также был подвергнут критике официальный курс на осуществление этих целей с помощью проекта БРЕСТ. В статье констатировалось, что проект реактора БРЕСТ «находится в начальной стадии разработки», а «технология свинцового жидкометаллического теплоносителя на сегодняшний день не отработана».
Кроме того, были высказаны сомнения относительно принципиальной возможности решить с помощью реакторов БРЕСТ проблемы крупномасштабной ядерной энергетики, такие как неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы радиоактивных отходов. Такого рода утверждения были названы Пономарёвым-Степным ...«не только не доказанными научными и техническими работами, но и спорными по ряду основных положений...»
Здесь мы не будем приводить детали развернувшейся дискуссии (порой оппоненты допускали личные выпады), полагая, что в данном случае «споры помогут поиску истины», тем более, что в этой дискуссии принимают участие такие авторитетные люди, как научный руководитель перспективных разработок «НИКИЭТ имени Н.А. Доллежаля» В.В. Орлов, директор – генеральный конструктор «ОКБМ им. И. И. Африкантова» В.И. Костин и др.


В оглавление