Вечная энергия
Российские ядерщики запустили замкнутую реакцию
        Недавно в атомной энергетике произошло событие, которое можно сравнить разве что с созданием вечного двигателя: четвёртый энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800 полностью перевели на инновационное МОКС-топливо. Практически это означает начало реализации в промышленных масштабах замкнутого ядерного топливного цикла.
Реакторы быстрые и медленные
        Сердце любой атомной электростанции – ядерный реактор. Это устройство, в котором идёт управляемая цепная реакция деления тяжёлых ядер. Первый такой аппарат – CP-1, названный «Чикагской поленницей» – построили в 1942-м в США в Чикагском университете под руководством Энрико Ферми. Он состоял из графитовых блоков, между которыми располагались шары из природного урана и его диоксида. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер урана-235, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления. Первый в СССР и Европе реактор Ф-1 заработал в декабре 1946-го в Москве, в Лаборатории № 2 АН СССР (сейчас – НИЦ «Курчатовский институт»). Проект по его созданию возглавлял И.В. Курчатов.
        На начальном этапе все реакторы были либо экспериментальными, либо оружейными – предназначенными для наработки оружейного плутония из уранового топлива. В 1951-м в США впервые попробовали использовать тепло, получаемое в контуре охлаждения экспериментального реактора для электрогенерации. А в 1954-м в СССР построили первую в мире атомную электростанцию мощностью пять мегаватт – Обнинскую АЭС в Калужской области. Научным руководителем проекта тоже был Курчатов, а главным конструктором реактора – Н.А. Доллежаль. Подавляющее большинство энергоблоков АЭС во всем мире сегодня используют реакторы этого типа. Такие реакторы, где деление происходит под действием медленных нейтронов, называют тепловыми. А установки, в активной зоне которых нет замедлителей нейтронов, – реакторами на быстрых нейтронах.
        «С самого начала отцы-основатели понимали, что у «быстрых» реакторов, в которых нейтроны сразу вызывают повторное деление, есть свои преимущества. И главное из них – возможность наработки нового топлива, – рассказывает замдиректора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ, д.ф.-м.н. Г. В. Тихомиров. – Были попытки построить аппараты такого типа. Но в 1950-1960 годах атомная энергетика двигалась по пути развития реакторов на тепловых нейтронах – их проще изготавливать, они экономичнее, ими легче управлять. Однако о реакторах на быстрых нейтронах никогда не забывали.
        В СССР создали цепочку прототипов малой мощности, которая позже завершилась строительством реакторов серии БН: БН-350, БН-600, а затем и Бн-800. Похожие проекты реализовывали в США, Франции, Германии, Японии. Правда, там они не пошли по разным причинам, в основном связанным с экономикой: там много элементов, которые приводят к удорожанию энергии. Были и технологические трудности. Мы их преодолели и создали надёжные мощные аппараты. Теперь на нашем опыте учатся другие страны – подобные реакторы строят в Китае и Индии». Сейчас в мире действует всего два энергетических ядерных реактора на быстрых нейтронах большой мощности  –  БН-600 и БН-800. Оба работают на Белоярской АЭС в Свердловской области. Капзатраты на их строительство примерно в полтора раза больше, чем для тепловых реакторов аналогичной мощности. Но за ними будущее.
Неисчерпаемый ресурс
        Лишь один природный изотоп способен эффективно делиться, взаимодействуя с нейтронами, – уран-235. В урановой руде его очень мало – около 0,7%, а её запасы, пригодные для экономически эффективной добычи, ограничены. Поэтому учёные ищут пути создания искусственных изотопов, поддерживающих цепную реакцию. Самый перспективный из них –  плутоний-239. Он образуется в том же самом реакторе АЭС при захвате нейтрона ураном-238, составляющим основную массу уранового топлива.
        Отработавшее ядерное топливо содержит около одного процента урана-235 (невыгоревшие остатки) и примерно столько же новообразованного плутония. Повторное использование этих изотопов даже в классической схеме с реакторами на тепловых нейтронах позволило бы, по оценкам, сэкономить до 30% урана. При включении в схему реакторов на быстрых нейтронах теоретически возможно создать процесс, при котором искусственно нарабатываемый делящийся материал будет полностью покрывать потребности АЭС, а необходимость в добыче урана отпадёт, если не навсегда, то на долгие годы. Физики называют это замкнутым топливным циклом.
Топливные циклы атомной энергетики
        «МАГАТЭ регулярно публикует отчёты, из которых видно, что на существующих запасах урана действующие тепловые реакторы смогут проработать около 150 лет. То есть говорить о масштабном развитии в этом направлении нельзя. А если мы замкнем ядерный топливный цикл, если научимся перерабатывать ядерное топливо и повторно его использовать, то вопрос сырья для атомной энергетики будет решён на ближайшие несколько тысяч лет».
        Суть идеи заключается в том, что в реакторах на быстрых нейтронах коэффициент воспроизведения делящегося материала – больше единицы. «Другими словами, если в «быстрый» реактор поставить топливо, состоящее из урана-238, который сам по себе не поддерживает цепную реакцию, и плутония, играющего роль катализатора, то в отработавшем топливе плутония окажется больше, чем в исходном. В результате переработки из него удаляют продукты деления и излишки плутония, а на их место добавляют природный (или отвальный) уран.
        Полученное новое топливо собирают в ТВС и снова ставят в реактор. И это можно повторять если не до бесконечности, то довольно долго». Это не только снимет сырьевые ограничения за счёт вовлечения в процесс переработки отработавшего топлива и отвалов обогатительных производств, но и позволит решить проблему хранения ядерных отходов. Но чтобы «быстрые» реакторы стали «вечными», нужно изготовить специальное топливо.
Перспективная смесь
        Ядерное топливо производят в виде небольших таблеток, помещённых в герметично закрытые трубки из сплавов циркония – тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), объединённые в тепловыделяющие сборки (ТВС). Таблетки, используемые в тепловых реакторах, как правило, состоят из диоксида урана различной степени обогащения. «Когда начали делать первые сборки, тестировали разные варианты, в том числе металлический уран. Оказалось, что при накоплении продуктов деления он быстро теряет форму, деформируется. Стали искать новые виды уранового топлива. Пробовали оксидное, нитридное, карбидное. Остановились на оптимальном по соотношению «цена – качество – надёжность» диоксиде урана».
        Первым шагом на пути перехода к замкнутому ядерному циклу стало создание МОКС-топлива – смеси оксидов нескольких металлов. Чаще всего его изготавливают путём добавления плутония из отработавшего ядерного топлива к обеднённому урану, который состоит в основном из изотопа уран-238. Такой подход позволяет извлечь из природного урана примерно в сто раз больше энергии, чем при классической схеме, а количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. К тому же, в производстве МОКС-топлива утилизируют излишки оружейного плутония, накопление которого – серьёзная проблема.
        МОКС-топливо начали использовать в тепловых реакторах ещё в 1980-х. Сейчас его доля от производимого ядерного топлива в мире составляет 5%, а во Франции – 10%. «В основном его применяют как дополнительное топливо для тепловых реакторов. Это позволяет увеличить ресурс существующей энергетики не больше, чем в два раза и проблем, связанных с открытым ядерным циклом, не решает. Для старта полномасштабной атомной энергетики нужны реакторы на быстрых нейтронах. И приоритет в разработке таких аппаратов принадлежит России».
Цикл замкнулся
        В СССР первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-350 запустили в 1973-м в городе Шевченко (ныне Актау) и эксплуатировали до 1999-го. Планировали, что он будет работать на МОКС-топливе, но такого тогда не производили. В итоге весь срок использовали диоксид урана. Реактор БН-800 на Белоярской АЭС с самого начала проектировали под МОКС-топливо. Но загружали его постепенно. В 2014-м начали с обычного урана, в январе 2021-го после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети, а в январе 2022-го – до двух третей. Только в сентябре 2022-го реактор впервые вывели на полную мощность, на 100% загрузив смешанным оксидным уран-плутониевым топливом. Это можно считать началом эры «вечной энергии»
        «Для решения задачи замыкания ядерного цикла нужны две вещи. Первая – реактор, который работает не на обогащённом уране, а на МОКС или любом другом топливе, где основной делящийся материал – плутоний. Вторая  – налаженное производство самого топлива. До этого никому не удавалось в промышленном масштабе реализовать замкнутый ядерный цикл с быстрым реактором, хотя попытки были. И это большая победа российской науки».
Прорыв в новую энергетику
        В рамках комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации до 2030 года» на Белоярской АЭС планируют ввести в строй более мощный реактор на быстрых нейтронах БН-1200. Но ещё более интересный, по мнению профессора Тихомирова, – опытный реактор БРЕСТ-ОД-300, который строится в  рамках проекта «Прорыв» в Северске Томской области.
        «В каком-то смысле это конкурирующее направление. Вместо МОКС-топлива в проекте «Прорыв» используют смесь нитридов урана и плутония. Такое топливо более плотное, что выгоднее. А в качестве теплоносителя вместо натрия, который горит при контакте с водой, – свинец. Сторонники проекта уверены, что свинцовые реакторы обладают так называемой естественной безопасностью. Какие бы события не происходили в их активной зоне, за счёт большой массы и хорошей конвекции теплоносителя, выбросы радиоактивных веществ в атмосферу исключены. Расчёты это подтверждают».
        На площадке в Северске планируют создать 1-й в мире ядерно-энергетический комплекс замкнутого цикла. Он будет включать АС с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и пристанционный завод, где предстоит перерабатывать облучённое смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, а затем изготавливать из него тепловыделяющие элементы. «Задача проекта «Прорыв» – показать, что реакторы на быстрых нейтронах экономически могут конкурировать с тепловыми, а по безопасности даже превосходить их. Если эта «проба пера» пройдет успешно, за опытным реактором БРЕСТ-ОД-300 последует уже промышленный БР-1200, а затем, возможно, проекты такого типа появятся и в других странах».
        По прогнозам Тихомирова, к 2050-м такие аппараты будут активно строить по всему миру наравне с тепловыми. А когда в связи с нехваткой урана-235 цены на обогащённый уран поползут вверх, возможно, реакторы на быстрых нейтронах станут и экономически более выгодными.
В оглавление