В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона - делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов - стать плутонием-239:

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше - воду в быстром реакторе использовать нельзя - она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 - опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику - и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы - обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных - топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно - оно уже добыто, и лежит на

Когда нам сообщают, к примеру, что «построена электростанция на солнечных панелях мощностью 1200 МВт», это вовсе не значит, что эта СЭС даст столько же электроэнергии, сколько ее дает атомный реактор ВВЭР-1200. Солнечные панели не могут работать ночью – следовательно, если усреднить по временам года, половину суток они простаивают, а это уже уменьшает КИУМ вдвое. Солнечные панели, даже самых новых разновидностей, в пасмурную погоду работают значительно хуже, и средние величины тут тоже не радуют – тучки с дождичками да снегом, туманы уменьшают КИУМ еще в два раза. «СЭС мощностью 1200 МВт» звучит звонко, но надо держать в голове цифру 25% – эти мощности технологически могут быть использованы только на ¼.

Солнечные панели, в отличие от АЭС, работают не 60-80 лет, а 3-4 года, утрачивая возможность преобразования солнечного света в электрический ток. Можно, конечно, говорить о некоем «удешевлении генерации», но это ведь откровенное лукавство. Солнечные электростанции требуют большие участки территории, проблемами утилизации отработавших свой срок солнечных панелей пока никто нигде толком не занимался. Утилизация потребует разработки достаточно серьезных технологий, экологию вряд ли радующих. Если говорить о электростанциях, использующих ветер, то слова придется использовать почти те же, поскольку и в этом случае КИУМ составляет около четверти установленной мощности. То вместо ветра штиль, то ветер такой силы, что вынуждает остановить «мельницы», поскольку угрожает целости их конструкции.

Погодные капризы энергетики на ВИЭ

Никуда не деться и от второй «ахиллесовой пяты» ВИЭ. Электростанции на их основе работают не тогда, когда вырабатываемая ими электроэнергия необходима потребителям, а тогда, когда на улице солнечная погода или ветер подходящей силы. Да, такие электростанции могут вырабатывать электроэнергию, но что делать, если сети электропередач не способны ее принять? Подул ночью ветер, можно включать ветровые ЭС (электростанции), но ночью и мы с вами спим, и предприятия не работают. Да, такие традиционные ЭС на возобновляемых ресурсах, как ГЭС, с этой проблемой умеют справляться, увеличивая холостой сброс воды («мимо турбины») или попросту накапливая запас воды в своих водохранилищах, но в случае паводков и им приходится не так просто. А для ЭС на солнце и ветре технологии аккумулирования энергии не настолько развиты, чтобы выработанную электроэнергию «припасти» на тот момент, когда вырастет потребление в сети.

Есть и обратная сторона медали. Будет ли инвестор вкладываться в строительство, допустим, газовой ЭС в регионе, где в массовом количестве установлены солнечные панели? Деньги-то вложенные как окупать, если половину времени «твоя» электростанция не работает? Срок окупаемости, банковские проценты… «Ай, да зачем мне такая головная боль!» – заявляет осторожничающий капиталист и ничего не строит. А у нас – погодная аномалия, дожди на неделю зарядили при полном штиле. И крики возмущенных потребителей, вынужденных запускать дизель-генераторы на лужайках перед домом, сливаются в гул. Инвесторов пинками строить тепловые ЭС не заставишь, без льгот и субсидий со стороны государства они рисковать не будут. А это в любом случае становится дополнительной нагрузкой на государственные бюджеты, равно как и в том случае, если государство, не найдя сговорчивых инвесторов, строит тепловые ЭС самостоятельно.

Нам много рассказывают про то, как много солнечных панелей используют в Германии, не так ли? Но при этом в стране растет количество электростанций, работающих на местном буром угле, нещадно выбрасывая в атмосферу тот самый «цэ о два», с которым надо бороться, выполняя условия Парижского соглашения 2015 года. «Бурые электростанции» вынуждены строить федеральное правительство Германии, органы управления федеральными землями – у них нет другого выхода, в противном случае те самые поклонники «зеленой энергетики» выйдут на улицы с протестами из-за того, что в их розетках нету тока, что по вечерам приходится сидеть при лучине.

Утрируем, конечно – но только для того, чтобы очевиднее была абсурдность ситуации. Если генерация электроэнергии в буквальном смысле этого слова зависит от погоды, то получается, что за счет солнца и ветра удовлетворять базовые потребности в электроэнергии технически невозможно. Да, теоретически можно опутать всю Европу с Африкой дополнительными ЛЭП (линиями электропередач), чтобы ток из солнечной Сахары пришел в дома, стоящие на хмуром побережье Северного моря, но это стоит уже совсем невероятных денег, срок окупаемости которых близится к бесконечности. Рядом с каждой СЭС держать ЭС на угле или на газе? Повторимся, но сжигание углеводородных энергетических ресурсов на электростанциях не дает возможности выполнять в полном объеме положения Парижского соглашения о снижении выбросов СО 2 .

АЭС как основа «зеленой энергетики»

Тупик? Для тех стран, которые решили избавляться от атомной энергетики – именно он. Конечно, выход из него ищут. Усовершенствуют системы сжигания угля, газа, отказываются от ЭС на мазуте, прилагают усилия для повышения КПД топок, парогенераторов, котлов, наращивают усилия по применению энергосберегающих технологий. Это хорошо, это полезно, это обязательно надо делать. Но Россия и ее Росатом предлагают куда более радикальный вариант – строить АЭС.

Строительство АЭС, Фото: rusatom-overseas.com

Вам такой способ кажется парадоксальным? Давайте посмотрим на него с точки зрения логики. Во первых, выбросы СО 2 из атомных реакторов отсутствуют как таковые – нет в них никаких химических реакций, не ревет в них буйно пламя. Следовательно, выполнение условий Парижского соглашения «имеет место быть». Второй момент – масштаб генерации электроэнергии на АЭС. В большинстве случаев на площадках атомной электростанции стоят, как минимум, два, а то и все четыре реактора, их совокупная установленная мощность огромна, а КИУМ стабильно превышает 80%. Эта «прорва» электроэнергии достаточна, чтобы удовлетворить потребности не одного города, а целого региона. Вот только атомные реакторы «не любят», когда меняют их мощность. Извините, сейчас будет немножко технических подробностей, чтобы было понятнее, что мы имеем в виду.

Системы управления и защиты атомных реакторов

Принцип работы энергетического реактора схематично не так уж и сложен. Энергия атомных ядер превращается в тепловую энергию теплоносителя, тепловая энергия превращается в механическую энергию ротора электрогенератора, та, в свою очередь, преобразуется в энергию электрическую.

Атомная – тепловая – механическая – электрическая, такой вот своеобразный цикл энергий.

В конечном итоге, электрическая мощность реактора зависит от мощности контролируемой, управляемой атомной цепной реакции деления ядерного топлива. Подчеркиваем – контролируемой и управляемой. Что бывает, если цепная реакция из-под контроля и управления выходит, мы, к огромному сожалению, хорошо знаем с 1986 года.

Как контролируют и управляют течением цепной реакции, что необходимо делать для того, чтобы реакция не распространилась сразу на весь объем урана, содержащегося в «атомном котле»? Вспоминаем школьные прописные истины, не вдаваясь в научные подробности ядерной физики – этого будет вполне достаточно.

Что такое цепная реакция «на пальцах», если кто-то подзабыл: прилетел один нейтрон, выбил два нейтрона, два нейтрона выбили четыре и так далее. Если число этих самых свободных нейтронов становится слишком большим, реакция деления распространится на весь объем урана, грозя перерасти в «большой ба-бах». Да, конечно, ядерного взрыва не состоится, для него необходимо, чтобы содержание изотопа урана-235 в топливе превышало 60%, а в энергетических реакторах обогащение топлива не превышает 5%. Но и без атомного взрыва проблем будет выше головы. Перегреется теплоноситель, сверхкритично вырастет его давление в трубопроводах, после их разрыва может нарушиться целостность тепловыделяющих сборок и все радиоактивные вещества вырвутся за пределы реактора, безумно загрязнив прилегающие территории, ворвутся в атмосферу. Впрочем, подробности катастрофы Чернобыльской АЭС известны всем, не будем повторяться.

Авария на Чернобыльской АЭС, Фото: meduza.io

Одна из основных составляющих любого атомного реактора – СУЗ, система управления и защиты. Свободных нейтронов не должно быть больше жестко рассчитанной величины, но их не должно быть и меньше этой величины – это приведет к затуханию цепной реакции, АЭС просто «встанет». Внутри реактора должно находиться вещество, которое поглощает лишние нейтроны, но в том количестве, которое позволяет продолжаться цепной реакции. Физики-атомщики давно вычислили, какое вещество делает это лучше всего – изотоп бора-10, поэтому систему управления и защиты называют еще и попросту «борной».

Стержни с бором включены в конструкцию реакторов с графитовым и водным замедлителем, для них имеются такие же технологические каналы, как и для ТВЭЛ-ов, тепловыделяющих элементов. Счетчики нейтронов в реакторе работают непрерывно, автоматически отдавая команду системе, управляющей стержнями с бором, та перемещает эти стержни, погружая или извлекая их из реактора. При начале топливной сессии урана в реакторе много – борные стержни погружены глубже. Идет время, выгорает уран, и борные стержни начинают постепенно извлекать – количество свободных нейтронов должно оставаться постоянным. Да, заметим, что есть еще и «аварийные» борные стержни, «висящие» над реактором. В случае нарушений, потенциально способных вывести цепную реакцию из-под контроля, они погружаются в реактор мгновенно, на корню убивая цепную реакцию. Прорвало трубопровод, произошла утечка теплоносителя – это риск перегрева, аварийные борные стержни срабатывают мгновенно. Остановим реакцию и потихоньку разберемся, что именно произошло и как устранить проблему, а риск должен быть сведен к нулю.

Нейтроны бывают разные, а бор у нас один

Простая логика, как видите, показывает, что увеличение и уменьшение энергетической мощности атомного реактора – «маневр по мощности», как говорят энергетики – очень непростая работа, в основе которой лежит ядерная физика, квантовая механика. Еще чуточку «вглубь процесса», не сильно далеко, не бойтесь. При любой реакции деления уранового топлива образуются вторичные свободные нейтроны – те самые, которые в школьной формуле «выбил два нейтрона». В энергетическом реакторе два вторичных нейтрона – это слишком много, для контролируемости и управляемости реакции нужен коэффициент 1,02. Прилетело 100 нейтронов, выбило 200 нейтронов, и вот из этих 200 вторичных нейтронов 98 должен «скушать», поглотить тот самый бор-10. Подавляет бор излишнюю активность, это мы вам точно говорим.

Но помните, что бывает, если ребенка ведром мороженого накормить – он с удовольствием скушает первые 5-6 порций, а потом уйдет прочь, поскольку «больше не влезает». Человеки из атомов состоят, потому и характер у атомов ничем особо от нашего не отличается. Бор-10 может кушать нейтроны, но не бесконечное же количество, обязательно настанет то самое «больше не влезает». Бородатые в белых халатах на АЭС подозревают, что многие догадываются, что в душе атомщики остаются любопытными детьми, поэтому стараются использовать как можно более «взрослую» лексику. Бор в их лексиконе не «обожрался нейтронами», а «выгорел» – это звучит намного солиднее, согласитесь. Так или иначе, но каждое требование электросетей «приглушить реактор» приводит к более интенсивному выгоранию системы борной защиты и управления, вызывает дополнительные сложности.

Макет реактора на «быстрых» нейтронах, Фото: topwar.ru

С коэффициентом 1,02 тоже не все так просто, поскольку кроме мгновенных вторичных нейтронов, которые возникают сразу после реакции деления, есть еще и запаздывающие. Атом урана после деления разваливается на части, и вот из этих осколков тоже вылетают нейтроны, но спустя несколько микросекунд. Их немного по сравнению с мгновенными, всего около 1%, но при коэффициенте 1,02 и они весьма важны, ведь 1,02 – это прибавка всего-то в 2%. Следовательно, расчет количества бора нужно выполнять с ювелирной точностью, постоянно балансируя на тонкой грани «выход реакции из-под контроля – внеплановая остановка реактора». Потому в ответ на каждое требование «подай газку!» или «тормози, чего так раскочегарился!» начинается цепная реакция дежурной смены АЭС, когда каждый атомщик из ее состава предлагает большее количество идиоматических выражений…

И еще раз об АЭС как об основе «зеленой энергетики»

Вот теперь вернемся к тому, на чем остановились – на большой мощности генерации электроэнергии, на большой территории, которую обслуживает АЭС. Чем больше территория – тем больше возможностей разместить на ней ЭС, работающих на ВИЭ. Чем больше таких ЭС – тем выше вероятность того, что пиковое потребление совпадет с периодом их наибольшей генерации. Вот оттуда придет электроэнергия солнечных панелей, вот отсюда – энергия ветра, вот там о борт удачно ударит приливная волна, и все вместе они сгладят пиковую нагрузку, позволят атомщикам на АЭС спокойно пить чай, поглядывая на монотонно, без перебоев работающие счетчики нейтронов.

Возобновляемые источники энергии, hsto.org

Чем спокойнее обстановка на АЭС – тем толще могут становиться бюргеры, поскольку без проблем смогут и дальше греть на гриле свои колбаски. Как видите, ничего парадоксального в сочетании ЭС на ВИЭ и атомной генерации как базовой нет, все ровно наоборот – такое сочетание, если уж мир всерьез решил бороться с выбросами СО 2 , и есть оптимальный выход из ситуации, ни в коей мере не перечеркивая всех вариантов модернизаций и усовершенствований тепловых ЭС, о которых мы говорили.

Продолжая «стиль кенгуру», предлагаем «перепрыгнуть» на самое первое предложение этой статьи – о конечности любых традиционных энергетических ресурсов на планете Земля. В силу этого магистральное, стратегическое направление развития энергетики – покорение термоядерной реакции, однако технология ее невероятно сложна, требует слаженных, совместных усилий ученых и конструкторов всех стран, серьезных вложений и многих лет упорного труда. Сколько понадобится времени, сейчас можно гадать на кофейной гуще или внутренностях птиц, а закладываться нужно, разумеется, на самый пессимистический сценарий. Нужно искать топливо, которое способно обеспечить ту самую базовую генерацию на как можно более длительный срок. Нефти и газа как бы полным полно, но и население планеты растет, и к уровню потребления такому же, как в странах «золотого миллиарда» стремятся новые и новые царства-государства. По прикидкам геологов, ископаемого углеводородного топлива на Земле осталось годиков на 100-150, если только потребление не будет расти более быстрыми темпами, чем в нынешнее время. А оно, похоже, так и получится, поскольку население развивающихся стран жаждет повышения уровня комфорта…

Реакторы на быстрых нейтронах

Предлагаемый российским атомным проектом выход из сложившейся ситуации известен, это – замыкание ядерного топливного цикла за счет вовлечения в процесс ядерных реакторов-бридеров, реакторов на быстрых нейтронах. Бридер – это реактор, в котором в результате топливной сессии ядерного топлива на выходе получается больше, чем его изначально загрузили, реактор-размножитель. Те, кто еще не совсем забыл курс школьной физики, вполне могут задать вопрос: простите, а как же закон сохранения массы? Ответ прост – да никак, поскольку в ядерном реакторе и процессы ядерные, и закон сохранения массы не действует в классическом виде.

Альберт Эйнштейн больше сотни лет назад в специальной теории относительности связал воедино массу и энергию, и в атомных реакторах эта теория является сугубой практикой. Сохраняется общее количество энергии, а про сохранение общего количества массы в данном случае речи не идет. В атомах ядерного топлива «спит» огромный запас энергии, высвобождающийся в результаты реакции деления, часть этого запаса мы используем себе во благо, а другая часть удивительным образом превращает атомы урана-238 в смесь атомов изотопов плутония. Реакторы на быстрых нейтронах, и только они – позволяют превратить в топливный ресурс основной компонент урановой руды – уран-238. Накопленные в процессе работы АЭС на тепловых нейтронах запасы обедненного по содержанию урана-235, неиспользуемого в тепловых атомных реакторах урана-238, составляют сотни тысяч тонн, которые уже не надо добывать из шахт, которые уже не надо «вышелушивать» от пустой породы – его на заводах по обогащению урана неимоверное количество.

МОКС-топливо «на пальцах»

Теоретически понятно, но не до конца, потому попробуем снова «на пальцах». Само название «МОКС-топливо» – всего лишь буквами славянского алфавита записанная англоязычная аббревиатура, которая пишется как МОХ. Расшифровка – Mixed-Oxide fuel, вольный перевод – «топливо из микста оксидов». В основном под этим термином понимают микст оксида плутония и оксида урана, но это только в основном. Поскольку наши уважаемые американские партнеры освоить технологию производства МОКС-топлива из оружейного плутония оказались не в силах, отказалась от этого варианта и Россия. Но построенный нами завод заранее был рассчитан как универсальный – он способен производить МОКС-топливо и из ОЯТ тепловых реакторов. Если кто-то читал статьи Геоэнергетики.ru по этому поводу, то помнит, что изотопы плутония 239, 240 и 241 в ОЯТ уже «замикстованы» – их там по 1/3 каждого, так что в МОКС-топливе, созданном из ОЯТ, присутствует микст плутония, эдакий вот микст внутри микста.

Вторая же часть основного микста – обедненный уран. Утрируя: берем микст оксида плутония, добытого из ОЯТ при помощи ПУРЕКС-процесса, досыпаем безхозный уран-238 и получаем МОКС-топливо. Уран-238 при этом в цепной реакции не участвует, «горит» только микст изотопов плутония. Но уран-238 не просто «присутствует» – изредка, нехотя, время от времени он принимает внутрь себя один нейтрон, превращаясь в плутоний-239. Часть этого нового плутония тут же и «сгорает», а часть просто не успевает этого сделать до окончания топливной сессии. Вот, собственно, и весь секрет.

Цифры условны, взяты с потолка, просто для наглядности. В начальном составе МОКС-топлива 100 кило оксида плутония и 900 кило урана-238. Пока «горел» плутоний, 300 кило урана-238 превратились в дополнительный плутоний, из которого 150 кило тут же и «сгорело», а 150 кило не успело. Вытащили ТВС, «вытряхнули» из него плутоний, но его оказалось на 50 кило больше, чем было изначально. Ну, или вот то же самое, но на дровах: кинул в топку 2 полена, печка у тебя всю ночь грела, а утром ты из нее вытащил … три полена. Из 900 кг бесполезного, неучаствующего в цепной реакции урана-238 при его использовании в составе МОКС-топлива получили 150 кило топлива, которое с пользой для нас тут же «прогорело», да еще и 150 кило осталось для дальнейшего использования. А этого отвального, бесполезного урана-238 стало на 300 кило меньше, что тоже не плохо.

Реальные соотношения обедненного урана-238 и плутония в МОКС-топливе, разумеется, другие, поскольку при наличии в МОКС-топливе 7% плутония смесь ведет себя почти так же, как обычное урановое топливо с обогащением по урану-235 около 5%. Но придуманные нами цифры показывают главный принцип МОКС-топлива – бесполезный уран-238 превращается в ядерное топливо, его огромные запасы становятся энергетическим ресурсом. По приблизительным подсчетам, если предположить, что на Земле прекратить использовать углеводородное топливо для производства электроэнергии и перейти только на использование урана-238, нам его хватит на 2’500 – 3’000 лет. Вполне приличный запас времени, чтобы успеть освоить технологию управляемого термоядерного синтеза.

МОКС-топливо позволяет одновременно решить и еще одну проблему – уменьшить запасы накопленного во всех странах-участницах «атомного клуба» ОЯТ, уменьшить количество накопленных в ОЯТ радиоактивных отходов. Тут дело не в неких чудесных свойствах МОКС-топлива, все прозаичнее. Если ОЯТ не использовать, а пытаться отправить его на вечное геологическое захоронение, то вместе с ним придется отправлять на захоронение и все высокоактивные отходы, которые в нем содержатся. А вот применение технологий переработки ОЯТ с целью извлечения из него плутония волей-неволей вынуждает нас сокращать объемы этих радиоактивных отходов. В борьбе за использование плутония мы просто таки вынуждены уничтожать радиоактивные отходы, но при этом процесс такого уничтожения становится куда как менее затратен – ведь плутоний идет в дело.

МОКС-топливо – дорогое удовольствие, которое нужно сделать дешевым

При этом производство МОКС-топлива в России началось совсем недавно, даже у самого нового, самого технологичного реактора на быстрых нейтронах – БН-800, переход на 100%-ное использование МОКС-топлива происходит в режиме онлайн, тоже еще не завершен. Совершенно естественно, что в настоящее время производство МОКС-топлива обходится дороже, чем производство традиционного уранового. Удешевление производства, как и в любой другой отрасли промышленности, возможно, прежде всего, за счет производства массового, «конвейерного».

Следовательно, для того, чтобы замыкание ядерного топливного цикла было целесообразно с экономической точки зрения, в России нужно большее количество реакторов на быстрых нейтронах, это должно стать стратегической линией развития атомной энергетики. Больше реакторов – хороших и разных!

При этом необходимо не выпускать из поля зрения и вторую возможность использования МОКС-топлива – в качестве топлива для реакторов ВВЭР. Реакторы на быстрых нейтронах создают такое дополнительное количество плутония, которое они сами использовать уже толком и не могут – им столько просто не надо, плутония хватит и для реакторов ВВЭР. Мы выше уже писали, что МОКС-топливо, в котором на 93% обедненного урана-238 приходится 7% плутония, ведет себя почти так же, как обычное урановое топливо. Да вот только применение МОКС-топлива в тепловых реакторах приводит к снижению эффективности применяемых в ВВЭР поглотителей нейтронов. Причина этого заключается в том, что бор-10 гораздо хуже поглощает быстрые нейтроны – таковы его физические особенности, на которые мы никак повлиять не можем. Такая же проблема возникает и с аварийными борными стержнями, предназначение которых – мгновенная остановка цепной реакции в случае нештатных ситуаций.

Разумный выход – снижение количества МОКС-топлива в ВВЭР до 30-50%, что уже реализуется на части легководных реакторов Франции, Японии и других стран. Но и в этом случае может потребоваться модернизация борной системы и выполнение всех необходимых обоснований безопасности, сотрудничество с надзорными органами МАГАТЭ для получения лицензий на использование МОКС-топлива в тепловых реакторах. Или, если коротко – количество борных стержней придется увеличить, причем и тех, которые предназначены для управления, и тех, что «припасены» на случай ЧП. Но только освоение этих технологий позволит перейти к массовому производству этого вида топлива, к удешевлению его производства. Одновременно это позволит значительно более активно решать и проблемы уменьшения количества ОЯТ, более активно использовать запасы обедненного урана.

Перспективы близки, но дорога не проста

Освоение этой технологии в сочетании со строительством реакторов-бридеров энергетического плутония – реакторов на быстрых нейтронах позволит России не только замкнуть ядерный топливный цикл, но и сделать его экономически привлекательным. Большие перспективы имеются и у использования СНУП-топлива (смешанное нитридное уран-плутониевое топливо). Экспериментальные ТВС, прошедшие в 2016 году облучение на реакторе БН-600, уже доказали свою эффективность как при реакторных испытаниях, так и по итогам послереакторных исследований. Полученные результаты дают для продолжения работ по обоснованию использования СНУП-топлива при создании реакторной установки БРЕСТ-300 и пристанционных модулей по производству СНУП-топлива опытно-демонстрационного комплекса, строящегося в Северске. БРЕСТ-300 позволит продолжить отработку технологий, необходимых для полного замыкания ядерного топливного цикла, обеспечить более полное решение проблем ОЯТ и РАО, реализовать идеологию «вернуть природе столько же радиоактивности, сколько ее было извлечено». Реактор БРЕСТ-300, как и реакторы БН – реактор на быстрых нейтронах, что только подчеркивает правильность стратегического направления развития атомной энергетики – сочетание водноводяных реакторов и реакторов на быстрых нейтронах.

Освоение технологии 100%-ного использования МОКС-топлива на БН-800 обеспечивает и возможность создания реакторов БН-1200 – не только более мощных, но и экономически более выгодных. Решение о создании в России реактора БН-1200 принято, а это означает, что темп научно-исследовательских работы атомным специалистам придется только увеличивать, и создание МБИР, намеченное на 2020 год, может существенно помочь в решении всех проблем, в освоении технологии полного замыкания топливного ядерного цикла. Россия была и остается единственно страной, создавшей энергетические реакторы на быстрых нейтронах, обеспечив наше мировое лидерство в этом важнейшем направлении атомной энергетики.

Разумеется, все рассказанное – всего лишь первое знакомство с особенностями реакторов на быстрых нейтронах, но мы постараемся продолжить, поскольку тема эта важная и, как нам кажется, достаточно интересная.

Вконтакте

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Первая в мире атомная электростанция (АЭС), построенная в городе Обнинске под Москвой, дала ток в июне 1954 года. Мощность ее была весьма скромной – 5 МВт. Однако она сыграла роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих крупных АЭС. Впервые была доказана возможность производства электрической энергии на основе расщепления ядер урана, а не за счет сжигания органического топлива и не за счет гидравлической энергии.

АЭС использует ядра тяжелых элементов – урана и плутония. При делении ядер выделяется энергия – она и «работает» в атомных электростанциях. Но можно использовать только ядра, имеющие определенную массу – ядра изотопов. В атомных ядрах изотопов содержится одинаковое число протонов и разное – нейтронов, из-за чего ядра разных изотопов одного и того же элемента имеют разную массу. У урана, например, 15 изотопов, но в ядерных реакциях участвует только уран-235.

Реакция деления протекает следующим образом. Ядро урана самопроизвольно распадается на несколько осколков; среди них есть частицы высокой энергии – нейтроны. В среднем на каждые 10 распадов приходится 25 нейтронов. Они попадают в ядра соседних атомов и разбивают их, высвобождая нейтроны и огромное количество тепла. При делении грамм урана выделяется столько же тепла, сколько при сгорании трех тонн каменного угля.

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла. И наоборот, когда регулирующие стержни поднимают из активной зоны, количество нейтронов, участвующих в реакции, возрастает, все большее число атомов урана делится, освобождая скрытую в них тепловую энергию.

На случай, если возникнет перегрев активной зоны, предусмотрена аварийная остановка ядерного реактора. Аварийные стержни быстро падают в активную зону, интенсивно поглощают нейтроны, цепная реакция замедляется или прекращается.

Тепло из ядерного реактора выводят с помощью жидкого или газообразного теплоносителя, который прокачивают насосами через активную зону. Теплоносителем может быть вода, металлический натрий или газообразные вещества. Он отбирает у ядерного топлива тепло и передает его в теплообменник. Эта замкнутая система с теплоносителем называется первым контуром. В теплообменнике тепло первого контура нагревает до кипения воду второго контура. Образующийся пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных и жилых зданий.

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

В водо-водяном реакторе активная зона заключена в огромный, диаметром 4 и высотой 15 метров, стальной корпус-цилиндр с толстыми стенами и массивной крышкой. Внутри корпуса давление достигает 160 атмосфер. Теплоносителем, отбирающим тепло в зоне реакции, служит вода, которую прокачивают насосами. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. В парогенераторе она нагревает и превращает в пар воду второго контура. Пар поступает в турбину и вращает ее. И первый и второй контуры – замкнутые.

Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего надо реактор остановить и охладить. В России по этой схеме работают Нововоронежская, Кольская и другие АЭС.

В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем – вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.

Первая в мире Обнинская АЭС относится именно к этому типу. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.

Одной из серьезных проблем АЭС является утилизация ядерных отходов. Во Франции, к примеру, этим занимается крупная фирма «Кожема». Топливо, содержащее уран и плутоний, с большой осторожностью, в специальных транспортных контейнерах – герметичных и охлаждаемых – направляется на переработку, а отходы – на остекловывание и захоронение.

«Нам показали отдельные этапы переработки топлива, привезенного с АЭС с величайшей осторожностью, – пишет в журнале «Наука и жизнь» И. Лаговский. – Разгрузочные автоматы, камера разгрузки. Заглянуть в нее можно через окно. Толщина стекла в окне 1 метр 20 сантиметров. У окна манипулятор. Невообразимая чистота вокруг. Белые комбинезоны. Мягкий свет, искусственные пальмы и розы. Теплица с настоящими растениями для отдыха после работы в зоне. Шкафы с контрольной аппаратурой МАГАТЭ – международного агентства по атомной энергии. Операторский зал – два полукруга с дисплеями, – отсюда управляют разгрузкой, резанием, растворением, остекловыванием. Все операции, все перемещения контейнера последовательно отражаются на дисплеях у операторов. Сами залы работ с материалами высокой активности находятся довольно далеко, на другой стороне улицы.

Остеклованные отходы невелики по объему. Их заключают в стальные контейнеры и хранят в вентилируемых шахтах, пока не повезут на место окончательного захоронения…

Сами контейнеры являют собой произведение инженерного искусства, целью которого было соорудить нечто такое, что невозможно разрушить. Железнодорожные платформы, груженные контейнерами, пускали под откос, таранили на полном ходу встречными поездами, устраивали другие мыслимые и немыслимые аварии при перевозке – контейнеры выдерживали все».

После чернобыльской катастрофы 1986 года ученые стали сомневаться в безопасности эксплуатации АЭС и, в особенности, реакторов типа РБМК. Тип ВВЭР в этом отношении более благополучен: авария на американской станции Тримайл-айленд в 1979 году, где частично расплавилась активная зона реактора, радиоактивность не вышла за пределы корпуса. В пользу ВВЭР говорит долгая безаварийная эксплуатация японских АЭС.

И, тем не менее, есть еще одно направление, которое, по мнению ученых, способно обеспечить человечество теплом и светом на ближайшее тысячелетие. Имеются в виду реакторы на быстрых нейтронах, или реакторы-размножители. В них используется уран-238, но для получения не энергии, а горючего. Этот изотоп хорошо поглощает быстрые нейтроны и превращается в другой элемент – плутоний-239. Реакторы на быстрых нейтронах очень компактны: им не нужны ни замедлители, ни поглотители – их роль играет уран-238. Называются они реакторами-размножителями, или бридерами (от английского слова «breed» – размножать). Воспроизведение ядерного горючего позволяет в десятки раз полнее использовать уран, поэтому реакторы на быстрых нейтронах считаются одним из перспективных направлений атомной энергетики.

В реакторах такого типа, кроме тепла, нарабатывается еще и вторичное ядерное топливо, которое можно использовать в дальнейшем. Здесь ни в первом, ни во втором контурах нет высокого давления. Теплоноситель – жидкий натрий. Он циркулирует в первом контуре, нагревается сам и передает тепло натрию второго контура, а тот, в свою очередь, нагревает воду в пароводяном контуре, превращая ее в пар. Теплообменники изолированы от реактора.

Одна из таких перспективных станций – ей дали название Монзю – была построена в районе Шираки на побережье Японского моря в курортной зоне в четырехстах километрах к западу от столицы.

«Для Японии, – говорит руководитель отдела ядерной корпорации Кансаи К. Такеноучи, – использование реакторов-размножителей означает возможность уменьшить зависимость от привозного природного урана за счет многократного использования плутония. Поэтому понятно наше стремление к разработке и совершенствованию "быстрых реакторов", достижению технического уровня, способного выдержать конкуренцию с современными АЭС в отношении экономичности и безопасности.

Развитие реакторов-размножителей должно стать основной программой выработки электроэнергии в ближайшем будущем».

Строительство реактора Монзю – уже вторая стадия освоения реакторов на быстрых нейтронах в Японии. Первой было проектирование и постройка экспериментального реактора Джойо (что по-японски означает «вечный свет») мощностью 50-100 МВт, который начал работать в 1978 году. На нем исследовались поведение топлива, новые конструкционные материалы, узлы.

Проект Монзю стартовал в 1968 году. В октябре 1985 года начали сооружать станцию – рыть котлован. В процессе освоения площадки 2 миллиона 300 тысяч кубометров скального грунта было сброшено в море. Тепловая мощность реактора – 714 МВт. Топливом служит смесь окислов плутония и урана. В активной зоне 19 регулирующих стержней, 198 топливных блоков, в каждом из которых по 169 топливных стержней (тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов) диаметром 6,5 миллиметров. Они окружены радиальными топливовоспроизводящими блоками (172 штуки) и блоками нейтронных экранов (316 штук).

Весь реактор собран как матрешка, только разобрать его уже невозможно. Огромный корпус реактора, из нержавеющей стали (диаметр – 7,1 метра, высота – 17,8 метра), помещен в защитный кожух на случай, если при аварии разольется натрий.

«Стальные конструкции камеры реактора, – сообщает в журнале «Наука и жизнь» А Лаговский, – обечайки и стеновые блоки – в качестве защиты заполнены бетоном. Первичные натриевые системы охлаждения вместе с корпусом реактора окружены противоаварийной оболочкой с ребрами жесткости – ее внутренний диаметр 49,5 метра, а высота – 79,4 метра. Эллипсоидное дно этой громады покоится на сплошной бетонной подушке высотой 13,5 метра. Оболочка окружена полутораметровым кольцевым зазором, а далее следует толстый слой (1-1,8 метра) армированного бетона. Купол оболочки также защищен слоем армированного бетона толщиной 0,5 метра.

Вслед за противоаварийной оболочкой устроен еще один защитный корпус – вспомогательный – размером 100 на 115 метров, удовлетворяющий требованиям противосейсмического строительства. Чем не саркофаг?

Во вспомогательном корпусе реактора размещены вторичные системы натриевого охлаждения, пароводяные системы, топливные загрузочно-разгрузочные устройства, резервуар для хранения отработанного топлива. В отдельных помещениях расположены турбогенератор и резервные дизель-генераторы.

Прочность противоаварийной оболочки рассчитана как на избыточное давление в 0,5 атмосферы, так и на вакуум в 0,05 атмосферы. Вакуум может образоваться при выгорании кислорода в кольцевом зазоре, если разольется жидкий натрий. Все бетонные поверхности, которые могут войти в контакт с разлившимся натрием, сплошь облицованы стальными листами, достаточно толстыми для того, чтобы выдержать тепловые напряжения. Так защищаются на тот случай, которого вообще может и не произойти, поскольку должна быть гарантия и на трубопроводы, и на все другие части атомной установки».

Из книги Непознанное, отвергнутое или сокрытое автора Царева Ирина Борисовна

Из книги Большая Советская Энциклопедия (ПР) автора БСЭ

Из книги Большая Советская Энциклопедия (РЕ) автора БСЭ

Из книги Большая Советская Энциклопедия (ЯД) автора БСЭ

Ядерные боеприпасы Ядерные боеприпасы, боевые части ракет, торпед, авиационные (глубинные) бомбы, артиллерийские выстрелы, фугасы с ядерными зарядами. Предназначены для поражения различных целей, разрушения укреплений, сооружений и других задач. Действие Я. б. основано

Из книги Энциклопедический словарь крылатых слов и выражений автора Серов Вадим Васильевич

Из книги Эксплуатация электрических подстанций и распределительных устройств автора Красник В. В.

Из книги 100 великих тайн Востока [с иллюстрациями] автора Непомнящий Николай Николаевич

Из книги Большая энциклопедия консервирования автора Семикова Надежда Александровна

Из книги Большая энциклопедия техники автора Коллектив авторов

Из книги Бестселлер на миллион. Как написать, издать и раскрутить ваш бестселлер автора Масленников Роман Михайлович

Может собственных Платонов / И быстрых разумов Невтонов / Российская земля рождать Из оды «На день восшествия на престол императрицы Елизаветы» (1747) Михаила Васильевича Ломоносова (1711 - 1765).«Невтон» - старинное произношение имени английского физика и математика Исаака

Из книги автора

Что может собственных Платонов / И быстрых разумом Невтонов / Российская земля рождать Из «Оды на день восшествия на всероссийский престол ее Величества Государыни Императрицы Елисаветы Петровны 1747 года» Михаила Васильевича Ломоносова (1711 - 1765). «Невтон» -

Из книги автора

2.6. Заземление нейтралей трансформаторов. Дугогасящие реакторы для компенсации емкостных токов Электрические сети 35 кВ и ниже работают с изолированной нейтралью обмоток трансформаторов или заземлением через дугогасящие реакторы, сети 110 кВ и выше - с эффективным

Из книги автора

Из книги автора

Из книги автора

Реакторы химические Реакторы химические – устройства, обеспечивающие химические реакции. Различаются по конструкции, условиям протекания реакции, состоянию веществ, которые в реакторе взаимодействуют (их концентрации, давлению, температуре). В зависимости от

Из книги автора

Три раздела для самых быстрых Эта книга небольшая, так задумано специально. Как волшебный пинок! Прочитали – сделали – получили результат.Сейчас будут три раздела для самых активных. Если вы быстро схватываете, вам будет достаточно уже этих пяти страниц, чтобы совершить

December 25th, 2013

Этап физического пуска реактора БН-800 на быстрых нейтронах началсясегодня на Белоярской АЭС, сообщил РИА Новости представитель Росэнергоатома.

В ходе этого этапа, который может продлиться несколько недель, реактор будет заполнен жидким натрием и затем в него будет загружено ядерное топливо. Представитель Росэнергоатома пояснил, что по завершении физического пуска энергоблок будет признан ядерной установкой.

Энергоблок №4 с реактором БН-800 Белоярской атомной электростанции (БАЭС) выйдет на полную мощность к концу 2014 года, сообщил журналистам в среду первый замгендиректора госкорпорации «Росатом» Александр Локшин.

«На полную мощность блок должен выйти к концу года», - сказал он, уточнив, что речь идет о конце 2014 года.

По его словам, в настоящее время идет заполнение контура натрием, окончание физического пуска планируется к середине апреля. По его словам, энергоблок готов к физическому пуску на 99,8%. Как отметил гендиректор ОАО «Концерн Росэнергоатом» Евгений Романов, в конце лета намечен энергопуск объекта.

Энергоблок с реактором БН-800 является развитием уникального реактора БН-600 на Белоярской АЭС, который находится около 30 лет в опытно-промышленной эксплуатации. Технологиями реакторов на быстрых нейтронах в мире обладают очень небольшое количество стран, и Россия является мировым лидером в этом направлении.

Давайте узнаем о нем подробнее …

Реакторный (центральный) зал БН-600

В 40 км от Екатеринбурга, посреди красивейших уральских лесов расположен городок Заречный. В 1964 году здесь была запущена первая советская промышленная АЭС – Белоярская (с реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт). Сейчас Белоярская АЭС осталась единственной в мире, где работает промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах – БН-600

Представьте себе кипятильник, который испаряет воду, а образовавшийся пар крутит турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию. Примерно так в общих чертах и устроена атомная электростанция. Только «кипятильник» – это энергия атомного распада. Конструкции энергетических реакторов могут быть различными, но по принципу работы их можно разделить на две группы – реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

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).

Зигзаги истории

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.

Строительство БН-800

Они возвращаются

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.

Гладко только на бумаге

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».

Быстрое будущее

«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».

Реактор на быстрых нейтронах БН-800 (вертикальный разрез)
Что у него внутри

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 – 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) – трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней – головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно.

Для управления реактором используется 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» – фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Как устроен реактор БН-600

Реактор имеет интегральную компоновку, то есть в корпусе реактора расположена активная зона (1), а также три петли (2) первого контура охлаждения, каждая из которых имеет свой главный циркуляционный насос (3) и два промежуточных теплообменника (4). Теплоносителем служит жидкий натрий, который прокачивается через активную зону снизу вверх и разогревается с 370 до 550°С

Проходя через промежуточные теплообменники, он передает тепло натрию во втором контуре (5), который уже поступает в парогенераторы (6), где испаряет воду и перегревает пар до температуры 520°С (при давлении 130 атм). Пар подается на турбины поочередно в цилиндры высокого (7), среднего (8) и низкого (9) давления. Отработанный пар конденсируется за счет охлаждения водой (10) из пруда-охладителя и вновь поступает в парогенераторы. Три турбогенератора (11) Белоярской АЭС выдают 600 МВт электрической мощности. Газовая полость реактора заполнена аргоном под очень небольшим избыточным давлением (около 0,3 атм).

Перегрузка вслепую

В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. В верхней части реактора расположены большая и малая поворотные пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены.

Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность). Правда, сейчас выгорание топлива увеличили, и перегружается только четверть активной зоны (примерно 90 ТВС). При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования – менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки. На работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: например, нельзя одновременно освобождать две соседние ячейки, кроме того, при перегрузке все стержни управления и защиты должны находиться в активной зоне.

В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей. Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2014 г.

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

• Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
• Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
• Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
• Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:
  • испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
  • демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

Ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.

Реактор БН-1200 (вертикальный разрез)

Планируется следующая программа реализации этого проекта:

• 2010…2016 гг. – разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР.
• 2020 г. – ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства.
• 2023…2030 гг. – ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

Тем не менее, в декабре 2017 года стартовало строительство гораздо большего энергоблока CFR-600, который является аналогом БН-800 по идеологии и даже конструкции некоторых элементов (например парогенераторов, что дало повод слухам, что и здесь в проектировании не обошлось без России). Такая спешка со строительством объясняется конкуренцией с другими быстрыми программами, о которой ниже. Опытно-промышленный CFR-600, который хотят пустить в 2023 году должен открыть дорогу массовому строительству 1200-мегаваттных CCFR, которые и будут решать задачу топливообеспечения и уменьшения количества ОЯТ - в общем планы тут традиционная китайская копипаста французских и/или советских.

Секционно-модульное исполнение второго контура CFR-600 намекает на его близость к советской/российской линейке БН. Так же есть мысль, что наличие всего двух петель (а не 3 или 4) означает, что потом этот дизайн вырастет в мощности до 900 или 1200 мегаватт.

Однако на одной натриевой “классике” Китай не останавливается, и с каждым годом все больше денег вкладывает в альтернативы. Лучше всего известно о свинцово-висмутовом проекте , первый из которых представляет сборку 0 мощности (или критсборку, позволяющую исследовать вопросы нейтронно-физических характеристик будущего реактора), а второй - проект 10 мегаваттного(т) реактора с внешним нейтронным приводом (ADS-система). Ходят слухи о военных применениях этой разработки.

Кроме того, Китай в 2017 году поймал удачу за хвост - договорился с американской Terra Power о строительстве быстрого натриевого реактора TWR-300 на территории поднебесной. Terra Power, долгое время финансируемая Биллом Гейтсом (но в последнее время лишившаяся этих денег) в свое время собрала сильнейших американских разработчиков быстрых реакторов под своим крылом, и если проект 300-мегаваттного (электрических) реактора будет реализован - это будет важный впрыск американского опыта в китайскую программу.

Концептуальное изображение TWR-300 напоминает классические быстрые натриевые реакторы Phenix или БН-600, однако в конструкции активной зоны вполне может скрываться множество "фишек".

Наконец, Китай активно развивает тему жидкосолевых реакторов, впрочем тут до конца не известно, идет ли речь о реакторах с замедлителем или все же быстрых. Думается, в пределе нескольких лет эта тема станет яснее. Жидкосолевые реакторы часто рассматриваются в рамках большого парка БН с ЗЯТЦ как “дожигатели”, реализующие трансмутацию минорных актиноидов и долгоживущих продуктов деления, тем самым окончательно решая проблему невероятно длинных сроков выдержки ОЯТ или остатков от переработки ОЯТ.

***

Ну вот мы и добрались до Российской быстрой программы. В России и в 2015 и в 2018 году для разработчиков быстрых реакторов одни из самых лучших в мире условий: есть большой парк экспериментальных и промышленных реакторов, есть финансирование программ, оператор АЭС заинтересован во внедрении быстрых реакторов хотя бы для сжигания плутония, который будет образовываться при переработке ОЯТ ВВЭР.

В России продолжаются строится гражданские быстрые реакторы - на фото стройка 150 мегаваттного

Казалось бы, в таких условиях мы давно уже должны были увидеть вытеснение новых ВВЭР-строек БН/БРЕСТ-стройками.

Однако, не все так радужно. Вырвавшись в лидеры в мире, быстрая программа России столкнулась с тремя проблемами: снижение мотивации что-то делать, внутренняя конкуренция и снижение финансирования.

Первой жертвой этих проблем стал проект СВБР-100 . Как известно, тяжелометаллические теплоносители для быстрых реакторов имеют некоторые плюсы перед натрием (и натрий-калием): негорючесть и инертность при взаимодействии с воздухом и водой, высокую температуру кипения, хорошие нейтронно-физические качества. Проект “Свинцово-висмутовый быстрый реактор” должен был использовать имеющийся опыт работы с свинцово-висмутовой эвтектикой (свинцово-висмутовые реакторы в количестве 7 штук эксплуатировались ВМФ СССР, и как минимум 1 опытный реактор работал на суше).

Реакторная установка СВБР-100 (в центре), второй контур (парогенераторы внутри реактора, снаружи сепараторы)

При этом, для разведения проектов быстрых реакторов по “разным углам”, Росатом привлек к финансированию разработки фирму “En+ ” Олега Дерипаски, а сам реактор решили сделать малым и в перспективе модульным с целью занять соответствующую нишу (вообще я хочу написать подробный рассказ про историю этого проекта). К 2016 году проект дошел до стадии, когда стала понятна стоимость сооружения и значит - цена киловатт*часа. Стоимость и цена получались запредельно высокими (100+ долларов за МВт*ч), без возможности отбиться на рынке России, да и в мире было не так много мест, где хотя бы потенциально этот проект бы отбивался. Разработчики от Росатома и Дерипаски кулуарно обвиняли друг друга в неумении проектировать малые АЭС, но так или иначе - проект был заморожен и пребывает в этом состоянии до сих пор. Такой “некомандный” подход, думается, надолго отбил желание у частных инвесторов вкладывать деньги в совместные с Росатомом проекты.

Оставшиеся две ветки - БРЕСТ и БН, хотя формально и были объединены в один проект “Прорыв”, смертельно воевали друг с другом за место под финансовым солнцем. В частности, флагманский БН-1200, который должен был вобрать в себя весь опыт натриевых быстрых реакторов и приблизиться по цене к ВВЭР-1200 регулярно подвергался критике и отправлялся на доработки, где пребывает до сих пор. Хотя, по сути, если заказчику (например концерну Росэнергоатом) нужен быстрый энергетический реактор, альтернативы БН-1200 у него нет, рефреном звучала мысль, что нужно построить БРЕСТ и БН и сравнить их. А поскольку БН-800 у нас уже есть, то возможно не стоит строить и новый.

Кстати, мало кто знает, но вплотную с ПО "Маяк" располагается площадка Южно-Уральской АЭС с двумя котлованами под БН-800, строительство которых было остановлено в начале 90х годов.

Впрочем, годы доработок БН-1200 привели к довольно удивительному результату. Проект был фантастически оптимизирован по строительным объемам, металлоемкости реакторной установки, количеству арматуры и т.п. и сейчас позиционируется, как равный по строительной стоимости с ВВЭР-1200. Равный на бумаге, но с учетом того, что БН-800 обошелся в почти в полтора раза дороже ВВЭР-1200 в расчете на мегаватт, это большое достижение. В итоге, хотя решение о строительстве блока БН-1200 не принято, и в условиях значительного сокращения инвестиций в строительство новых энергоблоков АЭС в России принять его будет крайне сложно, позиции натриевой классики как никогда сильны. Видимо, следующей важной точкой будет освоение МОКС-топлива на БН-800, т.к. именно оно планируется основным в текущем проекте БН-1200. Но тем не менее, сияя невероятной перспективностью, сегодня БН-1200 - бумажный проект.

Проект БН-1200 (теперь он БН-1200М) удалось фантастически ужать в размерах и удельных расходах. Главное, что бы за это не пришлось заплатить тяжелую цену эксплуатации.

БРЕСТ-300-ОД в то же время провел эти три года в тяжелых позиционных боях, постепенно теряя финансирование и позиции. Хотя в 2014 году началось строительство модуля фабрикации топлива (одна из трех единиц БРЕСТ наряду с реактором и модулем переработки топлива) и сегодня эта очередь почти достроена и даже начат кое-какой монтаж оборудования фабрикации, дальнейшее строительство так и не началось. В том числе, на лабораторной стадии вскрылось, что получить нужные характеристики от пиропереработки ОЯТ не удается, а значит надо менять проект модуля переработки (довольно существенно - вводить большое хранилище для выдержки ОЯТ, цех PUREX и т.п.), хотя бы пока ученые не доведут пиро.

Одной из проблематичных особенностей свинцовых теплоносителей является шлакообразование/коррозия сталей. Оба процесса запускаются "неправильной" концентрацией кислорода в теплоносителе, которую надо удерживать в пределе 10^-5...10^-6 массовых процентов. Можно ли это технически в объеме десятков кубометров разогретого бурлящего свинца - никто не знает доподлинно.

Укрепилась критика и проекта реактора, т.к. даже весьма обширный НИОКР БРЕСТ с многочисленными стендами не может перепрыгнуть отсутствие хотя бы маленького, но реализующего все проблемные эффекты реактора. При этом на стендах всплыли некоторые неприятные особенности, которыми реальность всегда отличается от идей: насосы разрушались в свинцовом потоке, обеспечить точно заданную концентрацию кислорода в большом объеме свинца оказалось как минимум “очень непросто” и т.п.

Сегодня БРЕСТ остается в подвешенном состоянии. Модуль фабрикации, видимо, будет достроен и запущен, а вот на дальнейшее денег пока нет, и неясно - появятся ли. Как будто отражая вечное российское следование за европейскими странами, проекты превращаются в бесконечные и бесцельные процессы.

Стройплощадка БРЕСТ-300-ОД по состоянию на лето 2018 года. Кроме совсем вспомогательных зданий построен административно-бытовой комплекс, санпропускник (2 здания внизу и по центру) и комплекс модуля фабрикации-рефабрикации и зданий по обращению с радиоактивными отходами (справа вверху). Реактор планировался к строительству в пустом месте слева вверху.

Однако во всем этом сомне бредущих в тумане есть одно яркое пятно. Это исследовательский реактор МБИР. Его задача - замена БОР-60, который доживает последние годы. Этот реактор сооружается в НИИАР, рядом со своим предшественником, и хотя так же как и БРЕСТ, не получил пока финансирования на полное сооружение (в частности, не согласованы деньги на второй контур, турбину и научную часть), не очень большой масштаб проекта скорее всего позволит эти деньги получить либо от государства, либо от заинтересованных разработчиков со всего мира. На данный момент это единственный гражданский быстрый реактор, сооружаемый в России.

***

В сложившейся ситуации, когда у быстрых программ нет коммерческих потребителей, а государственный интерес капризен и непостоянен, наличие современного быстрого реактора помогает сохранить эту технологическую ветвь от забвения и кто знает - может быть в какой-то момент общество снова станет благосклонным к атомной энергетике, а той, в свою очередь понадобятся быстрые реакторы и замыкание топливного цикла.