Запуск реактора БРЕСТ под Томском обеспечит Россию ядерным топливом на века вперед
Заливка первого бетона на стройке опытно-демонстрационного энергоблока БРЕСТ-300-ОД запланирована на 8 июня в городе Северск Томской области. Новый ядерный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем должен стать демонстратором совершенно уникальной в мировом масштабе технологии. Это полностью замкнутый ядерный топливный цикл.
На общей площадке помимо самого энергетического реактора будет построен завод ядерного топлива и предприятие по утилизации отработанных топливных элементов, замкнутые в единый цикл. Это не только даст реактору БРЕСТ полную топливную независимость, но и позволит ему нарабатывать новое ядерное топливо для других реакторов.
На сегодняшний день действующими реакторами на быстрых нейтронах обладает только Россия. БРЕСТ является вторым поколением таких реакторов, которое превосходит первое по всем стандартам — экономичности, безопасности и уменьшению воздействия на окружающую среду.
Почему технология БРЕСТ столь важна для будущего ядерной энергетики — в материале ФАН.
Свинец вместо воды
Основой любой цепной ядерной реакции являются нейтральные частицы из ядра атома — нейтроны. Попадание нейтрона в ядро изотопа урана-235 вызывает его спонтанное деление, при котором он выбрасывает вместе с осколками деления еще и 2-3 новых нейтрона.
Нетрудно понять, что если бы все нейтроны утилизировались в новых делениях, то количество делящихся атомов урана в такой реакции росло бы в геометрической прогрессии. Именно так и происходит в ядерной бомбе, где цепная реакция очень быстро превращается во взрыв огромной мощности. А вот в энергетическом реакторе «лишние» нейтроны обычно стараются как-то убрать, чтобы цепная реакция шла, но не набирала излишней мощности.
Свободный нейтрон, хотя и не имеет электрического заряда и может двигаться в любую сторону от точки распада, живет недолго. Обычно его поглощают соседние атомы — топлива, конструкций реактора, его теплоносителя. Если нейтрон поглотила конструкция реактора или теплоноситель, то это приводит к «наведенной» радиоактивности, когда нейтроны превращают устойчивые ядра в нестабильные, склонные к последующему распаду. Эффект этот крайне неприятный, ведь эти ядра радиоактивны, поэтому его всегда стремятся свести к минимуму.
В БРЕСТ для этих целей используется свинцовый теплоноситель. Свинец — один из самых подходящих для этих целей элементов Периодической таблицы Менделеева: он является радиационно-стойким и слабо-активируемым. Это означает, что он крайне неохотно поглощает нейтроны и практически не накапливает наведенную радиоактивность. Поэтому теплоноситель нового реактора можно будет легко утилизировать после конца срока его эксплуатации.
Кроме того, свинец химически пассивен при контакте с водой и воздухом — в отличие от натрия, который использовался в быстрых реакторах первого поколения, таких как работающий в России БН-800. В случае нарушения герметичности контура в БРЕСТ теплоноситель просто вытечет наружу, остынет и перейдет в твердое состояние, еще и закрыв свинцовой «пробкой» место протечки.
Другой особенностью свинца является его высокая температура кипения. Она гораздо выше, чем у простой воды, привычной для систем охлаждения реакторов на сегодняшний день. Свинец в БРЕСТ циркулирует при температуре 1751 °C, находясь в жидком состоянии возле точки кипения. Напомним, что разность температур — основа любого термодинамического цикла: чем она выше, тем выше КПД установки.
Для сравнения, существующие АЭС никогда не нагревают воду первого контура выше 374 °C, или так называемой «критической точки», после которой вода переходит в очень неустойчивое состояние, среднее между жидкостью и паром. Связано это, опять таки, с безопасностью: водяной пар в реакторе резко разбалансирует цепную реакцию.
Расплавленный свинец, используемый в БРЕСТ, не особо удобен для работы турбин, поэтому им будут греть воду второго контура. За счет высокой температуры свинца полученный при этом водяной пар будет иметь сверхкритические параметры — до 600 °C. Это позволит энергоблоку с реактором БРЕСТ иметь электрический КПД, ограниченный только конструкцией паровой турбины, который составляет 40–45% — в полтора раза выше параметров современных АЭС.
В будущем использование свинцового энергоносителя позволит полностью отказаться от водяного пара во втором контуре. Например, от расплавленного свинца можно будет питать газовую турбину с замкнутым циклом, чей КПД будет даже выше, чем у паровой турбины на сверхкритическом водяном паре.
Нейтроны не терять!
Использование свинца позволяет направлять практически все вылетевшие при делении ядер нейтроны назад в топливные сборки. Это связано еще с одним приятным свойством свинца — он быстро замедляет нейтроны, являясь хорошим замедлителем, в отличие от привычной воды современных АЭС.
Дальше нам надо перейти к строгой физике, расписав всю цепную реакцию урана.
Итак, при делении каждого ядра урана-235 образуется иногда 2, а иногда 3 нейтрона, в среднем — 2,45. Один нейтрон для поддержания устойчивой цепной реакции всегда требуется потратить на деление следующего ядра. Но тут есть своя особенность: в 18% случаев уран-235, захватывая нейтрон, не делится, а превращается в паразитный изотоп — уран-236. С последним уже практически ничего не сделать: он, как и свинец, не любит новых нейтронов и с неохотой их захватывает, а распадается очень долго — более 23 млн лет.
Поэтому из начальных 2,45 нейтрона мы вычитаем 1,2 — именно столько нейтронов надо потратить на новые деления ядер урана. Оставшиеся 1,25 нейтрона как раз и можно использовать. Как уже было сказано, в обычных АЭС эти нейтроны просто где-то поглощаются или даже вылетают за пределы реактора, в его биологическую защиту.
Сразу после деления нейтронам это делать достаточно легко: уран-235 делится с излучением высокоэнергетических, «быстрых» нейтронов, из-за которых БРЕСТ и получил свое название — «Быстрый РЕактор со Свинцовым Теплоносителем». Напрямую такими быстрыми нейтронами уран-235 не делится, для его деления нужны низкоэнергетические, тепловые нейтроны. А свинец, как уже было сказано, хорошо замедляет быстрые нейтроны до тепловых, позволяя урану-235 управляемо делиться в рамках цепной реакции.
А вот оставшиеся быстрые 1,25 нейтрона в БРЕСТ «утилизируются» в ядра другого изотопа урана — урана-238. Этот изотоп, как и уран-236, выступает чистым поглотителем нейтронов, но эффект от такого поглощения гораздо интереснее. Поглощение быстрых нейтронов ураном-238 идет очень легко: он очень «жаден» до пролетающих через него частиц с высокой энергией.
Захватив нейтрон, уран-238 превращается в изотоп другого химического элемента — плутоний-239. Это основа всего ядерного оружия в современном мире, но в России его стали использовать и в качестве топлива для ядерных реакторов: в них плутоний горит ничуть не хуже урана. Так и получается, что в идеале на каждое разделившееся ядро урана-235 мы можем получить 1,25 ядра нового плутония-239, который чудесным образом возник прямо в реакторе из «бросового» урана-238, непригодного для обычного деления.
Конечно, теоретический предел на практике недостижим. Нейтроны даже в БРЕСТ активно поглощаются конструкциями реактора, вылетают из активной зоны, вступают в реакции с осколками деления. Однако энергоблок БРЕСТ, за счет своей продуманной конструкции, особого расположения топливных элементов и использования слабо-активируемого свинцового теплоносителя, позволяет получить коэффициент воспроизводства топлива гораздо выше единицы — по расчетам, до 1,2, что уже очень близко к теоретическому пределу.
Единожды загрузив ядерное топливо на площадку БРЕСТ, мы можем практически забыть о потребностях такого реактора в свежем топливе на века вперед, да еще и получать около 20% нового делящегося материала от каждого цикла внутри реактора. Эдакий «вечный двигатель», созданный русскими в строгом соответствии с особенностями ядерной физики.
Почему реакторы на быстрых нейтронах так отстали?
Основной трудностью в освоении столь привлекательного (на бумаге) замкнутого ядерного цикла всегда была конструкторская и инженерная сложность реакторов на быстрых нейтронах. Если упростить, то можно сказать, что реактор на быстрых нейтронах — это гораздо более «горячая штучка», нежели стандартный ядерный энергоблок, использующий медленные, тепловые нейтроны и простую воду в качестве теплоносителя.
В реакторах на быстрых нейтронах все гораздо напряженнее: его пронизывают разрушительные потоки нейтронов, внутри циркулирует теплоноситель с запредельными температурами, ядерные реакции в его активной зоне идут очень быстро и непредсказуемо.
В силу этого технические трудности и экономические затраты на создание полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах оказались на порядок выше, чем для обычных реакторов на тепловых нейтронах, которых сейчас в мире подавляющее большинство. Тогда как реакторы на быстрых нейтронах — это пока единичные экспериментальные установки.
С проблемами разработчики столкнулись еще на первом поколении реакторов на быстрых нейтронах, которые использовали в качестве теплоносителя жидкий натрий. Из четырех стран, начавших сооружение таких реакторов в мире, действующие энергоблоки, а это БН-350, БН-600 и БН-800, были построены только в СССР/России. А вот в США, во Франции и в Японии все экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах или вовсе не вошли в эксплуатацию, или были остановлены вскоре после запуска из-за кучи выявленных инженерных и технологических проблем.
Начав проект БРЕСТ и успешно освоив технологию жидкого натрия в реакторах на быстрых нейтронах, Россия переходит к следующему, второму поколению энергоблоков, использующих гораздо более безопасный и перспективный свинцовый теплоноситель. Это действительно энергетика будущего: пока что доступность урана-235 еще не достигла критических для отрасли величин, но его запасы не бесконечны. Рано или поздно ядерная энергетика столкнется с дефицитом дешевого природного урана-235, и вот тогда реакторы типа БРЕСТ станут единственным выходом из сложной ситуации. Ведь они нарабатывают ядерное топливо сами и не нуждаются в урановом руднике для пополнения его запасов.
Автор: Алексей Анпилогов