Работа реактора на быстрых нейтронах. Энергетика будущего зеленеет реакторами на быстрых нейтронах

Академик Ф. Митенков, научный руководитель ФГУП "Опытное конструкторское бюро машиностроения" им. И. И. Африкантова (г. Нижний Новгород).

Академик Федор Михайлович Митенков был удостоен премии "Глобальная энергия" 2004 года за разработку физико-технических основ и создание энергетических реакторов на быстрых нейтронах (см. "Наука и жизнь" №8, 2004 г.). Исследования, проведенные лауреатом, и их практическое воплощение в действующие реакторные установки БН-350, БН-600, строящуюся БН-800 и проектируемую БН-1800, открывают человечеству новое, перспективное направление развития атомной энергетики.

Белоярская АЭС с реактором БН-600.

Академик Ф. М. Митенков на церемонии вручения премии "Глобальная энергия" в июне 2004 года.

Наука и жизнь // Иллюстрации

Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах БН-350.

Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600.

Центральный зал реактора БН-600.

Реактор на быстрых нейтронах БН-800 имеет электрическую мощность 880 МВт, тепловую 1,47 ГВт. При этом его конструкция обеспечивает полную безопасность как при нормальной работе, так и при любой мыслимой аварии.

Наука и жизнь // Иллюстрации

Потребление энергии - важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века: потребление энергии увеличилось почти в 15 раз, достигнув к его концу абсолютной величины около 9,5 млрд тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.). Сжигание угля, нефти, природного газа обеспечивает около 80% мирового энергопотребления. В XXI веке его рост, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах, для которых экономическое развитие и повышение качества жизни населения неизбежно связаны со значительным увеличением количества потребляемой энергии, в первую очередь ее наиболее универсального вида - электричества. К середине XXI века прогнозируется удвоение мирового энергопотребления и утроение потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями производства энергии, в первую очередь из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных "безуглеродных" технологий производства энергии, которые позволят в течение длительного времени надежно удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня возобновляемые источники энергии - ветровой, солнечной, геотермальной, приливной и др. - по своим потенциальным возможностям не могут служить для крупномасштабного энергопроизводства (см. "Наука и жизнь" № 10, 2002 г. - Прим. ред. ). А весьма многообещающая технология управляемого термоядерного синтеза все еще находится на стадии исследований и создания демонстрационного ядерного реактора (см. "Наука и жизнь"№8, 2001 г. ,№9, 2001 г. - Прим. ред. ).

По мнению многих специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном электрической, где ее доля составляет около 18% (в России - около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым источником энергии уже в текущем столетии, необходимы несколько условий. Прежде всего, атомной энергетике нужно отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды, а природным ресурсам для производства ядерного топлива - обеспечивать функционирование "большой" атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий. И, кроме того, по технико-экономические показателям атомная энергетика должна не уступать лучшим источникам энергии на углеводородном топливе.

Посмотрим, насколько современная атомная энергетика отвечает этим требованиям.

О гарантированной безопасности атомной энергетики

Вопросы безопасности атомной энергетики с момента ее зарождения рассматривались и достаточно эффективно решались системно и на научной основе. Однако в период ее становления все-таки возникали аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС "Три Майл Айленд" (США) в 1979 году и на Чернобыльской АЭС (СССР) в 1986-м. В связи с этим мировое сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. Они, в частности, предусматривают: если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора исключается, возможность такой аварии необходимо учитывать и доказывать, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных реакторов, описаны ниже на примере реакторов БН-600 и БН-800.

Ресурсная база для производства ядерного топлива

Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп U-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции:

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы-бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам стал академик Украинской академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины в 1972 году был научным руководителем обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей. К их числу относятся: большая энергонапряженность топлива; необходимость обеспечить его интенсивное охлаждение; высокие рабочие температуры теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования; радиационные повреждения конструкционных материалов, вызванные интенсивным облучением быстрыми нейтронами. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, во Франции, в Великобритании и Германии. Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды - теплоносителя - для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на то, что он активно реагирует с водой и водяным паром. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства (высокая теплопроводность, большая теплоемкость, высокая температура кипения), низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота его очистки в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря (см. "Наука и жизнь" № 11, 1976 г. - Прим. ред. ). Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 год (на пять лет дольше проектного времени) в составе Мангышлакского энергетического комбината и завода опреснения морской воды в г. Шевченко (ныне - Актау, Казахстан).

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция.

Обеспечение безопасности быстрых реакторов

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при их нормальной работе, так и при аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключить недопустимые воздействия на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных систем локализации потенциально возможных аварий, ограничивающих их последствия.

Самозащищенность реактора основана в первую очередь на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при повышении температуры и мощности реактора, а также на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Высокая температура кипения натрия (883oС при нормальных физических условиях) позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. Но даже такая авария в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в него незначителен. Разгерметизация трубопроводов с натриевым теплоносителем в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Поскольку теплоемкость натрия достаточно велика, даже при полном прекращении отвода тепла в пароводяной контур температура теплоносителя в реакторе будет повышаться со скоростью примерно 30 градусов в час. При нормальной работе температура теплоносителя на выходе из реактора составляет 540oС. Значительный запас температуры до закипания натрия дает резерв времени, достаточный, чтобы принять меры, ограничивающие последствия подобной маловероятной аварии.

В проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия на окружающую среду, даже при гипотетической крайне маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Блочный щит управления реактора БН-600.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, ими легко управлять. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует его пожароопасность. Утечки и горение натрия персонал уверенно обнаруживает, а их последствия надежно ликвидирует. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии со стороны.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов

Особенности натриевой технологии, повышенные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов - БН-350 и БН-600 стали причинами более высокой их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако их создавали главным образом для проверки работоспособности, безопасности и надежности быстрых реакторов. Эта задача и была решена их успешной эксплуатацией. При создании следующей реакторной установки - БН-800, предназначенной для массового использования в атомной энергетике, больше внимания уделили технико-экономическим характеристикам, и в результате по удельным капитальным затратам удалось существенно приблизиться к ВВЭР-1000 - основному типу отечественных энергетических реакторов на медленных нейтронах.

К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал дальнейшего технико-экономического совершенствования. К основным направлениям улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности относятся: повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока, совершенствование конструкции основного оборудования, переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического кпд цикла преобразования тепловой энергии, оптимизация системы обращения со свежим и отработавшим топливом, увеличение глубины выгорания ядерного топлива, создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (КВ) - до 1, увеличение срока службы до 60 лет и более.

Совершенствование отдельных видов оборудования, как показали конструкторские проработки, выполненные в ОКБМ, может оказать весьма существенное влияние на улучшение технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом. Например, проработки по совершенствованию системы перегрузки перспективного реактора БН-1800 показали возможность значительного уменьшения металлоемкости этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить их стоимость, а также площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Как влияет мощность реактора и технологическое совершенствование оборудования на металлоемкость и уровень капитальных затрат, можно видеть из таблицы.

Совершенствование быстрых реакторов, естественно, потребует определенных усилий со стороны промышленных предприятий, научных и проектных организаций. Так, для увеличения глубины выгорания ядерного топлива предстоит разработать и освоить производство конструкционных материалов активной зоны реактора, более стойких к нейтронному облучению. Работы в этом направлении в настоящее время ведутся.

Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно "сжигать" наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формаций, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому, применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов атомной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

Уникальный российский реактор на быстрых нейтронах, работающий на Белоярской АЭС, вывели на мощность 880 мегаватт — об этом сообщает пресс-служба Росатома.

Реактор работает на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС и сейчас проходят плановые испытания генерирующего оборудования. В соответствии с программой испытаний энергоблок обеспечивает в течение 8 часов поддержание электрической мощности на уровне не ниже 880 мегаватт.

Мощность реактора поднимается поэтапно, для того что бы в итоге по результатам испытаний получить аттестацию на проектном уровне мощности в 885 мегаватт. На данный момент реактор аттестован на мощность 874 мегаватта.

Напомним, что на Белоярской АЭС работает два реактора на быстрых нейтронах. С 1980 года здесь работает реактор БН-600 — долгое время он был единственным в мире реактором этого типа. Но в 2015 году начался поэтапный запуск второго реактора БН-800.

Почему это так важно и считается историческим событием для мировой атомной отрасли?

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.

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».

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).

Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Подобными технологиями обладают лишь некоторые страны, и РФ, по признанию экспертов, является мировым лидером в этой области.

Реактор БН-800 (от «быстрый натриевый», электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием. Он должен стать прототипом коммерческих, более мощных энергоблоков с реакторами БН-1200.

источники

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.

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.

Атомной энергетике всегда уделялось повышенное внимание из-за ее перспективности. В мире около двадцати процентов электроэнергии получают при помощи атомных реакторов, а в развитых странах этот показатель продукта атомной энергетики еще выше – больше трети от всего электричества. Однако, основным видом реакторов остаются тепловые, типа LWR и ВВЭР. Ученые считают, что одной из основных проблем этих реакторов в ближайшее время будет нехватка природного топлива, урана, его изотопа 238, необходимого для проведения цепной реакции деления. Исходя из возможного истощения ресурсов этого естественного материала топлива для тепловых реакторов, на развитие атомной энергетики накладываются ограничения. Более перспективным считается применение ядерных реакторов с использованием быстрых нейтронов, при котором возможно воспроизводство топлива.

История разработки

Исходя из программы Министерства атомной промышленности РФ в начале века были поставлены задачи по созданию и обеспечению безопасной работы ядерных комплексов энергетики, модернизированных АЭС нового типа. Одним из таких объектов стала Белоярская атомная электростанция, расположенная в 50-и километрах под Свердловском (Екатеринбург) Решение о ее создании принято в 1957 году, а в 1964 – запущен в работу первый блок.

В двух ее блоках работали тепловые ядерные реакторы, которые к 80-90 годам прошлого века исчерпали свой ресурс. На третьем блоке впервые в мире был апробирован реактор на быстрых нейтронах БН-600. За время его работы были получены планируемые разработчиками результаты. На высоте оказалась и безопасность процесса. В течение проектного срока, а он закончился в 2010 году, не произошло никаких серьезных нарушений и отклонений. Окончательный срок его работы истекает к 2025 году. Уже сейчас можно сказать, что ядерные реакторы на быстрых нейтронах, к которым относятся БН-600 и его преемник, БН-800, имеют большое будущее.

Запуск нового БН-800

Ученые ОКБМ им. Африкантова из Горького (нынешний Нижний Новгород) подготовили проект четвертого энергоблока Белоярской АЭС еще в 1983 году. В связи с аварией, произошедшей в Чернобыле в 1987 и введения новых нормативов безопасности в 1993 работы были прекращены и запуск отложен на неопределенное время. Только в 1997 году после получения лицензии на возведение блока №4 с реактором БН-800 мощностью 880 МВт от Госатомнадзора процесс возобновился.

25-го декабря 2013 началось разогревание реактора для дальнейшего вхождения теплоносителя. В июне четырнадцатого, как и намечалось по плану, произошел выход на массу, достаточную для проведения минимальной цепной реакции. Дальше дело застопорилось. МОКС-топливо, состоящее из делящихся оксидов урана и плутония, аналогичное тому, что применялось в энергоблоке №3, и не было готово. Именно его хотели использовать разработчики в новом реакторе. Пришлось комбинировать, искать новые варианты. В результате, чтобы не переносить запуск энергоблока, решили применять в части сборки урановое топливо. Запуск ядерного реактора БН-800 и блока №4 состоялся 10 декабря 2015.

Описание процесса

Во время работы в реакторе с быстрыми нейтронами происходит образование, вследствие реакции деления, вторичных элементов, которые при процессе поглощения урановой массой образуют вновь созданный ядерный материал плутоний-239, способный продолжать процесс дальнейшего деления. Главным достоинством этой реакции является получение нейтронов плутония, который применяется в качестве топлива для ядерных реакторов АЭС. Его наличие позволяет сократить добычу урана, запасы которого ограничены. Из килограмма урана-235 можно получить чуть более килограмма плутония-239, обеспечивая тем самым воспроизводство топлива.

В результате производство энергии в атомных энергоблоках при наименьших расходах дефицитного урана и отсутствия ограничений на производство возрастет в сотни раз. Подсчитано, что в этом случае урановых запасов хватит человечеству на несколько десятков веков. Оптимальным вариантом в атомной энергетике для сохранения баланса по минимальному расходу урана будет соотношение 4 к 1, где на четыре тепловых реактора будет использоваться один, работающий на быстрых нейтронах.

Цели БН-800

Во время срока эксплуатации в энергоблоке №4 Белоярской АЭС перед ядерным реактором были поставлены определенные задачи. Реактор БН-800 должен работать на MOX топливе. Небольшая заминка, произошедшая в начале работы, планы создателей не поменяла. По словам директора Белоярской АЭС г-н Сидорова переход в полном объеме на MOX топливо будет осуществлен в 2019 году. Если это осуществится, то местный ядерный реактор на быстрых нейтронах станет первым мире, полностью работающим с таким топливом. Он должен стать прототипом будущих подобных быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, более производительных и безопасных. Исходя из этого на БН-800 проходит апробирование инновационного оборудования в рабочих условиях, проверка правильности применения новых технологий, влияющих на надежность, экономичность работы энергоблока.

class="eliadunit">

Проверка работы новой системы топливного цикла.

Испытания по выжиганию радиоактивных отходов с длительным сроком жизни.

Утилизация, накопленного в больших количествах, оружейного плутония.

БН-800, так же, как и его предшественник, БН-600, должны стать отправной точкой для накопления бесценного опыта создания и эксплуатации быстрых реакторов российским разработчикам.

Преимущества реактора на быстрых нейтронах

Применение в атомной энергетике БН-800 и ему подобных ядерных реакторов позволяет

Существенно увеличить срок по запасам урановых ресурсов, что значительно увеличивает полученный объем энергии.

Возможность сокращать срок жизни радиоактивных продуктов деления до минимального (от несколько тысяч лет до трехсот).

Повысить безопасность АЭС. Применение реактора на быстрых нейтронах позволяет нивелировать до минимального уровня возможность расплавления активной зоны, позволяет существенно повысить уровень самозащиты объекта, исключить выделения плутония при переработке. Реакторы такого типа с натриевым теплоносителем обладают повышенным уровнем безопасности.

17 августа 2016 года энергоблок №4 Белоярской АЭС вышел на режим работы мощности 100%. В объединенную систему «Урал» с декабря прошлого года поступает энергия, выработанная на быстром реакторе.

class="eliadunit">

Многие специалисты сегодня считают, что будущим ядерной энергетики являются реакторы на быстрых нейтронах. Одним из пионеров в освоении этой технологии является Россия, где уже 30 лет без серьезных происшествий работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС, там же строится реактор БН-800 и планируется создание коммерческого реактора БН-1200. Опыт эксплуатации АЭС на быстрых нейтронах имеется у Франции и Японии, рассматриваются планы строительства АЭС на быстрых нейтронах в Индии и Китае. Спрашивается, почему же в стране с очень высокоразвитой ядерной энергетикой – в США – практических программ по развитию энергетики на быстрых нейтронах не наблюдается?

На самом деле такой проект в США был. Речь идет о проекте реактора-бридера Клинч Ривер (по английски - The Clinch River Breeder Reactor, сокращенно CRBRP). Целью этого проекта были разработка и создание натриевого реактора на быстрых нейтронах, который должен был быть демонстрационным прототипом для следующего класса аналогичных американских реакторов под названием LMFBR (сокращение от фразы Liquid Metal Fast Breeder Reactors – жидкометаллический быстрый реактор). При этом реактор Клинч-Ривер задумывался как существенный шаг на пути к освоению технологии жидкометаллических быстрых реакторов с целью их коммерческого использования в электроэнергетике. Местом размещения реактора Клинч-Ривер должен был стать участок площадью 6 км 2 , административно входящий в состав города Оук-Ридж в штате Теннесси.

Реактор должен был иметь тепловую мощность 1000 Мвт и электрическую мощность в интервале 350-380 МВт. Топливом для него должны были быть 198 шестигранных сборок, собранных в форме цилиндра с двумя зонами обогащения топлива. Внутренняя часть реактора должна была состоять из 108 сборок, содержащих плутоний, обогащенный до 18%. Их должна была окружать внешняя зона, состоящая из 90 сборок с плутонием, обогащенным до 24%. Такая конфигурация должна была обеспечить наилучшие условия для тепловыделения.

Впервые проект был представлен в 1970 году. В 1971 году президент США Ричард Никсон установил эту технологию как один из высших приоритетов для научно-исследовательских работ страны.

Что же помешало его реализации?

Одной из причин такого решения была продолжающаяся эскалация стоимости проекта. В 1971 году Комиссия по атомной энергии США установила, что стоимость проекта составит порядка 400 млн долларов. Частный сектор обещал профинансировать большую часть проекта, выделив 257 млн долларов. В последующие годы, однако, стоимость проекта подпрыгнула до 700 млн. По состоянию на 1981 год был потрачен уже миллиард долларов бюджетных средств, при том, что стоимость проекта оценивалась в тот момент в 3 – 3,2 млрд долларов, не считая еще одного миллиарда, который был необходим для строительства завода по производству гененерированного топлива. В 1981 году комитет Конгресса вскрыл случаи различных злоупотреблений, что еще более утяжелило стоимость проекта.

Перед тем, как принять решение о закрытии, стоимость проекта оценивалась уже в 8 млрд долларов.

Другой причиной стала высокая стоимость строительства и эксплуатации самого реактора-бридера для производства электричества. В 1981 году было оценено, что стоимость строительства быстрого реактора будет вдвое больше строительства стандартного легководного реактора такой же мощности. Было также подсчитано, что для того, чтобы бридер мог экономически конкурировать с обычными легководными реакторами, цена урана должна составлять 165 долларов за фунт, в то время как в действительности эта цена находилась тогда на уровне 25 долларов за фунт. Частные генерирующие компании не пожелали вкладывать деньги в такую рискованную технологию.

Еще одной серьезной причиной для сворачивания программы бридеров стала угроза возможного нарушения режима нераспространения, поскольку в этой технологии происходит наработка плутония, который также может быть использован для производства ядерного оружия. Из-за международной озабоченности по поводу вопросов распространения ядерных материалов, в апреле 1977 году президент США Джимми Картер призвал отложить на неопределенный срок строительство коммерческих быстрых реакторов.

Президент Картер вообще был последовательным оппонентом проекта Клинч Ривер. В ноябре 1977 года, наложив вето на законопроект о продолжении финансирования, Картер сказал, что это будет «неоправданно дорого» и «после завершения строительства станет технически устаревшим и экономически необоснованным». Кроме этого он заявил о бесперспективности технологии быстрых реакторов вообще. Вместо того, чтобы вкладывать ресурсы в демонстрационный проект на быстрых нейтронах, Картер предлагал взамен «потратиться на увеличение безопасности существующих ядерных технологий».

Проект Клинч Ривер был возобновлен после прихода к власти Рональда Рейгана в 1981 году. Несмотря на растущую оппозицию со стороны Конгресса, он отменил запрет своего предшественника, и строительство возобновилось. Однако, 26 октября 1983 года, несмотря на успешный ход строительных работ, Сенат США большинством (56 против 40) призвал отказаться от дальнейшего финансирования строительства и объект был заброшен.

В очередной раз о нем вспомнили совсем недавно, когда в США стал разрабатываться проект маломощного реактора mPower. В качестве места его строительства как раз и рассматривается площадка планировавшегося строительства АЭС Клинч-Ривер.

Предыдущая статья: Углерод — характеристика элемента и химические свойства Следующая статья: Чему равна скорость света