Идея замкнутого цикла на объектах ядерной энергетики в России прорабатывалась давно (ещё во времена СССР). Дело в том, что ядерные отходы крайне сложно и дорого утилизировать.
Не так давно в России началось строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300. Старт — в 2021 году, а конечный этап рассчитан на 2029 год. Располагается он в Северске (Томская область). Заявленная тепловая мощность составляет 700 МВт, а электрическая — 300 МВт.
Но это далеко не первый реактор на быстрых нейтронах, который был у нас построен. Первый появился 40 лет назад, но подробнее мы о нём расскажем ниже. Сейчас же наша задача разобраться, что же такое быстрые и медленные нейтроны, почему они так нужны в ядерной энергетике.
Быстрые нейтроны… Что с ними делать?
Первые реакторы работали на так называемых медленных нейтронах. Проще говоря, невозможно закрыть цикл так, чтобы он был безотходным. Всегда придётся утилизировать стержни и остатки разлагающегося урана. Если в России этот процесс производится по конкретным протоколам, создаются специальные бетонные хранилища для утилизации, то, например в Соединенных штатах, утилизация порой производится путём закапывания отработанного материала в землю. Всё это продиктовано особенностями работы на конкретной местности и отношением страны к ядерным отходам.
Учитывая то, что ядерное топливо и материалы для строительства ядерного реактора — это дорогое удовольствие, учёные всегда искали способ повторного использования ядерных отходов, а в идеале — способ создания замкнутой системы, в рамках которой производство будет фактически безотходным.
Разработки велись ещё с 60-х годов прошлого века. А к 80-м годам стало точно понятно, что реактор замкнутого цикла может работать только на быстрых нейтронах.
Чем отличаются медленные нейтроны от быстрых нейтронов?
Выражаясь простыми словами, медленные нейтроны — это искусственно замедленные. Ядру урана необходимо поймать нейтрон для запуска процесса деления. В реакциях с быстрыми нейтронами всё наоборот — берётся количеством, много ядер урана, много нейтронов, никто их не замедляет, реакция происходит быстро.
БРЕСТ-300 — реактор на быстрых нейтронах
Прежде, чем мы расскажем про БРЕСТ, остановимся немного на технологическом аспекте.
Изначально технология реактора на быстрых нейтронах была тесно связана с таким металлом, как натрий. Его задача заключалась в том, чтобы передавать тепло на генераторы, а уже через генераторы это всё отправлялось бы на электростанции и в дома. Ранее вместо натрия использовалась обычная вода, она тоже хорошо справлялась с функцией передачи тепла.
Так появился БН-800, о нём мы и упоминали в начале статьи. БН-800 использует натрий в своём цикле, а ядерные отходы можно использовать повторно. Не обошлось без минусов — всё это стоит дорого, а КПД при этом ниже, чем у обычного реактора, работающего на воде. Поэтому появилась задача оптимизации процесса. Нужны были новые технологии, новые идеи, новые реакторы.
Путём исследований в итоге пришли к новому витку. Энергоблок четвёртого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300.
На самом деле спектр задач изначально был выстроен не только вокруг эффективности и замкнутости процесса. Необходимо было создать реактор, который будет безопаснее, стабильнее предшественников. Всё это делалось с оглядкой на аварии крупных АЭС по всему миру. Реакторы нового поколения не должны приводить к подобным катастрофам даже в теории.
И БРЕСТ-ОД-300 полностью этому соответствует. Кардинальным отличием от предшественников является наличие свинцового теплоносителя вместо натриевого. Свинец не реагирует с воздухом и водой, в отличие от натрия. Работа с натрием не удешевляет процесс, при контакте с водой может произойти взрыв, поэтому необходимо обеспечивать дополнительные уровни безопасности.
Уникальность БРЕСТ
Сочетание теплопроводного нитридного топлива и свойств свинцового теплоносителя обеспечивает полное разведение плутония внутри активной зоны. Это приводит к небольшому рабочему запасу реактивности и обеспечивает режим работы без резких скачков мощности нейтронного реактора. Проще говоря, уран-238 в активной зоне превращается в плутоний, который сам подвергается эффективному делению в быстром спектре.
Что будет дальше?
Технологии будут совершенствоваться, а реакторы будут вырабатывать всё больше и больше энергии. Рано или поздно удастся обеспечить весь мир электроэнергией.
Спасибо за прочтение. Мы надеемся, что наш материал вам был интересен и полезен.