Отечественным специалистам удалось добиться того, что их зарубежным коллегам оказалось не под силу. В ноябре 2023-го в российских СМИ под громкими заголовками вышла серия репортажей, посвященная уникальному проекту, реализованному на Белоярской АЭС, инновационный реактор которой (БН-800) и стал настоящей мировой сенсацией.
В течение года энергоблок атомной станции отработал на практически полной загрузке уран-плутониевым МОКС-топливом (его называют топливом будущего, «вечным двигателем»), состоящим из обедненного урана и плутония, извлеченного из отработанного ядерного топлива классических АЭС.
Применение данной технологии не требует расходования невозобновляемых ресурсов для производства электроэнергии. Отработавшее топливо используется повторно, что убирает необходимость создания особых условий для его длительного хранения. Благодаря достижению отечественных ученых, топливная база атомной энергетики России будет увеличена в десятки раз; также существенно сократится образование радиоактивных отходов.
Четвертый энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800 в промышленную эксплуатацию ввели в октябре 2016-го. Однако в течение шести лет он одновременно работал как на уран-плутониевом МОКС-топливе, так и на обычном топливе из оксида урана. Дело в том, что первое еще не производили в промышленных масштабах. Почти полной загрузки МОКС-топливом активная зона БН-800 достигла в сентябре 2022-го.
Теперь, спустя год, доказано — технология закрытого ядерно-топливного цикла готова к масштабированию. Производство данного топлива осуществляется на Красноярском горно-химическом комбинате (ГХК) в городе Железногорске. Как заявил директор Белоярской АЭС Иван Сидоров, следующим шагом на пути к двухкомпонентной ядерной энергетике, когда реакторы на быстрых и на тепловых нейтронах смогут работать совместно, обмениваясь топливом, будет создание энергоблока с головным образцом серийного реактора БН-1200М.
Мы в свою очередь попросили научного сотрудника Института ядерной физики им. Будкера Г. И. (Новосибирск) Сергея Васильева рассказать подробнее о новой технологии и ее значении для атомной энергетики. Его комментарий для канала «Строительный мир» приводится ниже.
Как это работает
В традиционных атомных станциях в качестве топлива чаще всего используют Уран или Плутоний (в виде топливных стержней): ядра этих элементов делятся с образованием нейтронов, которые, разлетаясь, сталкиваются с другими ядрами, поглощаются ими, переводят их в нестабильное состояние. В результате они делятся на два более легких «ядра-осколка»: сумма масс этих «осколков» меньше массы изначального ядра, а разница масс в виде энергии уносится «осколками» реакции.
Скоростью ядерного деления можно управлять, регулируя мощность нейтронного потока. Поскольку нейтроны обладают энергией, их лавинообразное высвобождение приводит к увеличению числа делений, и, следовательно, выделению энергии, вплоть до ядерного взрыва. В ядерных реакторах поддерживается управляемая ядерная реакция, соотношение вторичных нейтронов к первичным в которой поддерживается равным 1. С помощью выделяемой в ходе реакции энергии осуществляется нагрев воды, ее преобразование в пар, который передается в турбину и используется для вращения электрогенераторов.
К такому интенсивному делению способны далеко не все радиоактивные материалы. Даже не все изотопы Урана способны к этому, а только лишь Уран-235 (содержащий 92 протона и 143 нейтрона в ядре). Здесь возникает большая проблема: дело в том, что в природном Уране содержится лишь 0,7% Урана-235, остальные 99,3% добытого Урана приходятся на долю Урана-238 (содержащего 92 протонов и 146 нейтронов в ядре) и не подходят для целей запуска цепной реакции деления. Таким образом, свыше 99% добытого Урана оказывается бесполезным материалом. Отдельного упоминания заслуживает факт, что разведанных запасов природного Урана хватит примерно на 50 лет при сохранении текущего уровня его потребления. Все это вынуждает искать обходные пути.
Бесполезный Уран-238 — в полезный Плутоний-239
Ситуацию спасает возможность превращения «мусорного» Урана-238 в полноценное ядерное топливо. Ученые выяснили, что при поглощении одного нейтрона ядро Урана-238 превращается в Уран-239 (92 протона и 147 нейтронов), который за следующие ~23 минуты подвергается так называемому бетта-распаду: один из его нейтронов превращается в протон с испусканием электрона. Таким образом, Уран-239 превращается в Нептуний-239 (93 протона и 146 нейтрона). Этот Нептуний-239 в среднем за двое суток подвергается еще одному бетта-распаду, превращаясь в Плутоний-239 (94 протона и 145 нейтронов), который способен поддерживать реакцию вынужденного деления и уже подходит для целей запуска цепной реакции деления. Он уже может служить ядерным топливом.
Выходит, если бесполезный Уран-238 облучить потоком нейтронов, то можно получить полезный Плутоний-239. Мощные нейтронные потоки как раз имеются в работающих ядерных реакторах. Если в работающий ядерный реактор поместить Уран-238, то в ходе работы реактора будет получен Плутоний-239. Поскольку ядерное топливо, применяемое в АЭС, состоит в основном из Урана-238 (доля Урана-235 в среднем повышена до 5%, т. н. «обогащенный Уран»), то любой ядерный реактор в ходе своей работы в качестве побочного продукта производит ядерное топливо. Концепция «замкнутого топливного цикла» в том и состоит, чтобы заставить реактор работать только на топливе, которое он сам для себя и произвел.
Первые эксперименты
Реализация этой идеи на практике вызвала ряд технологических сложностей. Одной из проблем при использовании такого «составного топлива» стало понижение энергетической эффективности реакторов, поскольку быстрые нейтроны с большей вероятностью поглощались «бесполезным» Ураном-238, а не Ураном-235. Тогда ученые выяснили, что Уран-235 лучше поглощает медленные («тепловые») нейтроны, поэтому возникла идея замедления потока нейтронов. Это, действительно, повысило энергетическую эффективность реакторов, но уменьшило количество получаемого Плутония-239, что разрушило концепцию замкнутого цикла: реализовать замкнутый топливный цикл в таких реакторах не удалось.
Единственной возможностью осталось отказаться от идеи замедления нейтронов и научиться использовать быстрые нейтроны, получаемые непосредственно в ходе работы реактора, и для обеспечения достаточного производства энергии, и для производства достаточного количества топлива. Для этого нужно как-то повысить плотность нейтронного потока, чтобы увеличить число поглощений нейтронов Ураном-235.
Не вдаваясь в детали, можно сказать, что технологическая сложность и дороговизна реакторов на быстрых нейтронах привела к тому, что большинство стран, экспериментировавших с ними, такие как США, Франция, Германия, Япония, довольно быстро отказались от них, отдав предпочтение классическим реакторам на тепловых нейтронах. Последним из таких зарубежных реакторов был реактор «Phenix» (Франция, 250 МВт), закрытый в 2009 году. Тогда до 2015-го единственным действующим реактором на быстрых нейтронах в мире оставался российский реактор БН-600, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в энергоблоке №3 на Белоярской АЭС в Свердловской области (600 МВт). 10 декабря 2015 года также на Белоярской АЭС был запущен ректор БН-800 (800 МВт).
Сенсационное достижение
Россия оказалась единственной страной мира, продолжавшей заниматься развитием технологии замкнутого топливного цикла. Целеустремленность отечественных специалистов привела к сенсационному достижению: реактор БН-800 смог целый год работать на топливе, полученном из отработанного ядерного топлива от других станций. Производство атомной энергии приводит к образованию большого количества отработанных радиоактивных материалов.
Теперь мы можем извлекать энергию из радиоактивных отходов работы ядерных реакторов, которые в противном случае пришлось бы просто утилизировать. Кроме того, такое переработанное топливо значительно менее опасно, и подлежит безопасному захоронению всего лишь через несколько десятилетий.
Важно подчеркнуть, что в БН-800 замкнутый топливный цикл еще не достигнут: нейтронные поля здесь недостаточно сильны, и наработанного Плутония пока не хватает на полноценный перезапуск цикла. Оценки специалистов предсказывают достижение замкнутого топливного цикла к 2029 году, на новых усовершенствованных реакторах.
В статье использованы изображения с сайта АО «Концерн Росэнергоатом» / rosenergoatom.ru
Материал подготовлен при участии научного сотрудника Института ядерной физики им. Будкера Г. И. (Новосибирск) Сергея Васильева