У атомной энергетики XXI века два компонента: привычные тепловые реакторы и новые реакторы на быстрых нейтронах. Переводом мирового энергетического атома на новые «рельсы» занимается «Прорыв», проект «Росатома»
Самые распространенные в мире реакторы — водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Они обеспечивают 80% генерации атомной энергии в мире. В их названии заключен весь принцип работы таких установок — нагретая реакцией деления вода в первом контуре передает свое тепло воде во втором контуре. Вода во втором контуре превращается в пар и раскручивает турбины, подключенные к генераторам электроэнергии. Воду первого контура от превращения в пар удерживает сильное давление.
При реакции деления урана-238 в топливе выделяется тепло и вылетают нейтроны. Эти нейтроны натыкаются на новые ядра урана-238, провоцируя распад — идет цепная реакция. При этом окружающая топливо вода замедляет эти нейтральные частицы до значений энергий, при которых их называют тепловыми нейтронами. Так вода в реакторах ВВЭР играет роль теплоносителя (передает тепло воде второго контура) и замедлителя.
Если нейтроны не замедлять водой, они также будут «разбивать» новые ядра и поддерживать цепную реакцию. Энергия быстрых нейтронов в миллионы раз больше, чем у тепловых, и превышает 100 тысяч электронвольт (у тепловых — 0,25 электронвольт). Поэтому быстрые нейтроны способны на большее. В частности, создавать новое топливо для реакторов и «выжигать» самые неприятные радиоактивные элементы, образующиеся в топливе в процессе работы.
«Быстрые реакторы не только производят электроэнергию, но и воспроизводят делящееся топливо из сырьевых изотопов, а тепловые блоки гибко следуют за графиком нагрузки. Тем самым создается новая крупномасштабная энергетика, способная гарантировать энергетическую безопасность России и сохранить запасы углеводородов для высокотехнологичных отраслей»,— говорит научный руководитель НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля, инициатор и научный руководитель проекта «Прорыв» госкорпорации «Росатом» Евгений Адамов.
Значительная доля, более 99%, добываемого урана — стабильный изотоп уран-238. Для топлива нужен радиоактивный уран-235. Чтобы поднять его содержание, из добытого урана убирают значительную долю урана-238. Если же такой уран загрузить в бланкет ( оболочку активной зоны) быстрого реактора, то под «дождем» нейтронов он будет превращаться в делящийся плутоний — новое топливо для реакторов. Получается, быстрые реакторы открывают возможность использовать добываемый уран на все 100%.
Промышленные быстрые реакторы в России работают на Белоярской АЭС:
- БН-600, пущенный в 1980 году — он помог отработать технологию быстрых нейтронов в промышленном масштабе,
- БН-800, пущенный в 2015 году — там проводят испытания «горючего» для реакторов.
Еще одна важная задача для быстрых реакторов — «дожигание» так называемых минорных актинидов: америция, нептуния и кюрия. Это радиоактивные элементы с очень большим периодом распада, до десятков тысяч лет. Непросто быть уверенным, что на протяжении такого долгого времени человечество сможет обеспечивать безопасность захоронений этих элементов. В быстрых реакторах их можно «выжигать» до элементов с гораздо более коротким периодом полураспада. Такие элементы уже через 100-150 лет перестают представлять серьезную опасность для человека.
«Замкнутый топливный цикл доводит радиоактивность отходов до уровня природного сырья — это принцип радиационно-эквивалентного захоронения, недостижимый для традиционных схем»,— говорит Адамов.
При этом сами быстрые реакторы несмотря на участие быстрых нейтронов безопасны за счет своей конструкции и компонентов. На них невозможны аварии со взрывами и утечками. Вместо воды, как в ВВЭР, в быстрых реакторах используется расплавленный металл. У него высокая температура кипения, поэтому нет нужды поддерживать в первом контуре высокое давление. Нет высокого давления — нет и риска взрыва.
Так быстрые реакторы «замкнут» ядерный топливный цикл — они будут нарабатывать топливо и для быстрых, и для тепловых реакторов, используя накопившийся уран-238.
Две основных задачи «Прорыва» на сегодня: опытно-демонстрационный комплекс с БРЕСТ-ОД-300 в «сердце» и серийные реакторы БН-1200 и БН-1200М.
Строительство быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 с окружающим опытно-демонстрационным комплексом идет на площадке Сибирского химического комбината в Северске. В комплекс также войдут мощности по переработке отработавшего топлива и модуль производства нового топлива. Площадка станет первой промышленной демонстрацией замкнутого ядерного топливного цикла.
БН-1200 станет более мощной версией БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. В «сосудах» модифицированного БН-1200М будет течь натриевый теплоноситель. Его разрабатывают, основываясь на опыте эксплуатации БН-350, БН-600 и БН-800. Оба проектируются как серийные быстрые реакторы.
«Мир ищет технологии с низким углеродным следом и высокой энергоэффективностью. По обоим критериям ядерная энергетика уже сегодня опережает генерацию гидроэлектростанций более чем вдвое, а солнечную генерацию — в восемь раз. Предлагая энергетически эффективный и экологически безопасный реакторный комплекс, мы предоставляем не только киловатты, но и стратегическую уверенность»,— заключает Адамов.
Читайте подробнее о строительстве этих реакторов и производстве топлива из урана и плутония в интервью эксперта Евгения Адамова.
Подписывайтесь на наш канал и следите за новостями российской науки!
Присоединяйтесь к команде научного блока «Росатома», актуальные вакансии – на карьерном портале.