В развитие темы проекта «Прорыв», в первую очередь стоит осветить направление инновационных реакторных установок («реакторы на быстрых нейтронах с коэффициентом воспроизводства > 1, безопасные и недорогие»). Не то, чтобы они одни были ключом к замыканию топливного цикла, просто раз уж цикл замкнутый, то и «точку входа» можем выбрать произвольно.
Для начала стоит вспомнить, в чём, собственно, идея замыкания ядерного топливного цикла. Традиционным-то подходом является разомкнутый: добываем уран, обогащаем для применения в реакторах на тепловых нейтронах (РТН), РТН производят электроэнергию, отработавшее топливо (ОЯТ) с них захоранивается. Ну, положим, ОЯТ можно ещё переработать, и выделенный плутоний снова использовать как ядерное топливо, а наиболее радиоактивные фракции «дожечь» в реакторах-дожигателях. В случае же замкнутого цикла (ЗЯТЦ) РТН производят электроэнергию, ОЯТ с них перерабатывается, загружается в реакторы на быстрых нейтронах (РБН) с коэффициентом воспроизводства (КВ) > 1, которые тоже производят электроэнергию, их ОЯТ, в котором делящегося материала уже больше, чем было после РТН, тоже перерабатывается в топливо для тех самых РТН, круг замкнулся. В реальном мире этому циклу требуется подпитка свежедобытым ураном, но расход его будет уже существенно ниже, по современным оценкам примерно на тысячу лет, а не на сто, как при открытом цикле.
Как уже говорилось час назад в первой части, в традиционных для гражданской ядерной энергетики реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя (а порой и рабочего тела) используется вода. Это позволяет убивать двух технологических «зайцев» одним техническим решением:
- технология воды как теплоносителя хорошо отработана (да, в том числе и в ходе развития ядерной энергетики, но отработана же),
- вода замедляет нейтроны до «тепловых» скоростей, нужных для построения цепной реакции на 235U.
Но, исходя из п. 2, для создания реактора, в котором цепная реакция будет опираться на 238U, нужен другой, незамедляющий теплоноситель. Осмысленных вариантов три: жидкие металлы, газы и расплавы солей. Газам в целом не хватает теплофизических свойств – низкая способность к теплосъёму и теплопереносу. Даже лучший из них, гелий, отличаясь среди газов в положительную сторону не только в части теплофизики, но и в части химической активности и способности к активации в реакторе, сильно не дотягивает до жидких металлов и солей. А ещё он постепенно просачивается через что угодно, даже через сплошные стенки при определённых условиях. Вот как шарики с гелием рано или поздно сдуваются и опадают, даже если намертво загерметизировать пуцку. А в случае с ядерными реакторами получится совсем грустно и непразднично.
Однако в целом высокотемпературные газовые реакторы – направление достаточно перспективное, находящееся на уровне экспериментальных установок. Рассказывать здесь о них мы, конечно, не будем, т.к. в «Прорыв» они не пошли.
Расплавы солей намного лучше подходят по теплофизическим свойствам, однако вопросы к конструкционным материалам и топливу для таких систем на практике не решены. Да и вообще это прям авангардизм от ядерной техники. Чего стоит хотя бы идея «развести» топливо в теплоносителе, наплевав на «оболочечные» барьеры безопасности. Короче, возможно, эта идея на самом деле гениальна, и когда-нибудь таки вспыхнет ярче тысячи солнц (фигурально выражаясь, само собой), но «жить в эту пору прекрасную уж не придётся ни мне, ни тебе».
В свою очередь, жидкие металлы в целом для РБН подходили прекрасно:
- высокая температура кипения для высоких параметров пара на турбину и, грубо, КПД – есть,
- хороший теплосъём при низком давлении для высокого энерговыделения – есть,
- низкая (в среднем «по палате») замедляющая и поглощающая способность в смысле нейтронов – есть.
Однако металлы металлам рознь. Тяжёлые металлы, например, из-за высокой плотности и вязкости требуют больших затрат на циркуляцию и накладывают дополнительные требования на агрегаты ввиду высокого эрозионного и вибрационного воздействия. Вследствие этих недостатков на начальных этапах развития реакторов с жидкометаллическими теплоносителями (ЖМТ) «любимой женой» был выбран натрий – лучший из щелочных по целому ряду свойств:
- низкая температура плавления – всего около 98 °C,
- очень хорошие даже для ЖМТ теплофизические свойства,
- сравнимые с водой гидравлические характеристики (однозначный плюс по сравнению с тяжёлыми металлами),
- низкое эрозионное и коррозионное воздействия на конструкционные материалы.
Это было настолько хорошо, что практически вся гражданская ядерная энергетика с РБН – это натрий. Впрочем, как уже было упомянуто в прошлой части, пытались многие, но на более-менее промышленные рельсы натриевые реакторы поставили только в СССР/РФ. И далеко не в последнюю очередь потому, что натрий, помимо плюсов, имеет ряд существенных минусов:
- замедляющая способность у натрия не высокая, но всё же достаточная, чтобы влиять на компоновку активной зоны – тепловыделяющие элементы (твэлы) приходится размещать плотнее, что затрудняет циркуляцию теплоносителя;
- натрий сильно активируется, проходя через активную зону (а.з.), что создаёт дополнительные сложности при обслуживании первого контура установки (контура циркуляции теплоносителя через а.з.);
- самое неприятное – химическая активность: при взаимодействии с воздухом образуются окислы, резко ускоряющие коррозию и потенциально способные забивать проходные сечения (см. п. 1); в воде же натрий натурально горит, причём с образованием водорода, который, в свою очередь, ещё и взорваться может.
Короче говоря, «любимая жена» оказалась с весьма скверным характером. Традиционно АЭС имеют одно/двухконтурную схему: либо вода непосредственно разогревается в активной зоне до состояния пара на турбину, либо теплоноситель первого контура разогревает в парогенераторах воду до того же состояния. В случае же натрия течь воды из второго контура (а межконтурная течь – не то, чтобы обычная, но известная ситуация) в первом устроит натуральный карнавал: течь саморазвивается, т.е. свищ в одной трубке парогенератора не только резво расширяется, но и разрушает соседние трубки, и всё это тянет за собой:
- скачки давления, даже гидроудары в контуре с возможностью повреждения оборудования и выброса высокоактивных сред в помещения станции;
- прокачка водородных пузырей через активную зону, приводящая к опасным колебаниям мощности (привет, пустотный эффект реактивности);
- в особо отбитых случаях теоретически можно довести даже до распространения пожара непосредственно в а.з., но это надо прям всё потерять – ум, совесть и желание жить.
Эти обстоятельства привели к, так сказать, количественному, а не качественному техническому решению – добавить ещё контур с натрием. Т.о. вода не может вступить в порочную связь с радиоактивным натрием и устроить всё вышеперечисленное. При этом, кстати, была неплохо отработана интегральная компоновка реакторной установки, когда оборудование первого контура (насосы и теплообменники) размещено в едином корпусе с активной зоной без арматуры и трубопроводов (БН-350 уточняет, что эта компоновка не является обязательной для реакторов с ЖМТ, а В-670СКДИ – что эксклюзивной). Работающей «вершиной эволюции» такого подхода на текущий момент является БН-800 на Белоярской АЭС.
Очевидно, что три контура, особенно с учётом всех систем безопасности, учитывающих опыт эксплуатации линейки натриевых РБН – это дорого. БН-800 ни разу не коммерческий реактор, конкуренцию с ВВЭРами не вытягивает совсем. Т.е. имеющиеся РБН совсем не недорогие, и не то, чтобы прям люто безопасные на взгляд со стороны (хотя все требования безопасности Ростехнадзора там выполнены, а это, прямо скажем, для атомки непросто).
Альтернативным натрию ЖМТ исторически был сплав свинца с висмутом (55,5 % висмута и 44,5 % свинца – у такого соотношения самый большой рабочий диапазон температур), опыт работы с которым набирался преимущественно на атомном подводном флоте. Тут у нас есть:
- невысокая температура плавления и высокая температура кипения – 125/1670 °C,
- хорошие теплофизические свойства,
- низкая замедляющая способность (пока, пустотный эффект реактивности),
- низкая химическая активность (уж как по сравнению с натрием – так точно) при взаимодействии с водой и воздухом,
- способность удерживать ряд продуктов деления, например, йод и цезий, в случае разгерметизации топливных элементов.
Почему же натрий, а не свинец-висмут? Во-первых, высокие требования к коррозионной стойкости конструкционных материалов и чистоте теплоносителя. Так, в 1968 г. ряд обстоятельств, по большей части связанных с недостаточной глубиной понимания свойств свинцово-висмутового теплоносителя, привели к тому, что шлаки, образовавшиеся при обслуживании энергетической установки АПЛ «К-27», заблокировали циркуляцию теплоносителя через активную зону, что вызвало кризис теплосъёма, разрушение топливных элементов и дальше по трагическому сценарию (подробно прочитать можно, например, здесь: https://legal-alien.ru/memuaristika/apl-k-27-slavnye-stranitsy-v-pamyati-nashej/1753-razdel-10-avariya-pla-k-27, в дальнейшем проект 645, к котором принадлежала К-27, получил развитие в 705м проекте, который также имел сложности с эксплуатацией ЯЭУ, как подсказывает товарищ Леонов). Однако к текущему моменту технология свинцово-висмутового теплоносителя отработана в достаточной степени, чтобы этот фактор перестал быть проблемой.
Есть ещё «во-вторых»: при облучении висмута в активной зоне образуется очень неприятный 210-й полоний (да-да, тот самый, которым Литвиненко отравили). Причём он остаётся связанным свинцом и не может быть выведен из контура в процессе работы, что существенно усложняет процессы обращения с оборудованием первого контура. В целом, по аналогии с «во-первых», этот вопрос можно было бы решить соответствующими техническими решениями. Но есть и «в-третьих»: доступность. Набрать висмута в «товарных» количествах по приемлемым ценам – это задача, сложность которой ставит крест на идее использовать свинцово-висмутовые РБН как базовые для двухкомпонентной ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом. Поэтому и они в «Прорыв» не пошли. Однако проекты СВБР-10 и СВБР‑100 разрабатываются для локальных энергосетей, и о них, наверное, расскажет кто-то другой.
И вот для массовых РБН, с учётом отработанной на свинцово-висмутовых установках технологии тяжёлого теплоносителя, переход на чистый свинец видится весьма интересной идеей: доступность не вызывает вопросов, а активация существенно меньше. Причина, по которой с чистым свинцом не работали с самого начала, заключается в том, что рабочий диапазон температур без висмута уменьшается практически вдвое – минимально допустимая температура повышается с 200 до 400 °C. Но сумрачный гений наследников Доллежаля предполагает сей позорный недуг в подвиг определить: один из элементов внутренне присущей (естественной) безопасности «прорывной» реакторной технологии, разрабатываемой в НИКИЭТе, заключается в том, что за счет высокой температуры плавления исключаются аварии с потерей теплоносителя – один из самых «жёстких» классов – свинец просто застывает на выходе и сам собой закупоривает гипотетическую течь.
Энергоблок с разработанной в том числе и на базе этой идеи реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 (Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем, Опытно-Демонстрационной, электрическая мощность блока – 300 МВт) сооружается сейчас в составе опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) на Сибирском Химкомбинате в г. Северск и должен начать работу в 2026 г.
Компоновка, как видно из схемы циркуляции выше, традиционно принята интегральной: активная зона, с отражателями и органами системы управления, парогенераторы, насосы, оборудование перегрузочного комплекса, системы очистки свинца и поддержания в нем кислородного режима, а также другое вспомогательное оборудование размещена в центральной и четырех периферийных (по числу петель циркуляции теплоносителя) полостях корпуса. Что нетрадиционно – за счёт невысокой ожидаемой активности теплоносителя металлический корпус заменили на металлобетонный с системой охлаждения, основанной на естественной циркуляции воздуха:
Такая конструкция обоснована экспериментальными исследованиями и испытаниями в условиях, приближенных к реальным по нагрузкам, насколько это вообще возможно без полномасштабного макета. В дополнение к отражающим свойствам свинца такая конструкция корпуса позволяет исключить необходимость в дополнительной биологической защите, т.о. радиационный фон на внешней поверхности корпуса ожидается близким к природному.
Ввиду того, что со второго контура снята функция обеспечения аварийного отвода тепла от активной зоны, отдельного упоминания также заслуживает система аварийного охлаждения реактора. Её первый контур представляет собой четыре отдельные петли циркуляции свинца, организованные внутри реактора «в параллель» парогенераторам. Второй контур – «разомкнутые» воздушные петли с задвижками, открытие которых не требует электроснабжения и завязано на повышение температуры (пассивные шибера). При этом движение свинца и воздуха в обоих контурах осуществляется за счет естественной циркуляции, т.е. не требует работы насосов и газодувок.
Для выработки 300 МВт электрических (на самом деле, с текущим решением по турбине немного больше) реактор обеспечивает 700 МВт тепловых. Такой уровень мощности выбран чтобы, с одной стороны, не делать сразу «полногабаритную» установку по неопробованной на практике технологии, но, с другой стороны, иметь возможность продемонстрировать свойства естественной безопасности на именно энергетической, а не исследовательской ядерной установке (это разные типы с разной нормативкой, да) а также иметь возможность отработать полный технологический цикл двухкомпонентной ядерной энергетики будущего.
Температура теплоносителя на входе/выходе из активной зоны при этом получается 420/535 °С, что даёт пар с температурой 505°С и давлением 17 МПа. Т.о. КПД около 43 % – чем выше параметры пара, тем выше КПД (грубо). Для сравнения, на современных ВВЭРах 37-38 %. Парогенераторы, кстати, прямоточные вертикальные, т.е. нет кипящего объёма воды, как в «цистернах» ВВЭРа. Правда, это скорее минус, чем плюс, но иного варианта для интегральной компоновки нет. Надёжность парогенераторов проверена экспериментально как в части взаимодействия со свинцовым теплоносителем, так и со стороны воды/пара. Невозможность перерастания одиночного разрыва трубки ПГ во множественный, как на БНах, также экспериментально доказана.
Активная зона БРЕСТа набрана из 169 бесчехловых шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС) и состоит из двух радиальных зон: центральной (ЦЗ) и периферийной (ПЗ). Причём состав топлива, количество и шаг твэлов во всех ТВС одинаковый, а выравнивание энерговыделения обеспечивается радиальным профилированием топливной загрузки и расхода свинца: в ТВС ЦЗ твэлы имеют меньший диаметр, чем в ТВС ПЗ. И тут как раз «заодно» решается специфический для РБН элемент проблемы нераспространения: в а.з. реактора отсутствует зона воспроизводства – бланкет с 238U, где этот уран «трансмутирует» в 239Pu, который, как известно, может быть использован для нехорошего. Т.е. плутоний, конечно, нарабатывается (расчетный коэффициент воспроизводства чуть выше единицы), но как бы равномерно по всей зоне, т.е. нет сборок, из которых можно было «вымолотить» плутония быстро и много. Это помимо того, что в переработку облученного ЯТ могут, как уже говорилось в предыдущей части, не только лишь все, мало кто может.
Топливо как таковое – тоже новая технология. Более подробно о нём имеет смысл рассказывать в контексте модулей переработки и фабрикации/рефабрикации топлива в составе ОДЭК. В сравнении с традиционным оксидным топливом разрабатываемое в «Прорыве» плотное нитридное обладает рядом преимуществ:
- большая теплопроводность и меньшая теплоёмкость – меньше вероятность повреждения топлива от высоких температур, если вдруг что,
- меньше средний пробег нейтронов в топливе – проще организовать воспроизводство делящегося материала без бланкета, меньше вероятность разгона реактора вследствие малого запаса реактивности.
В пассиве наработка радиоактивного изотопа 14C из азота, но топливо после реактора-то всё равно перерабатывать, так что и на него управа найдётся. Сборки с нитридным топливом после полного комплекса дореакторных испытаний тестировались в исследовательских реакторах и в БН-600 на Белоярской станции. В результате подтверждена герметичность твэлов и предложены улучшения к конструкции штатных топливных сборок БРЕСТа.
Ещё один элемент естественной безопасности – система пассивной обратной связи (СПОС). Её идея заключается в изменении эффективности отражателя, который в ядерных установках нужен для того, чтобы нейтроны не улетали за пределы активной зоны и участвовали в цепной реакции. Так вот, блоки отражателя выполнены в виде стального кожуха, заполненного свинцовым теплоносителем с малым расходом циркуляции. В части из них уровень свинца зависит от напора теплоносителя: чем медленнее циркуляция, тем ниже уровень свинца в этих элементах отражателя, тем больше утечка нейтронов, тем (грубо) ниже мощность. Т.е. в случае снижения по тем или иным причинам циркуляции, чреватого ухудшением теплосъёма с твелов, их перегревом, разрушением и выходом радиоактивных продуктов деления, снижается и само тепловыделение в твэлах. Т.е. чем меньше теплосъём, тем, автоматически, меньше и тепловыделение.
Таким образом, что имеем: без навешивания дополнительных систем безопасности (которые все денег стоят), только за счет баланса нейтронов, свойств свинцового теплоносителя и топлива, а также технических решений, обеспечивающих «самореализацию» всех этих свойств, предполагается радикальное снижение или даже исключения риска наиболее тяжелых классов аварий – с потерей отвода тепла от активной зоны и с неконтролируемым ростом мощности – которые теоретически с наибольшей вероятностью приводят к недопустимым выбросам радиоактивности, требующим эвакуации населения.
В части энергоблока в целом можно отметить, помимо собственно реактора, бездеаэраторную схему 2-го контура – тоже своего рода новшество для АЭС, «унаследованное» от ТЭС мощностью 300 МВт электрических. А также отсутствие «ядерного острова»: проект предусматривает размещение всего оборудования 1-го контура в центральном зале реактора, что упрощает обслуживание и обеспечивает запас по пространству, необходимому для работы роботизированных комплексов, используемых для обращения с оборудованием энергоблока.
На той же площадке уже возведено здание модуля фабрикации/рефабрикации топлива, куда завозится оборудование. А уже после энергоблока будет построен модуль переработки топлива. На всём этом будет (очень надеюсь) продемонстрирована работоспособность конкретных решений, замыкающих топливный цикл двухкомпонентной ядерной энергетики.
Если описанная реакторная технология «выстрелит», то её можно будет масштабировать в составе промышленных энергокомплексов с реакторами БР-1200 – это такой БРЕСТ на максималках с 2930/1260 МВт тепловых/электрических. Обликовый проект такой установки уже готов, но будет, естественно, корректироваться по результатам сооружения и эксплуатации БРЕСТ-ОД-300.
Если же свинец «не взлетит», то развивать промышленные РБН можно будет продолжать на натрии. В этом смысле в «Прорыве» разрабатывается следующее поколение БНов – БН-1200М. БНами в нашей стране традиционно занимается ОКБМ Африкантов. «Африканты» к своему детищу изрядно ревнивы, и сами могут подробно рассказать и про БНы, и про то, что тян другие теплоносители в РБН вообще не нужны. Не углубляясь в тему, можно сказать, что вариант 1200 – это не «надутый» БН-800. Из прямо нового для БНов:
- новая «философия» активной зоны, с пониженной в 2 раза энергонапряженностью (что само по себе хорошо в плане безопасности), возможностью использования того самого плотного нитридного топлива, плюсы которого были описаны выше (это топливо как раз в БНах и тестировалось уже) и борной радиационной защитой лютой силы;
- новая конструкция парогенераторов;
- новая система перегрузки отработавшего топлива.
В результате снижены строительные объёмы, металлоёмкость и количество оборудования, а также увеличен его ресурс. Плюс к тому, современные технические и архитектурные решения позволили существенно сократить предполагаемые объёмы строительства по сравнению с БН-800 (раза этак в полтора-два – смотря, в чём считать). Т.е. предполагается снижение стоимости БНа до конкурентоспособного уровня с добавлением возможности использования плотного нитридного топлива и коэффициентов воспроизводства, достаточным для замыкания ЯТЦ.
Резюмируя: вариантов технологии безопасных и недорогих реакторов на быстрых нейтронах с коэффициентом воспроизводства > 1, в проектном направлении «Прорыв» предполагается как минимум два: на «старом недобром» натрии и на свинце (какие-то кальянные аналогии витают в воздухе). «Взлетит» ли свинец, узнаем не позже 2029 г. Тем или иным путём, надеюсь, прорвёмся.
Автор: Святослав Кириенко и CatTech