Балада про швидких нейтронах: унікальний реактор Белоярской АЕС

1. Що у нього всередині
2. зигзаги історії
3. Вони повертаються
4. перезавантаження наосліп
5. Гладко тільки на папері
6. швидке майбутнє

У 40 км від Єкатеринбурга, посеред найкрасивіших уральських лісів розташоване містечко Зарічний. У 1964 році тут була запущена перша радянська промислова АЕС - Белоярская (з реактором АМБ-100 потужністю 100 МВт). Зараз Белоярская АЕС залишилася єдиною в світі, де працює промисловий енергетичний реактор на швидких нейтронах - БН-600.

Уявіть собі кип'ятильник, який випаровує воду, а пара, що утворилася крутить турбогенератор, що виробляє електроенергію. Приблизно так в загальних рисах і влаштована атомна електростанція. Тільки «кип'ятильник» - це енергія атомного розпаду. Конструкції енергетичних реакторів можуть бути різними, але за принципом роботи їх можна розділити на дві групи - реактори на теплових нейтронах і реактори на швидких нейтронах.

В основі будь-якого реактора лежить розподіл важких ядер під дією нейтронів. Правда, є і суттєві відмінності. У теплових реакторах уран-235 ділиться під дією низькоенергетичних теплових нейтронів, при цьому утворюються осколки ділення і нові нейтрони, які мають високу енергію (так звані швидкі нейтрони). Імовірність поглинання ядром урану-235 (з подальшим поділом) теплового нейтрона набагато вище, ніж швидкого, тому нейтрони потрібно уповільнити. Це робиться за допомогою замедлітелей- речовин, при зіткненнях з ядрами яких нейтрони втрачають енергію. Паливом для теплових реакторів зазвичай служить уран невисокого збагачення, як сповільнювач використовуються графіт, легка або важка вода, а теплоносієм є звичайна вода. За однією з таких схем влаштовані більшість функціонуючих АЕС.

Швидкі нейтрони, що утворюються в результаті вимушеного поділу ядер, можна використовувати і без будь-якого уповільнення. Схема така: швидкі нейтрони, що утворилися при розподілі ядер урану-235 або плутонію-239, поглинаються ураном-238 з утворенням (після двох бета-розпадів) плутонію-239. Причому на 100 розділилися ядер урану-235 або плутонію-239 утворюється 120-140 ядер плутонію-239. Правда, оскільки ймовірність поділу ядер швидкими нейтронами менше, ніж тепловими, паливо повинне бути збагаченим більшою мірою, ніж для теплових реакторів. Крім того, відводити тепло за допомогою води тут не можна (водо- сповільнювач), так що доводиться використовувати інші теплоносії: зазвичай це рідкі метали і сплави, від вельми екзотичних варіантів типу ртуті (такий теплоносій був використаний в першому американському експериментальному реакторі Clementine) або свинцево -вісмутових сплавів (використовувалися в деяких реакторах для підводних човнів- зокрема, радянських човнів проекту 705) до рідкого натрію (найпоширеніший в промислових енергетичних реакторах варіант). Реактори, що працюють за такою схемою, називаються реакторами на швидких нейтронах. Ідея такого реактора була запропонована в 1942 році Енріко Фермі. Зрозуміло, найгарячіший інтерес проявили до цієї схеми військові: швидкі реактори в процесі роботи виробляють не тільки енергію, але і плутоній для ядерної зброї. З цієї причини реактори на швидких нейтронах називають також брідер (від англійського breeder- виробник).

Що у нього всередині

Активна зона реактора на швидких нейтронах влаштована подібно цибулині, шарами. 370 паливних збірок утворюють три зони з різним збагаченням по урану-235 - 17, 21 і 26% (спочатку зон було тільки дві, але щоб вирівняти енерговиділення, зробили три). Вони оточені боковими екранами (бланкетами), або зонами відтворення, де розташовані збірки, що містять збіднений або природний уран, що складається в основному з ізотопу 238. У торцях ТВЕЛів вище і нижче активної зони також розташовані таблетки зі збідненого урану, які утворюють торцеві екрани (зони відтворення). Реактор БН-600 відноситься до размножителями (брідер), тобто на 100 розділилися в активній зоні ядер урану-235 в бічних і торцевих екранах напрацьовується 120-140 ядер плутонію, що дає можливість розширеного відтворення ядерного палива. Тепловиділяючі збірки (ТВЗ) представляють собою зібраний в одному корпусі набір тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) - трубочок зі спеціальної сталі, наповнених таблетками з оксиду урану з різним збагаченням. Щоб ТВЕЛи не стикалися між собою і між ними міг циркулювати теплоносій, на трубочки навивають тонкий дріт. Натрій надходить в ТВС через нижні дросселирующие отвори і виходить через вікна у верхній частині. У нижній частині ТВС розташований хвостовик, що вставляється в гніздо колектора, у верхній - головна частина, за яку збірку захоплюють при перевантаженні. Паливні збірки різного збагачення мають різні посадочні місця, тому встановити збірку на неправильне місце просто неможливо. Для управління реактором використовуються 19 компенсуючих стрижнів, що містять бор (поглинач нейтронів) для компенсації вигоряння палива, 2 стрижня автоматичного регулювання (для підтримки заданої потужності), а також 6 стрижнів активного захисту. Оскільки власний нейтронний фон у урану малий, для контрольованого запуску реактора (і управління на малих рівнях потужності) використовується «підсвічування» - Фотонейтронний джерело (гамма-випромінювач плюс берилій).

зигзаги історії

Цікаво, що історія світової атомної енергетики почалася саме з реактора на швидких нейтронах. 20 грудня 1951 року в Айдахо заробив перший в світі енергетичний реактор на швидких нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) електричною потужністю всього 0,2 МВт. Пізніше, в 1963 році, недалеко від Детройта була запущена АЕС з реактором на швидких нейтронах Fermi - вже потужністю близько 100 МВт (в 1966 році там відбулася серйозна аварія з розплавленням частини активної зони, але без будь-яких наслідків для навколишнього середовища або людей) .

В СРСР цією темою з кінця 1940-х років займався Олександр Лейпунський, під керівництвом якого в Обнинском фізико-енергетичному інституті (ФЕІ) були розроблені основи теорії швидких реакторів і побудовані кілька експериментальних стендів, що дозволило вивчити фізику процесу. В результаті проведених досліджень в 1972 році вступила в дію перша радянська АЕС на швидких нейтронах в місті Шевченко (нині Актау, Казахстан) з реактором БН-350 (спочатку позначався БН-250). Вона не тільки виробляла електроенергію, але і використовувала тепло для опріснення води. Незабаром були запущені французька АЕС з швидким реактором Phenix (1973) і британська з PFR (1974), обидві потужністю 250 МВт.

Однак в 1970-х в атомній енергетиці стали домінувати реактори на теплових нейтронах. Обумовлено це було різними причинами. Наприклад, тим, що швидкі реактори можуть виробляти плутоній, а значить, це може привести до порушення закону про нерозповсюдження ядерної зброї. Проте швидше за все основним фактором було те, що теплові реактори були більш простими і дешевими, їх конструкція відпрацьовувалася на військових реакторах для підводних човнів, та й сам уран був дуже дешевий. Набувши в лад після 1980 року промислові енергетичні реактори на швидких нейтронах у всьому світі можна перелічити на пальцях однієї руки: це Superphenix (Франція, 1985-1997), Monju (Японія, 1994-1995) і БН-600 (Белоярская АЕС, 1980) , який в даний момент є єдиним в світі чинним промисловим енергетичним реактором.

Вони повертаються

Однак в даний час до АЕС з реакторами на швидких нейтронах знову прикута увага фахівців і громадськості. Згідно з оцінками, зробленими Міжнародним агентством з атомної енергії (МАГАТЕ) в 2005 році, загальний обсяг розвіданих запасів урану, витрати на видобуток якого не перевищують $ 130 за кілограм, становить приблизно 4,7 млн ​​тонн. Згідно з оцінками МАГАТЕ, цих запасів вистачить на 85 років (якщо взяти за основу потреба в урані для виробництва електроенергії по рівня 2004 року). Зміст ізотопу 235, який «спалюють» в теплових реакторах, в природному урані - всього 0,72%, інше становить «непотрібний» для теплових реакторів уран-238. Однак, якщо перейти до використання реакторів на швидких нейтронах, здатних «спалювати» уран-238, цих же запасів вистачить більш ніж на 2500 років!

Цех зборки реактора, де з окремих деталей методом великовузлового складання збирають окремі частини реактора

Більш того, реактори на швидких нейтронах дозволяють реалізувати замкнутий паливний цикл (в БН-600 в даний час він не реалізований). Оскільки «спалюється» тільки уран-238, після переробки (добування продуктів поділу і додавання нових порцій урану-238) паливо можна знову завантажувати в реактор. А оскільки в уран-плутонієвому циклі плутонію утворюється більше, ніж розпалася, надлишок палива можна використовувати для нових реакторів.

Більш того, цим способом можна переробляти надлишки збройового плутонію, а також плутоній і молодші актинідії (нептуний, америцій, кюрій), витягнуті з відпрацьованого палива звичайних теплових реакторів (молодші актинідії в даний час представляють собою досить небезпечну частину радіоактивних відходів). При цьому кількість радіоактивних відходів у порівнянні з тепловими реакторами зменшується більш ніж в двадцять разів.

перезавантаження наосліп

На відміну від теплових реакторів, в реакторі БН-600 збірки знаходяться під шаром рідкого натрію, тому витяг відпрацьованих збірок і установка на їх місце свіжих (цей процес називають перевантаженням) відбувається в повністю закритому режимі. У верхній частині реактора розташовані велика і мала поворотна пробки (ексцентричні відносно один одного, тобто їх осі обертання не збігаються). На малій поворотною пробці змонтована колона з системами управління і захисту, а також механізмом перевантаження із захопленням типу цангового. Поворотний механізм має «гідрозатворів» зі спеціального легкоплавкого сплаву. У нормальному стані він твердий, а для перезавантаження його розігрівають до температури плавлення, при цьому реактор залишається повністю герметичним, так що викиди радіоактивних газів практично виключені. Процес перевантаження вимикає безліч етапів. Спочатку захоплення підводиться до однієї з збірок, які перебувають під внутрішнього реакторного сховище відпрацьованих збірок, витягує її і переносить в елеватор вивантаження. Потім її піднімають в передавальний бокс і поміщають в барабан відпрацьованих збірок, звідки вона після очищення паром (від натрію) потрапить в басейн витримки. На наступному етапі механізм витягує одну з збірок активної зони і переставляє її під внутрішнього реакторного сховище. Після цього з барабана свіжих збірок (в який заздалегідь встановлюють ТВСи, що прийшли з заводу) витягують потрібну, встановлюють її в елеватор свіжих збірок, який подає її до механізму перевантаження. Останній етап - установка ТВЗ в звільнилася клітинку. При цьому на роботу механізму з метою безпеки накладаються певні обмеження: наприклад, не можна одночасно звільняти дві сусідні комірки, крім того, при перевантаженні все стрижні управління і захисту повинні знаходитися в активній зоні. Процес перевантаження однієї збірки займає до години, перевантаження третини активної зони (близько 120 ТВЗ) займає близько тижня (в три зміни), така процедура виконується кожну мікрокампанію (160 ефективних діб, в перерахунку на повну потужність). Правда, зараз вигоряння палива збільшили, і перевантажується тільки чверть активної зони (приблизно 90 ТВС). При цьому оператор не має безпосереднього візуальної зворотнього зв'язку, і орієнтується тільки за показниками датчиків кутів повороту колони і захоплень (точність позиціонування - менше 0,01 градуса), зусиль вилучення і постановки.

Процес перезавантаження включає безліч етапів, проводиться за допомогою спеціального механізму і нагадує гру в «15». Кінцева мета - потрапляння свіжих збірок з відповідного барабана в потрібне гніздо, а відпрацьованих - в свій барабан, звідки вони після очищення паром (від натрію) потраплять в басейн витримки.

Гладко тільки на папері

Чому ж при всіх своїх перевагах реактори на швидких нейтронах не набули широкого поширення? В першу чергу це пов'язано з особливостями їх конструкції. Як вже було сказано вище, воду не можна використовувати в якості теплоносія, оскільки вона є сповільнювачем нейтронів. Тому в швидких реакторах в основному використовуються метали в рідкому стані - від екзотичних свинцево-вісмутових сплавів до рідкого натрію (найпоширеніший варіант для АЕС).

«У реакторах на швидких нейтронах термічні і радіаційні навантаження набагато вище, ніж в теплових реакторах, - пояснює« ПМ »головний інженер Белоярской АЕС Михайло Баканов. - Це призводить до необхідності використовувати спеціальні конструкційні матеріали для корпусу реактора і внутрішньореакторних систем. Корпуси ТВЕЛ і ТВЗ виготовлені не з цирконієвих сплавів, як в теплових реакторах, а зі спеціальних легованих хромистих сталей, менш схильних до радіаційного 'розпухання'. З іншого боку, наприклад, корпус реактора не схильний до навантажень, пов'язаних з внутрішнім тиском, - воно лише трохи вище атмосферного ».

За словами Михайла Баканова, в перші роки експлуатації основні труднощі були пов'язані з радіаційним розпухання і растрескиванием палива. Ці проблеми, втім, незабаром були вирішені, були розроблені нові матеріали - як для палива, так і для корпусів ТВЕЛів. Але навіть зараз кампанії обмежені не тільки вигоранням палива (яке на БН-600 досягає показника 11%), скільки ресурсом матеріалів, з яких виготовлені паливо, ТВЕЛи та ТВСи. Подальші проблеми експлуатації були пов'язані в основному з протікання натрію другого контуру, хімічно активного і пожежонебезпечного металу, бурхливо реагує на зіткнення з повітрям і водою: «Тривалий досвід експлуатації промислових енергетичних реакторів на швидких нейтронах є тільки у Росії та Франції. І ми, і французькі фахівці з самого початку стикалися з одними і тими ж проблемами. Ми їх успішно вирішили, з самого початку передбачивши спеціальні засоби контролю герметичності контурів, локалізації і придушення протікання натрію. А французький проект виявився менш підготовлений до таких неприємностей, в результаті в 2009 році реактор Phenix був остаточно зупинений ».

«Проблеми дійсно були одні й ті ж, - додає директор Белоярской АЕС Микола Ошканов, - але ось вирішували їх у нас і у Франції різними способами. Наприклад, коли на Phenix погнулась головна частина однієї з збірок, щоб захопити і вивантажити її, французькі фахівці розробили складну і досить дорогу систему 'бачення' крізь шар натрію. А коли така ж проблема виникла у нас, один з наших інженерів запропонував використовувати відеокамеру, вміщену в найпростішу конструкцію типу водолазного дзвони, - відкриту знизу трубу з піддувом аргону зверху. Коли розплав натрію був витіснений, оператори за допомогою відеозв'язку змогли навести захоплення механізму, і гнуті збірка була успішно витягнута ».

швидке майбутнє

«У світі не було б такого інтересу до технології швидких реакторів, якби не успішна багаторічна експлуатація нашого БН-600, - каже Микола Ошканов.- Розвиток атомної енергетики, на мій погляд, в першу чергу пов'язано з серійним виробництвом і експлуатацією саме швидких реакторів . Тільки вони дозволяють залучити до паливний цикл весь природний уран і таким чином збільшити ефективність, а також в десятки разів зменшити кількість радіоактивних відходів. В цьому випадку майбутнє атомної енергетики буде дійсно світлим ».

Стаття «Балада про швидких нейтронах» опублікована в журналі «Популярна механіка» ( №1, Январь 2010 ).