Действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах есть только в России. Рассказываем о том, как устроен самый инновационный из уже работающих реакторов будущего.
В мире есть всего два подобных реактора. Оба находятся в Свердловской области, на Белоярской АЭС. Первый называется БН-600, а второй — БН-800. Поговорим о более мощной версии.
Что представляет из себя БН-800?
БН-800 — реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 880 МВт. В самых известных и привычных нам тепловых реакторах нейтроны замедляются, а в реакторах на быстрых нейтронах — наоборот. Это позволяет использовать для запуска цепной реакции более широкий спектр изотопов, включая такие виды урана и плутония, которые для тепловых реакторов не подходят. В результате он позволяет использовать в 10 раз больше топливной базы. Именно поэтому в английском языке БН-800 и его предшественника БН-600 называют бридерами (от англ. to breed — «размножать, размножаться»).
Это уникальная возможность для использования ядерных отходов в качестве топлива: как если бы автомобиль работал не только на бензине, но и на выхлопных газах других машин.
Изотопы — разновидности одного химического элемента, имеющие одинаковое число протонов, но разное число нейтронов в ядрах, а значит, и разные атомные массы. Например, уран-235 и уран-238.
Не все изотопы пригодны для использования в ядерных реакторах. Самое важное свойство изотопа для использования в реакторе — его способность поддерживать цепную ядерную реакцию. Для этого изотоп должен быть делящимся, то есть способным захватить медленный нейтрон и затем расщепиться, высвободив больше нейтронов, которые позже смогут расщепить другие атомы.
Придумали в СССР, сделали в России
История реакторов типа БН — живое свидетельство прогресса в области атомных технологий. Разработка началась в 80-е. Тогда проект назывался БН-350. Тестовый образец 26 лет проработал в городе Шевченко (сейчас он называется Актау и находится на территории Казахстана). Конструкция не позволила приблизиться к замыканию ядерного цикла, потому что работала на диоксиде урана.
Диоксид урана эффективен для производства энергии, однако при делении в процессе работы реактора расходуется не весь уран. Значительная его часть остаётся в отработавшем топливе. Образуется и ряд побочных радиоактивных продуктов.
Чтобы реализовать весь потенциал реактора типа БН и приблизиться к замыканию ядерного цикла, необходимо МОКС-топливо. Первые образцы реакторов типа БН проектировали с учётом его использования, но в период создания БН-350 нужную смесь не производили.
Диоксид урана позволил начать эксплуатацию нового реактора и протестировать его. Не стоит забывать, что это соединение — важная часть состава МОКС-топлива. Однако он, как мука в рецепте торта, обеспечивает нужный результат только в смеси с другими ингредиентами.
После остановки БН-350 создатели приняли решение увеличить плановую мощность нового реактора и спроектировали БН-600. В результате успешного запуска научная группа повторно увеличила планируемые показатели мощности и перешла к разработке конструкции БН-800. Его строительство началось в 2006 году одновременно с созданием системы производства топлива. Спустя почти 10 лет реактор был введён в эксплуатацию, а в сентябре 2022 года его вывели на полную мощность.
Что такое МОКС-топливо и почему оно важно
Топливо для реакторных установок собирают в таблетки, которые устанавливают в герметичных тепловыделяющих элементах из сплава циркония.
При создании первых в истории установок в качестве топлива учёные тестировали разные компоненты — оксиды, карбиды, нитриды, металлический уран. Диоксид урана показал наиболее оптимальные результаты соотношения цены, качества и долговечности.
Однако использовать такое топливо повторно было очень сложно. В процессе деления ядер в реакторе уран-235 делится и образует множество побочных продуктов. Некоторые из них высокорадиоактивны и обладают долгим периодом полураспада. Их сложно перерабатывать и утилизировать.
Кроме того, уран-238, из которого состоит значительная часть топлива в реакторе, не делится и не может поддерживать цепную реакцию сам по себе. Его можно превратить в делящийся плутоний-239, но часть урана-238 всё равно остаётся непереработанной. Со временем концентрация делящегося материала в таком топливе уменьшается, а эффективность работы реактора снижается.
Решить эту проблему позволяет топливо из смеси оксидов различных материалов. Название «МОКС» происходит от английского Mixed-Oxide Fuel (смешанное оксидное топливо). Обычно в состав входит плутоний из уже отработавшего топлива. Его смешивают с природным, переработанным или обеднённым ураном.
Такое топливо не только позволяет сжигать неперерабатываемые ядерные отходы, но и извлекать из природного урана в 100 раз больше энергии.
В разных странах МОКС-топливо применяют как добавку к классическому топливу на основе оксида урана. Благодаря этому реакторы работают дольше, но по-настоящему реализовать потенциал топлива может только его сочетание с реакторами на быстрых нейтронах.
Успешный пример такого сочетания — реактор БН-800 на четвертом блоке Белоярской АЭС. В 2022 году его перевели на 100% МОКС-топливо. На нём установка работает и сейчас.
Конструкция реактора
Активная зона реактора состоит из ТВС с топливом из смеси оксидов урана и плутония, которые делятся с выделением тепла. Вырабатываемое тепло передаётся теплоносителю, который приводит в движение турбину для выработки электроэнергии.
Звучит привычно. Но только до того момента, когда вы узнаёте, что теплоноситель в таком реакторе — не вода, а жидкий металл. Реактор, насосы теплоносителя первого контура и промежуточные теплообменники расположены в большом бассейне с натрием.
Он может эффективно поглощать и передавать тепло, выделяемое при ядерных реакциях, не замедляя нейтроны, как это делает вода. А ещё натрий очень устойчивый и предотвращает коррозию других материалов, использующихся в устройстве установки.
Есть сложность — использовать двухконтурную систему охлаждения в таком реакторе нельзя, потому что натрий в реакции с водой образует взрывоопасный водород.
Поэтому у реактора целых три отдельных контура охлаждения. В первом контуре находятся активная зона реактора и жидкий натрий. Этот натрий поглощает тепло от активной зоны и через теплообменник передаёт его во второй контур, содержащий большее количество натрия. Затем второй контур передаёт тепло в третий контур, где находится вода –– опять же через теплообменник.
При этом натрий и вода никак не соприкасаются друг с другом, а если вдруг один контур выйдет из строя, два других смогут отвести тепло от активной зоны.
Кроме них у БН-800 есть несколько пассивных систем безопасности.
- Над активной зоной есть защитные стержни, при нормальной работе реактора они «плавают» в циркулирующем натрии. Если циркуляция прекращается, стержни «сваливаются» в активную зону и тормозят цепную реакцию.
- Система отвода тепла, способная охлаждать реактор даже при отсутствии питания.
- Под активной зоной есть хитрая ловушка. Если что-то произойдёт с активной зоной, она соберёт в себя все высвобожденные элементы.
Плюсы и минусы БН-800
+ Реактор БН-800 очень эффективен. Он спроектирован так, чтобы производить больше делящегося материала, чем расходуется при выработке энергии. Если сравнить этот реактор с легководным ВВЭР-1200, экономия в обслуживании составит до 85%.
+ Он безопасен, потому что имеет три отдельных контура охлаждения и пассивные системы безопасности. Бассейновая конструкция предотвращает утечки.
+ Натрий в качестве теплоносителя позволяет сохранять высокую энергию нейтронов, образующихся в процессе деления.
− Конструкция и эксплуатация БН-800 довольно сложны и требуют применения передовых технологий и квалифицированных операторов. На данном этапе распространение таких реакторов достаточно сложно масштабировать.
− Строительство и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах дороже, чем создание реакторов других типов.
Зачем нужны тепловые реакторы, если быстрые так круты?
На данный момент реакторов типа БН ещё не так много, чтобы заменить все «водники». Сейчас Белоярская АЭС позволяет перерабатывать значительную часть накопившихся отходов, включая их в топливный цикл.
Реализация программы замыкания топливного цикла и строительство более мощных серийных реакторов БН-1200 в будущем сделают реакторы на тепловых нейтронах их надёжными партнёрами. Отработанное топливо от реакторов типа ВВЭР, которые, между прочим, служат до 60 лет, после переработки будет использоваться для заправки реакторов типа БН.
