Каковы же реальные перспективы «быстрых» реакторов? Исходя из объективного анализа технических факторов получается, что перспектив у «быстрых» реакторов нет. Более того, логика развития ситуации показывает, что реального "курса на ЗАТЦ" не реализуется. И актуальность ЗЯТЦ («замкнутого» ядерного топливного цикла") с БР по прежнему сомнительна.
Мифы и реальность «быстрых» реакторов
С.В.Коровкин, АО «Атомэнергопроект»
Атомная отрасль СССР создавалась как сложная система. Любая система предполагает наличие системообразующего фактора, который определяет структуру и функционирование системы. Для атомной отрасли конца 40-х и начала 50-х годов 20 века таким системообразующим фактором являлся ядерный заряд. Целью функционирования многочисленных научно-исследовательских институтов (НИИ), конструкторских бюро (КБ) и промышленных предприятий (ПП) было производство необходимого количества расщепляющегося материала (U-235 или Pu-239) и изготовления ядерного заряда.
Под промышленными предприятиями (ПП) в этой схеме подразумеваются заводы, строительные и монтажные организации, горнорудные предприятия, химические комбинаты и ядерные реакторы, нарабатывающие плутоний-239. В настоящее время эта система называется «ядерно-оружейный комплекс» (ЯОК).
В 50-х годах 20 века в атомной отрасли была создана система для производства судовых ядерных силовых установок для подводного и надводного флота.
Судовые ядерные силовые установки параллельно разрабатывались двух типов – с водо-водяным реактором на медленых нейтронах и с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Научным центром по разработке корабельной ядерной энергетической с водо-водяным реактором установки стала Лаборатория измерительных приборов Академии наук СССР (затем ИАЭ им. И.В. Курчатова) с И.В. Курчатовым и А.П. Александровым во главе.
Первые проекты реакторов с жидкометаллическим теплоносителем появились в 1950-х годах, работы велись в СССР и в США.
В СССР разработка реакторов с жидкометаллическим теплоносителем проводилась в Физико-энергетическом институте, научным руководителем проекта стал академик Академии наук Украинской ССР А.И. Лейпунский.
Промышленные реакторы для наработки плутония были уран-графитовые с кипящей водой.
Эти три типа ядерных реакторов стали основой для создания энергетических реакторов в СССР – ВВЭР, РБМК и БН.
Реакторы ВВЭР и РБМК работали на низкообогащенном уране и имели вполне приемлемые экономические показатели для производства электроэнергии.
При организации системы по созданию АЭС к основным участникам производственной системы добавился проектировщик в лице АЭП (Атомэнергопроект). Понятно, системообразующим фактором в данном с случае является АЭС.
Реакторы на быстрых нейтронах по экономическим показателям не могли конкурировать с ВВЭР и РБМК и должны были остаться лишь в судовых энергетических установках. Однако, А.И. Лейпунский выдвинул идею замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), осуществление которой выдвигало реакторы на быстрых нейтронах в лидеры атомной энергетики.
Основным фактором, ограничивающим масштабное развитие ядерной энергетики, является ограниченность доступных запасов урана-235. Коммерческие запасы урана-235 не превышают по своему энергетическому потенциалу запасы нефти и не могут кардинально решить энергетическую проблему.
Доля делящегося изотопа уран-235 в природном уране составляет всего 0.7%. Остальные 99.3% составляет неделящийся изотоп уран-238, который идет в отвал.
Оказалось, однако, что при поглощении нейтрона неделящийся уран-238 превращается в плутоний-239, который является делящимся и может «сжигаться» в ядерном реакторе.
Если в активную зону реактора загрузить плутоний-239 и окружить ее зоной воспроизводства из урана-238, то при захвате нейтронов, летящих из активной зоны уран-238 превращается в «новый» плутоний-239.
Часть нейтронов бесполезно поглощается конструкционными материалами реактора и продуктами деления в активной зоне. Часть нейтронов теряется при утечке из реактора.
Отношение количества ядер вновь образовавшегося делящегося материала к количеству ядер израсходованного первичного делящегося материала называют коэффициентом воспроизводства (КВ).
Организовать расширенное воспроизводство ядерного топлива (КВ>1) можно только в реакторе на быстрых нейтронах с плутониевым топливом, так как только в этом случае на один поглощенный нейтрон генерируется три и более нейтронов.
«Новый» плутоний-239 после определенных манипуляций загружается в активную зону и при распаде облучает нейтронами новую порцию урана-238.
Таким образом, получаем энергетическую систему, использующую в качестве топлива только уран-238, запасы которого 140 раз больше, чем запасы урана-235.
АЭС с плутониевым реактором-размножителем должна функционировать в комплексе с радиохимическим заводом, между которыми циркулирует отработавшее и свежее ядерное топливо.
Как уже говорилось, такой топливный цикл получил название ЗЯТЦ – замкнутый топливный цикл. Название крайне неудачное, цикл на самом деле открытый, так потребляется уран-238, а выделяются радиоактивные отходы, но исторически название закрепилось.
Идея ЗЯТЦ выглядела настолько заманчивой, что в 60-х годах 20 века в СССР, США и Франции приступили к созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. В СССР это линейка реакторов БН-350, БН-600 и БН-800. Реактор БН-350 в Казахстане на полуострове Мангышлак давно остановлен, а БН-600 и БН-800 работают в настоящее время на Белоярской АЭС.
Однако, с самого начала необходимость строительства реакторов БН вызывала сомнение. Дело в том, что ядерным топливом для этих реакторов является не плутоний-239, а уран-235. Так как нейтронно-физические и химические свойства у этих элементов различны, то для запуска замкнутого ядерного топливного цикла невозможно реакторы БН впоследствии перепрофилировать на работу на плутонии-239. Кроме того, создание радиохимического завода для организации топливного уран-плутониевого цикла даже не предполагалось, что, впрочем, естественно из-за отсутствия самого плутониевого топлива.
Однако, плутониевый реактор никто строить не собирается. Система не может быть создана, так как системообразующего фактора нет. Повторим, что единственный смысл создания реакторов-размножителей состоит в переходе ядерной энергетики на уран-238.
Зачем же строились энергетические блоки с реакторами БН с топливом на высокообогащенном уране, если для создания системы замкнутого топливного цикла нужны плутониевые реакторы с комплексом переработки топлива?
Причина, по которой нет плутониевых реакторов на быстрых нейтронах, впрочем, весьма простая. Их нет, потому что нет плутония-239 в количестве, необходимом для запуска замкнутого ядерного топливного цикла.
Для АЭС с реакторомм-размножителем электрической мощностью 1000 МВт масса плутония-239 в активной зоне должна составлять около 30 т.
При трехлетней топливной кампании глубина выгорания плутониевого топлива составит 10%. Более трех лет топливные сборки физически работать не могут из-за накопления продуктов деления, температурного и радиационного воздействия на оболочку тепловыделяющего элемента.
Поэтому не только сборки из зоны воспроизводства, но и топливные сборки из активной зоны должны после трех лет работы направляться на переработку, где невыгоревший плутоний-239 буден извлечен, очищен и помещен в новые тепловыделяющие сборки.
Для возможности переработки отработавшие сборки необходимо несколько лет выдержать, чтобы уменьшить остаточное тепловыделение. Сам процесс переработки и изготовления новых тепловыделяющих сборок весьма продолжителен. Таким образом, для возможности запуска уран-плутониевого топливного цикла за пределами активной зоны реактора должно находиться в не меньшее количество плутония-239, чем в активной зоне реактора. Количественно массу плутония-239, необходимую для запуска энергосистемы мощностью 1000 МВт можно определить в 60÷90 т.
Как эта величина соотносится с доступными запасами плутония-239?
Различные экспертные оценки определяют массу плутония-239, доступного для энергетики, как 30÷50 т.
Плутоний-239 нарабатывался для ядерных зарядов. Однако, для ядерных зарядов много плутония не нужно. Масса плутония-239 в первой плутониевой бомбе «Толстяк», сброшенной на Нагасаки, составляла всего 6.2 кг. В термоядерных боеголовках масса плутония-239 составляет десятки килограмм.
Сотни тонн плутония-239 содержатся в отработавшем ядерном топливе АЭС, но ни в ближайшей, ни в отдаленной перспективе никто эти ядерные отходы перерабатывать не намерен.
Но, допустим, мы нашли количество плутония-239, необходимое для запуска первого энергетического комплекса с плутониевым реактором и радиохимическим заводом. Очень важно понять, через какое время первый комплекс наработает достаточное количество избыточного плутония-239 для запуска второго энергетического комплекса.
На схеме-рисунке показана схема наработки избыточного плутония-239 в реакторе-размножителе с коэффициентом воспроизводства К=1.2 при выгорании топлива 10%.
За время топливной кампании 10% плутония-239 от первоначального количества выгорит. В это же время из урана-238 при КВ = 1.2 за счет выгоревших 10% образуется 12% от первоначальной загрузки «нового» плутония-239.
Из образовавшихся 12% необходимо 10% вернуть в активную зону для работы реактора.
Таким образом, за топливную кампанию заново возникло 2% от первоначальной загрузки, равной 100%.
Масса плутония-239, необходимая для запуска нового реактора, появится через время
τ = (100/2) × Т
При продолжительности топливной кампании Т = 3 года получаем
Τ = 150 лет
Величина совершенно отрезвляющая. Понятно, что ни о каком крупномасштабном распространении реакторов-размножителей в 21 веке речи быть не может и никакого существенного вклада в энергетический баланс в текущем веке АЭС с реакторами-размножителями не дадут.
В последнее время апологеты реакторов-размножителей, понимая сомнительность своей затеи, выдвинули идею двухкомпонентной атомной энергетики, топливный цикл которой объединяет АЭС с реакторами ВВЭР и промышленно-энергетические комплексы с реакторами-размножителями. Как всякий гибрид, эта схема имеет недостатки обоих топливных циклов, не решая ни проблему ограниченности запасов урана-235, ни проблему утилизации отработавшего ядерного топлива.
Но самой главной проблемой создания как ЗЯТЦ с реакторами-размножителями, так и двухкомпонентной атомной энергетики является отсутствие даже экспериментального плутониевого реактора с зоной воспроизводства, на котором можно отработать технологию расширенного воспроизводства ядерного топлива.
Введенный в эксплуатацию несколько лет назад реактор БН-800, планируемые реакторы БРЕСТ, БР-1200 и БН-1200 предназначены для работы на уране-235. Каков смысл сооружения подобных объектов? Непонятно. В экономическом отношении они намного дороже АЭС с ВВЭР. Сжигать же высокообогащенный уран для получения электроэнергии вообще полная бессмыслица.
Впрочем, смысл существования этих реакторов появился с возникновением такой темы, как MOX-топливо.
В 2000 году между США и Россией был подписан договор о сокращении ядерных боеголовок, извлечении из них оружейного плутония и утилизации его в количестве 34 тонны с каждой стороны.
Казалось, вот шанс для апологетов реакторов-размножителей построить наконец плутониевый реактор и сделать первый шаг к уран-плутониевому топливному циклу!
Но дальше началась полная фантасмагория. Извлеченный из боеголовок плутоний предполагается смешивать с ураном (MOX – смесь оксидов плутония и урана) и сжигать в активной зоне БН-800, а затем и других быстрых реакторов. Для получения MOX-топлива создано специальное производство на Красноярском ГКХ.
Каким-то непостижимым образом это преподносится как шаг к созданию ЗЯТЦ, хотя уничтожение запасов плутония в реакторах БН окончательно ставит крест на возможности создания плутониевого реактора-размножителя.
Было бы еще понятно, если бы уничтожение российского запаса плутония происходило совместно с американскими запасами. США, однако, уничтожать свой плутоний не собираются, хотя свою программу создания ЗЯТЦ американцы, как и французы, давно закрыли.
Каковы же реальные перспективы «быстрых» реакторов?
Исходя из вышеизложенного – перспектив у «быстрых» реакторов нет.
Впрочем, комплексовать и печалиться по этому поводу не надо. Надо разработать стратегию развития атомной энергетики в России без странных реакторов-размножителей и мифического замкнутого ядерного топливного цикла. Это сложная, но чрезвычайно интересная творческая работа, которая принесет реальную пользу для страны.
Из комментариев к статье на "Проатом" :
Схема захвата нейтронов неверна. При поглощении нейтрона плутонием-239 начинает работать арифметика (операция сложения простых чисел): 239+1=240. 240+1=241. 241+1=242 и т.д. В плутониевом реакторе счет останавливается на цифре 254. Для изучения ядерной физики очень важно безупречно владеть устным счетом (или на пальцах), без таких фундаментальных знаний, приобретаемых в начальных классах, сложно понять теорию ЗЯТЦ.
С помощью приведенного выше устного счета строится одно из первых доказательств невозможности ЗЯТЦ (Хэнфорд, США, 1956). В ЗЯТЦ, предложенном Ферми (1943), обязательно нужно удалять тяжелые изотопы плутония, а это на пять порядков сложнее, чем делить ГФУ. Нужно дополнительное оборудование в замкнутом цикле, и оно пока не создано человеком. Без такого оборудования ЗЯТЦ невозможно зациклить. Поэтому гипотезу Ферми, после проверки на бридере с ртутным теплоносителем и расчетным КВ=2,4 в 1954-56, называют утопией.
Все, что автор описывает далее, действительно проблемы, но их называют мелкими техническими проблемами на фоне проблемы утяжеления изотопов плутония.
Эксперименты в подтверждение/опровержение гипотезы Ферми позволили человечеству создать сверхтяжелые изотопы, усовершенствовать ядерное оружие, сделать множество других научных открытий, но никак не решить проблему энергетического голода.
Ещё один комментарий:
Информация к размышлению для ура-патриотов, надеющихся на мифический всемогущий "ЗЯТЦ", который "у нас есть" и вот-вот прямо сегодня к вечеру будет "массово" развернут на замену нефтяной экономике.
Смотрите факты и думайте.
Реальность как всегда оказывается гораздо сложнее чем патриотические лозунги.
При потребности 150 лет для НАРАБОТКИ (время удвоения) - ЗЯТЦ делается неприемлемым в качестве "спасения" от пресловутого "пика ресурсов", который наступит "уже завтра"(судя по прогнозам АШ).
Потому, что если время удвоения ВТРОЕ БОЛЬШЕ ЧЕМ СРОК СЛУЖБЫ САМОЙ УСТАНОВКИ (за время удвоения надо ТРИЖДЫ ЗАНОВО ПОСТРОИТЬ АЭС) - это уже даже не смешно.
EROI при этом каждый может сам посчитать самостоятельно (если эти 2% "наработки" еще и потратить на трехкратное повторное строительство АЭС за время удвоения, и на производство всего остального оборудования, поддержание технологий...).
Считайте, анализируйте...
Источник http://www.proatom.ru/modules....
Оценил 1 человек
3 кармы