РЕАКТОРИ НА ШВИДКИХ НЕЙТРОНАХ І ЇХ РОЛЬ У СТАНОВЛЕННІ ВЕЛИКОЇ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ .

13.09.2015

РЕАКТОРИ НА ШВИДКИХ НЕЙТРОНАХ І ЇХ РОЛЬ У СТАНОВЛЕННІ «» АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ

РЕАКТОРИ НА ШВИДКИХ НЕЙТРОНАХ І ЇХ РОЛЬ У СТАНОВЛЕННІ ВЕЛИКОЇ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ .

Реактор на швидких нейтронах БН-800 має електричну потужність 880 МВт, теплову 1,47 ГВт. При цьому його конструкція забезпечує повну безпеку як при нормальній роботі, так і при будь мислимої аварії.

РЕАКТОРИ НА ШВИДКИХ НЕЙТРОНАХ І ЇХ РОЛЬ У СТАНОВЛЕННІ ВЕЛИКОЇ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ .

Споживання енергії — найважливіший показник, який багато в чому визначає рівень економічного розвитку, національну безпеку і добробут населення будь-якої країни. Зростання енергоспоживання завжди супроводжував розвиток людського суспільства, але особливо стрімким він був на протязі ХХ століття: споживання енергії збільшилося майже в 15 разів, досягнувши до його кінця абсолютної величини близько 9,5 млрд тонн нафтового еквівалента (т. н. е.). Спалювання вугілля, нафти, природного газу забезпечує близько 80% світового енергоспоживання. У XXI столітті його зростання, безсумнівно, буде продовжуватися, особливо в країнах, що розвиваються, для яких економічний розвиток та підвищення якості життя населення неминуче пов’язані зі значним збільшенням кількості споживаної енергії, в першу чергу її найбільш універсального виду — електрики. До середини XXI століття прогнозується подвоєння світового енергоспоживання і потроєння споживання електроенергії.

Загальна тенденція зростання енергоспоживання посилює залежність більшості країн від імпорту нафти і природного газу, загострює конкуренцію за доступ до джерел енергоресурсів, породжує загрозу глобальної безпеки. Одночасно зростає стурбованість екологічними наслідками виробництва енергії, в першу чергу із-за небезпеки неприпустимого забруднення атмосфери викидами продуктів спалювання вуглеводневого палива.

Тому у не настільки вже віддаленому майбутньому людство буде змушене перейти на використання альтернативних «безуглеродных» технологій виробництва енергії, які дозволять протягом тривалого часу надійно задовольняти зростаючі потреби в енергії без неприпустимих екологічних наслідків. Однак доводиться визнати, що відомі на сьогодні поновлювані джерела енергії — вітрової, сонячної, геотермальної, припливної і ін — за своїм потенційним можливостям не можуть служити для великомасштабного енерговиробництва (див. «Наука і життя» № 10, 2002 р. — Прим. ред. ). А дуже багатообіцяюча технологія керованого термоядерного синтезу все ще знаходиться на стадії досліджень і створення демонстраційного ядерного реактора (див. «Наука і життя»№8, 2001 ,№9, 2001 р. — Прим. ред. ).

На думку багатьох фахівців, до яких належить і автор цієї статті, реальним енергетичним вибором людства у XXI столітті стане широке використання ядерної енергії на основі реакторів ділення. Атомна енергетика могла б вже зараз взяти на себе значну частину приросту світових потреб у паливі та енергії. Сьогодні вона забезпечує близько 6% світового споживання енергії, в основному електричної, де її частка становить близько 18% (у Росії — близько 16%).

Для більш широкого використання ядерної енергії, з тим щоб вона стала основним базовим джерелом енергії вже в поточному сторіччі, необхідні кілька умов. Насамперед, атомній енергетиці потрібно відповідати вимогам гарантованої безпеки для населення і навколишнього середовища, природних ресурсів для виробництва ядерного палива — забезпечувати функціонування «» атомної енергетики щонайменше протягом кількох століть. І, крім того, техніко-економічні показниками атомна енергетика не повинна поступатися кращим джерел енергії на вуглеводневому паливі.

Подивимося, наскільки сучасна атомна енергетика відповідає цим вимогам.

Про гарантованої безпеки атомної енергетики

Питання безпеки атомної енергетики з моменту її зародження розглядалися і досить ефективно вирішувалися системно і на науковій основі. Проте в період її становлення все-таки виникали аварійні ситуації з неприпустимими викидами радіоактивності, в тому числі дві великомасштабні аварії на АЕС «Три Майл Айленд» (США) у 1979 році та на Чорнобильській АЕС (СРСР) у 1986-м. В зв’язку з цим світове співтовариство вчених і фахівців-атомників під егідою Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) розробило рекомендації, дотримання яких практично виключає неприпустимі впливу на навколишнє середовище та населення при будь-яких фізично можливих аваріях на АЕС. Вони, зокрема, передбачають: якщо в проекті з достовірністю не обґрунтовано, що розплавлення активної зони реактора виключається можливість такої аварії необхідно враховувати і доводити, що передбачені в конструкції реактора фізичні бар’єри гарантовано виключають неприпустимі наслідки для навколишнього середовища. Рекомендації МАГАТЕ увійшли складовою частиною в національні нормативи з безпеки атомної енергетики багатьох країн світу. Деякі інженерні рішення, що забезпечують безпеку експлуатації сучасних реакторів, описані нижче на прикладі реакторів БН-600 і БН-800.

Ресурсна база для виробництва ядерного палива

Фахівцям-атомникам відомо, що існуюча технологія атомної енергетики, заснована на так званих «теплових» ядерних реакторах з водяним або графітовим сповільнювачем нейтронів, не може забезпечити розвитку великомасштабної атомної енергетики. Це пов’язано з низькою ефективністю використання природного урану в таких реакторах: використовується тільки ізотоп U-235, зміст якого в природному урані становить лише 0,72%. Тому довгострокова стратегія розвитку «» атомної енергетики передбачає перехід до прогресивної технології замкнутого паливного циклу, заснованої на використанні так званих швидких ядерних реакторів та переробці палива, вивантаженого з реакторів атомних станцій, для подальшого повернення в енергетичний цикл невыгоревших і знову утворилися діляться ізотопів.

«швидкому» реакторі більшу частину актів поділу ядерного палива викликають швидкі нейтрони з енергією більше 0,1 Мев (звідси і назва «швидкий» реактор). При цьому у реакторі відбувається поділ не тільки дуже рідкісного ізотопу U-235, але і U-238 — основною складовою природного урану (

99,3%), ймовірність поділу якого в спектрі нейтронів «теплового реактора» дуже низька. Принципово важливо, що в «швидкому» реакторі при кожному акті поділу ядер утворюється більша кількість нейтронів, які можуть бути використані для інтенсивного перетворення U-238 в подільний ізотоп плутонію Pu-239. Це перетворення відбувається в результаті ядерної реакції:

Нейтронно-фізичні особливості швидкого реактора такі, що процес утворення в ньому плутонію може мати характер розширеного відтворення, коли в реакторі утвориться вторинного плутонію більше, ніж вигорає спочатку завантаженого. Процес утворення надлишкової кількості діляться ізотопів в ядерному реакторі отримав назву «бридинг» (від англ.

Інженерні складності створення швидких реакторів пов’язані з цілим рядом властивих їм особливостей. До їх числа відносяться: велика энергонапряженность палива; необхідність забезпечити його інтенсивне охолодження; високі робочі температури теплоносія, елементів конструкції реактора і обладнання; радіаційні пошкодження конструкційних матеріалів, викликані інтенсивним опроміненням швидкими нейтронами. Для вирішення цих нових науково-технічних завдань і відпрацювання технології швидких реакторів було розвиток великомасштабної науково-дослідної та дослідно-експериментальної бази з унікальними стендами, а також створення в 1960-1980-ті роки цілого ряду експериментальних і демонстраційних енергетичних реакторів цього типу в Росії, США, Франції, Великобританії та Німеччини. Примітно, що у всіх країнах у якості охолоджуючої середовища — теплоносія — для швидких реакторів було обрано натрій, незважаючи на те, що він активно реагує з водою і водяною парою. Вирішальними перевагами натрію як теплоносія стали його виключно хороші теплофізичні властивості (висока теплопровідність, велика теплоємність, висока температура кипіння), низькі витрати енергії на циркуляцію, знижений корозійний вплив на конструкційні матеріали реактора, відносна простота його очищення в процесі експлуатації.

Перший вітчизняний демонстраційний енергетичний реактор на швидких нейтронах БН-350 тепловою потужністю 1000 МВт було введено в дію в 1973 році на східному узбережжі Каспійського моря (див. «Наука і життя» № 11, 1976 р. — Прим. ред. ). Він мав традиційну для атомної енергетики петльові схему передачі теплоти і паротурбінний комплекс для перетворення теплової енергії. Частина теплової потужності реактора використовувалася для вироблення електроенергії, решта йшла на опріснення морської води. Одна з відмінних особливостей схеми цій та наступних реакторних установок з натрієвим теплоносієм — наявність проміжного контуру передачі теплоти між реактором і пароводяним контуром, продиктоване міркуваннями безпеки.

Реакторна установка БН-350, незважаючи на складність її технологічної схеми, успішно працювала з 1973 по 1988 рік (на п’ять років довше проектного часу) у складі Мангышлакского енергетичного комбінату та заводу опріснення морської води в р. Шевченка (нині — Актау, Казахстан).

Велика розгалуженість натрієвих контурів в реакторі БН-350 викликала занепокоєння, оскільки в разі їх аварійної розгерметизації міг виникнути пожежа. Тому, не чекаючи пуску реактора БН-350, в СРСР почалося проектування більш потужного швидкого реактора БН-600 інтегральної конструкції, в якому натрієві трубопроводи великого діаметру відсутні і майже весь радіоактивний натрій першого контуру був зосереджений в корпусі реактора. Це дозволило практично повністю виключити небезпеку розгерметизації першого натрієвого контуру, знизити пожежну небезпеку установки, підвищити рівень радіаційної безпеки та надійності реактора.

Реакторна установка БН-600 надійно працює з 1980 року в складі третього енергоблоку Бєлоярській АЕС. Сьогодні це найпотужніший з діючих у світі реакторів на швидких нейтронах, який служить джерелом унікального експлуатаційного досвіду і базою для натурної відпрацювання удосконалених конструкційних матеріалів і палива.

У всіх подальших проектах реакторів цього типу в Росії, так само як і в більшості комерційних проектів швидких реакторів, розроблених за кордоном, використовується інтегральна конструкція.

Забезпечення безпеки швидких реакторів

Вже при проектуванні перших енергетичних реакторів на швидких нейтронах велика увага приділялась питанням забезпечення безпеки при їх нормальній роботі, так і при аварійних ситуаціях. Напрямки пошуку відповідних проектних рішень визначалися вимогою виключити недопустимі впливу на довкілля і населення за рахунок внутрішньої самозахищеності реактора, застосування ефективних систем локалізації потенційно можливих аварій, що обмежують їх наслідки.

Самозащищенность реактора заснована в першу чергу на дії негативних зворотних зв’язків, що стабілізують процес розподілу ядерного палива при підвищенні температури і потужності реактора, а також на властивості використовуваних в реакторі матеріалів. Для ілюстрації внутрішньо властивої швидким реакторам безпеки вкажемо деякі їх особливості, пов’язані з використанням у них натрієвого теплоносія. Висока температура кипіння натрію (883оС при нормальних фізичних умовах) дозволяє підтримувати в корпусі реактора тиск, близький до атмосферного. Це спрощує конструкцію реактора і підвищує його надійність. Корпус реактора не піддається в процесі роботи великим механічним навантаженням, тому його розрив ще менш імовірний, ніж у існуючих реакторах з водою під тиском, де він відноситься до класу гіпотетичних. Але навіть така аварія у швидкому реакторі не представляє небезпеки з точки зору надійного охолодження ядерного палива, оскільки корпус оточений герметичним запобіжним кожухом, а обсяг можливого витоку натрію в нього незначний. Розгерметизація трубопроводів з натрієвим теплоносієм у швидкому реакторі інтегральної конструкції також не призводить до небезпечної ситуації. Оскільки теплоємність натрію досить велика, навіть при повному припиненні відводу тепла в контур пароводяної температура теплоносія в реакторі буде підвищуватися зі швидкістю приблизно 30 градусів на годину. При нормальній роботі температура теплоносія на виході з реактора становить 540оС. Значний запас температури до закипання натрію дає резерв часу, достатній, щоб вжити заходів, що обмежують наслідки подібної малоймовірною аварії.

У проекті реактора БН-800, в якому використані основні інженерні рішення БН-600, прийняті додаткові заходи, що забезпечують збереження герметичності реактора і виключають неприпустимі впливу на навколишнє середовище, навіть при гіпотетичній вкрай малоймовірною аварії з розплавленням активної зони реактора.

Блочний щит управління реактора БН-600.

Багаторічна експлуатація швидких реакторів підтвердила достатність і ефективність передбачених заходів забезпечення безпеки. За 25 років експлуатації реактора БН-600 не було ні аварій з наднормативними викидами радіоактивності, ні опромінення персоналу і тим більше місцевого населення. Швидкі реактори продемонстрували високу стійкість в роботі, ними легко керувати. Освоєна технологія натрієвого теплоносія, яка ефективно нейтралізує його пожежонебезпека. Витоку і горіння натрію персонал впевнено виявляє, а їх наслідки надійно ліквідує. В останні роки все більш широке застосування в проектах швидких реакторів знаходять системи і пристрої, здатні перевести реактор в безпечний стан без втручання персоналу і підведення енергії зі сторони.

Техніко-економічні показники швидких реакторів

Особливості натрієвої технології, підвищені заходи безпеки, консервативний вибір проектних рішень перших реакторів — БН-350 і БН-600 стали причинами більш високої їх вартості порівняно з реакторами, охолоджуваними водою. Однак їх створювали головним чином для перевірки працездатності, безпеки і надійності швидких реакторів. Ця задача була вирішена їх успішною експлуатацією. При створенні наступного реакторної установки — БН-800, призначеної для масового використання в атомній енергетиці, більше уваги приділили техніко-економічним характеристикам, і в результаті за питомими капітальними витратами вдалося істотно наблизитися до ВВЕР-1000 — основним типом вітчизняних енергетичних реакторів на повільних нейтронах.

До теперішнього часу можна вважати встановленим, що швидкі реактори з натрієвим теплоносієм мають великий потенціал подальшого техніко-економічного вдосконалення. До основних напрямів поліпшення їх економічних характеристик при одночасному підвищенні рівня безпеки відносяться: підвищення одиничної потужності реактора і основних компонентів енергоблоку, вдосконалення конструкції основного обладнання, перехід на закритичні параметри пара з метою збільшення термодинамічного ккд циклу перетворення теплової енергії, оптимізація системи поводження зі свіжим та відпрацьованим паливом, збільшення глибини вигоряння ядерного палива, створення активної зони з високим внутрішнім коефіцієнтом відтворення (КВ) — до 1, збільшення терміну служби до 60 років і більше.

Вдосконалення окремих видів обладнання, як показали конструкторські розробки, виконані в ОКБМ, може надати дуже істотний вплив на поліпшення техніко-економічних показників та реакторної установки, і енергоблока в цілому. Наприклад, опрацювання щодо вдосконалення системи перевантаження перспективного реактора БН-1800 показали можливість значного зменшення металоємності цієї системи. Заміна модульних парогенераторів на корпусні оригінальної конструкції дозволяє значно зменшити їх вартість, а також площу, обсяг і матеріаломісткість парогенераторного відділення енергоблоку.

Як впливає потужність реактора і технологічне вдосконалення обладнання на металоємність і рівень капітальних витрат, можна бачити з таблиці.

Вдосконалення швидких реакторів, природно, потребуватиме певних зусиль з боку промислових підприємств, наукових і проектних організацій. Так, для збільшення глибини вигоряння ядерного палива належить розробити і освоїти виробництво конструкційних матеріалів активної зони реактора, більш стійких до нейтронного опромінення. Роботи в цьому напрямку на даний час ведуться.

Швидкі реактори можуть служити не тільки для отримання енергії. Потоки нейтронів високої енергії здатні ефективно «спалювати» найбільш небезпечні довгоживучі радіонукліди, які утворюються у відпрацьованих ядерному паливі. Це має принципове значення для вирішення проблеми поводження з радіоактивними відходами атомної енергетики. Справа в тому, що період напіврозпаду для деяких радіонуклідів (актиноїдів) набагато перевищує науково обґрунтовані терміни стабільності геологічних формацій, які розглядаються в якості місць остаточного захоронення радіоактивних відходів. Тому, застосувавши замкнутий паливний цикл з випалюванням актиноїдів і трансмутацией довгоживучих продуктів поділу в короткоживучі, можна радикально вирішити проблему знешкодження відходів атомної енергетики і багаторазово зменшити об’єм радіоактивних відходів, які підлягають захороненню.

Переклад атомної енергетики, поряд з «тепловими» реакторами, на швидкі реактори-бридеры, а також на замкнутий паливний цикл дозволить створити безпечну енергетичну технологію, що в повній мірі відповідає вимогам сталого розвитку людського суспільства.

Короткий опис статті: атомна енергетика Академік Федір Михайлович Мітенков був удостоєний премії «Глобальна енергія» 2004 року за розробку фізико-технічних основ і створення енергетичних реакторів на швидких нейтронах (див. «Наука і життя» №8, 2004 р.). Дослідження, проведені лауреатом, та їх практичне втілення в действующи Наука, журнал, журнал Наука, новини, новини науки, історія науки, наука, освіта, розвиток науки, філософія науки, російська наука, наука, світогляд, фізика, метод, біологія, астрономія, історія, сучасна наука, архів, науково-популярний, форум, техніка, історія техніки, розвиток техніки, техніка форум, математика forum, archive, інтерв’ю, історія Росії, освіта, школа

Джерело: РЕАКТОРИ НА ШВИДКИХ НЕЙТРОНАХ І ЇХ РОЛЬ У СТАНОВЛЕННІ «» АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ | Наука і життя

Також ви можете прочитати