Станции и проекты. Белоярская АЭС: интересные факты и общая информация (фото) Электростанции на быстрых нейтронах реально действующие

Новости

1 Апреля 2020
Белоярская АЭС получила лицензию на эксплуатацию БН-600 ещё на пять лет
Лицензия на эксплуатацию энергоблока с реактором БН-600 на Белоярской АЭС продлена до 2025 года.

28 Марта 2020
Глава Заречного и директор Белоярской АЭС обратились к жителям по ситуации с коронавирусом
Глава города Заречного Свердловской области Андрей Захарцев и директор Белоярской АЭС Иван Сидоров записали видеообращение в связи с выявленным на территории случаем заболевания коронавирусной инфекцией.

БЕЛОЯРСКАЯ АЭС

Место расположения: вблизи г. Заречный (Свердловской обл.)
Тип реактора: АМБ, БН-600, БН-800
Количество энергоблоков: 4 (в эксплуатации - 2)

Белоярская АЭС им. И. В. Курчатова – первенец большой ядерной энергетики СССР. Белоярская АЭС – единственная в России атомная станция с энергоблоками разных типов.

Объем вырабатываемой Белоярской АЭС электроэнергии составляет порядка 16 % от общего объема электроэнергии Свердловской энергосистемы.

Станция сооружена в три очереди: первая очередь – энергоблоки № 1 и № 2 с реактором АМБ, вторая очередь – энергоблок № 3 с реактором БН-600, третья очередь – энергоблок №4 с реактором БН-800.

После 17 и 22 лет работы энергоблоки № 1 и № 2 были остановлены соответственно в 1981 и 1989 гг., сейчас они находятся в режиме длительной консервации с выгруженным из реактора топливом и соответствуют, по терминологии международных стандартов, 1-й стадии снятия с эксплуатации АЭС.

В настоящее время на Белоярской АЭС эксплуатируется два энергоблока - БН-600 и БН-800. Это крупнейшие в мире энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах. По показателям надежности и безопасности «быстрый» реактор входит в число лучших ядерных реакторов мира.

Рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком № 5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт – головного коммерческого энергоблока для серийного строительства.

По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

Расстояние до города-спутника (г. Заречный) – 3 км; до областного центра (г. Екатеринбург) – 45 км.

ДЕЙСТВУЮЩИЕ ЭНЕРГОБЛОКИ БЕЛОЯРСКОЙ АЭС

Старейший американский журнал по энергетике «POWER» — одно из наиболее влиятельных и авторитетных международных профессиональных изданий в этой области, присудил свою премию «Power Awards» за 2016 год проекту 4-го энергоблока российской Белоярской АЭС (филиал Концерна «Росэнергоатом», г. Заречный Свердловской обл.) с уникальным реактором на быстрых нейтронах БН-800, на котором будет отрабатываться ряд технологий, необходимых для развития атомной энергетики. Об этом сообщает информационное агентство РИА Новости.

Напомним, что на днях на Белоярской АЭС произошло одно из самых важных событий года в атомной энергетике России — энергоблок № 4 (БН-800) был введен в промышленную эксплуатацию в установленные сроки. Приказ об этом подписал 31 октября 2016 г. генеральный директор Концерна «Росэнергоатом» Андрей Петров на основании полученного разрешения Госкорпорации «Росатом».

Как отмечается на сайте журнала, энергоблок с реактором БН-800 победил в номинации «Лучшие станции» (Top Plants). Она отличается от другой номинации премии «Станция года» (Plant of the year) тем, что последняя предполагает введение АЭС в коммерческую эксплуатацию в течение одного года — двух лет до награждения. В свою очередь, в номинации «Лучшие станции» определяются наиболее перспективные и инновационные проекты, которые указывают вектор развития всей отрасли.

При определении победителя учитывалась возможность с помощью атомного энергоблока решать комплекс задач, в частности, по производству энергии и утилизации радиоактивных отходов. Жюри также отметило особое значение реактора БН-800 в реализации российского подхода по замыканию ядерного топливного цикла.

Российские атомные проекты не в первый раз удостаиваются признания в США. Достроенный первый блок иранской АЭС «Бушер» и блок № 1 индийской АЭС «Куданкулам» ранее были названы проектами 2014 года по версии другого авторитетного американского журнала Power Engineering. На этих энергоблоках работают российские реакторы на тепловых нейтронах ВВЭР-1000.

Большое достижение России

«Реакторы на быстрых нейтронах имеют важнейшее значение для реализации амбициозных планов России в ядерной энергетике. Успешное строительство, включение в сеть и испытания первого в стране реактора БН-800 на Белоярской АЭС является крупным достижением в правильном направлении»,

— отмечает журнал.

Блок № 4 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем натрием БН-800 (от «быстрый натриевый») установленной электрической мощностью 880 МВт во вторник был сдан в промышленную эксплуатацию. Это самый мощный в мире действующий реактор на быстрых нейтронах.

Специалисты назвали это событие историческим не только для российской, но и мировой атомной энергетики. Эксперты подчеркивают, что опыт конструирования, строительства, пуска и эксплуатации энергетических реакторов на быстрых нейтронах, который российские атомщики получат на БН-800, будет необходим для развития этого направления атомной энергетики в России.

Признанное лидерство

Реакторы на быстрых нейтронах, как считается, имеют большие преимущества для развития атомной энергетики, обеспечивая замыкание ядерного топливного цикла (ЯТЦ). В замкнутом ЯТЦ за счет полного использования уранового сырья в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах (бридерах) существенно увеличится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность значительно уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря «выжиганию» опасных радионуклидов. Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства «быстрых» реакторов.

Советский Союз был лидером в области строительства и эксплуатации «быстрых» энергетических реакторов промышленного уровня мощности. Первый в мире такой блок с реактором БН-350 установленной электрической мощностью 350 мегаватт был запущен в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Этот энергоблок проработал до 1998 года - на пять лет дольше проектного срока. Опыт создания и эксплуатации этой установки позволил понять и решить многие задачи в области реакторов типа БН.

На Белоярской АЭС с 1980 года работает третий энергоблок станции с реактором БН-600 установленной электрической мощностью 600 мегаватт. Этот блок не только вырабатывает электроэнергию, но и служит уникальной базой для испытаний новых конструкционных материалов и ядерного топлива.

История БН-800

В 1983 году было принято решение о строительстве в СССР сразу четырех атомных блоков с реактором БН-800 — один блок на Белоярской АЭС и три блока на новой Южно-Уральской АЭС. Но после Чернобыля началась стагнация советской атомной энергетики, прекратились стройки новых, в том числе «быстрых», реакторов. А после распада СССР ситуация ухудшилась в еще большей мере, появилась угроза потери отечественных технологий атомной энергетики, в том числе технологий реакторов БН.

Попытки возобновить строительство хотя бы одного блока БН-800 предпринимались неоднократно, но в середине «нулевых» годов стало ясно, что для этого возможностей только атомной отрасли может не хватить. И здесь решающую роль сыграла поддержка со стороны руководства страны, утвердившего новую программу развития атомной энергетики в России. В ней нашлось место и для БН-800 на четвертом блоке Белоярской АЭС.

Достроить блок было непросто. Для доработки проекта с учетом усовершенствований, целью которых было повысить его экономичность и безопасность, потребовалась настоящая мобилизация сил научных, конструкторских и проектных организаций атомной отрасли. Сложные задачи стояли и перед заводами-изготовителями оборудования, которые должны были не только восстановить технологии, по которым создавалось оборудование реактора БН-600, но и освоить новые технологии.

И все же энергоблок был построен. В феврале 2014 года началась загрузка ядерного топлива в реактор БН-800. В июне того же года реактор был запущен. Затем пришлось модернизировать конструкцию топливных сборок, и в конце июля 2015 года реактор БН-800 был вновь запущен, специалисты начали постепенно повышать его мощность до уровня, необходимого для начала выработки электроэнергии. Десятого декабря 2015 года блок был включен в сеть, и выдал свой первый ток в энергосистему России.

Блок БН-800 должен стать прототипом более мощных коммерческих энергоблоков БН-1200, решение о целесообразности строительства которых будет приниматься на основе опыта эксплуатации БН-800. Головной блок БН-1200 намечено построить также на Белоярской АЭС.

Уникальный российский реактор на быстрых нейтронах, работающий на Белоярской АЭС, вывели на мощность 880 мегаватт — об этом сообщает пресс-служба Росатома.

Реактор работает на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС и сейчас проходят плановые испытания генерирующего оборудования. В соответствии с программой испытаний энергоблок обеспечивает в течение 8 часов поддержание электрической мощности на уровне не ниже 880 мегаватт.

Мощность реактора поднимается поэтапно, для того что бы в итоге по результатам испытаний получить аттестацию на проектном уровне мощности в 885 мегаватт. На данный момент реактор аттестован на мощность 874 мегаватта.

Напомним, что на Белоярской АЭС работает два реактора на быстрых нейтронах. С 1980 года здесь работает реактор БН-600 — долгое время он был единственным в мире реактором этого типа. Но в 2015 году начался поэтапный запуск второго реактора БН-800.

Почему это так важно и считается историческим событием для мировой атомной отрасли?

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии - от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, - объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. - Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию’. С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, - оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы - как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, - добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, - но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения’ сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола,- открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 - 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) - трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней - головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно.

Для управления реактором используется 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» - фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Подобными технологиями обладают лишь некоторые страны, и РФ, по признанию экспертов, является мировым лидером в этой области.

Реактор БН-800 (от «быстрый натриевый», электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием. Он должен стать прототипом коммерческих, более мощных энергоблоков с реакторами БН-1200.

источники

В городе Заречный. Белоярская АЭС изначально проектировалась как экспериментальная станция. Но как оказалось, эксперимент был удачным. БАЭС является мощной станцией, которая в ближайшем будущем будет расширяться.

История создания Белоярской атомной электростанции

Белоярская АЭС была впервые запущена в эксплуатацию в 1964 году. Она построена на территории муниципального объекта под названием «Город Заречный», который расположен в 38 км от г. Екатеринбурга (Свердловская область). Еще до недавнего времени город Заречный считался закрытой местностью.

Для нужд АЭС было искусственно создано Белоярское водохранилище. Этот водоем-охладитель образовали из русла реки Пышмы.

Белоярская АЭС находится вблизи Свердловского филиала научно-исследовательского и конструкторского института, который занимается экспериментальной техникой.

На территории АЭС расположены три энергоблока - АМБ-100, АМБ-200 и БН-600. Энергоблок типа АМБ или «Атом Мирный Большой» мощностью 100 МВт впервые был запущен в энергосистему в 1964 году. Энергоблок АМБ мощностью 200 МВт введен в эксплуатацию в 1967 году. Два первые реактора электростанции проработали соответственно 17 и 21 год и были отключены по причине несоответствия правилам безопасности.

Единственный реактор, который работает по сей день, - блок БН-600. Документация на этот реактор была разработана еще в 1963 году, но в эксплуатацию его ввели только в 1980 году.

Блок «Быстрые Нейтроны»

Реактор БН («Быстрые Нейтроны») является экспериментальной технологией ядерной индустрии. В физике такой реактор еще называют бридером от английского слова breed, которое переводится «размножать». Блоки типа БН способны производить плутоний.

БН-600 является единственным во всем мире действующим промышленным реактором. Все аналогичные модели во многих странах были выведены из эксплуатации еще задолго до истечения положенного срока. Такое решение связано с техническими и экономическими причинами.

Принцип работы БН-600

В реакторе типа БН применяется жидкометаллический теплоноситель. В первом и втором контуре применяется натрий. Третий контур реактора пароводяной с промежуточным перегревом натриевых паров.

Главная особенность работы бридерного реактора заключается в его большой производительности. В процессе ядерного деления быстрыми нейтронами происходит на 20-27% больше выхода вторичных нейтронов, чем в тепловых реакторах.

4 энергоблок БАЭС

На территории Белоярской АЭС построен новый реактор БН-800 с натриевым теплоносителем стоимостью 135 млрд рублей. Мощность этого энергоблока составляет 880 МВт. Сейчас ведутся подготовительные работы к его запуску, который был запланирован на 2014 год. Но из-за проблем поставки арматуры с Украины запуск блока перенесли на июль 2015 года.

История проекта

Проект сооружения был заложен программой развития ядерной энергетики Российской Федерации на 1993-2005 год. Программа определяла основные стратегии и задачи развития энергетического комплекса страны и усовершенствования действующих АЭС. Одна из стратегий предусматривала создать и ввести в эксплуатацию в ближайшее десятилетие 4 блок Белоярской АЭС.

Проект БН-800 для БАЭС был разработан еще в 1983 году. С тех пор его еще два раза пересматривали. Впервые в 1987 году после аварии на атомной электростанции в Чернобыле, а второй раз - после принятий новой нормативной документации по безопасности в 1993 году.

Проект реактора прошел все экспертизы и проверки. В 1994 году БН-800 прошел независимую экспертизу Свердловской комиссии. Результаты всех проверок были положительными. И уже в 1997 году была выдана лицензия Госатомнадзора РФ на установку реактора.

Согласно проекту, в реакторе БН-800 позволяется не только использовать энергетический плутоний, но и перерабатывать оружейный плутоний. Также блок дает возможность утилизировать изотопы актиниды из облученного топлива реакторов на топливных нейтронах.

Особенности БН-800

БН-800 считается безопасной установкой. Он оборудован дополнительной системой аварийной защиты. Она работает на основе пассивных элементов, которые активизируются при повышении температуры.

Также проект реактора соответствует всем экологическим требованиям. Так, документацией предусмотрено сокращение потребления атмосферного кислорода и органического топлива, утилизация продуктов деления ядерных материалов и других радиоактивных отходов.

Кроме того, энергоблок БН-800 в будущем будет служить базой для проверки новых проектов по улучшению производительных показателей и повышению безопасности. Введение блока в эксплуатацию имеет большое значение для дальнейшего развития энергетических технологий России.

БАЭС в наше время

На сегодняшний день Белоярская - 2 АЭС в России после Сибирской и единственная в стране по наличию разных типов реакторов на одной территории.

Объемы электроэнергии, которую вырабатывает станция, составляют около 10% от общего объема Свердловской энергосистемы.

Сейчас работает только один реактор, но на этапе завершения находится сооружение БН-800. Правительство начало рассматривать возможность строительства 5-го энергоблока с мощностью 1200 МВт.

Белоярская АЭС, фото которой приведено ниже, неоднократно выигрывала ежегодный конкурс и получала звание лучшей АЭС Российской Федерации.

Аварии и серьезные неисправности на БАЭС

С 1964 по 1979 год часто происходили разрушения соединений активной зоны в первом энергоблоке. А в 1978 году загорелся второй энергоблок. Источником пожара стала плита перекрытия машинного зала, которая упала на маслобак турбогенератора. Огонь повредил контрольный кабель, поэтому реактор вышел из управления.

В 1987 году произошла авария на реакторе БН-600. Из-за превышения значения допустимой температуры в активной зоне нарушилась герметичность тепловыделяющих элементов. В результате этого произошел сильный выброс радиоактивности.

В 1992 году из-за ошибки персонала было затоплено помещение, в котором обслуживались хранилища жидких радиоактивных отходов. Вода попала под грунт хранилища, а через систему вывода грунтовых вод вытекла в водоем-охладитель.

В этом же году специальная экспедиция обнаружила в районе БАЭС большие концентрации радиоактивных веществ. После некоторых исследований и анализов было принято решение увеличить санитарно-защитную зону электростанции с 8 до 30 км.

В 1993 году Белоярская АЭС некоторое время не работала. Эксплуатация станции была прервана из-за утечки теплоносителя во вспомогательную систему. Также на АЭС возник незначительный пожар.

Загорание станции было и в 1994 году, когда во время ремонта произошло вытекание нерадиоактивного натрия. Пожар длился до тех пор, пока не выгорел весь вышедший натрий.

В 1999 году перегрелся опорный подшипник, в результате чего он начал дымиться. Но вовремя сработала аварийная система и генераторы автоматически выключились. Таким образом удалось уберечь турбину от возгорания.

В 2000 году Белоярская АЭС была отключена из-за аварии в системе «Свердловэнерго». Из-за ошибки персонала станция осталась без электропитания. Через несколько секунд произошло автоотключение реактора БН-600. Такая остановка станции сопровождалась стравлением пара. В течение 9 минут не работала Белоярская АЭС. Авария была настолько опасной, что даже могла закончиться катастрофой, сравнимой с Чернобыльской.

В 2007 году попала молния в портал воздушных линий. В результате этого отключился один генератор мощности электростанции.

В 2008 году возникла неисправность в системе управления одного из циркуляционных насосов. Это привело к снижению мощности на 30%. Для устранения нарушений система автоматически выключила «петлю», по которой циркулировал теплоноситель.

В 40 км от Екатеринбурга, посреди красивейших уральских лесов расположен городок Заречный. В 1964 году здесь была запущена первая советская промышленная АЭС — Белоярская(с реактором АМБ-100 мощностью 100 МВт). Сейчас Белоярская АЭС осталась единственной в мире, где работает промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах — БН-600.

Представьте себе кипятильник, который испаряет воду, а образовавшийся пар крутит турбогенератор, вырабатывающий электроэнергию. Примерно так в общих чертах и устроена атомная электростанция. Только «кипятильник» — это энергия атомного распада. Конструкции энергетических реакторов могут быть различными, но по принципу работы их можно разделить на две группы — реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

В основе любого реактора лежит деление тяжелых ядер под действием нейтронов. Правда, есть и существенные отличия. В тепловых реакторах уран-235 делится под действием низкоэнергетических тепловых нейтронов, при этом образуются осколки деления и новые нейтроны, имеющие высокую энергию (так называемые быстрые нейтроны). Вероятность поглощения ядром урана-235 (с последующим делением) теплового нейтрона гораздо выше, чем быстрого, поэтому нейтроны нужно замедлить. Это делается с помощью замедлителей- веществ, при столкновениях с ядрами которых нейтроны теряют энергию. Топливом для тепловых реакторов обычно служит уран невысокого обогащения, в качестве замедлителя используются графит, легкая или тяжелая вода, а теплоносителем является обычная вода. По одной из таких схем устроены большинство функционирующих АЭС.

Быстрые нейтроны, образующиеся в результате вынужденного деления ядер, можно использовать и без какого-либо замедления. Схема такова: быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении ядер урана-235 или плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (после двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 или плутония-239 образуется 120−140 ядер плутония-239. Правда, поскольку вероятность деления ядер быстрыми нейтронами меньше, чем тепловыми, топливо должно быть обогащенным в большей степени, чем для тепловых реакторов. Кроме того, отводить тепло с помощью воды здесь нельзя (вода- замедлитель), так что приходится использовать другие теплоносители: обычно это жидкие металлы и сплавы, от весьма экзотических вариантов типа ртути (такой теплоноситель был использован в первом американском экспериментальном реакторе Clementine) или свинцово-висмутовых сплавов (использовались в некоторых реакторах для подводных лодок- в частности, советских лодок проекта 705) до жидкого натрия (самый распространенный в промышленных энергетических реакторах вариант). Реакторы, работающие по такой схеме, называются реакторами на быстрых нейтронах. Идея такого реактора была предложена в 1942 году Энрико Ферми. Разумеется, самый горячий интерес проявили к этой схеме военные: быстрые реакторы в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия. По этой причине реакторы на быстрых нейтронах называют также бридерами (от английского breeder- производитель).

Что у него внутри

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями. 370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 — 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства). Реактор БН-600 относится к размножителям (бридерам), то есть на 100 разделившихся в активной зоне ядер урана-235 в боковых и торцевых экранах нарабатывается 120−140 ядер плутония, что дает возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) — трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части. В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней — головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно. Для управления реактором используются 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» — фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Зигзаги истории

Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi — уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

В СССР этой темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под руководством которого в Обнинском физико-энергетическом институте (ФЭИ) были разработаны основы теории быстрых реакторов и построены несколько экспериментальных стендов, что позволило изучить физику процесса. В результате проведенных исследований в 1972 году вступила в строй первая советская АЭС на быстрых нейтронах в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250). Она не только вырабатывала электроэнергию, но и использовала тепло для опреснения воды. Вскоре были запущены французская АЭС с быстрым реактором Phenix (1973) и британская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985−1997), Monju (Япония, 1994−1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), который в настоящий момент является единственным в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Они возвращаются

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2005 году, общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн. Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 года). Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране — всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238. Однако, если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

Цех сборки реактора, где из отдельных деталей методом крупноузловой сборки собирают отдельные части реактора

Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл (в БН-600 в настоящее время он не реализован). Поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. А поскольку в уран-плутониевом цикле плутония образуется больше, чем распалось, излишек топлива можно использовать для новых реакторов.

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Перезагрузка вслепую

В отличие от тепловых реакторов, в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме. В верхней части реактора расположены большая и малая поворотная пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены. Процесс перегрузки выключает множество этапов. Сначала захват подводится к одной из сборок, находящихся во внутриреакторном хранилище отработанных сборок, извлекает ее и переносит в элеватор выгрузки. Затем ее поднимают в передаточный бокс и помещают в барабан отработавших сборок, откуда она после очистки паром (от натрия) попадет в бассейн выдержки. На следующем этапе механизм извлекает одну из сборок активной зоны и переставляет ее во внутриреакторное хранилище. После этого из барабана свежих сборок (в который заранее устанавливают ТВСы, пришедшие с завода) извлекают нужную, устанавливают ее в элеватор свежих сборок, который подает ее к механизму перегрузки. Последний этап — установка ТВС в освободившуюся ячейку. При этом на работу механизма в целях безопасности накладываются определенные ограничения: например, нельзя одновременно освобождать две соседние ячейки, кроме того, при перегрузке все стержни управления и защиты должны находиться в активной зоне. Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток, в пересчете на полную мощность). Правда, сейчас выгорание топлива увеличили, и перегружается только четверть активной зоны (примерно 90 ТВС). При этом оператор не имеет непосредственной визуальной обратной связи, и ориентируется только по показателям датчиков углов поворота колонны и захватов (точность позиционирования — менее 0,01 градуса), усилий извлечения и постановки.

Процесс перезагрузки включает множество этапов, производится с помощью специального механизма и напоминает игру в «15». Конечная цель — попадание свежих сборок из соответствующего барабана в нужное гнездо, а отработавших — в свой барабан, откуда они после очистки паром (от натрия) попадут в бассейн выдержки.

Гладко только на бумаге

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии — от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

«В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах, — объясняет «ПМ» главный инженер Белоярской АЭС Михаил Баканов. — Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию". С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, — оно лишь чуть выше атмосферного».

По словам Михаила Баканова, в первые годы эксплуатации основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы — как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. И мы, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Мы их успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен».

«Проблемы действительно были одни и те же, — добавляет директор Белоярской АЭС Николай Ошканов, — но вот решали их у нас и во Франции различными способами. Например, когда на Phenix погнулась головная часть одной из сборок, чтобы захватить и выгрузить ее, французские специалисты разработали сложную и довольно дорогую систему ‘видения" сквозь слой натрия. А когда такая же проблема возникла у нас, один из наших инженеров предложил использовать видеокамеру, помещенную в простейшую конструкцию типа водолазного колокола, — открытую снизу трубу с поддувом аргона сверху. Когда расплав натрия был вытеснен, операторы с помощью видеосвязи смогли навести захват механизма, и гнутая сборка была успешно извлечена».

Быстрое будущее

«В мире не было бы такого интереса к технологии быстрых реакторов, если бы не успешная многолетняя эксплуатация нашего БН-600, — говорит Николай Ошканов.- Развитие атомной энергетики, на мой взгляд, в первую очередь связано с серийным производством и эксплуатацией именно быстрых реакторов. Только они позволяют вовлечь в топливный цикл весь природный уран и таким образом увеличить эффективность, а также в десятки раз уменьшить количество радиоактивных отходов. В этом случае будущее атомной энергетики будет действительно светлым».