| Версия для печати |
| Российские ядерщики запустили замкнутую реакцию |
| 21.11.22 22:15 |
Наука, техника, образование |
|
Недавно в атомной энергетике произошло событие, которое можно сравнить разве что с созданием вечного двигателя: четвертый энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-800 полностью перевели на инновационное МОКС-топливо. Практически это означает начало реализации в промышленных масштабах замкнутого ядерного топливного цикла. О том, какие это открывает перспективы, — в материале РИА Новости.
Реакторы быстрые и медленные
Сердце любой атомной электростанции — ядерный реактор. Это устройство, в котором идет управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. Первый такой аппарат — CP-1, названный "Чикагской поленницей" (Chicago Pile-1) — построили в 1942-м в США ученые из Чикагского университета под руководством Энрико Ферми. Он состоял из графитовых блоков, между которыми располагались шары из природного урана и его диоксида. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер изотопа урана-235, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления.
На начальном этапе все реакторы были либо экспериментальными, либо оружейными — то есть предназначенными для наработки оружейного плутония из уранового топлива. В 1951-м в США впервые попробовали использовать тепло, получаемое в контуре охлаждения экспериментального реактора для электрогенерации. А в 1954-м в СССР построили первую в мире атомную электростанцию мощностью пять мегаватт — Обнинскую АЭС в Калужской области. Научным руководителем проекта тоже был Курчатов, а главным конструктором реактора — Николай Доллежаль.
Реакторы, подобные СР-1, где деление происходит под действием медленных нейтронов, называют тепловыми. А установки, в активной зоне которых нет замедлителей нейтронов, — реакторами на быстрых нейтронах. Подавляющее большинство энергоблоков АЭС во всем мире сегодня используют реакторы первого типа. "С самого начала отцы-основатели понимали, что у "быстрых" реакторов, в которых нейтроны сразу вызывают повторное деление, есть свои преимущества. И главное из них — возможность наработки нового топлива, — рассказывает заместитель директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ, доктор физико-математических наук Георгий Тихомиров. — Были попытки построить аппараты такого типа. Но в 1950-1960 годах атомная энергетика двигалась по пути развития реакторов на тепловых нейтронах — их проще изготавливать, они экономичнее, ими легче управлять. Однако о реакторах на быстрых нейтронах никогда не забывали. В СССР создали цепочку прототипов малой мощности, которая позже завершилась строительством реакторов серии БН: БН-350, БН-600, а затем и Бн-800. Похожие проекты реализовывали в США, Франции, Германии, Японии. Правда, там они не пошли по разным причинам, в основном связанным с экономикой: там много элементов, которые приводят к удорожанию энергии. Были и технологические трудности. Мы их преодолели и создали надежные мощные аппараты. Теперь на нашем опыте учатся другие страны — подобные реакторы строят в Китае и Индии". Сейчас в мире действует всего два энергетических ядерных реактора на быстрых нейтронах большой мощности — БН-600 и БН-800. Оба работают на Белоярской АЭС в Свердловской области. Капитальные затраты на их строительство примерно в полтора раза больше, чем для тепловых реакторов аналогичной мощности. Но ученые уверены: за ними будущее.
Лишь один природный изотоп способен эффективно делиться, взаимодействуя с нейронами, — уран-235. В урановой руде его очень мало — около 0,7 процента, а ее запасы, пригодные для экономически эффективной добычи, ограниченны. Поэтому ученые ищут пути создания искусственных изотопов, поддерживающих цепную реакцию. Самый перспективный из них — плутоний-239. Он образуется в том же самом реакторе АЭС при захвате нейтрона ураном-238, составляющим основную массу уранового топлива.
Отработавшее ядерное топливо содержит около одного процента урана-235 (невыгоревшие остатки) и примерно столько же новообразованного плутония. Повторное использование этих изотопов даже в классической схеме с реакторами на тепловых нейтронах позволило бы, по оценкам ученых, сэкономить до 30 процентов урана.
При включении в схему реакторов на быстрых нейтронах теоретически возможно создать процесс, при котором искусственно нарабатываемый делящийся материал будет полностью покрывать потребности АЭС, а необходимость в добыче урана отпадет если не навсегда, то на долгие годы. Физики называют это замкнутым топливным циклом. "МАГАТЭ регулярно публикует отчеты, из которых видно, что на существующих запасах урана действующие тепловые реакторы смогут проработать около 150 лет. То есть говорить о масштабном развитии в этом направлении нельзя. А если мы замкнем ядерный топливный цикл, если научимся перерабатывать ядерное топливо и повторно его использовать, то вопрос сырья для атомной энергетики будет решен на ближайшие несколько тысяч лет". Суть идеи заключается в том, что в реакторах на быстрых нейтронах коэффициент воспроизведения делящегося материала — больше единицы. "Другими словами, если в "быстрый" реактор поставить топливо, состоящее из урана-238, который сам по себе не поддерживает цепную реакцию, и плутония, играющего роль катализатора, то в отработавшем топливе плутония окажется больше, чем в исходном. В результате переработки из него удаляют продукты деления и излишки плутония, а на их место добавляют природный (или отвальный) уран. Полученное новое топливо собирают в ТВС и снова ставят в реактор. И это можно повторять если не до бесконечности, то довольно долго". По мнению ученых, такой способ не только снимет сырьевые ограничения за счет вовлечения в процесс переработки отработавшего топлива и отвалов обогатительных производств, но и позволит решить проблему хранения ядерных отходов. Но чтобы "быстрые" реакторы стали "вечными", нужно изготовить специальное топливо.
Ядерное топливо производят в виде небольших таблеток, помещенных в герметично закрытые трубки из сплавов циркония — тепловыделяющие элементы ( ТВЭЛ), объединенные в тепловыделяющие сборки (ТВС). Таблетки, используемые в тепловых реакторах, как правило, состоят из диоксида урана различной степени обогащения. "Когда начали делать первые сборки, тестировали разные варианты, в том числе металлический уран. Оказалось, что при накоплении продуктов деления он быстро теряет форму, деформируется. Стали искать новые виды уранового топлива. Пробовали оксидное, нитридное, карбидное. Остановились на оптимальном по соотношению "цена — качество — надежность" диоксиде урана". Первым шагом на пути перехода к замкнутому ядерному циклу стало создание МОКС-топлива (от англ. Mixed-Oxide fuel) — смеси оксидов нескольких металлов. Чаще всего его изготавливают путем добавления плутония из отработавшего ядерного топлива к обедненному урану, который состоит в основном из изотопа уран-238.
Такой подход позволяет извлечь из природного урана примерно в сто раз больше энергии, чем при классической схеме, а количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. Кроме того, при производстве смешанного топлива можно утилизировать излишки оружейного плутония, постепенное накопление которого — серьезная проблема.
МОКС-топливо начали использовать в тепловых реакторах еще в 1980-х. Сейчас его доля от всего производимого ядерного топлива в мире составляет пять процентов, а во Франции — десять. "В основном его применяют как дополнительное топливо для тепловых реакторов. Это позволяет увеличить ресурс существующей энергетики не больше чем в два раза и проблем, связанных с открытым ядерным циклом, не решает. Для старта полномасштабной атомной энергетики нужны реакторы на быстрых нейтронах. И приоритет в разработке таких аппаратов принадлежит России".
В СССР первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-350 запустили в 1973-м в городе Шевченко (ныне Актау) и эксплуатировали до 1999-го. Планировали, что он будет работать на МОКС-топливе, но такого тогда не производили. В итоге весь срок использовали диоксид урана.
Реактор БН‑800 на Белоярской АЭС с самого начала проектировали под МОКС-топливо. Но загружали его постепенно. В 2014-м начали с обычного урана, в январе 2021-го после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети, а в январе 2022-го — до двух третей. Только в сентябре 2022-го реактор впервые вывели на полную мощность, на сто процентов загрузив смешанным оксидным уран-плутониевым топливом. Это, безо всякого преувеличения, можно считать началом эры "вечной энергии". "Для решения задачи замыкания ядерного цикла нужны две вещи. Первая — реактор, который работает не на обогащенном уране, а на МОКС или любом другом топливе, где основной делящийся материал — плутоний. Вторая — налаженное производство самого топлива. До этого никому не удавалось в промышленном масштабе реализовать замкнутый ядерный цикл с быстрым реактором, хотя попытки были. И это большая победа российской науки". Прорыв в новую энергетику
В рамках комплексной программы "Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации до 2030 года" на Белоярской АЭС планируют ввести в строй более мощный реактор на быстрых нейтронах БН-1200. Но еще более интересный, по мнению профессора Тихомирова, — опытный реактор БРЕСТ-ОД-300, который строится в рамках проекта "Прорыв" в Северске Томской области. "В каком-то смысле это конкурирующее направление. Вместо МОКС-топлива в проекте "Прорыв" используют смесь нитридов урана и плутония. Такое топливо более плотное, что выгоднее. А в качестве теплоносителя вместо натрия, который горит при контакте с водой, — свинец. Сторонники проекта уверены, что свинцовые реакторы обладают так называемой естественной безопасностью. Какие бы события не происходили в их активной зоне, за счет большой массы и хорошей конвекции теплоносителя, выбросы радиоактивных веществ в атмосферу исключены. Расчеты это подтверждают". На площадке в Северске планируют создать первый в мире ядерно-энергетический комплекс замкнутого цикла. Он будет включать атомную станцию с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и пристанционный завод, где предстоит перерабатывать облученное смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, а затем изготавливать из него тепловыделяющие элементы. "Задача проекта "Прорыв" — показать, что реакторы на быстрых нейтронах экономически могут конкурировать с тепловыми, а по безопасности даже превосходить их. Если эта "проба пера" пройдет успешно, за опытным реактором БРЕСТ-ОД-300 последует уже промышленный БР-1200, а затем, возможно, проекты такого типа появятся и в других странах".
По прогнозам Тихомирова, к 2050-м такие аппараты будут активно строить по всему миру наравне с тепловыми. А когда в связи с нехваткой урана-235 цены на обогащенный уран поползут вверх, возможно, реакторы на быстрых нейтронах станут и экономически более выгодными. |
| |
| 21.11.22 22:15 |
|
| В Росатоме рассказали о ядерных "реакторах будущего"
Новые ядерные реакторы большой мощности на быстрых нейтронах, создаваемые в России, позволят экономить сотни тонн природного урана. Об этом пишет РИА Новости со ссылкой на "Росатом". По словам директора по управлению жизненным циклом ядерного топливного цикла и АЭС "Росатома" Владислава Корогодина, только на Белоярской АЭС, где реактор на быстрых нейтронах БН-800 загружен смешанным уран-плутониевым топливом, экономится более 300 тонн природного урана в год. Агентство напоминает, что "Росатом" работает над тем, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных водо-водяных реакторов с реакторами на быстрых нейтронах, что поможет решить проблему исчерпания ресурсов природного урана. Ранее сообщалось, что ученые Нижегородского государственного технического университета разрабатывают принципиально новый ядерный реактор для получения водорода. Предполагается, что помимо газа реактор будет вырабатывать тепло и электричество. Сейчас ведется разработка технического проекта атомной энерготехнологической станции на базе высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым охлаждением (ВТГР). Полученный водород может быть использован на месте или транспортироваться потребителям. В мире подобная комплексная технология никем не реализована. |
|
