Мифы и ре­аль­ность «быст­рых» ре­ак­то­ров

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.

 

Рис.1. Си­сте­ма со­зда­ния 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.

Рис.2. Про­из­вод­ствен­ная си­сте­ма со­зда­ния су­до­вых энер­ге­ти­че­ских уста­но­вок

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.

Рис.3. Про­из­вод­ствен­ная си­сте­ма со­зда­ния 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 (Рис.4).

Рис.4. Схема вос­про­из­вод­ства плутония-​239 в ядер­ном ре­ак­то­ре

Часть ней­тро­нов бес­по­лез­но по­гло­ща­ет­ся кон­струк­ци­он­ны­ми ма­те­ри­а­ла­ми ре­ак­то­ра и про­дук­та­ми де­ле­ния в ак­тив­ной зоне. Часть ней­тро­нов те­ря­ет­ся при утеч­ке из ре­ак­то­ра (Рис.5).

Рис.5. Схема утеч­ки ней­тро­нов из реактора-​размножителя

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 (Рис.6).

Рис.6. За­ви­си­мость сред­не­го числа ней­тро­нов υ(Е), ис­пус­ка­е­мых при де­ле­нии, от энер­гии по­гло­ща­е­мо­го ней­тро­на, вы­зы­ва­ю­ще­го де­ле­ние, для ядер Pu-239,    U-235, U-233

«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 (рис.7). На­зва­ние крайне неудач­ное, цикл на самом деле от­кры­тый, так по­треб­ля­ет­ся уран-238, а вы­де­ля­ют­ся ра­дио­ак­тив­ные от­хо­ды, но ис­то­ри­че­ски на­зва­ние за­кре­пи­лось.

Рис. 7. Схема за­мкну­то­го ядер­но­го топ­лив­но­го цикла . 1 – реактор-​размножитель, 2 – бас­сейн вы­держ­ки ядер­но­го топ­ли­ва, 3 – ра­дио­хи­ми­че­ский завод

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.

Про­из­вод­ствен­ная си­сте­ма со­зда­ния за­мкну­то­го ядер­но­го топ­лив­но­го цикла  долж­на вы­гля­деть сле­ду­ю­щим об­ра­зом (Рис.8).

Рис.8. Про­из­вод­ствен­ная си­сте­ма со­зда­ния ЗЯТЦ

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 Рис.9 по­ка­за­на схема на­ра­бот­ки из­бы­точ­но­го плутония-​239 в реакторе-​размножителе с ко­эф­фи­ци­ен­том вос­про­из­вод­ства К=1.2 при вы­го­ра­нии топ­ли­ва 10%.

Рис.9. Схема на­ра­бот­ки из­бы­точ­но­го плу­то­ния в реакторе-​размножителе

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.