Развивающаяся атомная электроэнергетика требует все большего количества ядерного топлива для удовлетворения своих нужд. По оценкам, в будущем на ее дальнейшем развитии может сказаться нехватка дешевого ядерного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. Таким образом, новая энергетика может встретиться с обычной трудностью, характерной для старых традиционных методов получения энергии: недостаточностью топливных ресурсов.
Прогресс атомной науки и техники в Советском Союзе подготовил ответ на этот вопрос. Решение проблемы заключается в разработке и внедрении в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах. Советские ученые с 1949 г. ведут многоплановую исследовательскую работу по созданию таких реакторов. Именно тогда советским ученым-ядерщиком А. И. Лейпунским была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего на быстрых нейтронах.
Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Тn, которых в природе значительно больше, чем 235U — основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», остающийся после обогащения ядерного горючего 235U.
Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120—140 новых ядер, способных к делению. Образующийся таким образом избыток горючего может быть извлечен и использован для ввода в строй новых ядерных реакторов.
Получение топлива в одной и той же энергетической установке в количествах больших, чем сжигается, — это не фантастика, а реальность.
Основная часть исследований по реакторам на быстрых нейтронах была сосредоточена в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) где с 1949 г. создавалась расчетно-экспериментальная и технологическая база, рос коллектив специалистов, разрабатывавший совершенно новые и весьма сложные проблемы атомной энергетики на этих реакторах. Впоследствии к проектирование энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах были вовлечены и другие исследовательские, проектно- конструкторские и промышленные организации, объединенные теперь общей перспективной задачей создания конкурентоспособны АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
Ученым, конструкторам и технологам предстояло решить труднейшую проблему, от которой зависела осуществимость идеи воспроизводства: найти главное направление в разработке реакторов на быстрых нейтронах. Эта трудность была преодолена и найдено наиболее верное решение в современных условиях взята ориентация на использование керамического (окисного) топлива, в качестве теплоносителя выбран натрий, для энергетических установок с натриевым теплоносителем принята трехконтурная схема теплосъема. Последующее развитие работ по реакторам на быстрых нейтронах, в том числе и за рубежи полностью подтвердило правильность выбранного направления,
Разработка энергетических реакторов включает в себя широкий круг вопросов ядерной реакторной физики, теплофизики, химии, фізики и технологии теплоносителя, конструкционных материалов и ядерного горючего, создание надежных твэлов и эксплуатационного оборудования, вопросы контроля за работой реактора и управления реактором, переработки отработанного топлива, экономики топливных циклов, ядерной безопасности и т. п.
Создание энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах является еще более сложной задачей по сравнению с разработкой установок с реакторами на тепловых нейтронах. Жесткий нейтронный спектр, большие интегральные дозы облучения топлива конструкционных материалов, другая кинетика динамика реактора, более высокая температура в активной зоне, применение принципиально нового теплоносителя выдвинули комплекс проблем, решение которых под силу только весьма квалифицированным научным и инженерным кадрам, опирающимся на развитую промышленность с современным высоким уровнем технологии.
В связи с этим стоит задача разработки реакторов на быстрых нейтронах с характеристиками, при которых коэффициент воспроизводства горючего превышал бы единицу настолько, чтобы воспроизводство вторичного горючего обеспечивалось со скоростью, достаточной не только для догрузки самого реактора, но и для ввода новых реакторов. Собственный темп роста реакторов на быстрых нейтронах должен быть по крайней мере равен темпу роста энергетики или даже опережать его (чтобы эти реакторы успели прийти на смену реакторам на тепловых нейтронах еще до того, как последние исчерпают запасы дешевого урана).
Разработка реакторов на быстрых нейтронах вступила в стадию опробования и практического крупномасштабного обоснования инженерных решений. На полуострове Мангышлак, вблизи г. Шевченко, в крае, богатом минеральными ресурсами, но бедном водой и электроэнергией, была построена атомная энергетическая установка с реактором на быстрых нейтронах БН-350 трехцелевого назначения: для производства электроэнергии (150 Мвт), для выработки 120 000 т пресной воды в сутки и для получения плутония как вторичного ядерного горючего. Сооружению такой установки предшествовала четвертьвековая упорная и плодотворная работа советских ученых, инженеров и технологов.
На первом этапе работы усилия направлялись на изучение теории и физики реакторов на быстрых нейтронах, на разработку методов их расчета. Большое внимание уделялось измерению микроскопических параметров взаимодействия быстрых нейтронов с веществом. Были измерены в необходимом диапазоне энергий нейтронов сечения упругого и неупругого рассеяний, радиационного захвата, деления. Изучались процесс деления, зависимость спектра и числа вторичных нейтронов от энергии падающих на ядро горючего нейтронов. Работы по теории взаимодействия быстрых нейтронов с ядрами обобщались в теорию реакторов на быстрых нейтронах, что позволило разработать соответствующие методы расчета и способствовало созданию систем ядерных констант для них.
Теоретические выводы проверяли на физических реакторах БР-1, БР-3, а затем на больших физических стендах БФС-1 и БФС-2. Эксперименты на этих реакторах позволили осуществить необходимую корректировку теории, расчетных методов и ядерных констант, а также изучить (на БФС-1 и БФС-2) модели активных зон проектируемых исследовательских и энергетических реакторов на быстрых нейтронах БР-5, БОР-60, БН-350 и БН-600.
Следующим этапом явилась разработка физических и инженерных вопросов на исследовательских реакторах БР-2, БР-5 и БОР-60.
На реакторе БР-2 (мощностью 100 квт) в качестве теплоносителя использовалась ртуть. Создание БР-2 позволило на инженерном уровне проверить возможность съема тепла с реактора на быстрых нейтронах, а также безопасность управления реактором.
Мощность реактора БР-5 составляла 5 Мвт, теплоносителем служил натрий, в качестве горючего использовались двуокись плутония или монокарбид урана. Параметры БР-5 были приняты близкими к параметрам энергетических реакторов. Максимальная плотность тепловыделения в активной зоне была 500 квт/л, температура натрия на выходе из реактора 500°С и плотность потока нейтронов в центре активной зоны 8-1014 нейтрон/(см2сек). Были проведены массовые испытания твэлов при глубине выгорания горючего до 6—7%; получен опыт работы с негерметичными твэлами, разработаны методы контроля состояния активной зоны при наличии в ней негерметичных твэлов; изучен выход продуктов деления в теплоноситель и газовые полости; изучены кинетические характеристики реакторов на быстрых нейтронах в условиях больших удельных тепловыделений в активной зоне; испытаны образцы новых типов твэлов для БР; проведено большое количество материаловедческих и ядерно-физических экспериментов.
В 1972 г. реактор БР-5 был реконструирован с целью получить глубину выгорания ~10% и увеличить плотность тепловыделения до 780 квт/л.
В 1969 г. в Научно-исследовательском институте атомных реакторов в г. Димитровграде (НИИАР) было закончено сооружение экспериментального реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БОР-60 мощностью 60 Мвт. Эксплуатационные характеристики этого реактора еще более высокие: максимальная плотность тепловыделения 1100 квт/л, температура натрия на выходе из активной зоны до 600°С, плотность потока нейтронов в центре активной зоны 3-1015 нейтрон/(см2сек). В качестве топлива используется двуокись урана 90%-ного обогащения.
Пар под давлением 100 ат и с температурой 450°С из парогенераторов поступает на турбину. Этот реактор служит инструментом для экспериментальной проверки и отработки принципов проектирования оборудования для будущих АЭС (насосов, теплообменников, арматуры, приборов и т. п.). На нем проводятся исследования по физике и теплофизике реакторов на быстрых нейтронах с высокой плотностью тепловыделения. В реакторе БОР-60 проводятся испытания различных топливных композиций для твэлов реакторов на быстрых нейтронах на глубокое выгорание (10% и более) поглощающих материалов и конструкций для системы управления и защиты.
Прогресс в разработке энергетических реакторов на быстрых нейтронах был бы невозможен без широкого фронта работ по натриевой технологии, теплофизике, гидродинамике и радиационному материаловедению.
Освоение жидкометаллического теплоносителя, по существу, начиналось с нуля, тогда как, например, свойства воды изучались на протяжении длительного времени существования паровых машин и изучаются по сей день. Предстояло исследовать теплофизические и гидродинамические свойства расплавленного натрия, его совместимость с конструкционными материалами и ядерным горючим. Для этого было необходимо разработать методики, конструкцию и оборудование экспериментальных установок, новые приборы, предназначенные для изучения жидкометаллической среды, технику безопасности для работы с расплавленным натрием, методы борьбы с горением натрия.
Исследования показали высокие качества расплавленного натрия как теплоотводящей среды и его хорошую совместимость с конструкционными материалами и топливными композициями. Он не вымывает сколько-нибудь значительных количеств топлива из твэлов при нарушении их герметичности, хорошо удерживает продукты деления. Температура кипения его заведомо больше рабочей температуры в активной зоне реактора, поэтому давление в I контуре определяется фактически гидродинамическим сопротивлением тракта и не превышает 10 ат.
Сечения деления ядерного горючего быстрыми нейтронами в сотни раз меньше, чем тепловыми. Поэтому нейтронные потоки в этих реакторах по интенсивности на два порядка превосходят потоки нейтронов в реакторах на тепловых нейтронах. Этим определяется то внимание, которое уделяется изучению поведения конструкционных материалов в БР.
Высокая интенсивность облучения в БР существенно сказывается на свойствах конструкционных материалов как в активной зоне, так и вне ее, и приводит к появлению качественно новых эффектов — высокотемпературному охрупчиванию и вакансионному распуханию. Опыт работы реакторов БР-5, БОР-60 и БН-350 показывает, что с этими эффектами необходимо считаться, хотя каких-либо принципиальны, затруднений они не вызывают.
Изучение твэлов, узлов и материалов реакторов БР-5, БОР-60, БН-350, а также экспериментальных твэлов, топливных сборок и поглощающих элементов дает необходимую информацию о поведении этих компонентов под облучением. В широком диапазоне температуры проводится измерение коэффициента электро- и теплопроводности, теплового расширения и внутреннего трения, констант диффузии и других свойств.
Малость сечения деления ядерного горючего быстрыми нейтронами диктует необходимость значительно большей концентрации горючего в твэлах БР по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Поэтому для обеспечения хорошей эффективности использования ядерного горючего плотность тепловыделения в активной зоне БР должна быть достаточно высокой, а выгорание горючего в твэлах — значительно более глубоким, чем в твэлах реакторов на тепловых нейтронах.
Результаты работы по выполнению сложим и разносторонних научных исследований опытно-конструкторских работ в ФЭИ, НИИАР и в смежных организациях позволим перейти к третьему этапу — разработке и строительству опытно-демонстрационных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах: БН-350» БН-600. Задачами создания этих установок били комплексная отработка основных узлов I оборудования крупных энергетических ЕЕ изучение особенностей использования натриевого теплоносителя в промышленном масштабе, определение оптимальных проектно-контрукторских решений. Одним из важны вопросов было сравнительное изучение возможностей двух компоновочных концепции петлевой (БН-350) и интегральной (БН-6К (табл. 1. 6), см. рис. 1. 20.
29 ноября 1972 г. первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 Мвт был выведен в критическое состояние, а 16 июля 1973 г. состоялся его энергетический пуск.
На начальном этапе в активной зоне реактора БН-350 вместо плутониевого горючее использовали урановое горючее (окись урана, как более изученное и отработанное. После разработки инженерных вопросов реактор будет переведен на плутониевое горючее, которое обеспечит значительно больший коэффициент воспроизводства по сравнению с урановым горючим.
Таблица 1.6
Основные характеристики опытно-демонстрационных реакторов на быстрых нейтронах
В целом, как видно из табл. 1.6, конструкция АЭС с реактором БН-350 базируется в сравнительно умеренных технологических параметрах, так как основной задачей является получение ресурсных характеристик на представительном по масштабу оборудовании реактора на быстрых нейтронах. Поэтому в следующем реакторе, БН-600, вводится ряд важных усовершенствований, направленных на увеличение эффективности работы реактора, в том числе и за счет повышения технологических характеристик. Увеличена температура натрия на выходе из реактора до 550°С, что позволило получить пар с температурой 500°С и давлением 130 ат, что в свою очередь повысило КПД паротурбинного цикла до 42%.
Увеличена до 10% проектная глубина выгорания горючего. Удлинены до 4—5 месяцев интервалы между остановками реактора для перегрузки топлива. Предусмотрен также ряд других усовершенствований. Вместе с тем конструктивно основное оборудование реактора БН-600 несильно отличается от оборудования реактора БН-350, что в целом облегчило его проектирование и изготовление.
Реактор БН-600 строится в качестве III блока Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова (рис. 1.21).
На основе опыта эксплуатации можно констатировать, что оборудование, разработанное для реакторов на быстрых нейтронах, работает надежно и заложенные конструктивные принципы подтвердились. Тем самым научные, проектно-конструкторские и промышленные организации вплотную подошли к решению проблемы и готовы к созданию крупных серийных, экономически конкурентоспособных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
Таким образом, созданы все предпосылки к включению реакторов на быстрых нейтронах в общую энергетическую программу страны.
Если исходить из расчетных (приведенных) затрат на производство электроэнергии, то реакторы на быстрых нейтронах в настоящее время уступают тепловым при одинаковой мощности. Однако ряд особенностей этих реакторов, и в первую очередь компактность и низкое давление внутри корпуса, позволяют ориентироваться на возможность существенного наращивания единичной мощности блока. При этом, естественно, если исходить не из одинаковой единичной мощности, а из одинаковых технологических возможностей изготовления, то, как можно ожидать, уже на настоящем этапе реакторы на быстрых нейтронах могут быть вполне конкурентоспособными по сравнению с тепловыми.
Вместе с тем фактором, определяющим сроки и масштабы ввода промышленных реакторов на быстрых нейтронах в общую программу развития атомной энергетики, является не только их экономическая эффективность в общепринятом смысле. На оценку этой эффективности в сильной степени влияет характерное для них воспроизводство горючего, ибо пока еще не существует разработанной в такой мере альтернативы для воспроизводства топлива.
Внедрение реакторов на быстрых нейтронах является генеральной линией перспективного развития атомной энергетики. При создании первых АЭС с такими реакторами не ставилась задача технико-экономической оптимизации. Все подчинялось главной цели — обоснованию и отработке принципиальных конструктивных решений при минимальном количестве новых разработок оборудования. Сейчас мы находимся на пороге очередного этапа — перехода к строительству конкурентоспособных многоцелевых АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, что тесно связано с технико-экономической оптимизацией, надежностью и безопасностью станций.
На основе опыта эксплуатации исследовательских и опытно-промышленных реакторов на быстрых нейтронах предстоит большая работа по дальнейшему усовершенствованию оборудования, по улучшению методов и устройств контроля за течами натрия, за примесями в натрии и его очисткой, методов внутриреакторного контроля. Необходимы исследования и разработка мер для снижения вредного влияния нейтронов на свойства материалов. Одна из важнейших проблем — создание надежных парогенераторов. При достижении очень высокой надежности парогенераторов в принципе можно упростить конструкцию АЭС, перейдя от трехконтурной к двухконтурной схеме теплосъема.
Оптимизируя по коэффициенту воспроизводства конструкцию реактора, можно добиться заметных успехов, вводя усовершенствования, не затрагивающие принципиальные стороны конструкции: например, уменьшить толщину оболочек твэлов; увеличить плотность окисного топлива в твэле; снизить неравномерность и нестабильность поля тепловыделения, различные протечки и неравномерности расхода теплоносителя; увеличить подогрев и т. д.
Рис. 1.20. Парогенераторы для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
В начальный период следует ориентироваться на наиболее изученное и технологически отработанное окисное топливо. В дальнейшем может оказаться необходимым перейти на другое, более выгодное для воспроизводства топливо — карбидное, нитридное или металлическое.
Очень важно предусмотреть возможность переработки ядерного горючего на предприятиях внешнего топливного цикла и сокращение продолжительности этого цикла.
Разработка твэлов с организованным выпуском газообразных продуктов деления позволит уменьшить количество стали в реакторе и тем самым увеличить коэффициент воспроизводства. При этом также понизится гидравлическое сопротивление активной зоны, что может улучшить и другие существенные характеристики реактора.
Создание активных зон с внутренним коэффициентом воспроизводства ~1 позволит упростить систему регулирования, уменьшить поглощение нейтронов в органах управления (экономить нейтроны) и лучше стабилизировать распределение плотности потока нейтронов в реакторе. Заметно улучшатся также эксплуатационные характеристики системы в целом.
Разработка и внедрение мероприятий по улучшению физических параметров реакторов на быстрых нейтронах значительно улучшает экономические характеристики АЭС с такими реакторами и приблизят решение задачи получения высоких темпов воспроизводства ядерного горючего, достаточных в первую очередь для обеспечения необходимого роста их мощности, а также при необходимости для подпитки специализированных реакторов на тепловых нейтронах (высокотемпературных, теплофикационных и др.).
Электрическая мощность блока экономически конкурентоспособной АЭС с реактором быстрых нейтронах должна быть 1500 Мвт; в этом случае достигаются приемлемые экономические показатели, улучшаете физика активной зоны, увеличивается время между перегрузками и в то же время не возникает очень сложных проблем при изготовлении оборудования. Сейчас в Советском Союзе ведется работа по проектированию такой станции, электрическая мощность реактора этой АЭС будет равна 1600 Мвт.
Оптимизация активной зоны, системы управления и тепловой схемы значительно улучшит воспроизводящие характеристики реактора БН-1600 по сравнению с параметрами опытно промышленных реакторов.
Рис. 1.21. Реактор БН-600:
1 — опорный пояс; 2 — корпус; 3 — насос; 4 — электродвигатель; 5 — поворотные пробки; 6 — верхняя неподвижная; 7 — теплообменник; 8 — центральная колонна с механизмами СУЗ; 9 — механизм перегрузки
Основные оптимизационные требования для достижения высоких показателей воспроизводства ядерного горючего нашли выражение в необходимости создания возможно большей объемной доз топлива в активной зоне, в выравнивании энерговыделения горючим разного обогащения, увеличении подогрева натрия в активной зоне, в применении зоны воспроизводства большой толщины с целью уменьшить утечки нейтронов из реактора, в разделении функций отдельных элементов системы управления и защиты реактора. Чтобы снизить непроизводительные потери нейтронов и уменьшить возмущение энерговыделения по активной зоне, уже на БН-350 внедрены и отработаны топливные компенсаторы выгорания взамен поглощающих.
Одновременно ведутся работы над типовым реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 Мвт (БН-800), который представляет собой улучшенный вариант реактора БН-600. Это позволит на основе сложившейся промышленной кооперации до начала широкого ввода реакторов БН-1600 запустить в серию несколько реакторов БН-800.
Основные характеристики реактора БН-1600
Электрическая мощность 1600 Мвт
КПД - 40%
Диаметр/высота активной зоны 330/100 см
Максимальная плотность потока нейтронов 1016 нейтрон/см12-сек)
Горючее РuО2 — UO2
Глубина выгорания горючего 10%
Максимальная плотность тепловыделения 710 квт/л
Температура натрия на выходе из реактора 530—550°С
Температура пара 490—510°С
Давление пара ~ 140 ат
Время работы между перегрузками 120 суток
В основу развития атомной энергетики на быстрых реакторах закладываются два реактора: БН-800 и БН-1600. Мощность АЭС определяется количеством реакторов на станции.
Укрупнение единичной мощности и сохранение гибкости в режимах работы в зависимости от колебаний нагрузки должны осуществляться при обеспечении высокой надежности работы энергетической установки.
Современный уровень науки, техники и технологии таков, что реакторы на быстрых нейтронах могут удовлетворять требованиям энергетики будущего. Принципиальные возможности укрупнения энергоблоков с такими реакторами подкреплены соответствующими инженерными разработками. Результаты работы реактора БН-350, полномасштабных стендовых испытаний циркуляционных насосов и других элементов реактора БН-600 представляют собой этап создания эксплуатационного оборудования для больших реакторов на быстрых нейтронах. Элементы оборудования реактора БН-600, его контуров и энергосиловой части составляют основу для стандартизации оборудования будущих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (рис. 1,21). Внедрение модульных решений компоновочных схем позволит наращивать мощность установок, увеличивая число модулей, улучшит их надежность и повысит коэффициент использования АЭС.
Реакторы на быстрых нейтронах могут также в принципе работать в переменном режиме, например 5500—6000 ч в год, хотя для быстрейшего воспроизводства ядерного горючего работа их с неполной нагрузкой невыгодна. Поэтому особенно оправдано одновременное использование реакторов на быстрых нейтронах в нескольких целях, например для опреснения воды и для производства электроэнергии. Тогда снижение нагрузки в сети не приведет к снижению мощности реактора, поскольку избыточная мощность может быть переключена на опреснение воды. В часы спада нагрузки возможна работа реакторов для производства метана или водорода.
