Реакторы на быстрых нейтронах: надежды и трудности
Рассматривая вопрос об использовании природных радиоактивных элементов для получения электроэнергии, нетрудно заметить недостаточную эффективность использования исходного сырья — урана.
Как уже было упомянуто, на современных АЭС используется только уран-235, остальные же 99,3% урана, т. е. изотоп 238, остаются практически неиспользованными. Поэтому ученые нашей страны и других стран интенсивно ведут поиски путей использования урана-238. Эти поиски увенчались успехом. В СССР, Франции, Англии, США разработан и создан новый тип атомного реактора — на так называемых быстрых нейтронах. В этом реакторе происходит вовлечение в процесс деления урана-238.
Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в быстрых реакторах является искусственный химический элемент плутоний-239 и «пассивный» уран-238. Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Вновь образуемый плутоний является ядерным горючим, т. е. при его распаде выделяется (как и в случае с ураном-235) тепловая энергия. Поскольку при делении плутоний может выделять несколько больше нейтронов по сравнению с необходимым количеством их для данного реактора, в нем образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим.
Этот избыток плутония может быть извлечен из данного реактора и направлен для использования в другой реактор.
В результате этого процесса возможно использовать почти весь уран-238 и таким образом многократно увеличить ресурсы ядерного топлива для получения электрической энергии.
После длительных научно-экспериментальных работ был, наконец, разработан промышленный реактор на быстрых нейтронах.
В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели: часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт.
Реактор на быстрых нейтронах Белоярской АЭС состоит из сварного цилиндрического бака со стенками толщиной 30 мм, эллиптическим днищем и конической верхней частью толщиной 50 мм. Реактор размещается в железобетонной шахте с толстыми стенками.
В корпусе реактора размещаются активная зона, механизмы управления тепловыделяющими элементами и устройствами перегрузки ядерного горючего.
Этот реактор Белоярской АЭС будет введен в эксплуатацию в текущей пятилетке.
В качестве теплоносителя и охладителя реактора на быстрых нейтронах применяется жидкий натрий, который в последующем контуре отдает свое тепло воде с превращением ее в пар. Образующийся водяной пар поступает в паровую турбину, и далее цикл превращения энергии пара в электричество происходит по обычному методу.
Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся во Франции, США, Великобритании, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами еще в 1956 г. было начато, по-видимому, преждевременное строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором на быстрых нейтронах мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен, и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., когда произошла авария с расплавлением тепловыделяющих элементов. Ликвидация аварии заняла почти четыре года. В конце концов там было принято решение этот реактор законсервировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС с БН с жидкометаллическим теплоносителем мощностью около 400 МВт, пуск которого намечен на 1983 г. В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор в Дунре мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт.
В 1975 г. во Франции состоялся пуск в эксплуатацию реактора «Феникс» мощностью 250 МВт. На основе полученного опыта разработан проект АЭС с реактором «Суперфеникс» мощностью 1200 МВт.
В ФРГ в 1973 г. началось сооружение АЭС с реактором мощностью 300 МВт, ввод которого намечен в 1979 г. На начало 1977 г. в мире действовали три АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (СССР, Англия, Франция).
В СССР ведется разработка технического проекта АЭС с реактором БН-1600 мощностью 1600 МВт.
Преимущества реакторов на быстрых нейтронах очевидны, с их появлением открывается перспектива значительного увеличения топливных (ядерных) ресурсов.
Вместе с тем в освоении реакторов на быстрых нейтронах все еще имеется ряд серьезных трудностей.
Так, например, использование жидкого натрия в испарительном контуре реактора таит в себе большую опасность, так как при возможном соприкосновении его с водой в парогенераторе может образоваться взрыв. Поэтому сейчас ведутся интенсивные работы по использованию в реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя гелия или диссоциирующего газа, а также по разработке испарительного контура с газовым теплоносителем.
Имеются также серьезные проблемы, связанные с переработкой высокорадиоактивных ТВЭЛов при выделении из них вновь образованного плутония. Однако все эти трудности должны быть преодолены с тем, чтобы использовать огромные энергетические ресурсы урана.
Какие же обобщающие выводы можно сделать из только что рассмотренного ними развития атомной энергетики?
Напрашивается первый вывод о том, что атомная энергетика на тепловых нейтронах находится на подъеме. В ближайшие 20—25 лет мощность АЭС и удельный вес производимой ими электроэнергии будут возрастать.
Но сразу же возникает вопрос — надолго ли хватит запасов урана, если он используется только на 0,7% (уран-235)?
Разумно ли оставлять без использования 99,3% урана-238?
Но даже при использовании всего урана его запасы не беспредельны. И снова возникает проблема поиска новых источников энергии. В принципе в природе имеются источники с потенциально большими запасами энергии. Но вопрос состоит в том, как ее использовать с экономической эффективностью. Снова ученые и специалисты обращают свои взоры на вечную солнечную энергию. Весьма велики резервы энергии ветра. Давно известны запасы тепла подземных вод.
В процессе углублений исследований ядерных процессов ученые сделали поразительные открытия. Оказывается, целесообразно не только делить атомное ядро урана и плутония, но также соединять тяжелые ядра водорода (дейтерий, тритий). При этом образуется благородный газ — гелий. При слиянии (синтезе) тяжелых ядер водорода высвобождается тепловая энергия, существенно превышающая энергию деления атомного ядра в расчете на 1 кг исходных атомов. Поэтому принципиально возможно создание реакторов на водородном топливе. Такие реакторы называются термоядерными. Над их разработкой сейчас работают ведущие ученые ряда стран. Большие работы этого направления проводятся и в СССР. Освещение перечисленных проблем, оценка перспектив использования новых источников энергии дана в 7 главе нашей книги.
