«В Северске началась новая эра атомной энергетики. На площадке Сибирского химкомбината 8 июня стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300.»
Довольно претенциозно, не правда ли? Тем не менее за этими словами, написанными на страницах официального печатного органа Росатома – газеты «Страна РОСАТОМ» – кроется действительно во многом революционной проект с непростой судьбой и наконец-то появившемся светом в конце тоннеля.
Давайте же разберёмся, что же на самом деле представляют собой этот инновационный реактор и пресловутый замкнутый цикл.
Заливка первого бетона ректора БРЕСТ-300 в Северске
Страсти по замкнутому циклу
В 60-е годы 20 века развитие атомной энергетики шло семимильными шагами. К началу 60-х в мире было всего 3 атомных энергетических энергоблока: первая АЭС в мире, сооружённая в Обнинске, что выдавала в сеть всего 5 МВт; первая коммерческая, сооружённая в британском Колдер-Холле, уже 46 МВт электрической мощности; и первая американская, пущенная через год – всего 60 МВт. Ничтожные 111 МВт номинальной мощности всех АЭС мира уже через 10 лет равнялись 24 ГВт (24 000 МВт), а прогнозы на 80-е рисовали и вовсе ужасающие 330 ГВт. Казалось, что пределов для расширения использования АЭС нет. Но на самом деле они были – уран. Легководные реакторы, ставшие основой атомной энергетики, довольно капризные и малые – в качестве топлива они используют не самый распространённый в природе изотоп урана U-238, а гораздо более редкий U-235. И если U-238 в земной коре довольно много, то вот U-235 всего 0,72% от U-238, а значит возникает проблема, что рано или поздно U-235 может стать дефицитным.
Открытый ядерный топливный цикл
Эта проблема была очевидна ещё на заре атомной отрасли, поэтому и решение её стали искать параллельно с развитием энергетических реакторов. В чём главная проблема легководных реакторов? В том, что в цепной реакции практически не участвует U-238, которого в уране энергетического обогащения 95%, а втянуть его в реакцию у тепловых (медленных) нейтронов, которых в легководниках большинство, не хватает энергии. Зато это могут сделать быстрые нейтроны, выделяющиеся при реакции деления. Но в легководном реакторе они быстро замедляются теплоносителем – водой, а кроме того, быстрые нейтроны гораздо менее эффективно запускают реакцию деления U-235.
Классическая цепная реакция в легководном реакторе
Решение? Заменяем теплоноситель на тот, который не будет замедлять нейтроны, делаем более плотное расположение топлива в реакторе, чтобы увеличить поток быстрых нейтронов и компенсировать их меньшую эффективность в процессе реакции с U-235. В процессе захвата U-238 нейтронов от реакции деления U-235 будет нарабатываться Pu-239 (плутоний). То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. То есть реактор в процессе своей работы будет не просто выжигать уран, но и нарабатывать плутоний.
Неклассическая реакция в реакторе на быстрых нейтронах
Кроме вполне очевидного военного потенциала, данное решение открывало и совершенно новый путь: если можно бесполезный U-238 превращать в плутоний и потом использовать его в обычных легководных реакторах, то можно получить почти неисчерпаемый запас топлива для реакторов – замкнуть ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ). Такая двухчастная схема атомной энергетики будущего виделась в 60-70е перспективной и необходимой. Сказать легко – сделать оказалось сложно, так как перед учёными встали сразу несколько фундаментальных проблем.
Натрий начинает и заходит в тупик
Первая и главная проблема – это теплоноситель. Вода чрезвычайно удобна, так как с ней человечество научилось давно работать. А вот для реакторов на быстрых нейтронах выбор был из веществ, работать с которыми, мягко говоря, совсем неудобно. Главные требования к новому теплоносителю были: хорошие нейтронные характеристики, текучесть и низкая вязкость в жидком виде, как можно меньшая температура плавления и малое парообразование. Кандидатов было немного, но победу в 50-х годах одержал химически активный натрий.
Стоимость в долларах уже значительно устарела (информация на 2002 год), но относительный порядок величин представить даёт
Почему натрий? У него низкая температура плавления (96 °С), что позволяет не заморачиваться над сложными системами разогрева. Его реально много в земной коре, он не вступает в реакцию с нержавеющей сталью и цирконием (в отличии от ртути и калия). При этом из всех конкурентов он обладает одной из лучшей нейтронной активностью. Почти идеал, если забыть о том, что натрий имеет свойство воспламеняться и взрываться при контакте с водой и воздухом. Тем не менее из всех вариантов теплоносителей, отрабатывавшихся на экспериментальных установках, именно он оказался единственным кандидатом для энергетических реакторов на быстрых нейтронах, в частности отечественных реакторов типа БН.
Высокая химическая активность натрия потребовала специальных технических решений, которые, при переходе от бумажной концепции к металлу, вызвали сильное удорожание проектов. Во-первых, требовалось изолировать натриевый контур охлаждения от водяного, так как их протечка могла привести к пожару или взрыву внутри реактора. Для этого пришлось делать промежуточных контур, разделяющий натрий и воду и снижающий КПД реактора, а также удорожавший конструкцию. Требование недопуска контакта натрия и воздуха заставило продумывать и хитрую систему замены отработанного топлива с помощью роботизированного комплекса, что ещё больше усложнило конструкцию реактора. Кроме того, пришлось решать проблему и загрязнения самого натрия в процессе работы реактора – обычными фильтрами тут не обойтись, поэтому создали так называемые «холодные ловушки». В итоге проект, который на бумаге выглядел не дороже легководника при переходе с кульманов на площадку строительства, значительно прибавил в стоимости и потерял в рентабельности.
Реактор типа БН – сложно, дорого, с туманными перспективами
Второй проблемой стала переработка топлива. Реакторы на быстрых нейтронах вырабатывали много плутония оружейного качества. Этот плутоний предполагалось выделять, часть его отправлять обратно в составе топливной сборки в реактор, добавив свежего U-238, а остальное использовать для легководников. И вот тут-то и возник целый ворох проблем.
Во-первых, плутоний нельзя просто так взять и запихнуть в обычный реактор. Совершенно иные параметры деления и тепловыделения у плутония требуют изменения многих параметров реакторной установки, в том числе и геометрии самих топливных сборок, из-за чего реакторы, рассчитанные на классическое урановое топливо, могут быть неспособны безопасно работать на смешанном урано-плутониевом топливе (MOX-топливо). В СССР и России проработка применения такого топлива началась довольно поздно, и на сегодняшний день возможность применения MOX-топлива в наиболее современных реакторах типа ВВЭР всё ещё исследуется.
Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН
Во-вторых, отработанное топливо в реакторах типа БН содержало кроме большого количества плутония ещё небольшое (не больше процента) содержание изотопов Америция, Нептуния и Кюрия – крайне радиотоксичных и сложных в утилизации.
В-третьих, само наличие процесса выделения плутония оружейного качества из топлива ставил крест на любых попытках экспорта реактора. И МАГАТЭ, и США, заинтересованные в нераспространении технологий промышленного производства компонентов для ядерного оружия, сделали бы всё, чтобы не допустить экспорт такого реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее.
Есть у реакторов типа БН и ещё один недостаток, который может проявиться при увеличении их мощности – натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Т.е. происходит нечто похожее на то, что творилось внутри Чернобыльского РБМК во время аварии. Поэтому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить стабильный коэффициент воспроизводства (отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего) лишь немногим больше 1 (от 1 до 1,05).
Все эти вместе взятые причины привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была сомнительной. В СССР это стало ясно ещё в 80х, но тут на сцену вышел БРЕСТ.
Коллеги по опасному бизнесу
Свинец всему голова
Одной из ключевых проблем реакторов на натриевом теплоносителе был сам натрий. Выход из ситуации казался очевидным – нужно сменить теплоноситель. Но сделать это было непросто. В 60-70е в СССР для подводных лодок создавались реакторы на быстрых нейтронах с теплоносителем эвтектического (жидкий гомогенный сплав) состава свинец-висмут. Данный сплав обладал относительно низкой температурой плавления в 125 °С и высокой температурой кипения в 1638 °С, за что расплачиваться пришлось худшими характеристиками, нежели у натриевого аналога, и более быстрым износом. Кроме того, из-за редкости висмута и сам теплоноситель влетал в копеечку, будучи дороже натрия в 7-8 раз. Для АПЛ всё это было не столь критично, так как выигрыш по весу и линейным размерам относительно легководных реакторов компенсировал все недостатки. А вот для АЭС это было уже более серьёзной проблемой.
Относительный успех реакторов на свинцово-висмутовом теплоносителе оживил работы по другому направлению – свинцу. В отличии от сплава, свинец сам по себе был довольно дешёвым, спектр нейтронов у него более жёсткий, а значит и коэффициент воспроизводства выше, менее токсичен, менее химически активен, меньше образует пара, не вступает в реакцию с водой и из недостатков имеет разве что высокую температуру плавления в 327 °С. Хорошо же? Отлично! А ещё лучше, если не заморачиваться с двухчастным ЗЯТЦ, а замкнуть цикл сразу для одного реактора: в отработанную топливную сборку просто подмешивать немного U-238 и снова в реактор. Никаких тебе сепарирований плутония, минимум радиоактивных отходов, всё можно делать прямо рядом со станцией в специальном здании-фабрикаторе. Вариант идеальный. Так родилась концепция реактора БРЕСТ (Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности или Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем), который благодаря применению указанных выше решений должен обладать свойствами «естественной безопасности»: — исключение аварий, требующих эвакуации (а тем более отселения населения), а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории, за счёт конструктивных методов:
— полное использование энергетического потенциала добываемого сырья;
— радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле с сохранением природного радиационного баланса;
— технологическое усиление режима нераспространения ядерного оружия за счет исключения наработки и выделения в топливном цикле чистых U-235 и Pu оружейного качества, а также постепенного отказа от использования в ядерной энергетике технологий разделения (обогащения) изотопов урана;
— обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации.
Комплекс фабрикации и реактор БРЕСТ-30
Звучит всё хорошо, но, как водится, при переходе от идеи к реализации образуется множество подводных камней.
ITER от мира ядерных реакторов
Реализация реактора на свинцовом теплоносителе не просто так стала обсуждаться именно в конце 80-х. Первые проработки таких реакторов были ещё в 50-е, но натолкнулись на то, что существующие конструкционные материалы неспособны выдерживать условия работы со свинцовым теплоносителем. По сути, при разработке реакторов БРЕСТ? учёным и инженерам приходилось создавать его с нуля, сталкиваться с проблемами, которыми никто до этого не занимался и придумывать решения, которые до этого никто никогда не применял.
Одна из первых проблем – сам теплоноситель. Да, свинец менее химически активен, но при температуре свыше 400 °С в полностью бескислородной среде jy начинает хорошо реагировать со сталью, проедая её. Решение этой проблемы требует разработки новых стальных сплавов. Кроме того, неизвестно поведение свинцовой коррозии и степень нейтронной активации свинца при длительной работе.
Расплавленный свинец хоть и не вступает в мгновенную бурную реакцию с водой, но при попадании в него воды может случиться «паровой взрыв». Исследования (например вот это: www.researchgate.net/publication/317102739_Teplofiziceskie_processy_pri_razryve_trubki_parogeneratora_reaktornoj_ustanovki_so_svincovym_teplonositelem_Lead-cooled_fast_reactor_steam_generator_tube_rupture_thermophysical_processes) позволяют предполагать, что даже при разрыве трубки теплоносителя и попадании струи воды в свинец, взрыва случиться не должно. Тем не менее гарантий, что такого не произойдёт в реальном реакторе, нет.
Высокая температура плавления свинца потребовала разработки специальной системы разогрева реактора (который займёт несколько месяцев!), что удорожает конструкцию. С другой стороны считается, что при аварии с прорывом теплоносителя свинец просто застынет и тем самым позволит минимизировать ущерб.
Оксиды урана и плутония всплывают в свинце, что недопустимо по существующим нормам. Для решения проблемы пришлось разрабатывать нитридное топливо для реактора. Никто никогда такого топлива не делал. Судя по информации из открытых источников, пока нитридное топливо всё ещё экспериментальная технология и имеет немало детских болезней.
Решение избавиться от промежуточного контура между водой и теплоносителем реактора привело к необычному решению: колонку парогенератора решили погрузить напрямую в расплавленный свинец. Решение, мягко говоря, экзотичное. Во-первых, неизвестно как себя поведёт корпус парогенератора при длительном нахождении в расплаве свинца. Во-вторых, ремонт парогенератора и некоторые аварийные действия с ним возможны только при использовании роботизированного комплекса, так как работа человека вблизи расплава свинца, требует специальной термостойкой экипировки. В-третьих, ремонт будет осложнён наведённой от свинца радиацией в конструкциях парогенератора. В-четвёртых, возможно радиационное загрязнение воды в парогенераторе и от неё всего насосно-турбинного оборудования. Как решили эти проблемы, неизвестно.
Парогенератор реактора БРЕСТ-300. Выглядит интересно и необычно, но насколько эффективно — неясно
Можно заметить, какое количество проблем (а перечислены далеко не все), новых подходов и решений требует БРЕСТ. Это действительно прорывной проект, который в случае успеха может стать такой же вехой для ядерной энергетики, как ITER– для термояда. Но цена провала тут гораздо выше. Почему? Всё дело в амбициях и ресурсах.
Перспектива, которая может стать собственным гробовщиком
Проект БРЕСТ рождался, наверное, в самое неудачное время, какое только было для отечественной атомной индустрии – в 90е: денег нет, перспективы туманные, на государственном уровне всем просто не до атомки. Но БРЕСТУ повезло, так как министром по атомной энергии стал один из его разработчиков – Евгений Адамов. Именно он продавил финансирование на БРЕСТ, но ценой того, что другие программы, в том числе и натриевые БНы, будут урезаны. Так как денег было всё равно мало, а проект требовал масштабной проработки, то приходилось выбирать тот вариант строительства опытного реактора, который дал бы максимальную отдачу.
Обычно в качестве демонстраторов технологии используют реакторы небольшой мощности – 10-50 МВт электрических. Но при такой мощности ни продемонстрировать концепцию «естественной безопасности», ни замкнутого топливного цикла не получится, так как достигнуть коэффициента воспроизводства даже в 1 на столь маленьком образце не представляется возможным. При этом денег на разработку и сооружение реактор малой мощности потребует не на порядок больше, чем более мощный вариант. И тогда-то родился план строительства реактора БРЕСТ-300 на 300 МВт электрической мощности с комплексом переработки топлива в городе Северск Томской области.
Схема устройства и основные параметры реакторной установки БРЕСТ-ОД-300
Решение о строительстве блока на 300 МВт было смелым и амбициозным. Проект, почти полностью сотканный из новых непроверенных решений, предлагалось построить без отработки элементов проекта в меньшем масштабе. В случае успеха – прорыв в новую эру, а вот в случае провала велик шанс, что, при имеющейся в отрасли конкуренции, всё направление на долгие годы будет дискредитировано. Тем не менее ставка была сделана, и работа проектантов закипела. Пока Адамов был министром, а позже советником председателя правительства, всё было хорошо, но в 2005 году в карьере Евгения Олеговича наступила чёрная полоса – обвинения со стороны США в коррупции и присвоении денег во время реализации программы ВОУ-НОУ, суд на родине и тюремный срок. Когда главный защитник проекта в высоких кабинетах лишился силы, то против БРЕСТа выступили представители конкурирующих проектов. Будучи сугубо бумажным, БРЕСТ мало чем мог соперничать с натриевыми или свинцово-висмутовыми реакторами, так как те имели воплощения в металле и были отработаны, а насчёт БРЕСТа такой уверенности нет.
По сути, с 2011 по 2021 год шла самая настоящая война проектантов с представителями конкурирующих проектов, скептиками из Росатома и Ростехнадзором. Последний должен был согласовать проектную документацию и выдать разрешение на строительство, но долгое время отказывались это делать из-за принципиальных разногласий с разработчиками. Множество возвратов на доработку, комиссий, экспертных оценок и заключений потребовались, чтобы в конце концов в 2018 году выдать заключение об утверждении проектной документации. Победа? Куда там. В 2017 году финансирование проекта заморозят до получения всех разрешений из-за сложной финансовой обстановки в отрасли. Тем не менее, уже в следующем году на площадку в Северске прибыли первые строители, чтобы подготовить её и начать возводить первые здания комплекса (это при том, что формально проект всё ещё был заморожен и лицензии на строительство реактора не было). Ростехнадзор занял жёсткую позицию и, как мне кажется, правильную: перед тем, как выдать лицензию, он должен получить полную уверенность в том, что все требования безопасности учтены. Научно-технические сессии по защите проектных решений, судя по информации с них, были не менее жаркими, чем внутренности реактора. По сути, не смотря на утверждение проектной документации, само строительство БРЕСТа было подвешено в воздухе – если бы его разработчики не смогли бы доказать Ростехнадзору, что проект готов и учитывает все требования, то был велик шанс отмены проекта. Но 10 февраля 2021 года, после мучительного десятилетнего противостояния, наконец было получена лицензия на строительство. Теперь, когда строительство с помпой начато, шансы прекращения финансирования проекта гораздо меньше.
Победа? И да, и нет. Степень новизны БРЕСТа такова, что никто не может дать гарантию, что весь комплекс будет работать согласно проектным расчётам (ага, ситуация, как с ITER). Столь сложный и комплексный проект не может обойтись без ошибок и неучтённых нюансов, о которых станет известно только после пуска реактора. Если проект заработает с параметрами близкими к целевым, если получится наконец замкнуть топливный цикл – то это будет революцией в атомной энергетике. Идея проверить сразу всю концепцию ЗЯТЦ на одном реакторе действительно амбициозна, но риск велик. БРЕСТ слишком дорогой для демонстратора технологии. Если реактор не выйдет на заданные параметры, если замкнуть топливный цикл не удастся, то с большой долей вероятности свинцовое направление реакторов будет отодвинуто на задний план. Если реактор из-за ошибки проектирования или строительства так и не смогут пустить в промышленную эксплуатацию, то это это может поставить крест на развитии всей свинцовой темы. И конкуренты в лице свинцово-висмутового и натриевого направлений не преминут этим воспользоваться. Ещё одним маленьким жучком, подтачивающим уверенность в перспективах, служит информация, что экспортные перспективы у БРЕСТа столь же туманны, как и у реакторов типа БН: сам факт наработки ими плутония в промышленных масштабах не нравится МАГАТЭ и властям США, а потому строительство за рубежом БРЕСТов в случае успеха проекта на родине будет очень и очень непростым процессом.
В целом же хочется пожелать удачи и успехов всем, кто работает на проектом. Не просто так проект строительства БРЕСТа носит название «Прорыв». Хочется верить, что в 2020-е мы всё-таки увидим прорыв и революцию и в атомной, и в термоядерной энергетике. Ну а пока остаётся только ждать и надеяться, что для реактора всё сложится хорошо. Отдельная благодарность TNENERGY за его блог в ЖЖ и посты на Хабре, так как именно он разжег во мне интерес к атомке.
Автор: Владимир Герасименко
Сloud VPS с быстрыми NVMе-дисками и посуточной оплатой. Загрузка своего ISO.
Автор: Ильмар
