Атомный круг.

30 марта 2015 в 14:54

За событиями в/на Украине и наблюдением за ожесточенной схваткой западных санкций и российской действительности проскочила новость, значение и важность которой может быть самой величайшей в 21 веке. Если все удастся и работы начнутся, уже лет через 10 Россия получит источник энергии фактически без ограничений. О чем речь?

Нет, речь к сожалению не о термоядерной энергии. Хотя работы по этому направлению идут, пока все на стадии опытных образцов. Речь о закрытом ядерном цикле — он позволяет извлекать энергию из ядерных отходов, при это нарабатывая другое ядерное топливо.

Кратко объясним, в чем суть: все сегодняшние АЭС работают на уране-235 (U-235), это один из нестабильных изотопов урана. Его используют реакторы на медленных нейтронах, так называемые "тепловые". U-235 очень мало в природе, его добыча очень трудоемка, нужно разделение на изотопы и обогащение до 3-5% концентрации. В таком виде он пригоден для использования в реакторах. В результате работы реактора из U-335 получается его более тяжелые изотопы U-239, U-238 и некоторые другие продукты деления. Это все по сути отходы. Очень дорогостоящие отходы, их нужно где-то хранить, обеспечить защиту от излучения и т.д. По мнению ученых, быстро растущая атомная энергетика, основанная на современных «тепловых» ядерных реакторах, используемых на действующих и строящихся АЭС (большинство — с реакторами типа ВВЭР и LWR), неизбежно уже в текущем столетии столкнется с нехваткой уранового сырья по причине того, что делящимся элементом топлива для этих станций является редкий изотоп урана-235.

Существуют так же ректоры другого типа — на быстрых нейтронах. В реакторе на быстрых нейтронах (БН) при ядерной реакции деления рождается избыточное количество вторичных нейтронов, поглощение которых в основной массе урана, состоящей из урана-238, ведет к интенсивному образованию нового ядерного делящегося материала плутония-239. В результате из каждого килограмма урана-235 наряду с выработкой энергии можно получать более одного кг плутония-239, который можно использовать в качестве топлива в любых реакторах АЭС вместо редкого урана-235. Этот физический процесс, называемый воспроизводством топлива, позволит вовлечь в оборот атомной энергетики весь природный уран, включая основную его часть — изотоп уран-238 (99,3% от общей массы ископаемого урана). Этот изотоп в современных АЭС на тепловых нейтронах практически не участвует в производстве энергии.

По оценкам ученых, совместная работа "тепловых" и "быстрых" реакторов в пропорции примерно 80:20% обеспечит атомной энергетике наиболее эффективное использование урановых ресурсов. При таком соотношении быстрые реакторы будут производить достаточное количество плутония-239 для работы атомных электростанций с реакторами на тепловых нейтронах.

Дополнительным преимуществом технологии быстрых реакторов с избыточным количеством вторичных нейтронов является возможность "выжигать" долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада не более 200-300 лет. Такие преобразованные радиоактивные отходы могут быть надежно захоронены в специальных хранилищах без нарушения природного радиационного баланса Земли.

Работы в области ядерных реакторов на быстрых нейтронах реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г.

Реакторный зал БН-600

В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне — около 80%. Внеплановые потери менее 1,5%. За последние 10 лет эксплуатации энергоблока не было ни одного случая аварийного останова реактора.

Выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов в окружающую среду отсутствует. Выход инертных радиоактивных газов в настоящее время пренебрежимо мал и составляет Эксплуатация реактора убедительно продемонстрировала надежность проектных мер по предотвращению и локализации течей натрия.

По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР).

В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей. Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2013 г.

Макет БН-800

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.

Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.

Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.

Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:

— испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;

— демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.

Планируется следующая программа реализации этого проекта:

— 2010…2016 гг. — разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР;

— 2020 г. — ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства;

— 2023…2030 гг. — ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

Наряду с решениями, подтвержденными положительным опытом эксплуатации БН-600 и заложенными в проект БН-800, в проекте БН-1200 используются новые решения, направленные на дальнейшее улучшение технико-экономических показателей и повышение безопасности.

По технико-экономическим показателям:

— повышение коэффициента использования установленной мощности с планируемой величины 0,85 для БН-800 до 0,9;

— поэтапное повышение выгорания МОХ-топлива с достигнутого уровня в экспериментальных ТВС 11,8 % т.а. до уровня 20 % т.а. (среднее выгорание ~140 МВт сут/кг);

— увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе;

— снижение удельных показателей металлоёмкости в ~1,7 раза по сравнению с БН-800;

— увеличение срока службы реактора с 45 лет (БН-800) до 60 лет.

По безопасности:

— вероятность тяжёлого повреждения активной зоны должна быть на порядок меньше требований нормативных документов;

— санитарно-защитная зона должна находиться в границах площадки АЭС для любых проектных аварий;

— граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей площадки АЭС для тяжёлых запроектных аварий, вероятность реализации которых не превышает 10-7 на реактор/год.

Оптимальное сочетание референтных и новых решений и возможность расширенного воспроизводства топлива позволяют отнести данный проект к ядерным технологиям IV поколения.

А теперь отталкиваясь от этой теории и практики перейдем к главной новости.

В АО «Атомпроект» состоялось совещание организаций — участников проектного направления «Прорыв» по подготовке проектной документации модуля переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для передачи в Главгосэкспертизу России.

«Атомпроект» представил заинтересованным сторонам будущий облик модуля переработки ОЯТ. В рамках совещания были рассмотрены основные технологические решения по обращению с РАО, компоновочные решения зданий и технологические решения по переработке ОЯТ.

«Специалисты «Атомпроекта» разработали проектную документацию модуля переработки и предложили заинтересованным сторонам обсудить вопросы, возникшие в ходе подготовки материалов. Встреча помогла сформулировать технологические решения, которые будут доработаны в проекте, а также позволят оптимизировать разработку», — сказала заместительница генерального директора АО «Атомпроект», руководительница Центра ответственности проекта Наталия Шафрова.

За сухими строчками этой новости стоит начало создания промышленной технологии замкнутого ядерного цикла с обеспечением энергией страны на пару тысяч лет вперед. Конечно, работа только начата, впереди немало трудностей. Но если мы закончим эту работу, начатую в СССР, проблем с выработкой электроэнергии у нас не будет. И мы сможет спокойно дождаться разработки действующего термоядерного реактора.

Использованные материалы:
http://maxpark.com/community/6285/content/2473368
http://www.atomic-energy.ru/news/2015/03/17/55516
http://i-russia.ru/nuclear/directions/36/