Материалы портала «Научная Россия»

Долгий путь быстрой энергетики

О технологии быстрых реакторов, об истории их развития и перспективах на будущее мы беседуем с заместителем генерального директора ГНЦ РФ — ФЭИ доктором технических наук Владимиром Михайловичем Поплавским.

Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского в Обнинске первым в Советском Союзе начал разработку концепции ядерных реакторов на быстрых нейтронах. За более чем полувековую историю проделан колоссальный путь, но еще больше предстоит сделать. О технологии быстрых реакторов, об истории их развития и перспективах на будущее мы беседуем с заместителем генерального директора ГНЦ РФ — ФЭИ доктором технических наук Владимиром Михайловичем Поплавским

 У истоков

Владимир Михайлович, вы стояли, по сути, у истоков этого направления – развития реакторов на быстрых нейтронах. Хотелось бы возвратиться к истории и узнать, как все начиналось.

– Если говорить в историческом аспекте, то, как вы знаете, первая реакция деления была осуществлена в США в 1942 г. Это был известный реактор под трибунами чикагского стадиона, работой руководил итальянский физик Энрико Ферми. Уже тогда, в конце 1940-х гг., было понятно, что если не замедлять нейтроны, а оставлять их быстрыми – такими, как они рождаются при реакции деления, - то получается своеобразный баланс нейтронов. Помимо самого поддержания цепной реакции здесь получается лишний нейтрон, который можно использовать в специальных целях. Цель - получение нового ядерного топлива. Этот лишний нейтрон, который образуется в быстром спектре, можно использовать путем поглощения урана-238 и превращения урана-238 в новый искусственный элемент – плутоний-239, который представляет собой точно такой же делящийся полезный ядерный материал, как и уран-235. Энрико Ферми в США это обосновал.

А в нашей стране?

– У нас, независимо от Ферми, эту идею разрабатывал Александр Ильич Лейпунский, чье имя носит наш Физико-энергетический институт. В октябре 1949 г. Александр Ильич направил правительству записку на основе собственных рассуждений и изысканий, что необходимо заниматься быстрыми реакторами, которые могут решить проблему ядерного топлива для обеспечения ядерной энергетики.

В середине 1950 г. им была отправлена более основательная записка под названием «Система реакторов на быстрых нейтронах», где он обосновывал возможность создания таких установок. В дальнейшем именно нашему Физико-энергетическому институту и было поручено вести это направление ядерной энергетики. На следующем этапе была поставлена задача создания экспериментальной установки для ядерно-физических исследований. Такой установкой стала критическая сборка БР-1, которая в 1955 г. была запущена в нашем институте. Следующая установка - реактор БР-2 на ртутном охлаждении - была запущена в 1956 г., а через три года был сдан в эксплуатацию реактор БР-5 уже с натриевым охлаждением тепловой мощностью 5 Мвт.

Владимир Михайлович Поплавский

Заместитель генерального директора ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», руководитель проекта «Разработка ЯЭУ с натриевым теплоносителем для НТП АЭ», заслуженный деятель науки РФ, профессор, доктор технических наук.

В 1960 г. окончил Томский политехнический институт и сразу поступил на работу в ФЭИ.

Основное направление работ – исследование в области технологии и безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

С 1972 г. занимается научно-педагогической деятельностью; профессор кафедры «Оборудование и эксплуатация ЯЭУ» НИЯУ МИФИ ИАТЭ.

Участвовал в освоении натриевой технологии на реакторах БР-5/10, разработке и пуске экспериментального реактора БОР-60, демонстрационного реактора БН-350 и промышленного энергоблока с реактором БН-600; был одним из организаторов работы по возобновлению сооружения энергоблока с реактором БН-800, инициатором и научным руководителем НИОКР по проекту БН-1200.

Обладатель Премии Правительства РФ в области науки и техники; удостоен «Премии Дружбы» Правительства КНР.

Таким образом, к концу 1950-х гг. в нашей стране был завершен первый этап создания экспериментальной базы для обоснования технологии быстрых реакторов.

В чем виделось преимущество быстрых реакторов именно на начальных этапах?

– На заре развития атомной энергетики существовало представление, что запасы урана ограничены, их нужно как-то восполнять и именно быстрые реакторы позволяют решить эту проблему. Кроме Советского Союза технологией реактора на быстрых нейтронах занимались практически все развитые страны: Соединенные Штаты (реактор EBR-1, затем реактор EBR-2; в начале 1960-х гг. они запустили реактор Энрико Ферми, который, правда, неудачно работал), параллельно этой проблемой занималась Великобритания, где был создан экспериментальный реактор «Даунрей», также появился реактор «Рапсодия» в Кадараше, на юге Франции. Так получилось, что экспериментальные реакторы были построены в странах, которые в будущем стали ведущими ядерными державами.

Расчетным и экспериментальным путем было доказано, что, в принципе, все основные положения теории быстрых реакторов правильны и что можно осуществлять воспроизводство ядерного топлива. Такой парадокс: в этом реакторе можно получать топлива больше, чем он выжигает, – это что-то похожее на вечный двигатель и вызывает у многих непонимание. Хотя физически это вполне обосновано.

Далее нужно было по линии отработки технологии быстрых реакторов создавать демонстрационные установки, которые имели бы основные элементы уже атомной станции: активную зону, теплообменное оборудование, паротурбинный цикл и прочее. Было решено, что на демонстрационную стадию мы должны выйти с реактором повышенной мощности, причем мы пошли на большой риск: сразу в 200 раз была увеличена тепловая мощность активной зоны. Это реактор БН-350, который был пущен в 1973 г. в г. Шевченко (ныне Актау) на мысе Мангышлак в Казахстане.

Параллельно с этим в Великобритании создавались демонстрационный реактор (в том же Даунрейском центре) и реактор PFR, во Франции - реактор «Феникс», а в Соединенных Штатах это направление не получило дальнейшего развития. Демонстрационный реактор в Клинч-Ривер, который планировался к пуску примерно в начале 1970-х гг. и для которого даже изготовили оборудование, так и не был запущен. Итак, в начале 1970-х гг. основные страны – Советский Союз, Франция, Великобритания, а затем к ним добавилась и Япония – практически вышли на демонстрационный уровень, на котором была показана возможность реализации этого направления ядерной энергетики. 

Выбор теплоносителя

– Одновременно с экспериментами по физике реакторов, которые были запущены у нас в начале 1950-х гг., в ФЭИ в частности, проводились и исследования по технологии в части подбора теплоносителей. Были рассмотрены разные теплоносители для быстрого спектра, потому что не годилась вода – она замедляет нейтроны. Можно было использовать газ, водяной пар, жидкие металлы – натрий или свинец, свинец-висмут, натрий-калий. Александр Ильич Лейпунский в силу определенных обстоятельств и освоенности технологии предложил использовать натрий. Собственно, до сих пор технология быстрых реакторов, которая существует и у нас, и за рубежом, в основном реализована на натриевом теплоносителе.

Это было вычислено теоретически или проводились какие-то практические опыты сравнения разных теплоносителей?

– Конечно, проводился теоретический анализ, но он был существенно поддержан экспериментальными работами. Например, уже в начале 1950-х гг. были сооружены натриевые, свинцово-висмутовые стенды. Жидкие металлы можно использовать не только в гражданской атомной энергетике в быстрых реакторах, но и в реакторах, которые используются для транспортных установок. Как раз это направление – свинцово-висмутовое –параллельно с натриевым развивалось в Физико-энергетическом институте, когда создавалась подводная лодка класса «Альфа».

Ядерный реактор на быстрых нейтронах БР-10

Вы еще упомянули ртутное охлаждение.

– Да, ртутное. Понимаете, в чем дело: реактор БР-2 – это было бы как альтернативное решение по отношению к тем жидким металлам, которые стали использоваться впоследствии. Почему ртуть? Потому что ртутью занимались еще в довоенное время, и были известны технология, достоинства и недостатки. Но оказалось, что в данном варианте с точки зрения его применения в быстром реакторе недостатки превалировали над достоинствами. Поэтому первая попытка использовать альтернативу по отношению к натрию оказалась неудачной. Что касается натрия, то в рабочем диапазоне температур он коррозионно пассивен, т.е. материал, который работает в натрии, практически не повреждается, механические свойства не деградируют, коррозионные процессы отсутствуют. Это главное, что обеспечивает хорошую совместимость натрия как теплоносителя с конструкционными материалами. Вот почему натрий.

Вы затронули тему неудач. Почему не заработал реактор Энрико Ферми?

– Я до сих пор не понимаю некоторые технические решения в этом проекте. Бывает такой период, когда установка в силу объективных и, может быть, субъективных причин становится неработоспособной. Такой и стала установка «Энрико Ферми». Можете себе представить: натрий и вода – эти вещества вступают между собой в активное химическое взаимодействие. В парогенераторе используется натрий как теплоноситель, с помощью которого тепло доставляется к парогенератору, а в третьем контуре в этой установке реализован паротурбинный цикл, где используются вода и водяной пар. В случае потери герметичности теплообменной поверхности происходит химический контакт теплоносителей, что очень неприятно. Это один из недостатков натриевого теплоносителя.

Отвечая на ваш вопрос следует сказать, что в парогенераторе установки «Энрико Ферми» использовалась трубка толщиной 1 мм. Это тонкостенная трубка, которая при использованном в проекте конструктивном исполнении парогенератора легко изнашивается и происходит контакт натрия с водой, т.е. парогенераторы практически вышли из строя очень быстро. Кроме того, по причине эксплуатационных неудач была повреждена часть активной зоны. Уже к середине 1960-х гг. стало понятно, что успеха от этой установки ждать не стоит. Американцы законсервировали ее и стали работать над следующим проектом в Клинч-Ривер, который тоже не довели до конца в силу обстоятельств, о которых я уже говорил.

Наша установка БН-350 тоже выявила массу проблем, но работа не прекратилась. Что именно там произошло, и как в дальнейшем удалось избежать подобных проблем?

– В ядерных технологиях в силу их сложности существует правило поэтапного их освоения. При этом при переходе от одного этапа освоения к другому всегда есть некоторый объем вопросов, требующих своего решения. Это в полной мере касалось проекта парогенератора. Мы не до конца понимали всю совокупность процессов, которые могут происходить при контакте натрия с водой в условиях парогенератора. Ко времени пуска установки мы знали, что с давлением мы можем бороться, т.е. парогенератор не разрушается при большой течи, а о малых течах, для которых характерен коррозионно-эрозионный износ материалов, мы знали очень мало. Поэтому, когда происходила малая течь (а именно с малого повреждения всегда все начинается), то она постепенно, за счет разрушения средней трубки, переходила в большую. В связи с этим парогенераторы на первом этапе эксплуатации оказались неработоспособными. В дальнейшем мы практически ликвидировали все недостатки парогенератора, в том числе за счет конструктивных усовершенствований, и они потом продолжали нормально работать.

В целом установка показала хорошие эксплуатационные качества. Я думаю, что если бы не было реактора БН-350 и того опыта, который мы получили в части активной зоны и парогенераторов, то у нас не получился бы тот БН-600, который сейчас есть.

Отрицательный результат – тоже результат.

– Безусловно. Мы учли все недостатки, весь опыт сооружения и начального этапа эксплуатации БН-350, и нам пришлось с учетом этого существенно переработать проект БН-600. В результате это единственный в мире промышленный реактор, который работает в коммерческом режиме - и работает достаточно надежно.

 

Модель РУ БН-800 в разрезе (слева); транспортный контейнер в центральном зале БН-800 (справа)

 

 

 

 

 

 

 

 

 



П
люсы и минусы

Раз мы коснулись темы безопасности – как с этим обстоит дело у быстрых реакторов?

– Быстрый реактор, в частности натриевый (хотя сейчас есть и альтернативные решения – это отдельный вопрос), характерен тем, что у него очень компактная зона и стабильное поле энерговыделения. Реактор легко управляемый, у него обратные связи малоинерционные. Если у вас наблюдается неконтролируемое увеличение мощности, то обратные связи по реактивности его пытаются заглушить. Для демонстрации этого высокого уровня самозащищенности реактора были проведены эксперименты на реакторе «Рапсодия», на реакторе EBR-II, на «Фениксе» – и все они подтвердили в реальных условиях высокую степень безопасности быстрого реактора. Кроме того, опыт БН-600 показал, что технология реакторов с натриевым охлаждением к настоящему периоду обоснована не только с точки зрения безопасности, но и с точки зрения работоспособности.

Помимо безопасности какие еще достоинства у быстрых ректоров по сравнению с тепловыми?

Прежде чем говорить о достоинствах быстрых реакторов, необходимо отметить, что в настоящее время и в среднесрочной перспективе основу ядерной энергетики составляют и будут составлять тепловые реакторы как технологически освоенный энергетический компонент.

Тем не менее общепризнанно, что перспективное развитие ядерной энергетической отрасли основано на использовании замкнутого топливного цикла. В подобной структуре быстрые реакторы играют системообразующую роль с точки зрения не только организации производственного процесса, но и топливообеспечения.

Экологическое достоинство быстрых реакторов состоит в возможности этой технологии существенно уменьшить радиотоксичность радиоактивных отходов путем трансмутации (переработки) высокоактивных актинидов в малоактивные.

И, конечно, достаточно высокие температуры термодинамического цикла позволяют обеспечить довольно высокий КПД энергоблока, что связано с уменьшением тепловых выбросов и сокращением затрат ядерного топлива на производство единицы электроэнергии.

Общий вид четвертого блока Белоярской АЭС с РУ БН-800

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 


Как-то все идеально выходит! Но, наверное, есть у реакторов на быстрых нейтронах недостатки, раз мы до сих пор не видим их повсеместного внедрения?

Основной недостаток быстрых реакторов, основанных на использовании технологии натрия (технология БН), состоит в более высокой их стоимости по сравнению с тепловыми реакторами. Однако в настоящее время ведутся интенсивные и довольно успешные работы по устранению этого недостатка, и проект БН-1200 тому пример.

Безусловно, необходимо искать и новые, отличные от БН технологические варианты, отрабатывать их на уровне демонстрационных образцов (технологии БРЕСТ, СВБР), и в случае успешного решения этой задачи в перспективе появится возможность выбрать оптимальный вариант быстрых реакторов с последующим широким их внедрением в структуру ядерной энергетики.

 Новая технологическая платформа

Можно ли говорить об энергетической революции, если реактор на быстрых нейтронах покажет свою экономическую и технологическую состоятельность, конкурентоспособность?

– Энергетическая революция – это слишком сильно сказано. Дело в том, что надо рассматривать ядерную энергетику в контексте общей энергетики. Пока в последних энергетических программах России ядерной энергетике не отводится решающего значения. Ее доля рассматривается на уровне максимум 25-30%. Это в перспективе. Поэтому, я думаю, ядерная энергетика в ближайшее время не будет занимать главенствующее место. Тем не менее в силу ее достоинств –самообеспечения ядерным топливом и экологичности - можно говорить о ее перспективном развитии, но на новой технологической платформе.

Новая технологическая платформа ядерной энергетики принципиально отличается от существующей по таким важным положениям, как используемые сырьевые ресурсы (уран-238 и торий-232 вместо урана-235), технологии топливообеспечения (переход от горнорудного к реакторному воспроизводству ядерного топлива в замкнутом топливном цикле), реакторные технологии (переход от тепловых реакторов к двухкомпонентной структуре ядерной энергетики, включающей тепловые и быстрые, а затем только быстрые реакторы), технологии обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО): переход от длительного хранения к переработке ОЯТ и захоронению РАО.

  Можно ли считать Россию лидером в области реакторов на быстрых нейтронах?

– Можно. Но я бы здесь оговорился: ее можно считать лидером с точки зрения реакторных технологий. Сам реактор БН-600, атомная станция в целом тому пример. У нас не было ни на БН-350, ни на БН-600 таких критических проблем, которые мы бы не решили. Но наши быстрые реакторы работали и сейчас работают на урановом топливе, что нехарактерно для технологии быстрых реакторов вообще. Реактор должен работать на смешанном уран-плутониевом топливе. Здесь у нас отставание. Скажем, Франция, обратив основное внимание на развитие уран-плутониевого топливного цикла и со временем сократив работы по реакторной технологии, в отличие от нас, ушла вперед. Одна из задач БН-800 – ликвидировать это отставание с точки зрения топливного цикла, получить опыт использования уран-плутониевого топлива. Вторая задача – отработать технологические элементы замыкания топливного цикла. На БН-800, который мы сейчас запускаем, можно отработать эти технологии, но не в промышленном, а в опытном масштабе, и потом тиражировать уже в промышленности.

Какие перспективы, какие дальнейшие планы после 1200? Или так далеко не заглядывали?

– Сегодня мы говорим об инновационном развитии ядерной энергетики, поэтому идет поиск каких-то новых принципиальных технологических решений. Примером такого поиска выступает проект «Прорыв», реализуемый сейчас в «Росатоме». Он включает как реакторные технологии (натриевый быстрый реактор на основе проекта БН-1200, быстрые реакторы с использованием тяжелого теплоносителя – проект БРЕСТ-ОД-300 на свинце и проект СВБР-100 на свинце-висмуте), так и целый ряд топливных технологий, включая плотное смешанное уран-плутониевое нитридное топливо. Однако проект «Прорыв» в силу своей уникальности требует отдельного рассмотрения.

Источник: В мире науки

в мире науки владимир поплавский гнц рф — фэи

Назад

Социальные сети

Комментарии

Авторизуйтесь, чтобы оставить комментарий