Если спросить обычного человека на улице, что такое атомный реактор, то вероятнее всего он скажет, что это огромный котел с ядерным топливом, к которому лучше не приближаться. Некоторые даже вспомнят про графитовые стержни. По большому счету, знания обывателя этим и исчерпываются. И мало кто задумывается над тем, что происходит внутри этого самого «котла». Пожалуй, оно и к лучшему. Тем более что есть люди, которые занимаются именно этими вопросами – созданием материалов, способных выдержать экстремальные условиях активной зоны атомного реактора. Именно такой человек сегодня сопровождает нас в этот искусственно созданный ад. У нас в гостях – заместитель генерального директора ЗАО «Наука и инновации», научный руководитель по физико-энергетическому блоку, доктор технических наук, профессор Владимир Дмитриевич Рисованый.
 |
|
Владимир Дмитриевич Рисованый |
Весь жизненный путь человека всегда так или иначе имел отношение к материалам. Все формации, которые мы сегодня знаем, связаны именно с уровнем развития материалов. Сначала был каменный век, когда люди делали орудия труда и все предметы для быта из камня. Потом его сменил медный век, когда уже была открыта медь как металл, – это следующая ступень, человечество продвигалось. С открытием стали начался железный век и т.д.
С дальнейшим развитием общества все накопленные знания о материалах требовалось систематизировать. Так зародилось материаловедение. Это достаточно молодая наука, ей не более 200 лет. Она появилась где-то в середине XIX в. И с тех времен во всех странах мы прошли уже большую дистанцию. Но во всех отраслях она подразумевает комплексное изучение служебных свойств и создание материалов с требуемыми характеристиками. Ведь материаловедение – это наука с четырьмя буквами «С»: структура, состояние, свойства, состав материала.
Вообще, по уровню материалов можно судить и об уровне состояния общества. Это применимо ко всей истории развития, включая и последние годы, и сегодняшнюю ситуацию. Каков уровень состояния с материалами, таков уровень всей техники, включая и ядерную технику.
Ядерный котел
В чем особенность материалов, которые мы используем в ядерной технике, а именно тех, которые работают в активной зоне ядерных реакторов? Это совершенно отдельная тема. Материалов, которые у нас в активной зоне, функционально не так уж много. Это ядерное топливо, поглощающие, замедляющие и конструкционные материалы. К материалам следует отнести также теплоноситель. Среди изделий тепловыделяющие элементы, регулирующие органы, корпус ядерного реактора – и внутрикорпусные устройства (ВКУ). Это все то, что располагается внутри активной зоны и находится в очень жестких условиях эксплуатации.
Сегодня фактически трудно найти аналоги в промышленности по условиям эксплуатации, в каких находятся материалы активной зоны ядерного реактора. Если посмотреть интегрально, то эти материалы должны сохранять свои функциональные возможности при очень высоких температурах – вплоть до 25000. Это агрессивная среда. Сегодня у нас в ядерных реакторах используются самые различные теплоносители: вода, пар, различные газы и жидкие металлы – свинец, висмут, натрий. Есть у нас направление ядерных реакторов на расплавах – на основе солей фтора, чрезвычайно агрессивной среды. Кроме того, надо учитывать высокие давления. В водо-водяных реакторах, наиболее популярных сегодня, оно достигает 160 атм.
Принципиальное различие заключается в том, что элементы активной зоны также подвергаются ионизирующему излучению, т.е. там большие плотности нейтронных потоков, гамма-излучений, воздействия со стороны продуктов ядерных реакций, осколков, продуктов ядерных реакций. Нигде не найти аналог комбинации всех этих воздействий. Иногда сравнивают с космосом. Но, как правило, в космосе воздействие не очень длительно по времени. В ядерных реакторах элементы в активных зонах работают годы, а есть такие элементы, как корпус ядерного реактора, который должен эксплуатироваться 60, 80, может даже 100 лет. Поэтому естественно, что к разным конструкциям предъявляются разные требования, но все они очень жесткие. Есть даже такая физическая характеристика, как повреждаемость материалов: она измеряется в смещениях на атом.
Нейтроны взаимодействуют с атомами, и в ходе этого взаимодействия либо атомы поглощают нейтроны и образуют новый изотоп или новый элемент, тем самым изменяя химический состав материалов, либо при взаимодействии с быстрыми нейтронами атомы покидают свою позицию в кристаллической решетке. Вот таких смещений на атом (так называется единица – смещений на атом, или сна) в конструкционных материалах ядерных реакторов на быстрых нейтронах происходит 100 и более. В ядерных реакторах следующего поколения повреждающие дозы будут достигать 500 смещений на атом.
Естественно, создавая ядерные реакторы и разрабатывая материалы, мы должны все это учитывать. Наша основная задача - сделать так, чтобы на всех этапах работы ядерной установки эти материалы и элементы активных зон всегда выполняли свои функциональные обязанности. Как минимум, они не должны существенно менять форму и размеры и обеспечивать надежную и безопасную эксплуатацию. Но процесс таков, что фактически каждая новая энергетическая установка требует новых материалов, новых элементов – ведь параметры меняются. Как правило, необходимо проводить большой комплекс научно-исследовательских работ, чтобы обосновывать эти решения.
Есть и еще один момент, который связан с изучением материалов в реакторном материаловедении. Любой материал, который оказался в активной зоне, становится радиоактивным, будь то конструкционный материал или топливо. После извлечения любого материала из активной зоны изучать его свойства и характеристики обычным способом невозможно. Поэтому специфика реакторного материаловедения состоит в том, что у нас должен быть весь набор возможностей изучения этого материала с использованием защитных камер.
Защитные камеры – это специальные конструкции со стенами метровой толщины, внутри которых находятся оборудование и материал, побывавший в ядерном реакторе. Дальше все происходит дистанционно: транспортные операции, размещение в горячих камерах и исследования. При этом мы должны иметь одни и те же методики работы с материалом как не облученным, так и внутри горячих камер, потому что при создании материала мы комплексно изучаем и структуру, и состояние, и свойства, и состав материалов как до реакторного облучения, так и после него. Должны быть некие сопоставления, динамика, изменения и т.д. Это особенности реакторного материаловедения в части их нахождения в активной зоне, и это требует специальной экспериментальной базы для исследований.
Впереди планеты всей
Если сравнивать российское и зарубежное реакторное материаловедение, то выбор реакторных материалов и подходы в исследованиях одинаковые. Других способов изучения материалов не существует. Мы гордимся тем, что отечественное реакторное материаловедение - ведущее в мире. Так получилось. Например, в НИИ атомных реакторов в Димитровграде еще в 1964 г. были созданы самые большие в Европе и, возможно, в мире материаловедческие комплексы по изучению облученных материалов. Это около 100 защитных камер и тяжелых боксов.
Источник иллюстрации: НИИАР/РОСАТОМ
Но с точки зрения требований изучения именно облученных материалов это везде одинаково, больших различий нет. Россия и «Росатом» остаются лидером и в материаловедческих исследованиях материалов, и в испытаниях материалов. Экспериментальные возможности России признаны во всем мире. У нас целая очередь выстроилась за тем, чтобы испытать в наших исследовательских реакторах зарубежные материалы. Многие страны не обладают такими возможностями. Например, для разработки материалов будущего, реакторов на быстрых нейтронах четвертого поколения, экспериментальные исследования реакторных материалов сегодня имеются только в России. Реактор БОР-60, построенный еще в 1969 г., работает эффективно. Его загрузка сегодня и в последние годы - больше 100%. И эта ситуация будет сохраняться вплоть до 2020 г., когда мы планируем его остановку и ввод в эксплуатацию нового многофункционального быстрого исследовательского ядерного реактора (МБИР). На его основе планируется создание Международного центра по испытаниям реакторных материалов. К нам приходят американцы, французы, японцы, китайцы – все, кто развивает атомную энергетику на быстрых нейтронах. В других странах нет таких работающих ядерных реакторов и в ближайшие десятилетия не будет. Когда-то в ряде стран опытные быстрые реакторы были. Сейчас они везде остановлены. Если энергетические ядерные реакторы второго поколения имеют проектный ресурс 30 лет, то БОР-60 функционирует до сих пор, и поставлена задача, чтобы он проработал как минимум до 2020 г, что превысит 50 лет.
Сегодня есть остановленные реакторы в Японии. Есть закрытые, как «Феникс», «Суперфеникс», – опытные реакторы, где проводились эксперименты, во Франции. Они закрыты, и сегодня там делаются зеленые лужайки. Есть реакторы, которые остановлены, но начинают работать – они останавливаются по разным причинам.
Кроме исследовательского реактора БОР-60 у нас есть прекрасно работающий с 1980 г. ядерный реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской атомной станции. Тоже получается намного больше, чем проектный срок 30 лет. И он будет еще дальше работать. Это энергетический реактор. Из энергетических быстрых реакторов это сегодня единственный в мире, который работает. В этом году, также на площадке Белоярской АЭС, мы надеемся, будет запущен реактор БН-800.
Приоритет на сегодня во всем мире - реакторы водо-водяные, энергетические: как у нас в стране, так и за рубежом. Это наиболее продвинутый продукт оказался самым востребованным и проработанным во всех аспектах. Если говорить о России, сегодня это серийные реакторы нового поколения, как мы говорим, поколения 3+, которые проектируются и изготавливаются, – ВВЭР-ТОИ.
Удар в корпус
Какие реакторные материалы сегодня актуальны для каких типов реакторов? Можно привести цифры. По состоянию на конец 2013 г. (по данным МАГАТЭ) в мире было около 437 действующих реакторов. Из них немного больше 80% – легководные реакторы. Практически все реакторы на тепловых нейтронах второго поколения с проектным ресурсом 30 лет.
Если говорить о реакторных материалах для ВВЭР, то все основные принципиальные вопросы для этих реакторов, касающиеся материаловедения, решены. Есть обоснованные ресурсы, изделия, лицензии, без чего вообще нельзя выходить на мировой рынок. Сегодня у «Росатома» самый крупный портфель заказов в мире. Из всех организаций у нас сегодня порядка 80 заказов на 80 блоков типа ВВЭР-ТОИ по всему миру.
Несмотря на то что готовый продукт существует, происходит постоянное совершенствование этих реакторов и материалов, в частности для корпусов реакторов, потому что корпус реакторов и внутрикорпусные элементы – это все то, что определяет срок службы реактора. Эти элементы замене не подлежат. Если топливные сборки, регулирующие органы через какое-то время можно поменять, то корпус реактора и ВКУ менять нельзя. Поэтому надо использовать материалы, которые обеспечили бы этот высокий ресурс. Мы сегодня говорим уже не о 30 годах, как для реакторов второго поколения, а о 60 для реакторов третьего и четвертого поколений – т.е. в два раза больше. Но мы ожидаем, что это будет и 80, а может быть даже и 100 лет. Все основания для этого есть, потому что и конструкцию поменяли, и радиационные нагрузки сделали меньше. Самое главное – разработали новые конструкционные материалы, причем на самом высоком уровне.
За эти материалы и созданные технологии в прошлом году группа ученых-ядерщиков получила Государственную премию: это Ярослав Игоревич Штромбах из НИЦ «Курчатовский институт», Георгий Павлович Карзов из ЦНИИ «Прометей» и Алексей Владимирович Дуб – генеральный директор ЗАО «Наука и инновации».
Таким образом, проблемы на будущее по корпусам для ВВЭР практически решены. Но лицензионные работы продолжаются. Мы продолжаем испытывать, лицензировать на большие ресурсы. Мы постоянно проводим мониторинг, извлекаем образцы-свидетели, исследуем структуру, состояние, свойства, состав, рассматриваем новые физические и математические модели с точки зрения работы этих корпусов. Атомная отрасль достаточно консервативна, особенно касательно корпусов, и в них заложен достаточно большой запас прочности.
Самый основной критерий таков: корпус никогда не должен быть разрушен. Это сосуд под давлением, как в обычной энергетике, только разница еще в том, что он постоянно испытывает целый комплекс разных нагрузок. Материал стареет сам по себе, т.е. его свойства меняются в течение всего времени работы. В ядерном реакторе идет постоянная деградация свойств от нейтронного потока. Именно корпус определяет ресурс и время работы энергетического ядерного блока, поэтому к нему очень пристальное внимание. Там заложены очень большие консервативные запасы, с тем чтобы гарантированно, ни при каких условиях корпус не разрушался.
Как показали события на «Фукусиме», разрушается все что угодно, а корпус даже в аварийных ситуациях сохраняет целостность. Каждый корпус с момента ввода в эксплуатацию снабжен специальными образцами-свидетелями, которые мы периодически извлекаем. Исследуем, изучаем хрупкую вязкость, как происходит склонность к разрушению этого корпуса, сверяем с теми нормативными документами, которые есть. Кроме этого, мы специально вырезаем образцы из корпуса, потом «залечиваем» эти места, т.е. берем реальный материал — и дополнительно проводим специальное ускоренное облучение в исследовательских ядерных реакторах, чтобы обосновать эту деградацию свойств.
Внутренний мир
ВКУ – внутрикорпусные устройства. В новых реакторах это тоже задача для материаловедов. Сейчас мы разработали программу, которую будем внедрять. Мы знаем, как исследовать и какие материалы надо использовать, как их совершенствовать. В новых проектах водо-водяных реакторов, где ресурс ожидается 60 и больше лет, повреждающие дозы намного больше – около 120 смещений на атом. Это серьезные цифры.
Но у нас есть уверенность в том, что такие изделия будут созданы. Мы фактически не создаем новые материалы, мы занимаемся совершенствованием. Мы знаем и экспериментально доказали, что определенные стали надежно работают 40-50 лет. Однако сейчас мы вводим ряд усовершенствований, которые нам должны гарантированно дать эти 60 лет. Для лицензирования нужно получить надежные экспериментальные характеристики. Надеемся, что с этого года мы начнем реализовать новую программу, чтобы получить все эти характеристики и обосновать ВКУ.
Далее – топливо. Топливо для всех водо-водяных реакторов в основном достаточно надежное. Российский дизайн вообще признан во всем мире одним из лучших. Но это не значит, что здесь нет материаловедческих работ. Постоянно идет модификация. Есть задачи по увеличению выгорания топлива. Для этого предусмотрена большая загрузка урана в оксидное топливо. Если в водо-водяных реакторах стартовали с обогащения урана-235 на три с небольшим процента, то сегодня уже мы говорим о 6%. Есть модификации топлива в части размера зерна, легирования. Но принципиальные вопросы решены. Здесь ничего сверхнового, пионерского, наверное, не придумано. Изменяются конструкции тепловыделяющих сборок, и их тоже необходимо экспериментально обосновывать, проводя материаловедческие исследования.
Однако важный шаг, которого мы ожидаем в топливе будущих реакторов ВВЭР, – это смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо). В России в ядерных реакторах на тепловых нейтронах такого опыта пока нет, хотя на Западе существует небольшой опыт. Но мы к этому готовимся и планируем, что примерно с 2025 г. тоже сможем использовать МОКС-топливо в тепловых системах.
Если говорить о чем-то революционном, где Россия впереди, то мы большей частью отработали технологии и исследования с использованием микросферического топлива в водо-водяных реакторах. Традиционно во всем мире это сегодня выглядит так: циркониевая оболочка из разных сплавов циркония, а внутри таблетки. Однако у циркония есть одно очень плохое качество, особенно в аварийных ситуациях: протекание пароциркониевой реакции при температуре в паровой среде 9000 С, когда цирконий взаимодействует с паром, сопровождается большим выделением водорода. Водород накапливается, и происходит взрыв.
В стационарных режимах проблем нет. Но когда мы говорим о возможности каких-то аварийных ситуаций, связанных с водо-водяными реакторами, здесь исключить такую ситуацию нельзя. Какие существуют варианты? Либо надо делать покрытие, чтобы не было взаимодействия циркония с паром, либо принципиально искать другую замену. Если искать замену на конструкционные материалы в виде сплавов стали, как в быстрых реакторах, то характеристики этих зон резко падают, потому что конструкционные материалы захватывают нейтроны. Это большой недостаток. Все характеристики сразу падают. Перспективное направление - использование оболочек из композиционных материалов, например, силицида углерода (SiC-SiC), и мы приступили к их разработке и исследованиям.
Если использовать нетрадиционное микротопливо, там уже нет ни циркония, ни сплавов. Там частицы топлива покрываются керамическими слоями – пироуглеродом и силицидом кремния. Получается достаточно стабильное топливо. Мы испытывали его в аварийных ситуациях, при больших температурах. Это некое кардинальное решение, которое вполне может быть использовано, и у нас такая программа разработана. Особенно данное топливо будет актуально для ядерных реакторов с закритическими параметрами воды, в суперВВЭР, которые, я надеюсь, придут на смену через 20-30 лет существующим ядерным реакторам на тепловых нейтронах. С водо-водяными реакторами мы ставим задачу существенно поднять КПД. Сегодня он составляет порядка 30%. Если мы сделаем воду уже не 280-300 ۫С, как сегодня, а поднимем до 500-550 ۫С, то и КПД можно поднять выше 40%.
Следующий аспект – поглотители. Поглощающие материалы – это органы, которые меняют мощность и разные температурные и нейтронные эффекты. Это останов реактора – и плановый, и аварийный. Здесь российские разработки - самые передовые в мире. Мы сегодня создаем новые материалы, в частности гафнат диспрозия, материал, не имеющий аналогов в мире. Он практически не изменяет все свои основные эксплуатационные свойства при любых радиационных и температурных воздействиях.
Быстрые и горячие
Та область, где нам сегодня предстоит сделать достаточно революционные вещи в части материалов, - это реакторы на быстрых нейтронах. Очень часто задают вопрос, зачем мы их развиваем. Сегодня много говорят о ядерных реакторах на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом. Зачем? С точки зрения стоимости, с точки зрения задач, которые там надо решить, в том числе и по материалам, это более сложный реактор. Он никогда не будет дешевле реактора на тепловых нейтронах, потому что система более сложная. Там температура уже 500-7000 С, а жидкие металлы используются как теплоноситель. Скорость повреждающих доз на порядки выше, чем в водо-водяных реакторах.
Вот и возникает вопрос: а зачем тогда их развивать? Давайте и будем работать всегда на тепловых! Но не получается. Водо-водяные реакторы все работают на уране-235. А его в природном уране всего 0,7%. Его потенциальная энергетическая ценность сегодня сопоставима с энергетической ценностью газа или нефти. И если развивать атомную энергетику, ориентируясь только на уран-235, то мы честно должны признаться, что достаточно проблематично рассматривать ее как неограниченный источник энергии. Природа такова, что уран сегодня рассматривается как неисчерпаемый источник с учетом возможного вовлечения в этот цикл урана-238, которого более 99% в уране. Однако в тепловых реакторах его нельзя использовать как делящийся материал.
Еще в 1950-е гг. Энрико Ферми высказал предположение, что можно создать реактор на быстрых нейтронах, где средняя энергия нейтронов будет выше 200 КэВ. А нейтроны всегда рождаются быстрыми, с энергией порядка 2 МэВ, и через цепочку распадов превращаются в плутоний-239. А плутоний-239 - хорошее ядерное топливо для всех типов ядерных реакторов.
Как это происходит? Есть активная зона, есть зона воспроизводства. В зоне воспроизводства размещаются те же сборки с ураном-238, где нейтроны, которые вылетают из активной зоны, взаимодействуют с ним и накапливают плутоний -239. В целом получается, что на один атом, который выгорает как уран-235, теоретически можно накапливать полтора и более атомов плутония. Вы сжигаете единицу, а получаете полторы. У вас получается бридер (от англ. breeder, «размножитель»). Вы получаете энергию, тепло и одновременно нарабатываете плутоний как топливо. Его можно снова ввести в процесс, из него можно делать эти тепловыделяющие сборки. Можно брать отвальный или природный уран, добавляя этот плутоний, и у вас получается прекрасное топливо для тепловых реакторов и для быстрых реакторов.
Первый быстрый реактор был построен в США, но мы тоже создали большую линейку. В физико-энергетическом институте у нас были реакторы БР-5, БР-10, в НИИ атомных реакторов продолжает работать БОР-60, в Казахстане успешно длительное время эксплуатировался опытный энергетический реактор БН-350. Продолжает, как уже говорилось выше, эксплуатироваться реактор БН-600. Мы прошли большой путь, но технологически только сейчас подошли к тому, что ядерный топливный цикл можно замкнуть.
В рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения» есть отдельный большой проект «Прорыв», который призван продемонстрировать к 2020 г. замкнутый ядерный топливный цикл на базе реактора «Брест» со свинцовым теплоносителем. Рядом с этим реактором будет построен завод по производству, переработке и рефабрикации ядерного топлива. Это и есть замкнутый круг: достается топливо, оттуда извлекаются плутоний, другие продукты ядерных реакций, включая минор-актиниды, создается новое топливо, снова загружается – и вы гуляете по кругу. В таком ракурсе мы можем говорить, что у ядерной энергетики есть неограниченные сырьевые запасы и огромное будущее.
Подготовил Виктор Фридман
Фото и видео "Научная Россия".
