Реакторы на быстрых нейтронах история создания и типовые модели

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения  безопасности как при нормальной работе, так и при различных аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключения недопустимых воздействий на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных защитных систем, использования локализующих систем, ограничивающих последствия потенциально возможных аварий.

Самозащищенность реактора основана, в первую очередь, на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при отклонениях температуры и мощности реактора, а также – на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Натрий  имеет высокую температуру кипения (883ºС при нормальных физических условиях), что позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам и коррозионному воздействию теплоносителя, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. В то же время реализация такой аварии в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен равнопрочным герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в этот кожух незначителен. Разгерметизация трубопроводов любого размера в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Благодаря значительной теплоемкости теплоносителя, находящегося в реакторе, рост средней температуры натрия в реакторе в случае полного прекращения отвода тепла в пароводяной контур не превышает 30 градусов в час. С учетом значительного запаса до температуры кипения натрия это дает резерв времени, достаточный для принятия мер по ограничению последствий подобной маловероятной аварии.

В современном проекте  реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, реализованы дополнительные конструктивные решения, обеспечивающие сохранение герметичности  реактора и исключение недопустимого  воздействия на окружающую среду, даже при постулированной маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила  достаточность и эффективность  предусмотренных мер обеспечения  безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, переоблучением персонала и, тем более, местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, они легко управляются. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует такой его недостаток, как пожароопасность. Утечки и горение натрия уверенно обнаруживаются, а их последствия надежно локализуются. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства пассивного принципа действия, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии извне.

Технико-экономические  показатели быстрых реакторов. Особенности натриевой технологии, дополнительные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов БН-350 и БН-600 стали причинами повышенной их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако главной задачей создания первых быстрых реакторов было представительное подтверждение их работоспособности, безопасности и надежности. Эта задача и была решена созданием и успешной эксплуатацией указанных реакторов. При создании следующей реакторной установки БН-800 для энергоблока, рассматривавшегося в качестве серийного для массового использования в атомной энергетике, ее технико-экономическим характеристикам было уделено более пристальное внимание. В результате удалось существенно сблизиться по удельным капитальным затратам с основным типом реакторов, используемых в современной атомной энергетике России, – ВВЭР-1000.

Проблема достижения конкурентоспособности быстрых  реакторов в современных условиях выходит на первый план. К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым  теплоносителем имеют большой потенциал технико-экономического совершенствования. Определены основные направления улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности. К их числу относятся:

• повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока;
• совершенствование конструкции основного оборудования;
• переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического КПД цикла преобразования тепловой энергии;
• оптимизация системы обращения со свежим и отработавшим топливом;
• увеличение глубины выгорания ядерного топлива;
• создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (до КВ≈1);
• увеличение срока службы до 60 и более лет.

Совершенствование отдельных видов оборудования, как  показали конструкторские проработки, выполненные в ОКБМ, может оказать весьма существенное влияние на улучшение технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом. Например, проработки по совершенствованию системы перегрузки реактора БН-1800 показали возможность значительного уменьшения металлоемкости этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Влияние мощности реактора и технологического совершенствования оборудования на металлоемкость и уровень капитальных затрат можно видеть из табл.2.

Таблица 2. Эволюция удельных экономических показателей реакторных установок типа БН

Реализация  потенциала технико-экономического совершенствования  быстрых реакторов, естественно, потребует  определенных усилий со стороны научных  и проектных организаций и  промышленных предприятий. Так, для  увеличения глубины выгорания ядерного топлива потребуется разработка и освоение производства более радиационно-стойких конструкционных материалов активной зоны реактора. Работы в этом направлении в настоящее время ведутся.

Избыток нейтронов в  быстрых реакторах и их энергетический спектр, в котором делятся все трансурановые элементы (актиноиды), образующиеся в ядерном топливе, позволяют осуществить в них эффективное «сжигание» наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада актиноидов далеко выходит за рамки имеющихся научных данных, используемых для обоснования сроков стабильности геологических формаций, рассматриваемых в настоящее время в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие открывает возможность радикального решения проблемы захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики. Кроме этого, переработка облученного ядерного топлива в таком цикле позволяет многократно уменьшить физический объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Таким образом, формирование структуры атомной энергетики, включающей, наряду с «тепловыми», быстрые реакторы-бридеры, работающие в замкнутом топливном цикле, позволит создать безопасную энерготехнологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

^* Весьма многообещающая технология управляемого термоядерного синтеза сейчас еще находится на стадии исследований и создания демонстрационного ядерного реактора.