В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона - делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов - стать плутонием-239:

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше - воду в быстром реакторе использовать нельзя - она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 - опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику - и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы - обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных - топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно - оно уже добыто, и лежит на

Ядерные энергетические установки используются на атомных электрических станциях, на спутниках Земли, на крупном морском транспорте, основным элементом которых является ядерный реактор.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер, сопровождающаяся выделением энергии. Как уже отмечалось ранее, условием осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции является наличие достаточного количества вторичных нейтронов, возникающих в процессе деления тяжелого ядра на более легкие ядра (осколки) и имеющих возможность участвовать в дальнейшем процессе деления тяжелых ядер.

Основными частями ядерного реактора любого типа являются:

1) активная зона , где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия;

2) отражатель нейтронов , который окружает активную зону и способствует уменьшению утечки нейтронов из активной зоны путем их отражения обратно в зону. Материалы отражения должны обладать малой вероятностью захвата нейтронов, но большой вероятностью их упругого рассеивания;

3) теплоноситель – используется для отвода тепла из активной зоны;

4) система управления и регулирования цепной реакции ;

5) система биологической защиты (радиационной защиты), предохраняющая обслуживающий персонал от вредного действия ионизирующего излучения.

В ядерных реакторах на медленных нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер. Применяют замедлители (графит), а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией больше 10 кэВ. Реактор без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании природного урана, обогащенного изотопом U до концентрации около 10%.

В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие элементы, содержащие смесь U и U и замедлитель, в котором нейтроны замедляются до энергии около 1 эВ. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие элементы разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах.

К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и минимум конструкционного материала в активной зоне; отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечить требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны
(3–5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1–3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения ТВЭЛов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего его расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения ТВЭЛов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителя, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных ТВЭЛов. Различают два вида таких нарушений: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Изменяя количество и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, а следовательно, интенсивность цепной реакции и выработку энергии.

В настоящее время разработано большое количество различных моделей ядерных реакторов, которые различаются по виду ядерного топлива (уран, плутоний), по химическому составу ядерного топлива (уран, диоксид урана), по виду теплоносителя (вода, тяжелая вода, органические растворители и другие), по виду замедлителя (графит, вода, бериллий).

Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах . Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах .

Наиболее распространенными на АЭС являются реакторы большой мощности канальные (РБМК) и (ВВЭР).

Активная зона РБМК диаметром 11,8 м и высотой 7 м представляет собой цилиндрическую кладку, состоящую из графитовых блоков – замедлитель. В каждого блоке имеется отверстие для технологического канала (всего 1700).

В каждом канале установлено два ТВЭЛа, имеющих форму полых трубок диаметром 13,5 мм и длиной 3,5 м, стенки которых толщиной 0,9 мм выполнены из циркониевого сплава. ТВЭЛы заполнены таблетками из диоксида урана, обогащенного до 2% U. Общая масса топлива в активной зоне РБМК составляет 190 т. В процессе работы реактора ТВЭЛы охлаждаются проходящими по технологическим каналам потоками теплоносителя (вода).

Принципиальная схема реактора РБМК-1000 показана на рис. 7.

Рис. 7. Реактор большой мощности канальный на тепловых нейтронах

1 - турбогенератор; 2 - стержни управления; 3 - барабаны-сепараторы;

4 - конденсаторы; 5 – графитовый замедлитель; 6 – активная зона;

7 - твэлы; 8 – защитная оболочка из бетона

Для управления цепной ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие и управляющие стержни, выполненные из кадмия или бора, которые хорошо поглощают нейтроны. Стержни свободно перемещаются по специальным каналам. Глубина погружения регулирующего стержня определяет степень поглощения нейтронов. По периферии активной зоны расположен слой отражателя нейтронов – те же графитовые блоки, но без каналов.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим стальным баком с водой, который предназначен для биологической защиты от нейтронов и гамма-излучений. Кроме того, реактор размещается в бетонной шахте размером 21,6´21,6´25,5 м.

Таким образом, основными элементами РБМК являются тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом, заменитель и отражатель нейтронов, теплоноситель и регулирующие стержни, служащие для управления развитием ядерной реакции деления.

Принцип работы АЭС с реактором типа РБМК состоит в следующем. Появляющиеся в результате деления ядер U вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый замедлитель. В результате прохождения по замедлителю они теряют значительную часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в один из соседних ТВЭЛов и участвуют в дальнейшем процессе деления ядер U. Энергия цепной ядерной реакции выделяется в виде кинетической энергии «осколков» (80%), вторичных нейтронов, альфа-, бета-частиц и гамма-квантов, в результате чего происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением около 7 МПа, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до температуры 285°С на выходе из реактора.

Далее пароводяная смесь транспортируется по трубопроводам в сепаратор, служащий для отделения воды от пара. Отсепарированный насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока.

Отработанный пар направляется в технологический конденсатор, конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.

Преимущество таких реакторов являются возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля состояния реактора. К недостаткам реакторов РМБК следует отнести низкую стабильность работы на малых уровнях мощности, недостаточное быстродействие системы управления защиты и использование одноконтурной схемы, в которой имеется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора.

Среди реакторов, работающих на тепловых нейтронах, наиболее широкое распространение во многих странах мира получили водо-водяные энергетические реакторы .

Реакторы этого типа состоят из следующих основных конструктивных элементов: корпуса с крышкой, в котором размещаются ТВЭЛы, собранные в кассеты; органы управления и защиты, тепловой экран, выполняющий одновременно роль отражателя нейтронов и биологической защиты (рис. 8).

Корпус ВВЭР представляет собой вертикальный толстостенный цилиндр из высокопрочной легированной стали высотой 12–25 м и диаметром 3–8 м (в зависимости от мощности реактора). Сверху корпус реактора герметично закрывается массивной стальной сферической крышкой.

Рис. 8. Принципиальная схема АЭС ВВЭР-1000:

1 – тепловой экран; 2 - корпус; 3 – крышка; 4 - трубопроводы первого контура;

5 - трубопроводы второго контура; 6 - паровая турбина; 7 - генератор;

8 - технологический конденсатор; 9 , 11 – циркуляционные насосы;

10 - парогенератор; 12 - твэлы

Корпус реактора установлен в бетонной оболочке, являющейся одним из барьеров радиационной защиты. Принцип работы АЭС с серийным водо-водяным реактором электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) состоит в следующем. Теплоотвод от активной зоны ядерного реактора осуществляется по двухконтурной схеме. Теплоноситель (вода) первого контура, имеющий температуру 270°С, по трубопроводу подводится к активной зоне реактора под высоким давлением порядка 12,5 МПа, поддерживаемым циркуляционным насосом. Проходя по активной зоне, теплоноситель нагревается до 300°С (высокое давление в контуре не позволяет воде закипеть) и дальше поступает в парогенератор.

В парогенераторе теплоноситель первого контура отдает свое тепло так называемой питательной воде второго контура, находящейся под более низким давлением (приблизительно 4,4 МПа). Поэтому вода второго контура закипает и превращается в нерадиоактивный пар, который по пароводу подается на паровую турбину, связанную с генератором электрического тока. Отработанный пар охлаждается в технологическом конденсаторе, и под действием питательного насоса конденсат вновь поступает в парогенератор. Двухконтурная схема теплоотвода обеспечивает радиационную безопасность АЭС.

Перспективы развития ядерной энергетики в настоящее время связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах. Также реакторы наряду с выработкой электроэнергии позволяют осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива, вовлекая в топливный цикл не только делящиеся тепловыми нейтронами U или Pu, но и U и Th (его содержание в земной коре примерно в 4 раза выше, чем природного урана).

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т. е. одновременно с выработкой энергии можно производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах отсутствует замедлитель, в связи с этим объем активной зоны реактора во много раз меньше, чем в РБМК или ВВЭР, и составляет примерно 2 м 3 . В качестве ядерного топлива в реакторах используется искусственно полученный Pu или высокообогащенный (более 20%) уран.

В активной зоне реактора БН-600 размещается 370 топливных сборок, в каждой из которых содержится по 127 ТВЭЛов и 27 стержней системы управления и аварийной защиты.

Для отвода тепловой энергии в активной зоне реактора БН-600 используется трехконтурная технологическая схема (рис. 9).

В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, температура плавления которого составляет 98°С, он обладает малой поглощающей и замедляющей способностью нейтронов.

Жидкий натрий первого контура на выходе из реактора имеет температуру 550°С и поступает в промежуточный теплообменник. Там он отдает теплоту теплоносителю второго контура, в качестве которого тоже используется жидкий натрий. Теплоноситель второго контура поступает в парогенератор, где происходит превращение в пар воды, являющейся теплоносителем третьего циркуляционного контура. Вырабатываемый в парогенераторе пар под давлением 14 МПа поступает в турбину электрогенератора. Отработанный пар после охлаждения в технологическом конденсаторе направляется насосом опять в парогенератор. Таким образом, схему теплоотвода на АЭС с реактором БН-600 составляют один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Время работы генератора БН-600 между перегрузками топлива составляет 150 суток.

Рис. 9. Технологическая схема АЭС с реактором на быстрых нейтронах:

1 – твэлы активной зоны; 2 – твэлы зоны воспроизводства; 3 – корпус реактора;

4 – бетонный корпус реактора; 5 – теплоноситель первого контура;
6 – теплоноситель второго контура; 7 – теплоноситель третьего контура;

8 – паровая турбина; 9 – генератор; 10 – технологический конденсатор;

11 – парогенератор; 12 – промежуточный теплообменник;

13 – циркуляционный насос

При эксплуатации АЭС, кроме проблем, связанных с захоро-нением высокорадиоактивных отходов ядерный топливный цикл (ЯТЦ), возникают дополнительные проблемы, которые обусловлены сроком службы ядерных реакторов (20–40 лет). После окончания этого срока службы реакторы необходимо выводить из эксплуатации, а из активной зоны их необходимо извлекать ядерное топливо, теплоноситель. Сам реактор консервируют или демонтируют. Опыт демонтажа отработанных ядерных реакторов в мире очень небольшой.

1. Общие сведения об атоме и атомном ядре. Явление радиоактивности.

2. Основной закон радиоактивного распада. Активность и единицы ее измерения.

3. Деление тяжелых ядер и цепная реакция деления.

4. Какой принцип работы ядерного реактора и их характеристики?

5. Приведите основные характеристики реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. В чем их отличие?

6. Основные характеристики реакторов на быстрых нейтронах БН-600.

ЛЕКЦИЯ 4. ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ,
ИХ ХАРАКТЕРИСТИКИ И ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ

Нейтроны?

Нейтроны — это частицы, входящие в состав большинства атомных ядер наряду с протонами. В ходе реакции ядерного распада ядро урана делится на две части и вдобавок испускает несколько нейтронов. Они могут попасть в другие атомы и спровоцировать еще одну или несколько реакций деления. Если каждый выпущенный при распаде ядер урана нейтрон будет попадать в соседние атомы, то начнется лавинообразная цепочка реакций с выделением все большей и большей энергии. При отсутствии сдерживающих факторов произойдет ядерный взрыв.

Но в ядерном реакторе часть нейтронов либо выходит наружу, либо поглощается специальными поглотителями. Поэтому число реакций деления все время остается одним и тем же, ровно таким, какое необходимо для получения энергии. Энергия реакции радиоактивного распада дает тепло, которое затем используется для получения крутящего турбины электростанции пара.

Нейтроны, которые поддерживают ядерную реакцию на постоянном уровне, могут иметь разную энергию. В зависимости от энергии их называют либо тепловыми, либо быстрыми (есть еще холодные, но те для АЭС не годятся). Большинство реакторов в мире основаны на использовании тепловых нейтронов, а вот на Белоярской АЭС стоит реактор на быстрых. Почему?

В чем преимущества?

В реакторе на быстрых нейтронах часть энергии нейтронов идет, как и в обычных реакторах, на поддержание реакции деления основного компонента ядерного топлива, урана-235. А еще часть энергии поглощается оболочкой, сделанной из урана-238 или тория-232. Эти элементы для обычных реакторов бесполезны. Когда в их ядра попадают нейтроны, они превращаются в изотопы, пригодные для использования в ядерной энергетике в качестве топлива: плутоний-239 или уран-233.

Обогащенный уран. В отличие от отработанного ядерного топлива уран далеко не столь радиоактивен, чтобы с ним приходилось работать только при помощи роботов. Его даже можно ненадолго брать руками в плотных перчатках. Фото: Департамент энергетики США

Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах можно использовать не только для энергоснабжения городов и заводов, но и для получения нового ядерного топлива из сравнительно недорого сырья. В пользу экономической выгоды говорят такие факты: килограмм выплавленного из руды урана стоит около полусотни долларов, содержит всего два грамма урана-235, а остальное приходится на уран-238.

Однако реакторы на быстрых нейтронах в мире практически не используются. БН-600 можно считать уникальным. Ни японский «Мондзю», ни французский «Феникс», ни ряд экспериментальных реакторов США и Великобритании сейчас не работают: реакторы на тепловых нейтронах оказались проще в сооружении и эксплуатации. На пути к реакторам, которые смогут сочетать производство энергии с производством ядерного топлива, стоит ряд препятствий. И как минимум часть препятствий конструкторы БН-600, судя по его успешной эксплуатации в течение 35 лет, смогли обойти.

В чем проблема?

В натрии. В любом ядерном реакторе обязательно должно быть несколько узлов и элементов: тепловыделяющие сборки с ядерным топливом, элементы для управления ядерной реакцией и теплоноситель, который забирает выделяющееся в устройстве тепло. Конструкция этих узлов, состав топлива и теплоносителя могут отличаться, но без них реактор невозможен по определению.

В реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нужно использовать материал, который не задерживает нейтроны, иначе они из быстрых станут медленными, тепловыми. На заре атомной энергетики конструкторы попробовали использовать ртуть, но она растворила трубы внутри реактора и начала протекать наружу. Нагретый ядовитый металл, который к тому же стал под действием облучения радиоактивным, причинил так много хлопот, что проект ртутного реактора быстро закрыли.

Кусочки натрия хранят обычно под слоем керосина. Эта жидкость хоть и горюча, с натрием не реагирует и не пускает к нему пары воды из воздуха. Фото: Superplus / Wikipedia

В БН-600 используется жидкий натрий. На первый взгляд, натрий немногим лучше ртути: он чрезвычайно активен химически, бурно реагирует с водой (проще говоря, взрывается, если кинуть в воду) и вступает в реакцию даже с входящими в состав бетона веществами. Однако он не мешает нейтронам, а при должном уровне строительных работ и последующего техобслуживания риск утечки не так уж велик. Кроме того, натрий, в отличие от водяного пара, можно перекачивать при нормальном давлении. Струя пара из прорвавшегося паропровода под давлением в сотни атмосфер режет металл, так что в этом смысле натрий безопаснее. А что касается химической активности, то и ее можно обратить во благо. В случае аварии натрий реагирует не только с бетоном, но и с радиоактивным йодом. Йодид натрия уже не покидает пределы здания АЭС, в то время как на газообразный йод пришлась едва ли не половина выбросов при аварии на АЭС в Фукусиме.

Советские инженеры, разрабатывавшие реакторы на быстрых нейтронах, сначала построили опытный БР-2 (тот самый неудачный, ртутный), а потом экспериментальные же БР-5 и БОР-60 с натрием вместо ртути. Полученные на них данные позволили спроектировать первый промышленный «быстрый» реактор БН-350, который использовался на уникальном атомном химико-энергетическом комбинате — АЭС, совмещенной с опреснителем морской воды. На Белоярской АЭС построили уже второй по счету реактор типа БН — «быстрый, натриевый».

Несмотря на накопленный к моменту запуска БН-600 опыт, первые годы были омрачены серией утечек жидкого натрия. Ни одно из этих происшествий не несло радиационной угрозы для населения и не приводило к серьезному облучению персонала станции, а с начала 1990-х годов утечки натрия вовсе прекратились. Для помещения этого в мировой контекст отметим, что на японском «Мондзю» в 1995 произошла серьезная утечка жидкого натрия, которая привела к пожару и остановке станции на 15 лет. Воплотить идею реактора на быстрых нейтронах в промышленном, а не экспериментальном устройстве удалось только советским конструкторам, опыт которых позволил российским атомщикам разработать и построить реактор следующего поколения — БН-800.

БН-800 уже построен. 27 июня 2014 года реактор заработал на минимальной мощности, а в 2015 году ожидается и энергетический пуск. Поскольку запуск ядерного реактора представляет собой весьма сложный процесс, специалисты разделяют физический пуск (начало самоподдерживающейся цепной реакции) и энергетический пуск, при котором энергоблок начинает выдавать в сеть первые мегаватты электроэнергии.

Белоярская АЭС, пульт управления. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

В БН-800 конструкторы воплотили ряд важных усовершенствований, включая, к примеру, аварийную систему воздушного охлаждения реактора. Ее достоинством разработчики называют независимость от источников энергии. Если, как на Фукусиме, на АЭС исчезнет электричество, то охлаждающий реактор поток все равно не исчезнет — циркуляция будет поддерживаться естественным путем, за счет конвекции, поднятия вверх нагретого воздуха. А если вдруг произойдет расплавление активной зоны, то радиоактивный расплав уйдет не вовне, а в специальную ловушку. Наконец, защитой от перегрева выступает большой запас натрия, который в случае аварии может принять выделяемое тепло даже при полном отказе всех систем охлаждения.

Вслед за БН-800 предполагается построить и реактор БН-1200, еще большей мощности. Разработчики рассчитывают, что их детище станет серийным реактором и будет применяться не только на Белоярской АЭС, но и на других станциях. Впрочем, пока это планы — для крупномасштабного перехода на реакторы на быстрых нейтронах еще предстоит решить ряд проблем.

Белоярская АЭС, строительная площадка нового энергоблока. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

В чем проблема?

В экономике и экологии топлива. Реакторы на быстрых нейтронах работают на смеси обогащенной окиси урана и окиси плутония — это так называемое мокс-топливо. Теоретически оно может быть дешевле обычного в силу того, что использует плутоний или уран-233 из облученного в других реакторах недорогого урана-238 или тория, но пока мокс-топливо проигрывает в цене обычному. Получается своего рода замкнутый круг, который не так просто разорвать: нужно отладить и технологию постройки реакторов, и извлечение плутония с ураном из облученного в реакторе материала, и обеспечить контроль за нераспространением высокоактивных материалов. Некоторые экологи, к примеру представители некоммерческого центра «Беллона» , указывают на большой объем получаемых при переработке облученного материала отходов, ведь наряду с ценными изотопами в реакторе на быстрых нейтронах образуется значительное количество радионуклидов, которые нужно где-то захоранивать.

Иными словами, даже успешная эксплуатация реактора на быстрых нейтронах сама по себе еще не гарантирует революции в атомной энергетике. Она является необходимым, но не достаточным условием для того, чтобы все-таки перейти с ограниченных запасов урана-235 на куда более доступные уран-238 и торий-232. Смогут ли технологи, занятые процессами переработки ядерного топлива и утилизацией ядерных отходов, справиться со своими задачами — тема для отдельного рассказа.

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, и энергия вырабатывается за счёт деления урана и плутония быстрыми нейтронами. В качестве топлива используется диоксид урана U0 2 с большим обогащением по 2 3sU (17^-26%) или смесь U0 2 и Ри0 2 . Активная зона окружается зоной воспроизводства (бланкетом), состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный 228 U или 2 з 2 ТЬ). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо - делящиеся изотопы 239PU и ^зи. Поэтому" такой реактор называется размножитель (breeder). Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Реактор на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией >о,1 МэБ. Реактор-конвертер - ядерный реаюпор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.

Реактор-размножитель (бридер) - ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Обычно это быстрый реактор, в котором коэффициент конверсии превышает 1 и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В таком реакторе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 233 U), взаимодействуют с ядрами помещённого в реактор сырьевого материала (например, 238 U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239 Ри). В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем сгорает в реакторе.

В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 2 35U, воспроизводится ^U), в реакторе типа конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 2 39Ри).

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащённая смесь, содержащая не менее 15% изотопа ^и. Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причём каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 2 3 8 U превращает их (посредством двух последовательных /?-распадов) в ядра 2 39Pu. Обычно на юо разделившихся ядер горючего (2 35U) в быстрых реакторах образуется 150 ядер 2 з9Ри, способных к делению (коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг ^su получается до 1,5 кг 2 39Pu). Воспроизводство - размножение делящегося вторичного топлива из сырьевого (воспроизводящего) материала, т.е. ядерное превращение воспроизводящего материала в делящийся. В ядерном реакторе нейтроны, образующиеся цепной реакции деления, расходуются не только на её поддержание, но и поглощаются 238 U или 232 Th с образованием делящихся нуклидов (например, 239 Ри или 233 U). Вторичным делящимся топливом считают 239 Ри и 233 U, материалом воспроизводства - 238 U и 232 Th.

Воспроизводящий материал - материал, содержащий один или несколько воспроизводящих нуклидов.

Воспроизводящий нуклид - нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счёт захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - 238 U и 232 Th.

Коэффициент конверсии , Кк - отношение числа ядер)ювого делящегося материала, образующегося в процессе конверсии (воспроизводства), к числу разделившихся ядер исходного делящегося материала. Большинство тепловых реакторов имеют коэффициент конверсии 0?Ю,9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. В реакторах-размножителях коэффициент конверсии гщевышает единицу (1,15+1,30).

Коэффициент воспроизводства , Кв - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива.

Коэффициент воспроизводства представляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (для реакторов БН-боо /Св=1,4). Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший коэффициент воспроизводства имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,74-0,8). Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший коэффициент воспроизводства (0,54-0,6).

Отношение скорости накопления новых делящихся нуклидов, образующихся при захвате нейтрона воспроизводящими нуклидами, к скорости выгорания делящихся нуклидов называется коэффициентом конверсии, Кк. Кк называется коэффициентом воспроизводства (Кв), если он >1. Большинство тепловых реакторов имеют Кк=о,5*Н),9 и поэтому являются потребителями делящихся материалов. Из-за такого низкого значения Кк они называются конвертерами. Если Кк=1, то количество делящегося материала в активной зоне в процессе работы реактора не изменяется. Коэффициент воспроизводства 1,15-7-1,30 может быть достигнут только в быстрых размножителях, использующих U-Pu топливо. В таких реакторах с U-Pu оксидным топливом, со сталью в качестве конструкционного материала и натриевым теплоносителем, достигают Кв=1,15^-1,30 при среднем значении числа вторичных нейтронов tj «2,4. Доля делений на быстрых нейтронах, т. е. вклад воспроизводящих нуклидов в общий процесс деления, для теплового реактора составляет 0,014-0,03. В активной зоне быстрого бридера доля делений на быстрых нейтронах может достигать значения 0,15.

Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. В бридерах из одного и того же количества урана можно получить в 6о раз больше энергии, чем в обычных реакторах на тепловых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать как топливо изотопы тяжёлых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл мог>т быть вовлечены запасы 2 з 8 и и 2 з 2 ТЬ, которых в природе значительно больше, чем 2 35U. Может сжигаться и обеднённый уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего 2 ззи.

При работе быстрого реактора происходит интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем 2 з 8 и, расположенным вокруг активной зоны. Средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в быстром реакторе составляет 1004-150 МВтсут/кг, т.е. она в 2,54-3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Для достижения этой глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛов, необходима стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛов, их совместимость с продуктами деления, устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т.п. По своим физическим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности.

Быстрые реакторы практически не имеют ограничений по топливным ресурсам. К достоинствам быстрых реакторов можно также отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам - дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя - воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.

Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в 104-15 раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоёмких газовых теплоносителей, обладающих наилу"чшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы.

Преимущество натрия как теплоносителя по сравнению с друтими жидкими металлами: низкая температура плавления (7^=98°), низкое давление пара, высокая температура кипения, превосходная теплопроводность, низкая вязкость, небольшой вес, тепловая и радиационная стабильность, малое коррозионное воздействие на конструкционные материалы, доступный и дешёвый материал, умеренные затраты мощности на его перекачку (из-за лёгкого веса и низкой вязкости). Натрий реагирует со следами кислорода и воды, содержащимися в окружающей среде, с образованием гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие компоненты реактора от коррозии. Лёгкий вес (низкая плотность) натрия улучшает устойчивость при землетрясениях. При работе с натрием следует учитывать, что чистота натрия высока: иногда требуется 99,95 %.

Натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и в атмосфере других окисляющих агентов. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Возможны реакции натрия с водой и органическими материалами, сопровождающиеся воспламенением. Продукт активации натрия нейтронами 2Tj/ 2 =14,96 ч).

В связи с большим тепловыделением и чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима теплообмена, технологическую схему реактора выбирают трёхконтурной: в первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, в третьем - вода и пар. Натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура. В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике. В парогенераторах второго контура натрий передаёт тепло воде третьего контура, в результате чего вырабатывается пар высокого давления, который направляется в турбину, соединённую с электрогенератором. Из турбины пар послушает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя и парогенератора работают по замкнутым циклам.

Использование в качестве теплоносителя химически инертного вы- сококипящего расплавленного свинца (или РЬ/Bi-эвтектики) позволяет отказаться от трёхконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. Реактор с таким теплоносителем обладает естественной безопасностью: даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным 2 35U топливом (не менее 15% изотопа 2 35U). Активная зона окружается зоной воспроизводства - бланкетом, состоящим из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обеднённый уран). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами урана, в результате образуется новое ядериое топливо - 2 39Ри, которое простыми операциями может быть доведено до оружейного качества.

Рис. 7.

Реакторы на быстрых нейтронах создавались для производства оружейного плутония. Сейчас они нашли применение в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 2 з9Ри из 2 з 8 и с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Быстрые реакторы привлекают внимание как аппараты для сжигания актинидов (в первую очередь - оружейного и реакторного плутония) и отходов рециклинга ОЯТ, что позволяет решить как проблему распространения оружейных нуклидов, так и проблему безопасного обращения с радиоактивными отходами. Внедрение реакторов на быстрых нейтронах в энергетику могло бы 6о раз увеличить эффективность использования урана.

В России на Белоярской АЭС работает БН-боо - корпусной реактор -размножитель с интегральной компоновкой оборудования на быстрых нейтронах.

Интсгралъноея компоновка - схема реактора, при которой все элементы первичной системы охлаждения монтируются в одном объёме с реактором.

Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной ёмкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора. Теплоноситель - натрий.

Электрическая мощность реактора боо МВт, тепловая - 1470 МВт. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 0 , а на выходе - 550°, давление пара 14,2 МПа, температура пара 505 0 .

Ядериый реактор БН-боо выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора. ТВЭЛы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенного оксида урана (или смеси оксида урана и оксида плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов оксида обеднённого урана. ТВЭЛы зоны воспроизводства заполнены брикетами из обедненного урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Рис. 8. Конструкция реактора БН-боо: 1 - шахта; 2 - корпус; з - главный циркуляционный насос первого контура; 4 - электродвигатель насоса; 5 - большая поворотная пробка; 6 - радиационная защита; 7 - теплообменник «натрий-натрий»; 8 - центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 - активная зона.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20-^27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создаёт основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

В настоящее время на Белоярской АЭС строится реактор БН-8оо мощностью 88о МВ, призванный существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ЯТЦ.

После пуска и успешной эксплуатации Первой в мире АЭС в 1955 году по инициативе И. Курчатова было принято решение о строительстве на Урале промышленной атомной электростанции с водо-водяным реактором канального типа. К особенностям этого типа реакторов относится перегрев пара до высоких параметров непосредственно в активной зоне, что открывало возможность для использования серийного турбинного оборудования.

В 1958 году в центре России в одном из живописнейших уголков уральской природы развернулось строительство Белоярской АЭС. Для монтажников эта станция началась еще в 1957 году, а так как в те времена тема атомных станций была закрыта, в переписке и жизни она называлась Белоярская ГРЭС. Начинали эту станцию работники треста «Уралэнергомонтаж». Их усилиями в 1959 году была создана база с цехом изготовления водопаропроводов (1 контур реактора), построено три жилых дома в поселке Заречный и начато возведение главного корпуса.

В 1959 году на строительстве появились работники треста «Центроэнергомонтаж», которым поручалось монтировать реактор. В конце 1959 года на строительство АЭС был перебазирован участок из Дорогобужа Смоленской области и монтажные работы возглавил В. Невский, будущий директор Белоярской АЭС. Все работы по монтажу тепломеханического оборудования были полностью переданы тресту «Центроэнергомонтаж».

Интенсивный период строительства Белоярской АЭС начался с 1960 года. В это время монтажникам пришлось вместе с ведением строительных работ осваивать новые технологии по монтажу нержавеющих трубопроводов, облицовок спецпомещений и хранилищ радиоактивных отходов, монтаж конструкций реактора, графитовую кладку, автоматическую сварку и т.д. Обучались на ходу у специалистов, которые уже принимали участие в сооружении атомных объектов. Перейдя от технологии монтажа тепловых электростанции к монтажу оборудования атомных электростанций, работники «Центроэнергомонтажа» успешно справились со своими задачами, и 26 апреля 1964 года первый энергоблок Белоярской АЭС с реактором АМБ-100 выдал первый ток в Свердловскую энергосистему. Это событие наряду с вводом в эксплуатацию 1-го энергоблока Нововоронежской АЭС означало рождение большой ядерной энергетики страны.

Реактор АМБ-100 стал дальнейшим усовершенствованием конструкции реактора Первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Он представлял собой реактор канального типа с более высокими тепловыми характеристиками активной зоны. Получение пара высоких параметров за счет ядерного перегрева непосредственно в реакторе стало большим шагом вперед в развитии атомной энергетики. реактор работал в одном блоке с турбогенератором мощностью 100 МВт.

В конструктивном отношении реактор первого энергоблока Белоярской АЭС оказался интересен тем, что он создавался фактически бескорпусным, т. е, реактор не имел тяжелого многотонного прочного корпуса, как, скажем, аналогичный по мощности реактор водо-водяного типа ВВЭР с корпусом длиной 11-12 м, диаметром 3-3,5 м, толщиной стенок и днища 100-150 мм и более. Возможность строительства АЭС с реакторами бескорпусного канального типа оказалась весьма заманчивой, поскольку освобождала заводы тяжелого машиностроения от необходимости изготовления стальных изделий массой 200-500 т. Но осуществление ядерного перегрева непосредственно в реакторе оказалось связано с известными трудностями регулирования процесса, особенно в части контроля за его ходом, с требованием точности работы очень многих приборов, наличием большого количества труб различных размеров, находящихся под высоким давлением, и т. д.

Первый блок Белоярской АЭС достиг полной проектной мощности, однако из-за относительно небольшой установленной мощности блока (100 МВт), сложности его технологических каналов и, следовательно, дороговизны, стоимость 1 кВтч электроэнергии оказалось существенно выше, чем у тепловых станций Урала.

Второй блок Белоярской АЭС с реактором АМБ-200 был построен быстрее, без больших напряжений в работе, так как строительно-монтажный коллектив был уже подготовлен. Реакторная установка была значительно усовершенствована. Она имела одноконтурную схему охлаждения, что упростило технологическую схему всей АЭС. Так же как в первом энергоблоке, главная особенность реактора АМБ-200 выдаче пара высоких параметров непосредственно в турбину. 31 декабря 1967 года энергоблок № 2 был включен в сеть – этим было завершено сооружение 1-й очереди станции.

Значительная часть истории эксплуатации 1-й очереди БАЭС была наполнена романтикой и драматизмом, свойственными всему новому. В особенности это было присуще периоду освоения блоков. Считалось, что проблем в этом быть не должно – были прототипы от реактора АМ «Первой в мире» до промышленных реакторов для наработки плутония, на которых апробировались основные концепции, технологии, конструктивные решения, многие типы оборудования и систем, и даже значительная часть технологических режимов. Однако оказалось, что разница между промышленной АЭС и ее предшественниками настолько велика и своеобразна, что возникли новые, ранее неведомые проблемы.

Наиболее крупной и явной из них оказалась неудовлетворительная надежность испарительных и пароперегревательных каналов. После непродолжительного периода их работы появлялась разгерметизация твэлов по газу или течь теплоносителя с неприемлемыми последствиями для графитовой кладки реакторов, технологических режимов эксплуатации и ремонта, радиационного воздействия на персонал и окружающую среду. По научным канонам и расчетным нормативам того времени этого не должно было быть. Углубленные исследования этого нового явления заставили пересмотреть установившиеся представления о фундаментальных закономерностях кипения воды в трубах, так как даже при малой плотности теплового потока возникал неизвестный ранее вид кризиса теплообмена, который был открыт в 1979 году В.Е. Дорощуком (ВТИ) и впоследствии назван «кризис теплообмена II рода».

В 1968 году было принято решение о строительстве на Белоярской АЭС третьего энергоблока с реактором на быстрых нейтронах – БН-600. Научное руководство созданием БН-600 осуществлялось Физико-энергетическим институтом, проект реакторной установки был выполнен Опытным конструкторским бюро машиностроения, а генеральное проектирование блока осуществляло Ленинградское отделение «Атомэлектропроект». Строил блок генеральный подрядчик – трест «Уралэнергострой».

При его проектировании учитывался опыт эксплуатации реакторов БН-350 в г. Шевченко и реактора БОР-60. Для БН-600 была принята более экономичная и конструктивно удачная интегральная компоновка первого контура, в соответствии с которой активная зона реактора, насосы и промежуточные теплообменники размещаются в одном корпусе. Корпус реактора, имеющий диаметр 12,8 м и высоту 12,5 м, устанавливался на катковых опорах, закрепленных на фундаментной плите шахты реактора. Масса реактора в сборе составляла 3900 т., а общее количество натрия в установке превышает 1900 тонн. Биологическая защита была выполнена из стальных цилиндрических экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.

Требования к качеству монтажных и сварочных работ для БН-600 оказались на порядок выше достигнутых ранее, и коллективу монтажников пришлось срочно переобучать персонал и осваивать новые технологии. Так в 1972 году при сборке корпуса реактора из аустенитных сталей на контроле просвечиванием крупных сварных швов впервые был применен бетатрон.

Кроме того, при монтаже внутрикорпусных устройств реактора БН-600 предъявлялись особые требования по чистоте, велась регистрация всех вносимых и выносимых деталей из внутриреакторного пространства. Это было обусловлено невозможностью в дальнейшем промывки реактора и трубопроводов с теплоносителем-натрием.

Большую роль в разработке технологии монтажа реактора сыграл Николай Муравьев, которого удалось пригласить на работу из Нижнего Новгорода, где он раньше работал в конструкторском бюро. Он являлся одним из разработчиков проекта реактора БН-600, и к тому времени уже находился на пенсии.

Коллектив монтажников успешно справился с поставленными задачами по монтажу блока на быстрых нейтронах. Заливка реактора натрием показала, что чистота контура была выдержана даже выше требуемой, так как температура застывания натрия, которая зависит в жидком металле от наличия посторонних загрязнений и окислов, оказалась ниже достигнутых на монтаже реакторов БН-350, БОР-60 в СССР и АЭС «Феникс» во Франции.

Успех работы монтажных коллективов на сооружении Белоярской АЭС во многом зависел от руководителей. Сначала это был Павел Рябуха, потом пришел молодой энергичный Владимир Невский, затем его сменил Вазген Казаров. В. Невский много сделал для становления коллектива монтажников. В 1963 году его назначили директором Белоярской АЭС, а в дальнейшем он возглавил «Главатомэнерго», где много трудился для становления атомной энергетики страны.

Наконец, 8 апреля 1980 г. состоялся энергетический пуск энергоблока № 3 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Некоторые проектные характеристики БН-600:

• электрическая мощность – 600 МВт;
• тепловая мощность – 1470 МВт;
• температура пара – 505 о С;
• давление пара – 13,7 МПа;
• термодинамический КПД брутто – 40,59 %.

Следует специально остановиться на опыте обращения с натрием в качестве теплоносителя. Он имеет неплохие теплофизические и удовлетворительные ядерно-физические свойства, хорошо совместим с нержавеющими сталями, двуокисью урана и плутония. Наконец, он не дефицитен и относительно недорог. Однако он весьма химически активен, из-за чего его применение потребовало решения, по крайней мере, двух серьезных задач: сведения к минимуму вероятности течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах и обеспечения эффективной локализации и прекращения горения натрия в случае го утечки.

Первая задача в целом довольно успешно была решена в стадии разработки проектов оборудования и трубопроводов. Весьма удачной оказалась интегральная компоновка реактора, при которой все основное оборудование и трубопроводы 1-го контура с радиоактивным натрием были «спрятаны» внутри корпуса реактора, и поэтому его утечка в принципе оказалась возможной только из немногочисленных вспомогательных систем.

И хотя БН-600 сегодня является самым крупным энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах в мире, Белоярская АЭС не входит в число атомных станций с большой установленной мощностью. Ее отличия и достоинства определяются новизной и уникальностью производства, его целей, технологии и оборудования. Все реакторные установки БелАЭС были предназначены для опытно-промышленного подтверждения или отрицания заложенных проектировщиками и конструкторами технических идей и решений, исследования технологических режимов, конструкционных материалов, тепловыделяющих элементов, управляющих и защитных систем.

Все три энергоблока не имеют прямых аналогов ни у нас в стране, ни за рубежом. В них были воплощены многие из идей перспективного развития ядерной энергетики:

• сооружены и освоены энергоблоки с канальными водографитовыми реакторами промышленных масштабов;
• применены серийные турбоустановки высоких параметров с КПД теплосилового цикла от 36 до 42 %, чего не имеет ни одна АЭС в мире;
• применены ТВС, конструкция которых исключает возможность попаданий осколочной активности в теплоноситель даже при разрушении твэлов;
• в первом контуре реактора 2-го блока применены углеродистые стали;
• в значительной мере освоена технология применения и обращения с жидкометаллическим теплоносителем;

Белоярской АЭС первой из атомных электростанций России столкнулась на практике с необходимостью решения задачи вывода из эксплуатации отработавших ресурс реакторных установок. Развитие этого весьма актуального для всей атомной энергетики направления деятельности из-за отсутствия организационно-нормативной документальной базы и нерешенности вопроса финансового обеспечения имело длительный инкубационный период.

Более чем 50-летний период эксплуатации Белоярской АЭС имеет три достаточно выраженных этапа, каждому из которых были присущи свои направлений деятельности, специфические трудности ее осуществления, успехи и разочарования.

Первый этап (с 1964 года до середины 70-х гг.) был всецело связан с пуском, освоением и достижением проектного уровня мощности энергоблоков 1-й очереди, множеством реконструктивных работ и решением проблем, связанных с несовершенством проектов блоков, технологических режимов и обеспечением устойчивой работы топливных каналов. Все это потребовало от коллектива станции огромных физических и интеллектуальных усилий, которые, к сожалению, не увенчались уверенностью в правильности и перспективности выбора уран-графитовых реакторов с ядерным перегревом пара для дальнейшего развития атомной энергетики. Однако наиболее существенная часть накопленного опыта эксплуатации 1-й очереди была учтена проектировщиками и конструкторами при создании уран-графитовых реакторов последующего поколения.

Начало 70-х годов связано с выбором для дальнейшего развития атомной энергетики страны нового направления – реакторных установок на быстрых нейтронах с последующей перспективой строительства нескольких энергоблоков с реакторами-размножителями на смешанном уран-плутониевом топливе. При определении места строительства первого опытно-промышленного блока на быстрых нейтронах выбор пал на Белоярскую АЭС. Существенное влияние на этот выбор оказало признание способностей коллективов строителей, монтажников и персонала станции должным образом построить этот уникальный энергоблок и в дальнейшем обеспечить его надежную эксплуатацию.

Это решение обозначило второй этап в развитии Белоярской АЭС, которым большей своей частью был завершен с решением Государственной комиссии о приемке законченного строительства энергоблока с реактором БН-600 с редко применяемой в практике оценкой «отлично».

Обеспечение качественного выполнения работ этого этапа было поручено лучшим специалистам как у подрядчиков по строительству и монтажу, так и из состава эксплуатационного персонала станции. Персонал станции приобрел большой опыт в наладке и освоении оборудования АЭС, что было активно и плодотворно использовано в ходе пусконаладочных работ на Чернобыльской и Курской АЭС. Особо следует сказать о Билибинской АЭС, на которой кроме пуско-наладочных работ был выполнен глубокий анализ проекта, на базе которого был внесен ряд значительных усовершенствований.

С пуском в эксплуатацию третьего блока начался третий этап существования станции, продолжающийся уже более 35 лет. Целями этого этапа было достижение проектных показателей блока, подтверждение практикой жизнеспособности конструктивных решений и приобретение опыта эксплуатации для последующего учета в проекте серийного блока с реактором-размножителем. Все эти цели к настоящему времени успешно достигнуты.

Концепции обеспечения безопасности, заложенные в проекте блока, в целом подтвердились. Так как точка кипения натрия почти на 300 о С превышает его рабочую температуру, реактор БН-600 работает почти без давления в корпусе реактора, который стало возможным изготовить из высокопластичной стали. Это практически исключает возможность возникновения быстроразвивающихся трещин. А трехконтурная схема передачи тепла от активной зоны реактора с увеличением давления в каждом последующем контуре полностью исключает возможность попадания радиоактивного натрия 1-го контура во второй (не радиоактивный) и тем более – в пароводяной третий контур.

Подтверждением достигнутого высокого уровня безопасности и надежности БН-600 является выполненный после аварии на Чернобыльской АЭС анализ безопасности, который не выявил необходимости каких-либо технических усовершенствований срочного характера. Статистика срабатывания аварийных защит, аварийных отключений, неплановых снижений рабочей мощности и других отказов показывает, что реактор БН-6ОО находится, по крайней мере, в числе 25 % лучших ядерных блоков мира.

По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

В предпусковой стадии находится энергоблок № 4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Новый 4-й энергоблок с реактором БН-800 мощностью 880 МВт 27 июня 2014 года был выведен на минимальный контролируемый уровень мощности. Энергоблок призван существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счёт организации замкнутого ядерно-топливного цикла.

Рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком № 5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт – головного коммерческого энергоблока для серийного строительства.