101.1. Перспективные реакторы Минатома.
Часть 1: Введение
История советской атомной энергетики первых десятилетий хорошо освещена в публикациях. Менее широко известен вопрос о том, каким же виделось её будущее руководству Минатома в 1980-х годах. Между тем, в 1983 году в СССР была принята грандиозная программа строительства АЭС. Рассчитывались варианты сочетания в энергосистеме различных типов реакторов на период до 2070 года.
Основой оптимизационных расчётов являлись прогнозные характеристики реакторов новых перспективных типов: помимо разновидностей ВВЭР, в них фигурировали высокотемпературные реакторы с шаровыми ТВЭЛами, быстрые натриевые БН-1600, как в варианте гомогенной активной зоны на оксидном топливе с КВ=1,3 так и в варианте внутрикассетной гетерогенности на плотном топливе с расчётным КВ=1,57. И другая экзотика, из которой отметим усовершенствованные графитовые реакторы без положительного парового коэффициента реактивности (не РБМК), и тяжеловодные ТР-1000.
Точками бифуркации программы реакторостроения стали 1986 год (Чернобыль) и 1991 год, когда распался Советский Союз. С момента свёртывания масштабных работ прошло почти 30 лет, поэтому сейчас мы можем рассматривать Программу-1983, оставшееся от неё наследие и документацию, как точно такую же давнюю историю, словно события периода 1940-х – 1970-х когда создавался военный атом.
Необходимо отметить, что после 1991 года «ядерная» жизнь в России всё-таки продолжается. Однако масштаб и главное характер работ стал принципиально иной: ставка делается на коммерческое производство, с в лучшем случае минимальными косметическими усовершенствованиями, давно освоенных конструкций ВВЭР в количестве всего 0,5 ГВт(эл) в год. Эта цифра есть сумма экспорта плюс строительство энергоблоков замещающих мощностей на своей территории.
Если поставить вопрос, можно ли сейчас в России возродить эту программу, ответ будет по большинству пунктов скептическим: нет уже ни тех заводов с их станками, ни людей. Должны будут включаться в процесс, налаживая производство с нуля, новые предприятия и новые люди. Учитывая масштаб и сложность задачи, если это и произойдёт, то не в России. Всё-таки для реализации Программы, перехода к серийному строительству новых типов реакторов, нужны не те силы и средства которые сейчас в России имеются. Имеющихся хватает только на отшлифовку старых идей и мелкосерийное, в том числе экспортное, строительство базирующихся на них конструкций (ВВЭР), обеспечивающее стационарное поддержание парка уровня 30 ГВт(эл).
Чтобы легче ориентироваться во всём многообразии научно-технического наследия программы-1983, рассмотрим её идеи. Для этого мысленно перенесёмся в руководящий кабинет Минатома конца 1980-х в 12-этажном здании, что в Москве на улице Большая Ордынка (или как она в те годы называлась). Обратим внимание: из чего Программа-1983 исходит, в чём видит ограничения и какие цели ставит.
Центральный вопрос: топливообеспечение природным ураном
Задача масштабно производить природный уран в СССР впервые была поставлена в 1943 году. Первый реактор Ф-1, являвшийся копией реактора Энрико Ферми запущенного в 1942 году, запустили 25 декабря 1946 года. Он содержал 45 тонн природного урана, 500 тонн графита и не имел запаса реактивности для работы на мощности. Более крупный графитовый реактор на природном уране с водяным охлаждением, тепловой мощностью 100 МВт, был запущен в Озёрске в июне 1948 года. Уран для этих реакторов вывезли из Германии. Своё урановое производство в республиках Центральной Азии только создавалось, поэтому на протяжении 1950-х, да и 1960-х определяющую роль играли поставки из завоёванных Германии, Чехословакии, Болгарии и Польши.
Только в 1970-е было освоено масштабное производство в Центральной Азии. Качественный скачок обеспечила технология подземного выщелачивания урана. Суть её в том что в нефти, добываемой в тех же республиках, высокое содержание серы которую в любом случае нужно отделять. Из серы делают серную кислоту H2SO4, которая используется в производстве тротила. В до-ядерную эпоху, чем больше миллионов тонн в год серной кислоты производила страна, тем мощнее её ВПК. Если же попутное производство серы больше чем потребности военной промышленности, огромные объёмы серы всё равно нужно утилизировать.
Суть идеи была в том, чтобы закачивать H2SO4 или другой экстрагент в скважину на урановом месторождении, откачивая из соседней скважины раствор с ураном. Если открытым карьерным способом можно добывать уран с глубины до 600 метров, а шахтами до 2 километров, то бурение скважин делает доступной глубину до 10 километров, то есть до (1/3) средней толщины континентальной плиты.
В результате урановая добыча в СССР к концу 1980-х, как считается, достигла 25000 тонн в год. Предположив линейность роста между началом работ (1950) и завершением (1991), получаем оценку: добыто порядка 500 тысяч тонн природного урана. Это полностью обеспечило потребности военной программы. Считая что в ядерном боезаряде используется 50 килограмм урана-235 либо 16 килограмм плутония-239, либо эквивалентное их сочетание, получаем, что при выделении центрифугами урана-235 в количестве 3 килограмма на тонну (из 7,2 кг/т), Советский Союз к 1990 году, 40 лет подряд направляя 80% урановой продукции на военные нужды, мог иметь 24000 ядерных зарядов. Эта цифра в целом согласуется с оценками 27000, имеющимися в прессе.
Таким образом, к 1990 году военные нужды были насыщены и возникла возможность перенаправить 80% нового производства делящихся материалов на снабжение АЭС. Сколько же электрических ГВт можно снабжать топливом, имея производство природного урана 20 тысяч тонн в год? И вот здесь обнаруживается, что смотря какие реакторы. Если говорить о существующих типах ВВЭР и других на тепловых нейтронах, цифра невелика: 100 ГВт(эл).
Именно по этой причине была поставлена задача поднимать коэффициент воспроизводства плутония. У обычных ВВЭР он порядка 0,5. Усовершенствованные ВВЭР могут иметь КВ~0,8. Если КВ<1, работает формула суммы бесконечно убывающей геометрической прогрессии: M=M0/(1-КВ). В данном случае М0 это масса урана-235 в природном уране, то есть 7,2 килограмма на тонну. При КВ больше чем 0,9928 оказывается задействован весь природный уран в реакции деления, а при более высоком КВ оказывается возможным сопутствующее производство дополнительного делящегося материала. Как можно заметить, при КВ=1,16 оно, в процентах от добытой тонны природного урана, не так уж и велико хотя и в 20 раз больше чем содержание U235.
В замкнутом топливном цикле, при полном извлечении урана-235 центрифугами (нулевом содержании урана-235 в обеднённом уране), реактор имеющий КВ=0,5 может разделить долю природного урана 0,0072*2=0,0144 а реактор КВ=0,8 соответственно 0,0072*5 то есть 3,6%.
Именно игра на этой 2,5-кратной разнице топливоиспользования и была сутью требования Министерства к конструкторам делать сверхкритические ВВЭРы. Ведь при добыче 25000 тонн природного урана в год, направляя 80% на мирные нужды, ВВЭР СКД позволили бы иметь парк 250 ГВт вместо 100. Заманчивая перспектива, однако с точки зрения материаловедения не простая: для повышения давления и температур в ВВЭР требовалось перейти с циркониевых сплавов оболочек ТВЭЛов и трубок парогенераторов на какие-то другие, как вариант – стальные. К 1991 году эта научно-техническая задача в СССР не была до конца решена.
Чтобы полностью использовать природный уран, нужны бридеры имеющие КВ ок. 1. Идея бридера на быстрых нейтронах была сформулирована Энрико Ферми в 1940-е. Однако по результатам экспериментов оказалось, что металлические и другие плотные топлива для бридеров сделать непросто, а оксидное топливо из-за смягчения нейтронного спектра даёт коэффициент воспроизводства реактора порядка КВ=1,16 экспериментально измеренный на французском реакторе «Феникс». Причём КВ реактора всегда выше чем КВ топливного цикла, поскольку как в реакторе, так и при хранении и переработке облучённого топлива, плутоний-241 распадается в пороговый Am241. По этой и другим причинам бридеры в мире до сих пор в единичных экземплярах.
Ядерная энергетика среднесрочного будущего будет двухкомпонентная. Избыток делящегося материала будет производиться бридерами, а тратиться легководными реакторами и возможно как транспортный энергоноситель для нужд ЯРД (где его потребуется очень много). Двухкомпонентность в Программе-1983 понималась как ВВЭРы плюс более дорогие БН-1600. С современных позиций она понимается как БН-1600 плюс корабельные малые модульные реакторы. Использование делящегося материала как транспортного энергоносителя отлично зарекомендовало себя в реакторах АПЛ, крейсеров и авианосцев. Можно предположить, что придёт время, и большинство океанских кораблей будут не на мазуте плавать.
В этом случае ниша корабельных усовершенствованных ВВЭР (КВ=0,8) оказывается в диапазоне электрической мощности 40 – 100 МВт. Важно что в отличие от варианта исполнения их в виде имеющих КВ=1,2 бридеров на оксидном топливе, не требуется расплавленный натрий по морю возить. Важно только, чтобы общий КВ системы бридеров плюс ВВЭР превышал единицу, что позволит задействовать не 7 килограмм на тонну а всю тонну добываемого природного урана в замкнутом по U238 топливном цикле.
Конкурирующим потребителем избыточного делящегося материала, нарабатываемого бридерами, наряду с корабельными ВВЭР могут оказаться ЯРД. Ядерные ракетные двигатели, если они всё-таки будут созданы для пилотируемых полётов на Марс и к кольцу астероидов. В 1980-е они были почти созданы и не производились главным образом потому, что не обеспечивали тягу для старта МБР с поверхности Земли. В случае же их создания, делящегося материала как транспортного энергоносителя для их использования потребуется очень много. Поэтому бридеры должны будут работать с максимально возможным коэффициентом воспроизводства.
Современное состояние мировой и российской добычи природного урана:
По состоянию на 2017 год, мировая добыча урана находится на отметках вблизи 60,000 тонн в год. Из них также как в 1990 году, 40 тысяч тонн добываются в регионах мира которые контролируются США и Евросоюзом. Остальные 20 тысяч тонн добываются в Казахстане методом подземного выщелачивания, однако контролирует их не Россия а совсем другие страны. Собственное производство России в период 1991-2017 годов официально варьировалось между 3500 и 5000 тоннами в год, то есть меньше чем потребление собственным парком уже построенных легководных реакторов. Для покрытия их нужд, а также для экспортных поставок, использовались как складские запасы советского периода, так и повторное кручение в центрифугах тех полмиллиона тонн обеднённого гексафторида урана, которые были накоплены в советский период и хранятся на Урале.
Дополнительные аргументы, способствовавшие принятию Программы-1983:
Если в 1960 году установленная мощность всех электростанций СССР составляла 67 ГВт, то к 1990 году она достигла 350 ГВт. На душу населения был достигнут небывало высокий уровень 1200 Вт(эл), около 50% от уровня США того же времени. На протяжении 30 лет с 1960 по 1991 промышленность производила по 10 ГВт в год паровых турбин, электрогенераторов, повышающих трансформаторов для ЛЭП и удвоенную мощность понижающих трансформаторов учитывая норматив резервирования.
Первая АЭС была создана в Обнинске в 1954 году. После этого через 34 года, в 1988 году суммарная мощность АЭС достигла во всём мире 326 ГВт на 432 энергоблоках в 26 странах. В СССР мощность составила 37 ГВт (плюс ещё немного экспортное строительство), работавших в базовом режиме и производивших 13% электроэнергии.
Это немало, однако и не много. Переключение 80% урановой добычи на подпитку АЭС с реакторами освоенных типов в открытом топливном цикле могло добавить к этой цифре, в лучшем случае, ещё 60 ГВт. Между тем, большинство действующих электростанций были угольные и находились в европейской части России, а угольные шахты – в Сибири и Казахстане. Пропускная способность имеющейся сети железных дорог к середине 1980-х была задействована полностью, чтобы снабжать углем уже построенные электростанции. Угольные перевозки превысили 40% грузооборота всей транспортной системы страны. В итоге, в 1980-е было принято решение угольных электростанций в европейской части России больше не строить.
Как частичное решение задачи дальнейшего роста установленной мощности энергетики, планировалось строить тепловые электростанции прямо на месторождениях угля в Сибири и Казахстане, передавая мощность по линиям электропередач. Однако освоенный уровень напряжений, 750 киловольт, переводил в нагрев проводов 10% передаваемой мощности на каждую тысячу километров. Учитывая требуемую дальность от 3000 до 5000 километров, были созданы трансформаторы и ЛЭП на 1200 киловольт которые частично решали эту задачу.
Однако решающая роль отводилась ядерной энергетике. В планах значилось, что в первой трети 21-го века в СССР будут ядерными 250 – 300 ГВт(эл) в виде 50 – 75 АЭС мощностью по 4 – 6 ГВт(эл) каждая. Нетрудно посчитать и установить 2 факта:
во-первых, производство природного урана, даже при всемерном разумном его увеличении, не обеспечивало такую мощность на основе освоенных типов реакторов на тепловых нейтронах, ВВЭР-1000 и РБМК-1000;
во-вторых, все 10 ГВт в год, все мощности турбиностроения должны были переключиться на работу с ядерными котлами как источниками пара. Для этого желательно, чтобы реакторы давали пар с параметрами сверхкритическими, стандартными для угольной энергетики: например, 540 Цельсия и 280 атм на которых работают серийные паровые турбины угольных ТЭС. Выше критической точки воды, которая 374 Цельсия и 225 атм. Однако как мы помним, выше 350 Цельсия начинается химическое взаимодействие циркониевых сплавов с водяным паром. Из-за этого ВВЭР, LWR и BWR имеют специальные, производимые лишь немногими заводами турбины насыщенного пара с КПД порядка 32% вместо 40-50% типичных для угольной энергетики. Поэтому конструкционные материалы для сверхкритических ВВЭР должны были быть нержавеющей сталью или чем-то иным, аналогичным практике АПЛ. Однако те самые сплавы сильно поглощают тепловые нейтроны, поэтому спектр новых ВВЭРов должен был стать более жестким. Промежуточным между реакторами на тепловых нейтронах и натриевыми бридерами.
Чтобы решить задачу поставленную Министерством, конструкторы рассмотрели целый ряд вариантов с плотностью парового теплоносителя от 0,7 типичной для ВВЭР, до пятикратно меньшей: 0,14. К 1991 году проработка предложений была на разной стадии:
1) Эксплуатация (ВВЭР-1000);
2) Рабочий проект
3) Технический проект;
4) Техническое предложение;
5) Техническое предложение в стадии разработки;
6) Физический расчёт;
Источники:
1. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A4-1_(%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80)
2. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%92%D0%92%D0%AD%D0%A0-1000
3. http://miningwiki.ru/wiki/%D0%94%D0%BE%D0%B1%D1%8B%D1%87%D0%B0_%D1%83%D1%80%D0%B0%D0%BD%D0%B0_%D0%B2_%D0%A0%D0%BE%D1%81%D1%81%D0%B8%D0%B8
4. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9D%D0%B5%D0%B4%D0%BE%D1%81%D1%82%D1%80%D0%BE%D0%B5%D0%BD%D0%BD%D1%8B%D0%B5_%D0%90%D0%AD%D0%A1_%D0%A1%D0%A1%D0%A1%D0%A0
