(Материал в стадии редактирования)

Если говорить коротко (очень развернуто можно прочесть вот здесь), то для получения реактора, который производил бы больше плутония, чем потреблял (Pu239 или U235, это называется Кв>1), нам необходимо получить максимально энергичные нейтроны в АЗ, т.е. отказаться от замедляющей воды, как ТН и постараться поднять плотность топлива (чем больше плотность атома, тем чаще нейтроны будут натыкаться на эти атомы, а не улетать за пределы активной зоны). Идея такого реактора (они называются “быстрыми” или “реакторами-размножителями”) появилась еще на самой заре развития ядерной науки и довольно быстро воплотилась в виде установок, использующих Na или Na-Ka сплав в качестве ТН. EBR-1 (сегодня музей на территории INL Idaho, USA) первый в мире (1951 год) быстрый реактор с Na-Ka ТН.

Почему натрий? Основные требования к такому ТН – минимальная температура плавления (у натрия – 96 С), т.к. любые замерзания теплоносителя в трактах добавляют гору проблем, да и не было в 50х конструкционных материалов, способных работать в реакторе при температуре выше 350 градусов. Важно так же отсуствие корозии по нержавеющей стали и цирконию (поэтому отпадает ртуть, бром или кальций), хорошие нейтронные характеристики (не поглощать, не замедлять) – по ним отпадает литий, углеродо- и водородосодержащие жидкости (т.е. вся органика). Натрий смотрелся идеальным кандидатом, а в сочетании с калием температура его плавления была даже еще ниже. Оставалась маленькая проблема – жидкий натрий реагирует с водой и воздухом бурным пожаром и взрывами. Но это казалось не такой важной задачей – можно же просто не допускать контакта Na с водой и воздухом, правда? Так родилась одна из самых продвинутых и широко представленных на сегодня веток быстрых реакторов – натриевая. Как оказалось на практике, “маленькая проблемка” выливается в гигантские сложности – любая микроскопическая трещина в парогенераторе “натрий-вода” быстро разрушается и превращается в полыхающий пожар. Обязательной стала трехконтурная система (т.е. тепло к ПГ переносится из реактора специальным промежуточным герметичным контуром с Na), что бы не допустить вовлечения весьма радиоактивного натрия из бака реактора в такой пожар. Мало того, система ПГ была сделана модульной и размещалась в боксах – что бы можно было быстро изолировать и потушить такой пожар, не останавливая весь реактор. У БН-600 – 72 таких модуля. Непростой получалась и система перегрузки ТВС с вакуумизацией (не допустимо появление O2 в реакторе), разогревом, а в обратную сторону – с отмывом безводным спиртом – все это на роботизированных конвейерах. Сложности добавляет и необходимость контролировать примеси в Na, например N2 и O2, C и H2. В реактор добавляются т.н. “холодные ловушки” – охлаждаемые сорбционные фильтры, сложные устройства, на которых эти примеси (а заодно продукты ядерных реакций нейтронного поля с Na и конструкционными материалами) оседают.

В 80х, когда в СССР вводили в эксплуатацию БН-600, а во Франции доделывали “Суперфеникс” уже было совершенно очевидно, что все системные усложнения РУ приводят к ее полной нерентабельности на фоне ВВР – среди них существовали даже одноконтурные кипящие установки (например чернобыльский РБМК или фукусимский BWR-3) – а каждый контур – это + к металоемкости установки (т. е. ее цене) и + к стоимости эксплуатации. Так при переходе от бумажной концепции “реактора который при работе производит больше топлива чем потребляет” суровая реальность затормозила шествие быстрой энергетики. Существовала и еще одна сложность – в рамках ЗЯТЦ должно было обращаться весьма приличное количество выделенного плутония оружейного качества, а значит такой реактор не продашь каждому желающему (например – Саудовской Аравии или Польше). Параллельно работы по ЗЯТЦ выявили еще одну серьезную проблему – при реакторной переработке U238 в Pu239 образуется большое количество т.н. “минорных актиноидов” – изотопов Америция, Нептуния и Кюрия, крайне радиотоксичной дряни с большим периодом полураспада, которые к тому же в реакторе на воде работают нейтронным ядом (а вот в быстрых – топливом). При работе сотен реакторов, объемы минорных актинидов исчислялись бы тысячами тонн, и эта проблема обещала бы бы масштабнее, чем ОЯТ тепловых реакторов. На фоне постчернобыльской радиофобии вопрос выживания этого направления ядерной энергетики встал ребром. Именно в этот момент появляется появляется альтернативная концепция не только реактора на быстрых нейтронах но всей энергетики с замыканием – как попытка вырваться из тех проблем, что несла на тот момент эксплуатация натриевых реакторов.

Ранняя концепция РУ БРЕСТ-300.

Знакомьтесь, БРЕСТ – Быстрый Реактор с ЕСТ-ественной безопасностью. Так как Натрий слишком активен для безопасной эксплуатации, мы возьмем хорошо изученный Свинец. А его минус, в виде температуры плавления в 327 С назовем плюсом – при возможной аварии с разрушением корпуса, свинец просто застынет. А он еще и хорошим экранирующим гамма-излучение агентом работает. А у него еще и спектр нейтронов более жесткий, чем у натрия – а значит мы повысим Кв. Далее – используемое в БН топливо, представляющее собой смесь оксида урана и оксида плутония всплывает в расплавленном Свинце, а такое поведение недопустимо при максимальной аварии. Тогда будем использовать нитриды этих металлов – заодно и повысим плотность топлива, помните – это снова повышает Кв. Свинец не реагирует с водой – мы можем выкинуть промежуточный контур и многочисленные изолируемые модули ПГ. И да – нам не нужен корпус реактора на сотни атмосфер, а значит мы можем сварить его прямо на стройке и снять ограничение на производительность уникального завода (правда у БН такие же преимущества).

Теперь разберемся с ЗЯТЦ: мы не будем выделять Pu – с помощью специальной пирохимической (расплавной) переработки мы отделим осколки деления от тяжелых металлов, в полученную композицию из урана, плутония и минорных актиноидов добавим свежего U238, и полученный порошок просто утрамбуем в твэл. Никаких высокотехнологичных таблеток, никакой жидкостной радиохимии. Мы сделаем это прямо на АЭС, не вывозя ОЯТ, в пристанционном модуле регенерации-рефабрикации топлива. И да, в силу того, что плутоний не выделяется в явном виде мы можем экспортировать такие реакторы направо и налево. При этом, раз мы не выделяем плутоний, то нам нет смысла делать Кв больше единицы – получается, что реактор в БРЕСТ мы загружаем топливо 1 раз на старте, и дальше эта система работает автономно, требуя только практически бесплатный отвальный уран да материал для рефабрикации ТВС. Такое снижение Кв заодно упрощает конструкцию активной зоны и снижает требования к самим твэлам. Единственный отход АЭС — осколки деления плутония — высокоактивные отходы в объеме порядка тонны в год под захоронение, сравните с десятками тонн ОЯТ от теплового реактора. Главное, что эту концепцию продвигали не какие-то технофрики, а НИКИЭТ – институт, создавший первые военные реакторы-наработчики плутония, первые реакторы для ПЛА, институт, создавший основу атомной энергетики СССР. Разработчиками вышеизложенной концепции в рамках специального конкурса был коллектив под руководством В. Орлова и Е. Адамова.

В 90е годы, как известно, нашей стране стало не до инноваций в ядерной энергетике, и проект мог бы быть похоронен и забыт, если бы Адамов не стал министром атомной энергии. БРЕСТ продолжал развиваться, финансироваться и регулярно проходить в планах нового строительства. К концу 90-х оформилось 2 реакторные установки на базе этого концепта: 300 мегаваттный опытно-демонстрационный и 1200 мегаваттный промышленный (или “коммерческий”, с расчетной стоимостью электроэнергии на уровне ВВЭР-1200). Однако жизнь одному проекту чуть не окончилась смертью натриевого направления – единственный БН-600 был бы глубоко убыточен, если бы не огромные запасы “лишнего” урана оружейного обогащения, и перспектив развития ветки не просматривалась. Спасти это направление удалось … благодаря американцам и стремлению к договору по сокращению “избыточного” оружейного плутония, в ходе которых переговорщики из МинАтома убедили их профинансировать строительство БН-800, специально назначенным реактором-уничтожителем оружейного плутония. С уходом Адамова в в конце 2001 и его соратников в 2006 ситуация вновь меняется. Специалисты атомной отрасли знают, что любая новизна в реакторной установке может обернутся крайне дорогостоящими ликвидациями аварий. А БРЕСТ просто соткан из новых, непроверенных решений. Критика касается неотработанности свинцового носителя – известно, что в полностью бескислородной среде горячий свинец растворяет сталь, а при избытке кислорода в нем появляются нерастворимые оксиды свинца, а значит уровень кислорода в системе необходимо поддерживать в очень узком диапазоне, причем в разном при разных температурах и режимах работы реактора. Неизвестно поведение свинцовой коррозии и при нейтронной активации стальных конструкций. Интеграция ПГ в корпус реактора приводит к появлению в турбинном паре трития – ужаса любого атомнадзора. Высокая температура плавления Свинца оборачивается очень долгой процедурой отогрева/разогрева и пуска – в случае БРЕСТ-300 она займет несколько месяцев. Нитридное вибротопливо не отработано, а немногочисленные опыты по этому топливу выявляют проблемы на всех этапах – от переработки ОЯТ, до стойкости к распуханию в реакторе и даже к хранению в бассейне выдержки (нитриды реагируют с водой). В 2007 году разработчик реакторов БН нижегородское “ОКБМ” переходит в атаку в статье директора этой организации. Маятник вновь качнулся в пользу натриевых технологий и финансирование многочисленных НИИОКР, которые надо было провести для поучений обоснований безопасности БРЕСТ и выбора конструктивных решений остановилось окончательно. Неожиданный итог борбы двух концепций настал в 2010 году, когда была принята ФЦП “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года”, или проект с громким названием  “Прорыв”. В нем принято соломоново решение – разработать техпроект БН-1200, построить БН-800, как шаг от БН-600 к БН-1200, и построить комплекс БРЕСТ-300-ОД (опытно-демонстрационный, электрической мощностью 300 мегаватт), из реактора с машзалом, модуля фабрикации топлива и модуля переработки топлива. Т.е. к 2020 году на примере реальной эксплуатации оценить все плюсы и минусы обоих концепций ЗЯТЦ и реакторов.

Современные проектные параметры и вид РУ БРЕСТ-300-ОД.

Удовлетворив две основные группировки “реакторных генералов” (кстати, и третью – “Гидропресс” – тоже, эта фирма возглавила проект СВБР-100 – малого быстрого реактора на свинцо-висмутовой эвтектике на деньги Олега Дерипаски и Росатома, но об этом как нибудь в следующий раз), “Прорыв” вызывал глухое недовольство у специалистов отрасли. Претензии можно сформулировать так: “50 лет уже быстрые реакторы ходят в перспективных, и вот их промышленное внедрение опять откладывается на 10 лет в попытке выяснить, какая из версий более правильная. Мы уже похоже на термоядерную энергетику”. Многим виделось более правильным развивать натриевое направление, строя небольшие свинцовые реакторы  для получения необходимого опыта и обоснований безопасности. В 2014 в Северском Химическом Комбинате (один из крупных заводов по обогащению урана и радиохимии) началось строительство модуля фабрикации и переработки топлива в рамках строительства БРЕСТ-300-ОД. К 2018 планируется закончить этот модуль, а к 2020 – и сам реактор. Через несколько лет после пуска реактора заработает блок переработки ОЯТ и отправки полученной топливной композиции в модуль фабрикации свежего топлива – и топливный цикл будет замкнут. Всего на стройку заложено финансирование в 64 миллиарда рублей и еще 37 – на НИИОКРы по концепции БРЕСТ.  И эти НИИОКРы активно идут уже несколько лет: построены стенды с макетами ПГ, ГЦН, петля САР реактора, произведено множество экспериментальных ТВС с нитридным топливом, которые испытываются в реакторах БОР-60 и БН-600, создана горячая свинцовая петля для изучения процессов свинцовой коррозии и т.д. Самое интересное, что в процессе НИИОКРов произошел отказ от виброуплотненного топлива в пользу таблеточного, однако все остальные ключевые решения остаются неизменные.

НИИОКР по созданию ПГ БРЕСТ.

Необходимо отметить, что в рамках Прорыва очень интенсивные НИОКР с созданием стендов всех агрегатов идут и по БН-1200. В т.ч. речь идет о переходе с МОКС-топлива БН-800 на смешанное нитридное топливо в БН-1200, создании новых безопасных парогенераторов (и сокращении их количества до 4), улучшении всех экономических характеристик натриевого направления вплоть до паритета с ВВЭР-1200. Что ж, не смотря на всю критику и скепсис, если БРЕСТ все-таки дойдет до физпуска, это будет безусловная веха в мировой ядерной энергетике и новые возможности для замкнутого ядерного топливного цикла, идеи, действительно обещающей почти безграничные энергетические возможности человечеству.

Источник: http://tnenergy.livejournal.com/