«Печка», которая сама себя топит
Единственному в мире действующему энергетического ядерному реактору на быстрых нейтронах БН-600 8 апреля исполнилось 30 лет. Об особенностях и будущем этой технологии мы беседуем с одним из его создателей — главным конструктором направления «быстрых» реакторов в ОАО «ОКБМ Африкантов» Борисом ВАСИЛЬЕВЫМ. — Борис Александрович, что означает «быстрый реактор» и чем он отличается от других?- Это означает, что цепная ядерная реакция деления вызывается в нем, главным образом, нейтронами с очень высокой энергией. Их физики называют «быстрыми». А вообще, атомная энергетика в нашей стране и в мире начиналась с реакторов иного типа, распространенных сейчас — «тепловых». Отличие их от «быстрых» заключается в том, что в тепловых реакторах нейтроны, выделяющиеся при ядерной реакции деления, специально замедляются водой до достижения теплового равновесия с окружающей средой. Быстрый же реактор — это реактор без замедлителя нейтронов. По этой причине в качестве теплоносителя в них используется не вода, хорошо замедляющая нейтроны, а расплавленный натрий. — В чем преимущество быстрых реакторов?- Топливом в атомной энергетике, как известно, служит уран. Его еще называют ядерным топливом. Цепную реакцию деления обеспечивает «горючий» изотоп уран-235, доля которого в природном уране составляет всего 0,7 проц. Обогащение топлива современных энергетических реакторов на тепловых нейтронах по урану-235 должно составлять от 2,5 до 4 – 5 процентов. Производство обогащенного урана обеспечивается созданной инфраструктурой промышленности в странах, активно развивающих атомную энергетику, в том числе в России. Основную часть природного урана составляет уран-238. Его ядра не делятся, а захватывают нейтроны, в результате образуется новое вещество — плутоний, который также, как уран-235, может быть использован в качестве «горючего» в ядерных реакторах. Причем, в реакторах на быстрых нейтронах количество образующегося плутония существенно больше, чем в тепловых реакторах, и может даже превышать количество первоначально загруженного делящегося материала в реактор. Это объясняется повышенным количеством нейтронов, рождающихся в таком реакторе, и рядом других нейтронно-физических особенностей. В результате быстрый реактор в процессе работы нарабатывает плутоний в количестве, достаточном для обеспечения себя новым топливом и изготовления определенного количества топлива для других реакторов. При реализации этого процесса путем переработки отработавшего топлива и изготовления нового смешанного уран-плутониевого топлива количество энергии, которое можно получить от природного урана, увеличивается примерно в 100 раз. Стратегия развития атомной энергетики с повторным использованием отработанного топлива называется концепцией замкнутого топливного цикла. — Когда планируется внедрение таких реакторов? — По оценкам, разведанных запасов природного урана для тепловых реакторов хватит примерно на столетие. У современной атомной энергетики есть и еще один недостаток — растущее количество отработавшего ядерного топлива. Отработавшее ядерное топливо — главный источник радиоактивных отходов, которые требуют особого внимания. В настоящее время в странах, нацеленных на масштабное развитие атомной энергетики (таких как Россия, Франция, Япония, Индия, Китай и некоторые другие), предполагается переработка отработавшего ядерного топлива с целью реализации замкнутого топливного цикла. Его дополнительным преимуществом является то, что после переработки отработавшего ядерного топлива остается относительно небольшое количество «бесполезных» элементов радиоактивных отходов, которые подлежат специальной обработке и захоронению. Способность реакторов на быстрых нейтронах многократно увеличить используемый энергетический потенциал природного урана практически означает возможность развития и функционирования крупномасштабной атомной энергетики в течение многих столетий без ограничений со стороны имеющихся топливных ресурсов. Без их применения атомная энергетика, как и энергетика на органическом топливе, неизбежно столкнется с проблемой дефицита топливного сырья уже в текущем столетии. Учитывая такие преимущества, как возможность использования для атомной энергетики относительно небольшого количества природного урана и возможность более надежной изоляции радиоактивных отходов после переработки отработавшего ядерного топлива, «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года» предусматривает создание условий для перехода атомной энергетики на замкнутый топливный цикл с внедрением реакторов на быстрых нейтронах. — Почему же быстрые реакторы не внедрялись ранее, и заменят ли они в перспективе господствующие ныне тепловые реакторы? — Тепловые реакторы хорошо освоены, показали свою надежность и безопасность, в мире есть богатый опыт их эксплуатации, и вырабатываемая ими энергия конкурентоспособна с той, что производится на электростанциях, использующих органическое топливо.А технология быстрых реакторов в целом все же сложнее, чем тепловых реакторов, — из-за применения натриевого теплоносителя. Преимущество быстрые реакторы имеют только при реализации замкнутого топливного цикла в условиях роста стоимости природного урана. Такая тенденция прогнозируется на рынке урана, особенно, в связи с быстрым развитием атомной энергетики в Китае и Индии. Но в обозримом будущем быстрые реакторы будут работать совместно с тепловыми реакторами, которые продолжают совершенствоваться и будут строиться и в дальнейшем. Благодаря избыточной наработке плутония быстрые реакторы в перспективе будут подпитывать топливом тепловые реакторы. — Вернемся к юбиляру — реактору БН-600, уже тридцать лет успешно работающему на Белоярской АЭС. Ведь он был спроектирован в ОКБМ? — Реакторы на быстрых нейтронах — это одно из важных традиционных направлений работ нашего предприятия. ОКБМ было привлечено к разработке энергетических реакторов на быстрых нейтронах в начале 1960‑х годов в качестве головной конструкторской организации. В 1973 году был введен в эксплуатацию наш первый энергетический опытный реактор БН-350 в городе Шевченко (ныне Актау) в Казахстане. Реактор успешно проработал до распада СССР и был остановлен в 1998 году. Тридцать лет назад, в 1980 году, на Белоярской атомной электростанции под Свердловском начал работать мощный энергоблок с ядерным реактором на быстрых нейтронах БН-600, проект которого был разработан нашим предприятием как главным конструктором и Ленинградским проектным институтом (ныне — СПбАЭП) под научным руководством Физико-энергетического института (ФЭИ). Этот реактор мощностью 600 мегаватт способен полностью обеспечить электроэнергией город с населением в 500 тысяч человек. Работы в ОКБМ проводились под руководством первого директора и главного конструктора Игоря Ивановича Африкантова, а после его ухода из жизни в 1969 году — под руководством Федора Михайловича Митенкова. В 2004 году за разработку физико-технических основ и создание реакторов на быстрых нейтронах академику Митенкову была присуждена международная премия «Глобальная энергия». Незадолго до достижения 30-летнего срока эксплуатации (эта дата приходится на 8 апреля 2010 г.) реактор БН-600 был остановлен для проведения перегрузки топлива и выполнения ремонтных и восстановительных работ для продолжения эксплуатации. 30 лет — это назначенный проектный срок службы реактора, однако проведенный специалистами ОКБМ и ряда других предприятий анализ показал, что при выполнении некоторых мероприятий срок службы реактора может быть продлен. На основании представленного обоснования Ростехнадзор 9 апреля 2010 г. выдал лицензию на продление срока эксплуатации реактора БН-600 на 10 лет. При эксплуатации реактора БН-600 ОКБМ постоянно и очень внимательно осуществляло авторское сопровождение. Приходилось решать и сложные задачи по обеспечению работоспособности этого реактора нового типа. В связи с юбилеем особенно хотелось бы отметить вклад в разработку реактораБН-600 и осуществление авторского сопровождения заместителя директора — главного конструктора ОКБМ Владимира Ивановича Ширяева и сменившего его на этом посту в 1986 г. Александра Ивановича Кирюшина, который в период 1997 – 2002 г. возглавлял ОКБМ. — Каково будущее быстрых реакторов в России? Кто «встанет на смену» реактору БН-600? — В России делаются важные шаги по дальнейшему развитию реакторов на быстрых нейтронах. Возобновлено сооружение следующего — более мощного (880 мегаватт) усовершенствованного реактора БН-800 на Белоярской АЭС, начатое еще в 80‑е годы прошлого века. Ввод его в эксплуатацию намечен на 2014 год. ОАО «ОКБМ Африкантов», являясь главным конструктором реактора БН-800, взяло на себя и роль комплектного поставщика оборудования реакторной установки и изготавливает часть важного оборудования в своих цехах (ОКБМ имеет статус научно-производственного центра).Серийное сооружение энергетических реакторов на быстрых нейтронах в нашей стране начнется на основе нового проекта ОКБМ. Этот проект реактора мощностью 1200 мегаватт планируется разработать к 2016 году в рамках новой федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», утвержденной постановлением Правительства РФ в феврале этого года. Главные цели, которые мы ставим перед собой в новом проекте, — это существенное улучшение экономических показателей будущего быстрого реактора, дополнительное повышение его безопасности и надежности. Научно-технической основой разрабатываемых нами решений как раз и является тот уникальный опыт и новые знания, которые получены за 30 лет эксплуатации реактора БН-600. Многие технические решения прошли «обкатку» на этом реакторе и тем самым подтвердили свою эффективность. В то же время с учетом этого опыта мы определили, какие более совершенные решения могут быть применены в новом проекте. Первый реактор БН-1200, также как и реакторы БН-600, БН-800, планируется построить на Белоярской АЭС. — А как соотносятся наши разработки по быстрым реакторам с мировым уровнем в этой области? Работы по реакторам на быстрых нейтронах начались в 1950‑е годы во всех ведущих странах мира, развивающих атомную энергетику, — в США, Франции, Великобритании, а затем в Германии, Японии и Индии. Позднее к работам в этой области приступили Китай и Южная Корея. Однако практически достигнутые результаты в этих странах менее значительны. Как уже отмечалось, на сегодняшний день БН-600 — единственный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах. Благодаря этому, а также проводимым работам по сооружению БН-800 и проектированию БН-1200 Россия занимает лидирующее место в мире в этом важном и перспективном направлении развития атомной энергетики.
