Газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС Главная проблема в развитии АЭС

В конце 1943 г. было организовано первое урановое горнодобывающее предприятие. С 1945 г. начаты системные геологические исследования и геологоразведочные работы по всей стране. Развернута целевая подготовка кадров, решены сложные организационные вопросы. На высшем уровне налажено системное управление урановым проектом. Я горжусь тем, что со студенческих лет - с 1947 года, работая в экспедициях, на горных предприятиях, в министерстве и правительстве СССР, в Академии наук СССР и России никогда не оставлял работу по проблемам атомной науки и промышленности.

Чистая водородная бомба.

Первые разработки этой модификации термоядерной бомбы появились еще в 1957 году, на волне пропагандистских заявлений США о создании некоего «гуманного» термоядерного оружия, которое не несет столько вреда для будущих поколений, сколько обычная термоядерная бомба. В претензиях на «гуманность» была доля истины. Хотя разрушительная сила бомбы не была меньшей, в то же время она могла быть взорвана так, чтобы не распространялся стронций-90, который при обычном водородном взрыве в течение длительного времени отравляем земную атмосферу. Все, что находится в радиусе действия подобной бомбы, будет уничтожено, однако опасность для живых организмов, которые удалены от взрыва, а также для будущих поколений, уменьшится.

 Однако данные утверждения были опровергнуты учеными, которые напомнили, что при взрывах атомных или водородных бомб образуется большое количество радиоактивной пыли, которая поднимается мощным потоком воздуха на высоту до 30 км, а потом постепенно оседает на землю на большой площади, заражая её. Исследования, проведенные учеными, показывают, что понадобится от 4 до 7 лет, чтобы половина этой пыли выпала на землю.

Атом и экология.

Долгое время существовала угроза нанесения большого вреда экологии нашей планеты за счет выброса радиоактивных веществ при ядерных испытаниях (главным образом при атмосферных) испытаниях. Необходимо учитывать, что количество веществ, образующихся при взрыве, зависит от калибра бомбы. Установлено, что радиоактивное заражение в основном определяется «осколками» деления ядер вещества, составляющего заряд бомб – урана или плутония. У современных водородных бомб, работающих по схеме: расщепление – ядерное соединение – расщепление, образуется огромное количество т.н. «осколков» деления. Часть из них возникает при взрыве атомного детонатора и большая часть – при расщеплении урановой оболочки. В результате некоторое количество радиоактивных веществ образуется в земле, воде и окружающих предметах.

Количество радиоактивных веществ, выпадающих на землю, зависит и от вида взрыва – воздушный, наземный, подводный, подземный (в двух последних случаях загрязнение земли минимально). Само собой разумеется, что ни о каком влиянии на выпадение радиоактивных элементов на землю при космических взрывах говорить не приходится. Наибольшее количество радиоактивных веществ выпадает при наземном взрыве, особенно в районе взрыва. Метеоусловия играют также важную роль: Китай в свое время проводил наземные и атмосферные ядерные испытания в непосредственной близости от границы с СССР (Киргизией) в те моменты, когда ветер имел направление в сторону СССР. Таким образом, облака радиоактивной пыли относились ветром вглубь нашей территории, и выпадавшая из них пыль рассеивалась уже на ней.

Из всех радиоактивных веществ, выпадавших на землю, наиболее опасным являлся стронций-90, период полураспада которого равен 25 годам. Попадая внутрь организма человека или животных в виде пыли, стронций, подобно кальцию, отлагается в костных тканях, что в последствие приводит к появлению опухолей различных типов и тяжести.

В этой связи трудно переоценить роль договора о запрещении ядерных испытаний в трех сферах (на земле, под водой и в космосе), подписанного держававами-обладателями ядерного оружия. Совсем недавно, после того как Франция закончила свои испытания на атолле Морророа в Тихом океане, все 5 сверх держав, обладающие ядерным оружием, заявили о полном прекращении ядерных испытаний. Это было достигнуто в значительной степени благодаря осознанию той страшной угрозы, которую несет в себе продолжение испытаний ядерного оружия, а также благодаря созданию технологий компьютерного моделирования ядерных взрывов.

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергетики

 

«Надо надежно перекрыть пути расползания ядерного оружия. Этого можно добиться, в том числе исключив использование в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония. Технически это вполне осуществимо. Но гораздо важнее другое — сжигание плутония и других радиоактивных элементов дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов. Открывает миру принципиально новые перспективы безопасной жизни». Эта важнейшая политическая инициатива была выдвинута Президентом РФ В.В.Путиным на Саммите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г. Ядерной технологией, способной выполнить поставленные Президентом РФ задачи, является технология БРЕСТ, работы над которой были начаты в 1990 г. предприятиями Минатома России.

Требования к крупномасштабной ядерной энергетике:

1. Неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана.

2. Естественная безопасность, исключение аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях.

3. Снижение радиационной опасности РАО до уровня радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО.

4. Закрытие «энергетического» канала распространения ядерного оружия путем исключения из ЯТЦ обогащения урана и выделения плутония.

5. Экономическая выгодность производства ядерной энергии на дешёвом неисчерпаемом ядерном топливе и недорогих АЭС естественной безопасности независимо от конъюнктуры топливного рынка.

6. Защита от терроризма.

Выполнение всей суммы этих требований откроет дорогу развитию крупномасштабной ЯЭ, способной решить встающие в 21 веке перед миром проблемы топлива и энергии.

Ядерный энергетический комплекс (ЯЭК). При реализации перечисленных требований принципиальным становится вопрос о замкнутом топливном цикле (ЗТЦ) и технологии регенерации топлива, так как длительность внереакторной части ЗТЦ, должна быть минимальна. Рассмотрим на примере быстрого натриевого реактора БН-800. Время нахождения топлива в реакторе - 1,4 года. При использовании технологии регенерации на базе водной химии на централизованном заводе - длительность внереакторной части ТЦ будет ~7 лет, т.е. вне реактора будет в 5 раз больше топлива, чем в реакторе, при этом на плутонии из ОЯТ ТР – можно будет запустить в 6 раз меньше БР. Вторым доводом является избыточное воспроизводство плутония (ИВП), которого будет в 6 раз меньше.

ИВПэфф = (КВ-1)×Треакт./(Треакт +Твнереакт),

где КВ – коэффициент воспроизводства топлива в реакторе,

Треакт. – кампания топлива в реакторе

Твнереакт. – длительность внереакторной части топливного цикла.

При КВ ~ 1,2 внешний потребитель плутония будет видеть, что для него вложенный в цикл плутоний размножается с ИВПэфф=0,03 (КВэфф=1,03), т.е. бессмысленно говорить о размножении плутония в быстрых реакторах при любых коэффициентах воспроизводства.

Из этого следует, что ЗТЦ должен быть пристанционным и технология регенерации должна позволять работать с высокоактивным топливом. В пользу ПЯТЦ говорит и транспортировка свежего и облучённого уран-плутониевого топлива на централизованный завод. Транспортировка на один завод (по опыту ВВЭР-440) с одного реактора БРЕСТ-1200 потребует 10 железнодорожных составов в год, 100 реакторов - 1000 составов (~6 составов в день: 3 - принять, 3 - отправить). При этом будут использоваться 8000 контейнеров с высокоактивным ядерным топливом, что потребует трудно прогнозируемых в настоящее время мер по обеспечению безаварийности, радиационной безопасности и соблюдению режима нераспространения (50-100 кг плутония в контейнере).

При сжигании минорных актиноидов в реакторе в хранилище РАО будут находиться только продукты деления, которые после выдержки 150 – 200 лет могут быть захоронены в места добычи урана, не требуя дальних перевозок высокоактивных веществ.

Таким образом, АЭС превращается в ядерный энергетический комплекс, состоящий из АЭС, пристанционного ядерного топливного цикла и хранилища РАО.

Конструкция реакторной установки БРЕСТ-1200. Реакторная установка БРЕСТ-1200 представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок, в состав которого входят реактор с парогенераторами (ПГ), насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты (СУЗ), бетонная шахта с тепловой защитой, паротурбинная установка, системы теплоотвода при расхолаживании, разогрева реактора, защиты реакторной установки от превышения давления, очистки теплоносителя первого контура, очистки газа и другие вспомогательные системы.

В качестве топлива рассматривается хорошо совместимое со свинцом и материалом оболочки твэла высокоплотное (14,3 г/см3) и высокотеплопроводное (20 Вт/м×К) мононитридное смешанное топливо (UN – PuN – МА), а материал оболочки - хромистая сталь ферритно-мартенситного класса.

Для снижения температуры топлива и выхода продуктов деления из топлива под оболочку зазор между топливом и оболочкой залит свинцом, обеспечивающим хороший тепловой контакт топлива с теплоносителем.

С целью увеличения проходного сечения по теплоносителю, повышения уровня мощности, отводимой естественной циркуляцией свинца, исключения потери охлаждения в аварийных ТВС при перекрытии расхода все ТВС выполняются бескожуховыми.

Вместо обычного выравнивания радиального распределения энерговыделения обогащением топлива применено трехзонное выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов путем профилирования энерговыделения и расхода свинца в ТВС за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе. Это обеспечило хорошее выравнивание и стабильность температур свинца на выходе из активной зоны и температур оболочек твэлов.

Использование химически инертного, высококипящего расплавленного свинца позволило отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему с паровым перегревом пара и с догревом питательной воды до 340оС острым паром.

Отвод тепла от активной зоны реактора осуществляется принудительной циркуляцией свинца насосами. Циркуляция через активную зону и ПГ осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней "холодного" и "горячего" теплоносителя. При этом исключается неравномерность расхода свинца через ПГ при остановке одного или нескольких насосов и обеспечивается инерция расхода при быстрой остановке насосов за счет выравнивания уровней теплоносителя в напорной и всасывающей камерах (~20 c).

Для снижения последствий аварии с разрывом труб ПГ применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой ПГ и ГЦН вынесены за пределы основного корпуса реактора. Такая компоновка вместе с выбранными схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора в барботеры исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора. Невысокое давление в свинцовом контуре и относительно высокая температура замерзания свинца способствуют самозалечиванию трещин, что исключает аварии с потерей охлаждения, расплавлением твэлов, истечением радиоактивного свинца в помещения РУ.

Большие размеры и вес реактора создают проблемы изготовления, транспортировки, монтажа и обеспечения сейсмической устойчивости конструкции. В БРЕСТ-1200 принято бассейновое расположение реактора и ПГ непосредственно в бетонной шахте с тепловой защитой без металлического корпуса. Поддержание температуры бетона в допустимых пределах обеспечивается естественной циркуляцией воздуха в нём.

Теплоотвод в систему аварийного расхолаживания осуществляется естественной циркуляцией воздуха в трубах Фильда, расположенных непосредственно в свинце в шахтах ПГ. Отводимая такой системой мощность ~1%.

Расчеты аварийных ситуаций, включая крайние, подтверждают устойчивость реактора к ним и исключение радиоактивных выбросов, требующих эвакуацию населения.

Для обоснования работоспособности ЯЭК БРЕСТ-1200 необходимо создать опытно-демонстрационный ЯЭК, основные задачи которого: физические и теплогидравлические исследования; освоение теплоносителя; ресурсные испытания; демонстрация устойчивости реактора к тяжёлым аварийным исходным в т.ч. и без срабатывания СУЗ; освоение ПЯТЦ и технологий обращения с РАО.

В связи с этим разработан проект ЯЭК РУ БРЕСТ-ОД-300 с ПЯТЦ для площадки Белоярской АЭС. В его составе технические проекты РУ, парогенератора, насоса, перекрытия, шахты реактора, перегрузочной машины; систем РУ – разогрева, приема, подготовки и заполнения теплоносителем, компенсации давления, очистки радиоактивного газа, обработки теплоносителя газовыми смесями, воздушного охлаждения шахты, нормального и аварийного расхолаживания, локализации течи парогенератора; проекты АЭС и ПЯТЦ - генплан; технологические решения; главный корпус; машзал и второй контур; строительные решения; проект организации строительства; предварительное обоснование обеспечения безопасности; оценка воздействия на окружающую среду; проектно-изыскательские работы; технические проекты оборудования ПЯТЦ - разделка ТВС; регенерация топлива; изготовление твэлов и ТВС; оборудования по переработке РАО.

Конструкция ЯЭК БРЕСТ-ОД-300 отличается от БРЕСТ-1200 только мощностью и габаритами оборудования.

Пристанционный ядерный топливный цикл. Технический проект ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-300 разрабатывался на принципах естественной безопасности:

- детерминистическое исключение тяжелых радиационных, ядерных аварий при переработке и фабрикации ядерного топлива путем создания ядерно-безопасных аппаратов. Критическая масса сферы с бетонным отражателем из топлива равновесного состава составляет приблизительно 1100 кг, а в переработке находиться до 3 облученных ТВС с общей массой ядерного материала около 373 кг;

- уровень радиоактивности топлива 50-500 Ки/кг облегчает его защиту от краж;

- исключение технологий обогащения урана и выделения плутония, отказ от межобъектовой транспортировки свежего и облучённого ядерного топлива;

- упрощение проблем обращения с РАО за счет их фракционирования, трансмутации актиноидов и долгоживущих продуктов деления в ядерном реакторе;

- U-Pu топливо равновесного состава с добавлением обедненного или природного урана. Годовая производственная программа цикла предусматривает регенерацию и рефабрикацию 29 ТВС БРЕСТ-ОД-300 и 259 ТВС БН-800.

В технический проект оборудования пристанционного цикла входят - аппарат для растворения ТВС; установка для регенерации топлива (электролизер); установка получения мононитридов; установка кассетного пресса; печи удаления связующего и спекания непрерывного действия; оборудование камеры сборки, герметизации и контроля твэлов; оборудование участка изготовления ТВС; проекты систем управления.

В 2001 году была проведена экспертиза ЯЭК БРЕСТ-ОД-300. 107 специалистов и независимых экспертов в течение года анализировали проект. Экспертиза не выявила принципиальных проблем, препятствующих осуществлению проекта. Ранее энергетическим отделением РАН проводилась экспертиза, подтвердившая правильность выбранной технологии. Ядерная технология БРЕСТ способна стать основой развития крупномасштабной ядерной энергетики 21 века.

Совершенствование ядерного топливного цикла, его интернационализация, развитие лизинга обогащенного урана, возврат отработанного топлива в страну его производящую и даже лизинг ядерной энергии стали важными инициативами и предметом глубоких исследований, инициированных политическим руководством нашей страны и некоторых других стран, решительно поддержанные МАГАТЭ.
Атомная энергетика