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.

Разработка и обоснование концепции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах

Целью проекта является разработка, исследование и обоснование концепции газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах с керамической активной зоной, с коэффициентом воспроизводства больше 1, с повышенным уровнем самозащищенности и температурным потенциалом, позволяющим использовать этот реактор в качестве энергоисточника для промышленного производства водорода. Разработка такого реактора рассматривается в контексте создания Новой технологической платформы (НТП) атомной энергетики в качестве ее не первоочередного, но завершающего этапа. Высокотемпературный быстрый реактор - это базовый элемент экологически чистой атомно-водородной энергетики, переход к которой означал бы качественный скачок в развитии современной цивилизации.

Как известно, ядерные реакторы можно классифицировать по разным признакам – быстрые и тепловые, корпусные и канальные, транспортные и стационарные и т.д. Одной из наиболее содержательных является классификация реакторов по типу теплоносителя. Именно выбор теплоносителя решающим образом определяет успех или провал реакторной концепции. За прошедшие полвека существования атомной энергетики были испробованы самые разные теплоносители: легкая и тяжелая вода, щелочные металлы (Nа, K, Li), ртуть, сплав свинца и висмута, газойль, гидротерфенил, дитолилметан и другие органические теплоносители, расплавленные соли урана, углекислый газ, гелий, диссоциирующий газ N2O4. Большинство из этих теплоносителей оказалось неудачными. Опыт показывает, что для того, чтобы реакторная концепция была успешной, теплоноситель должен быть радиационно-стойким и максимально дружественным по отношению к конструкционным материалам и окружающей среде. Любое отступление от этого правила ведет к затяжной, дорогостоящей и, как показывает опыт, безнадежной борьбе с Природой.

Пример такой борьбы − это защита оболочек твэлов от тяжелого жидкометаллического (Pb-Bi) теплоносителя. За пятьдесят лет было испробовано множество способов – подбор и легирование сталей, масса разнообразных покрытий (бериллиация, оксидирование, хромирование, молибденирование, силицирование, алитирование), ингибиторы и т.д. Безуспешно. Наибольшие надежды сегодня возлагаются на оксидную пленку. Для ее создания и поддержания разработана методика, связанная с вводом в теплоноситель кислорода. Однако кислород способен образовывать не только защитную пленку на оболочке, но и окислы Pb-Bi, которые могут блокировать проходное сечение. Да и сама оксидная пленка не столь уж надежная защита - она разрушается из-за механических повреждений, из-за различия коэффициентов линейного удлинения окисла и металла во время термических циклов, вследствие эрозии. Можно ли считать безопасным реактор, над которым постоянно висит угроза растворения оболочек твэлов или зашлаковывания ТВС? Случаи аварийных ситуаций в теплоэнергетике из-за нарушений водно-химического режима Задача данного раздела представить краткое описание наиболее необычных и сложных случаев нарушений водно-химического режима, приведших к аварийным ситуациям с теплоэнергетическим оборудованием и тепловых сетей.

В наибольшей степени указанному выше требованию дружественности к конструкционным материалам и окружающей среде удовлетворяют два теплоносителя – легкая вода и гелий. Именно поэтому практически вся современная атомная энергетика (PWR, BWR, ВВЭР, РБМК) базируется на легководной технологии в разных ее вариантах, а перспектива – освоение температур порядка 1000ºС и выход на атомно-водородную энергетику связывается, прежде всего, с гелием. Даже тяжеловодное направление реакторов CANDU в своей последней версии – (Advanced CANDU Reactor) ACR-700 - отказалось от использования тяжелой воды в качестве теплоносителя и перешло на легководное охлаждение.

Легководная технология не только тотально доминирует в сегодняшней атомной энергетике, но и, очевидно, будет сохранять свое доминирующее положение несколько следующих десятилетий – практически все усовершенствованные реакторы нового поколения, предназначенные для серийного строительства в ближайшие годы (EPR, AP1000, APWR, ABWR, ACR-700, AЭC-2006), с ресурсом работы 60 лет – это реакторы с легководным теплоносителем. Поэтому при обсуждении НТП очень важно проанализировать современные тенденции в развитии именно этого направления.

PWR или BWR? С самого начала в легководном направлении конкурировали две ветви развития: двухконтурные реакторы с водой под давлением − типа PWR, ВВЭР − и одноконтурные корпусные реакторы с кипящим теплоносителем − типа BWR, ВК. К одноконтурным кипящим реакторам с легководным теплоносителем относятся и наши реакторы РБМК и ЭГП-6.

Сегодня PWR и BWR – два самых многочисленных семейства действующих энергетических реакторов. Количественно преобладают реакторы типа PWR – 210 против 92 BWR. Причины первоначального успеха PWR, по сравнению с BWR, состояли в том, что у кипящих реакторов был выявлен ряд проблем, заставлявших сомневаться в их надежности, а именно:

коррозия циркониевых оболочек в кипящем режиме и связанная с этим более высокая, чем в PWR, повреждаемость твэлов и большее радиационное воздействие на окружающую среду;

проблемы с устойчивостью поля энерговыделения из-за сильной обратной связи по плотности воды, что потребовало более сложной, чем в PWR, системы внутриреакторного контроля и профилирования энерговыделения;

большие размеры корпуса, например, корпус ABWR мощностью 1400 МВт(э) имеет диаметр 7,1 и высоту 21 м;

нижнее расположение ОР СУЗ, что делает невозможным пассивное срабатывание аварийной защиты под действием собственной тяжести, и что потребовало разработки специальных гидравлических приводов.

За прошедшие полвека эти проблемы были успешно решены. И надежный твэл, и радиационное воздействие, и выравнивание поля энерговыделения, и устойчивость, и корпус – все это сегодня отработанная промышленная технология.

Вот данные о результатах эксплуатации кипящих реакторов, взятые из журнала Nuclear Engineering International за ноябрь и декабрь 2006 г. Средний коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) по 35 американским BWR за последние 12 месяцев (данные на 01.07.2006 г.) составил 89.1%, по шведским BWR (7 реакторов) – 91.7%. Японские ABWR (Кашивазаки Карива-7,8) отработали по 10 лет со средним КИУМ 79.4%. Последние 12 месяцев блок Кашивазаки Карива-7 отработал с КИУМ 102.3%. Кроме этого блока, еще 6 кипящих реакторов в мире отработали последние 12 месяцев с КИУМ 100% и даже немного выше (за счет форсирования мощности). Таков реальный современный уровень надежности и работоспособности этих реакторов. Для сравнения, КИУМ РБМК за те же 12 месяцев − 72%, ВВЭР − 75.3%.

Средняя коллективная доза на один реактор типа PWR за 1 год в мире составляет 0.8 чел-Зв, на один BWR − 1.5 чел-Зв, на шведских BWR средняя коллективная доза - 0.6 чел-Зв (данные за 2004 г.). Для сравнения, на российских ВВЭР средняя коллективная доза на один блок составляет 1.0 чел-Зв, на РБМК - 3.5 чел-Зв. Средняя годовая коллективная доза от рентгенологических обследований в развитых странах оценивается величиной 1000 чел-Зв на 1 млн. жителей.

Сегодня, когда главные трудности преодолены, на передний план вышли фундаментальные преимущества кипящих реакторов:

- отсутствие второго контура с его трубопроводами, насосами, арматурой, предохранительными клапанами, приборами контроля и т.п.

- отсутствие такого сложного, дорогого и металлоемкого оборудования, как парогенераторы, компенсатор давления, борная система регулирования; соответственно, нет нужды в помещениях, требуемых для размещения этого оборудования (сокращается объем строительных работ), отпадает необходимость в его обслуживании, контроле и ремонте, что положительно сказывается и на надежности, и на экономике энергоблока;

- вдвое меньшее, по сравнению с PWR, давление в корпусе реактора способствует повышению безопасности реакторной установки;

- при меньшем давлении в корпусе реактора обеспечивается лучшее качество пара, идущего на турбину, а, следовательно, и более высокий КПД энергоблока.

Все эти преимущества объективно выдвигают вперед кипящие реакторы в конкурентной борьбе с реакторами типа PWR. Особенно наглядно это видно на примере Японии, обладающей третьей по масштабам атомной энергетикой в мире (54 энергетических реактора). Пример Японии показателен тем, что, во-первых, в отличие от США строительство энергоблоков в этой стране не прерывалось, во-вторых, в отличие от Франции, Япония располагает примерно равным количеством реакторов типа PWR и BWR и, наконец, в третьих, уровень развития обоих направлений одинаково высок – в Японии спроектированы (совместно с США) и построены усовершенствованные (Advanced) реакторы третьего поколения APWR мощностью 1500 МВт(э) и ABWR мощностью 1400 МВт(э). Эта страна имеет реальную возможность выбирать между двумя типами легководных реакторов.

Так вот, из девяти реакторов, введенных в эксплуатацию в Японии с 1996 г, шесть реакторов - кипящие (2 BWR и 4 ABWR) и только 3 реактора с водой под давлением. Комиссия по атомной энергетике в период с 2007 по 2011 г. планирует начать строительство еще 11 реакторов общей мощностью 13 407 МВт(э), из которых 10(!) будут усовершенствованными легководными реакторами с кипящим теплоносителем типа ABWR.

В США планируется начать строительство двух реакторов ABWR на площадке в Беллафонте, штат Алабама, и кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя мощностью 1500 МВт(э) на площадке Брюно, Айдахо. Уже второй блок с реактором ABWR достраивается на Тайване.

Тенденция отчетливо обозначилась − в легководной технологии кипящие одноконтурные реакторы выходят сегодня на лидирующие позиции. Это связано не только с перечисленными выше преимуществами этого типа реакторов, но и еще с одним очень важным обстоятельством - оказалось, что у кипящих легководных реакторов существенно больший, чем у PWR, потенциал развития, который заключается в следующем.

1) Естественная циркуляция теплоносителя. Именно в кипящем режиме эффективнее всего реализуется естественная циркуляция теплоносителя. Уже сегодня разработаны и лицензированы проекты упрощенных кипящих реакторов (SBWR – Simplified Boiling Water Reactor) мощностью 600 МВт(э). В настоящее время в США спроектирован и проходит лицензирование экономичный упрощенный кипящий легководный реактор ESBWR (Economic Simplified BWR) c естественной циркуляцией теплоносителя мощностью 1500 МВт(э). Естественная циркуляция сообщает этому реактору уникальные свойства безопасности - вероятность тяжелой аварии с плавлением активной зоны для такого реактора оценивается величиной 3∙10-8 реактор/год, что значительно ниже, чем для реакторов EPR и AP1000.

2) Быстрый нейтронный спектр. Главный недостаток легководных реакторов, как и других реакторов на тепловых нейтронах, − это низкая эффективность использования топлива. Тепловые реакторы способны использовать всего около 0.5% энергетического потенциала урана. При широкомасштабном развитии атомной энергетики и такой эффективности использования урана можно очень быстро столкнуться с его дефицитом. Выход из этой ситуации один – создание реакторов на быстрых нейтронах. Оказывается, что технология кипящих легководных реакторов позволяет достичь условий, необходимых для получения быстрого спектра. Расчеты показывают, что если перейти от стандартной квадратной решетки твэлов реакторов BWR к тесной треугольной решетке (расстояние между твэлами ~1-1.3 мм) и ввести воспроизводящие бланкеты, то коэффициент воспроизводства в таком легководном кипящем реакторе превысит 1. Концепция уплощенной активной зоны, аналогичной БН, обеспечивает отрицательный пустотный эффект реактивности.

В настоящее время активные работы по проекту такого реактора с уменьшенным замедлением (Reduced-moderation water reactors − RMWR) ведутся в Японии. Намечено строительство прототипной установки мощностью 300 МВт(э). Расчеты, выполненные в ГНЦ РФ-ФЭИ, подтверждают возможность получения коэффициента воспроизводства больше 1 в таком реакторе. Это резко снижает расход природного урана по сравнению с действующими легководными реакторами и надолго отодвигает проблему его дефицита. Разумеется, на водоохлаждаемом быстром реакторе нельзя осуществить расширенное воспроизводство вторичного ядерного горючего, но ведь и быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением БН-1800 или БРЕСТ с их коэффициентом воспроизводства ~1.1-1.2 отнюдь не являются размножителями, это тоже всего лишь режим самообеспечения.

В 80-е годы прошлого века активно рассматривалась концепция PWR с тесной решеткой твэлов. Оказалось, однако, что получить коэффициент воспроизводства больше 0.8-0.85 с водой под давлением нельзя. Это, конечно, лучше, чем 0.6 в стандартном PWR, но принципиально проблемы топливообеспечения не решает.

В те же годы активно прорабатывалась концепция быстрого реактора с паровым охлаждением. Это уже ближе к кипящему быстрому реактору, предлагаемому японцами. Но есть и принципиальная разница – схема охлаждения. У кипящего быстрого реактора это классическая схема BWR, когда на вход активной зоны подается вода (которая закипает в нижнем торцевом воспроизводящем бланкете). Работоспособность этой схемы подтверждена тысячами реакторо-лет успешной эксплуатации кипящих реакторов. В быстром пароводяном реакторе, в отличие от BWR, внутри корпуса осуществляется рециркуляция пара, а не воды. Питательная вода подается из подогревателя высокого давления на вход в струйные компрессоры пара, которые засасывают часть перегретого пара с выхода активной зоны и образуют пароводяную смесь с массовым паросодержанием 35% при давлении ~16 МПа. Такая схема охлаждения реактора еще никогда и нигде не применялась и ее работоспособность требует подтверждения. Именно схема охлаждения, как уже говорилось, делает одну реакторную концепцию реализуемой и работоспособной, а другую нет.

Переход к простой одноконтурной схеме охлаждения и использование отработанной технологии легководного кипящего теплоносителя позволит значительно уменьшить стоимость быстрого реактора, сделает его конкурентоспособным в современной энергетике и в энергетике ближайших десятилетий.

Следует подчеркнуть, что вариант кипящего быстрого реактора в отличие, например, от реактора со сверхкритическим давлением теплоносителя, не требует многолетней и дорогостоящей разработки новых материалов, корпусов, основного оборудования, обоснования их работоспособности и т.п. Концепция кипящего быстрого реактора вытекает из всего предыдущего развития кипящих реакторов и не выходит далеко за рамки освоенных технологий, материалов, режимов эксплуатации, диапазонов изменения параметров, а вместе с тем достигает главного – решения проблемы топливообеспечения.

Россия также обладает значительным опытом в разработке и эксплуатации кипящих одноконтурных реакторов (РБМК), в том числе и с естественной циркуляцией теплоносителя (ЭГП-6). Вот уже 40 лет успешно эксплуатируется корпусной кипящий реактор ВК-50, в НИКИЭТ разработан проект корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией – ВК-300.

Основа современной атомной энергетики и АЭС ближайших десятилетий - это реакторы большой мощности с легководным теплоносителем. Основная тенденция в развитии легководного направления – превалирование одноконтурных корпусных кипящих реакторов над двухконтурными реакторами под давлением. Главные направления развития кипящих реакторов – переход на естественную циркуляцию теплоносителя и создание реактора с коэффициентом воспроизводства, близким к 1.

Говоря о конкуренции двух концепций − PWR и BWR, нельзя не отметить и общую тенденцию в их развитие – решение проблемы отработанного ядерного топлива (ОЯТ), замыкание топливного цикла, использование в действующих реакторах вторичного ядерного горючего – плутония. Больше всех на этом пути преуспела Франция, для которой замкнутый топливный цикл и загрузка МОХ-топлива в реакторы PWR − это уже рутинная промышленная технология. МОХ-топливо загружается в легководные реакторы в Бельгии, Германии, Японии. В США спроектирован реактор типа PWR (SYSTEM-80+) со 100%-й загрузкой МОХ-топливом. В Японии сооружается кипящий реактор ABWR, который также допускает 100%-ю загрузку МОХ-топлива. Одним из основных требований, предъявляемых к легководным реакторам нового поколения, сформулированным в EUR (European Utility Requirements), является возможность использования в этих реакторах МОХ-топлива, доля которого в загрузке должна достигать 50%. Новейший европейский реактор EPR этому требованию соответствует. Ясно, что при создании АЭС-2006 такая возможность должна быть предусмотрена, если мы действительно хотим получить современный конкурентоспособный реактор.

Замыкание топливного цикла, использование наработанного плутония и решение проблемы ОЯТ – необходимые условия существования полноценной атомной энергетики. Решение этой задачи должно стать приоритетной целью НТП. Только замыкание топливного цикла и превращение изотопов плутония из опасных радиотоксичных отходов в нормальное реакторное топливо создаст предпосылки и стимулы для широкомасштабного внедрения быстрых реакторов и сделает атомную энергетику привлекательной в глазах общественности.

Политика «снимания сливок» − быстрого строительства десятков энергоблоков, работающих на дешевом уране, с перекладыванием проблемы ОЯТ на плечи будущих поколений, так же безответственна, как и ускоренное выкачивание и распродажа нефти и газа так, как будто нам самим это уже никогда не понадобится. Нефть, газ, уран − это и есть наш Стабилизационный Фонд, а не доллары, которые в любой момент могут растаять и обесцениться.

С учетом сказанного, можно составить следующую схему перехода на Новую технологическую платформу, выделив на этом пути два этапа.

Первый этап создания НТП:

Создание на базе отработанной технологии ВВЭР энергоблоков АЭС-2006 с гибким топливным циклом, включая загрузку МОХ-топливом (до 50%).

Решение проблемы ОЯТ и замыкание топливного цикла, как необходимые условия существования масштабной и долговременной атомной энергетики.

Разработка кипящего корпусного реактора большой мощности с естественной циркуляцией теплоносителя.

Разработка кипящего корпусного реактора с коэффициентом воспроизводства, близким к 1.

Решение этих задач позволит атомной энергетике России достичь нового качества и по безопасности, и по экономичности, и по ресурсосбережению, и по экологии. Это задачи, в основном, инженерного класса, т.е. те, которые базируются на достигнутом технологическом уровне – на имеющихся конструкционных материалах, освоенных технологиях топлива и теплоносителя, и не выходят за пределы обоснованных многолетней эксплуатацией диапазонов температур, давлений, выгораний, флюенсов.

Второй этап создания НТП. Следующий этап в создании НТП атомной энергетики - это достижение выходной температуры теплоносителя ~1000ºC. Освоение этого температурного уровня даст прямой выход к глобальной атомно-водородной энергетике, что стало бы новым скачком в развитии всей цивилизации.

Здесь также имеется существенный задел, созданный в 70-80 годы прошлого века, когда в Германии и США уже эксплуатировались экспериментальные и прототипные высокотемпературные газо-графитовые реакторы с гелиевым охлаждением. В СССР также велись активные работы в этом направлении и, в частности, разработана технология изготовления микротвэлов.

Сегодня интерес к высокотемпературным реакторам в мире вновь возобновился. В Японии действует экспериментальный высокотемпературный реактор HTR мощностью 10 МВт с температурой гелия на выходе 900ºС, на котором отрабатываются две альтернативные технологии производства водорода. Там же разрабатываются проекты с призматической (GTHR-300) и насыпной (FAPIG-HTR) активной зоной. О своем намерении построить высокотемпературный реактор с гелиевым охлаждением с насыпной активной зной заявили ЮАР (PMBR) и Китай (GTR-PM). Россия и США разрабатывают совместный проект высокотемпературного модульного реактора ГТ-МГР с призматической активной зоной мощностью 287 МВт(э). В результате осуществления этих проектов будут отработаны важнейшие элементы высокотемпературной технологии – корпус реактора, газодувки, газоходы, газовые турбины, теплообменники, системы безопасности и т.д. На этих реакторах должна быть отработана и технология промышленного производства водорода.

Вместе с тем, подобные реакторы не могут стать последним шагом в развитии ядерной энергетики. Все перечисленные проекты - это реакторы на тепловых нейтронах, с их крайне низкой эффективностью топливоиспользования. Например, расход урана на единицу тепловой энергии в реакторе ГТ-МГР выше, чем даже в реакторе ВВЭР-1000. Еще один недостаток тепловых реакторов – непрерывное накопление радиотоксичных изотопов, прежде всего, младших актинидов с периодом полураспада в сотни и тысячи лет.

Реакторы на быстрых нейтронах лишены этих недостатков. Быстрые реакторы способны использовать до 60% энергетического потенциала природного урана, а, кроме того, они характеризуются минимальным радиационным воздействием на окружающую среду. Наиболее опасные долгоживущие радиоизотопы уничтожаются в топливном цикле быстрых реакторов. Поэтому, если речь идет о широкомасштабной экологически чистой ядерно-водородной энергетике, на столетия обеспеченной топливными ресурсами, то в этом случае в качестве ядерного энергоисточника должен выступать реактор на быстрых нейтронах.

В отличие от высокотемпературных тепловых реакторов, находящихся на стадии технической реализации, создание высокотемпературного быстрого реактора (БР) – это сегодня актуальная научная задача. Не случайно работы по этому направлению включены в программу международных исследований по реакторам четвертого поколения (GENERATION-IV). Активнее всего работы в этом направлении сегодня ведутся во Франции. Современный этап в развитии высокотемпературных БР - это концептуальные исследования, поиск принципиальных решений и подходов к конструкции активной зоны, системам безопасности, создание материалов с необходимой термической и радиационной стойкостью. На основе этих работ должны быть сформулированы технические условия для проектирования активной зоны, ее составляющих и других элементов реакторной установки, намечена программа экспериментального обоснования нейтронно- и теплофизических характеристик, материаловедческих испытаний и т.п.

Итак, второй этап формирования НТП - это создание высокотемпературных реакторов с гелиевым охлаждением сначала на тепловых, а затем и на быстрых нейтронах, с последующим переходом к атомно-водородной энергетике.

Твэл – ключевое звено реакторной концепции. Основа любой реакторной концепции − тепловыделяющй элемент (твэл), содержащий ядерное топливо, оболочка которого является главным барьером безопасности. До тех пор, пока оболочка твэла сохраняет герметичность, реактор находится в безопасном состоянии.

В большинстве действующих сегодня реакторов оболочки твэлов и другие элементы конструкции активной зоны изготавливаются из сплавов циркония или стали. Для высокотемпературного реактора ни сплавы циркония, ни стали не пригодны. При температурах выше 600-700°С они теряют свою работоспособность. Многочисленные исследования показывают, что создание металлической оболочки для твэлов высокотемпературных реакторов с температурой теплоносителя ~1000°С сталкивается с большими трудностями. Тугоплавкие металлы, такие как тантал или вольфрам, слишком дороги и непригодны для изготовления оболочек твэлов из-за большого поглощения нейтронов. Перспективным решением этой проблемы представляется использование в качестве основного конструкционного материала активной зоны, в том числе и для изготовления оболочек твэлов, жаропрочной керамики.

В качестве материала этой керамики можно рассматривать, например, карбиды кремния или циркония, нитрид бора, обладающие высокой (2500-3000ºС) температурой плавления и высокой радиационной стойкостью. Весьма заманчиво было бы использовать жаропрочные оксиды, потому что в этом случае для аварийного расхолаживания (а это одна из самых больших проблем высокотемпературного БР) можно было бы использовать воздух, а не гелий или азот.

К оболочкам твэлов и тепловыделяющим сборкам высокотемпературного БР предъявляются весьма жесткие требования. Они должны сохранять работоспособность в условиях высоких температур (до 1500-2000ºС), высокого внешнего и внутреннего давления (~10-15 МПа), сильного радиационного воздействия (флюенс быстрых нейтронов до ~3∙1022 н/см2), в режимах термоциклирования, вибрационного и эрозионного воздействия. Оболочки твэлов должны обладать низкой газовой проницаемостью, химической стойкостью по отношению к осколкам деления, совместимостью с топливной композицией (оксиды, карбиды или нитриды изотопов урана и плутония) и гелием.

Проблема состоит в том, что, при всех перечисленных выше условиях, доля керамических материалов в активной зоне БР и, соответственно, их вклад в замедление нейтронов, в отличие от тепловых реакторов, должны быть малыми и не приводить к значительному смягчению нейтронного спектра. Поэтому оболочка твэла БР должна быть достаточно тонкой (~1-1,5 мм). Расчеты показывают, что для достижения коэффициента воспроизводства активной зоны КВА ≈ 1, объемная доля оксидного топлива в активной зоне с керамическим твэлами и ТВС должна составлять ~50%. Для карбидного топлива эта величина может быть снижена примерно до 30%.

Наиболее существенными недостатками керамики, как материала оболочки твэла, являются ее хрупкость, снижение прочности при термоциклировании, низкая теплопроводность. Важно учитывать также изменение свойств керамики под облучением быстрыми нейтронами.

Типичные размеры тепловыделящих элементов энергетических реакторов: 0,7-1,5 см в диаметре, 200-400 см по длине. Изготовить, проконтролировать качество и обеспечить работоспособность керамической оболочки такой длины, заполненной тяжелым топливным материалом, представляется крайне сложным, если не сказать невозможным. Внешние механические воздействия при перегрузке топлива, термические напряжения (перепад температур по высоте активной зоны составляет сотни градусов) легко разрушат такой твэл.

Твэл с керамической оболочкой должен быть коротким! Именно, исходя из этого положения, в ГНЦ РФ-ФЭИ была предложена новая конструкция тепловыделяющей сборки (патент на изобретение №2179752). В отличие от традиционных ТВС, в которых тепловыделяющие элементы располагаются вдоль направления течения теплоносителя, в предложенной сборке твэлы расположены поперек потока теплоносителя. Это позволяет уменьшить длину твэлов до 20-30 см. Изготовление качественных керамических оболочек такого размера представляется уже гораздо более реальной задачей.

При поперечном расположении каждый твэл по всей своей длине находится в одинаковых температурных и радиационных условиях, что исключает появления термических напряжений и напряжений, связанных с неравномерностью накопления радиационных дефектов. Отметим также, что высокая температура теплоносителя (~1000ºC) будет способствовать отжигу радиационных дефектов, т.е. повышению радиационной стойкости керамических конструкций.

Еще одной проблемой, возникающей при создании оболочек твэл, является обеспечение их работоспособности в аварийных ситуациях, особенно в авариях с быстрой потерей теплоносителя. В таких случаях, рассматриваемых обычно как максимальные проектные аварии, еще до ввода в действие систем аварийного охлаждения наблюдается быстрый рост температуры твэлов на несколько сот градусов. В результате этого резко повышается давление газовой смеси внутри твэла. В твэлах с металлической оболочкой при температуре ~700ºC и перепаде давления 2МПа происходит вздутие оболочки, перекрытие проходного сечения ТВС, что затрудняет аварийное охлаждение активной зоны и, в конце концов, приводит к разрушению твэлов, попаданию в 1 контур большого количества радиоактивных продуктов деления.

Как уже было сказано, керамические материалы обладают высокой термической стойкостью и вполне способны перенести кратковременное повышение температуры до 2000ºС и даже больше. Для решения проблемы внутреннего давления нами предложено следующее техническое решение (патент на изобретение №2179751). Тепловыделящие элементы снабжаются плавкими предохранительными клапанами, размещенными в торцевых заглушках, которые, в случае аварии с потерей теплоносителя, при достижении критической температуры расплавятся и выпустят из оболочки излишний газ (смесь криптона, ксенона и гелия), что приведет к выравниванию внутреннего и внешнего давления и предотвратит разрушение оболочек.

Описанные выше новые технические решения (малые размеры твэлов, снижение термических напряжений и предотвращение больших скачков внутреннего давления в твэле) создают условия, при которых изготовление и надежная работа оболочек твэлов и тепловыделяющих сборок из керамического материала становятся реальными.

Еще одна важная предпосылка успешной работы в данном направлении это улучшение свойств самой керамики – повышение ее пластичности, теплопроводности, прочности и радиационной стойкости. Сегодня на этом пути наметился значительный прогресс. В ГНЦ РФ-ФЭИ выполнен цикл работ по модификации свойств керамики с помощью ультрадисперсных добавок, позволяющих в несколько раз улучшить теплопроводность керамического материала (шпинели), повысить прочность и пластичность керамики. Экспериментально показана высокая радиационная стойкость керамики на основе диоксида циркония. Разумеется, есть заделы и в других организациях, например, опыт создания высокотемпературных твэлов для ядерных ракетных двигателей. Большие перспективы открывает применение нанотехнологий производства высокопрочных и термостойких углеродных волокон и пленок, которые также могли бы найти применение при изготовлении оболочек твэлов.

Именно с разработки и обоснования работоспособности короткого керамического твэла с большой загрузкой тяжелых атомов могут начаться работы по созданию высокотемпературного БР. Этот сугубо научная задача, она не требует больших материальных вложений, но результат – надежный твэл с керамической оболочкой, может дать толчок к развитию качественно новых реакторных концепций и технологий.

Естественное начало перехода российской атомной энергетики на НТП это реализация всего имеющегося опыта в рамках проекта АЭС-2006, включая возможность использования МОХ-топлива в реакторах ВВЭР нового поколения. Необходимое условие существования масштабной атомной энергетики − замыкание топливного цикла и решение проблемы ОЯТ действующих реакторов. Дальнейшее развитие НТП включает в себя разработку кипящих корпусных реакторов большой мощности с естественной циркуляцией теплоносителя, а затем легководных кипящих реакторов с коэффициентом воспроизводства близким к 1.

Качественно новый этап формирования НТП связан с освоением температурного уровня ~1000ºC, с развитием газоохлаждаемых высокотемпературных реакторов сначала на тепловых, а затем и на быстрых нейтронах и с переходом к атомно-водородной энергетике. Ясно, что создание высокотемпературного БР является весьма отдаленной перспективой. Сегодня это чисто научная задача, от решения которой, однако, во многом зависит прогресс всего человечества, его энергетическая безопасность. Но именно такими задачами и должна заниматься настоящая наука.

Концепция тепловыделяющей сборки с короткими твэлами, защищенными от перепадов давления, открывает возможность создания термостойкой активной керамической зоны с относительно малой долей керамического материала и большой загрузкой топлива, что как раз и требуется для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. Короткий керамический твэл – первый шаг на пути к высокотемпературному БР.

Описанный маршрут логично вытекает из всей предшествующей полувековой истории атомной энергетики, из реальных потребностей сегодняшнего дня и ближайшего будущего. Новая технологическая платформа России должна создаваться эволюционным путем в русле развития мировой атомной энергетики. Если же время и средства вновь будут потрачены на погоню за очередным невиданным в мире чудо-реактором с «природной», «естественной» или даже «божественной» безопасностью и столь же неслыханной экономичностью, то в недалеком будущем это может закончиться для нас строительством современных АЭС по иностранным лицензиям.

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