Советская атомная энергетика: «THROUGH THE NEVER»29.01.2022 16:47

Атомная энергетика, как и другие области производства, после распада советского союза переживала не лучшие времена. Статья о том, как она зарожадалась, развивалась и благодаря чему пережила время разрухи.

30 октября 1996 года во ВНИИТФ имени Е.И. Забабахина прозвучал выстрел. Владимир Зиновьевич Нечай, директор всероссийского института, покончил с жизнью после того, как не смог выбить коллективу погашение долгов по оборонному заказу.

В предсмертной записке было написано [25]: «Прошу провести поминки за счет не выданной мне зарплаты…»

Владимир Зиновьевич Нечай

Страны, службе которой он отдал жизнь, больше не было. Не было и финансирования.

Работники многих отраслей оказались без зарплаты. Атомная энергетика не стала исключением. После окончания эпохи смутного времени кадровые потери для отрасли были катастрофичны. Не очень было понятно, кто будет восстанавливать отрасль.

Рынок атомной промышленности поделили США, Япония и Франция. Казалось, что это смертный приговор советскому мирному атому. Но из этого кризиса удалось выбраться. Не в последнюю очередь благодаря богатейшему наследию атомной промышленности СССР, о котором сейчас и поговорим.

I. УКРОЩЕНИЕ МОЛНИЙ

Пожалуй, для человека абсолютно нормально вначале стремиться к силе разрушительной, а уже потом переходить к силе созидательной. И до, и во время Второй Мировой Войны в Советском Союзе не было возможности выделить на работу по атомной тематике достаточное количество ресурсов. Стране нужна была сталь, нужны были танки, нужно было оружие века текущего, которым можно было побеждать здесь и сейчас.

Это, отчасти, и стало причиной того, что Манхэттенский Проект сильно опередил атомный проект СССР. В то время, когда работа в Британии и США шла полным ходом, исследования в Советском Союзе не обладали необходимым масштабом.

Начиная с распоряжения ГКО № 2352 от 28 сентября 1942 года «Об организации работ по урану» велась подготовительная работа. Советская сторона внимательно следила за успехами заокеанских коллег. Спешно шел поиск месторождений урана, которых бы было достаточно для запуска реакторов. Разведанных запасов на просторах СССР не хватало для быстрого создания ядерной бомбы. Позднее были открыты месторождения в Казахстане, Узбекистане, Киргизии и Забайкалье. Но в конце войны разведанные запасы все еще были недостаточны. Огромный вклад в дело создания атомной бомбы сделали месторождения в Германии и Чехии. Они обеспечили порядка 60% поставок для советского атомного проекта[24].

Успешно проведенное Соединенными Штатами первое полигонное испытание ядерного устройства «Тринити» и последующее боевое применение бомб «Малыш» и «Толстяк» стали одновременно и доказательством реализуемости новой технологии, и катализатором работ над собственным ядерным оружием в Советском Союзе. Было принято решение о форсировании работ (Постановление ГКО № 9887 «О Специальном Комитете при ГКО»)[16].

В ходе ядерного проекта СССР после 1945-го года активно использовался опыт немецких ученых. Знания, полученные при разработке ядерного оружия, стали ключевыми при создании атомной энергетики.

Руководителем проекта был Игорь Васильевич Курчатов.

И.В. Курчатов — сотрудник Радиевого института.Середина 1930-х.

В процессе создания бомбы первым встал вопрос: из чего ее делать? Уран-235 есть в природе, относительно просто добывается и обрабатывается, обоснована возможность цепной реакции, но… он слишком стабилен, критическая масса для него велика, что определяет значительные размеры и сравнительно невысокую эффективность урановых устройств. Однако, в таблице Менделеева есть плутоний, который, благодаря меньшей устойчивости, взрывается гораздо охотнее. Но есть существенная проблема. Плутоний имеет маленький период полураспада, из-за чего в земной коре его нет в значимых количествах.

Плутоний образуется из урана-238 при захвате нейтрона и спровоцированной этим серии β-распадов. Первые порции этого элемента уже удалось получить на ускорителях и циклотронных установках, но для получения требуемого количества вещества этот метод был бы крайне неэффективен. Достаточный нейтронный поток для наработки промышленных объемов плутония можно получить при управляемой цепной реакции. Для этого и проектировались первые ядерные реакторы.

Ф-1.Первый ядерный реактор в СССР

В качестве топлива для ядерного реактора используется уран, обогащенный по изотопу 235. В ходе цепной реакции уран-238 после облучения превращается в плутоний-239.

Опыт работы на этих реакторах оказался ключевым при создании атомной энергетики.

Плутониевая бомба компактнее, урановая — надежнее. При этом, как ни странно, безопаснее именно менее стабильный плутоний, так как для того, чтобы убедить хорошо взорваться имеющий значительно больший период полураспада уран применялись устройства, содержащие десятки критических масс урана, опасные возникновением взрывной цепной реакции даже при неполноценном инициировании. Например, при аварии самолёта.

Иван Нестеров

Забегая вперед — реализованы были и урановая, и плутониевая ядерные бомбы.

Истоки ядерной энергетики. Обнинск

Курчатов с командой не желали остаться в истории лишь как создатели оружия массового уничтожения. Уже на экспериментальных реакторах был осознан огромный тепловой потенциал новой технологии. Но для ее использования нужно было придумать, продумать, рассчитать и практически реализовать то, что никто и никогда еще даже не представлял.

Электричество — неотъемлемая часть жизни индустриального общества. Огромная страна имела огромный спрос на энергию. Идея поставить скрытый в атомном ядре потенциал на мирные рельсы пришлась ко двору. Несмотря на обилие угля и нефти, обеспечивать спрос на электричество только ими было довольно сложно. Транспортировка угля в Европейскую часть СССР увеличивала нагрузку на послевоенную железнодорожную сеть. Гидроэнергетика же имела чисто географические ограничения.

Концепция экономического мышления, уходящая корнями к плану ГОЭЛРО, подразумевала общую энергосеть с децентрализованным обеспечением энергоносителями. Рост экономики подразумевал бы увеличение спроса на электричество в Европейской части России. И увеличение нагрузки на транспортную сеть с каждым годом больно бы било по бюджету. А энергоемкость урана в разы превышает потенциал угля. Как следствие: объем топлива, которое необходимо поставлять на АЭС на порядок меньше, чем потребности ТЭС аналогичной мощности.

В 1949 году правительство издает указ о создании первой в мире атомной электростанции. В 1951 году начинается строительство Обнинской станции, первой в мире АЭС.

Доля поддерживающего цепную реакцию урана-235 в природном уране весьма невелика (0,72%). Малые количества требуемого изотопа означали, что проблема ограниченности энергоресурсов в природе не решается с помощью реакторов на тепловых нейтронах. Это было очевидно с самого начала программы атомной энергетики СССР.

Рис. 4. Обнинская АЭС. После того, как заработала турбина, Курчатов произнес знаменитую фразу «С легким паром!»

И практически сразу появились идеи о создании реакторов на быстрых нейтронах, сравнительно легко вовлекающих в реакцию уран-238.

Начиная с пятидесятых годов была проведена обширная теоретическая и экспериментальная работа. В 1958 году (через четыре года после запуска был введен в строй первый экспериментальный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, БР-5.

Но первые промышленные «быстрые» реакторы появились сильно позже[10]. Впоследствии, атомная энергетика стала не только политическим жестом за мир и любовь на международной арене, но и важным элементом в энергосистеме страны.

II. АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: КАК ЭТО РАБОТАЕТ?

Чтобы понимать, почему атомная энергетика развивалась именно так, как она развивалась, надо отойти от описания хронологии событий и рассказать об основных типах ядерных энергетических реакторов.

Принцип работы любой тепловой электростанции, в том числе и атомной, прост: энергоноситель нагревает воду, она превращается в пар, который попадает на турбину. Турбина вращает ротор, в цепи появляется электрический ток.

Хотя во время работы реактора АЭС производит мизерное количество отходов — тут нет ни парниковых газов, ни огромных объемов золы, нет постоянного потока подвозящего топливо транспорта —, но последствия аварий на АЭС могут быть очень тяжелыми, что накладывает особые требования к безопасности не только при управлении реакцией, но и при транспортировке топлива и отходов ядерной реакции, отработавшего топлива.

Создание атомных реакторов потребовало разработки сложнейшей автоматики управления, сверхтщательного просчета аварийных ситуаций и их последствий, планирования логистики топлива и производимой энергии. Неудивительно, что поддержание собственной ядерноэнергетической отрасли доступно только странам, обладающим финансами, мощным промышленным и научным потенциалом.

Топливо

Атомная энергетика начинается с извлечения урана из-под земли. Методы добычи и обработки практически уникальны для каждого отдельного месторождения и зависят от глубины залегания руды, ее химического состава, размеров залежей, состояния почвы, топологии и других факторов. Два самых распространенных способа — это добыча породы и подземное выщелачивание.

Урановая руда [26]

Шахты и карьеры

Первый — это выработка в шахтах и карьерах. Урановая руда добывается из пород земли, дробится и отправляется на переработку. Для того, чтобы отделить уран от пустой породы, руда выщелачивается. Обычно для этого используется серная кислота (H2S04), из-за дешевизны и простоты метода. Однако, это не всегда возможно: четырехвалентные соединения урана практически не реагируют с кислотами. Для руд с высоким содержанием таких соединений приходится использовать иные окислители: двуокись марганца (MnO2) или хлорат натрия (NaClO3).

Подземное выщелачивание

Второй тип добычи — подземное выщелачивание.

Урановая руда [26]

В целом, основная разница в технологическом процессе состоит в том, что серная кислота подаётся под давлением в пласт земли, а выкачивается оттуда уже раствор солей урана. Особенно хорош этот способ для добычи на больших глубинах, куда дорого, а зачастую и технически сложно рыть шахту. Серьёзный недостаток подземного выщелачивания — процент извлечения урана значительно меньше, чем можно получить путем переработки руды. Часть урана остается под землей.
Таким методом добычи пользуются на Южном Урале.

Желтый кек[27]

Независимо от метода получения, далее уран требуется осадить из полученного раствора и очистить от нежелательных элементов, в том числе и тормозящих цепную реакцию (бора, кадмия и других). Этим занимаются горно-химические комбинаты.

В поисках изотопа

После первого этапа — получения урановых соединений — появляется следующая задача: увеличить концентрацию урана-235 до необходимого для поддержания цепной реакции деления. Эти значения разные, в зависимости от требований реактора (канадские CANDU, например, вообще работают на природном уране, без обогащения).

Для разделения изотопов использовались различные технологии. Для проекта «Манхэттен» применяли электромагнитные установки. Однако, эта технология плохо себя показала и отошла на задний план[19].

В США лидирующим стал метод газодиффузионного разделения. Данная технология подразумевает прокачку через каскад пористых перегородок газообразного гексафторида урана (UF6) — соединения, испаряющегося при температуре выше 56̊ [20]. Эта технология довольно громоздкая и энергоемкая.

В СССР был в строжайшей секретности реализован метод центрифужного разделения гексафторида урана[8;19]. Центробежная сила, действующая на молекулы, зависит от массы, что позволяет отсортировать более тяжелые молекулы, содержащие изотоп с атомной массой 238, от более легких, содержащих уран-235.

Газообразный гексафторид урана направляется по каскадам центрифуг, каждая из которых отсортировывает часть молекул. И чем больше каскад (количество разовых циклов разделения изотопов), тем выше итоговая концентрация урана-235. И тем дороже производство.

Принцип центрифужного разделения изотопов[8;29]

При этом очень важно, что разделение меньше зависит от относительной разницы масс изотопов, и больше от абсолютной (см. Рисунок выше).

За счет этого требуется гораздо меньше энергии и пространств для обработки того же количества урана, чем в газодиффузионном методе.

Промышленное разделение изотопов — чрезвычайно затратная процедура. Настолько затратная, что сложность ее реализации позиционируется как сдерживающий фактор распространения ядерного оружия[19]. Поэтому атомная энергетика в странах без обогатительных потенциалов может развиваться либо на импортном топливе, либо под внешним давлением других государств.

Центрифуги «Маяка»[27]

СССР был крупнейшим в мире производителем урана: в восьмидесятые годы горная промышленность СССР добывала до 16 тыс. т. урана в год.

Большая часть добывалась в Южном Казахстане и и в Забайкалье, на Стрельцовском урановом месторождении. На последнем и сейчас добывается около ¾ урана в России. На месте добычи в 1968 году было создано геологопоселение, позднее превратившееся в город Краснокаменск. С этого момента начинает свою историю градообразующее предприятие: Приаргунское производственное горно-химическое объединение (ППГХО), входящее сейчас в состав концерна Атомредметзолото.

Краснокаменск на Яндекс-картах

Перед тем, как упаковать топливо в реактор, необходимо обеспечить наименьшую коррозийность конструкций.

Более того, уран и плутоний — металлы. В чистом виде они обладают значительной и специфической химической активностью и не пригодны для применения в тяжелых (температура, давление) условиях активной зоны. Но нестабильный элемент остается таковым в любом соединении, что позволяет достаточно гибко решать задачи исключения химического взаимодействия топлива, теплоносителя и материалов реактора и турбины. Отдельная сложность состоит в постоянном возникновении в процессе «горения» ядерного топлива элементов с отличными от исходных химическими свойствами: барий, стронций, рубидий, ксенон, йод и другие. Химические взаимодействия этих элементов также нежелательны.

Наиболее удобными с этой позиции оказались оксиды радиоактивных металлов. Исходно достаточно инертные, они остаются достаточно безопасными даже при ядерных переходах элементов в их составе. Атомная энергетика сейчас рассматривает и другие виды «упаковки» топлива, но в промежутке времени, который мы рассматриваем, они существенного значения не имеют.

Изначально использовалась двуокись урана (UO2), в настоящее время происходит переход на MOX-топливо, содержащее оксиды различных радиоактивных элементов. Главная идея МОХ-топлива — вовлечение в топливный цикл оружейного плутония.

Топливный цикл. Конец или новое начало?

Топливная составляющая атомной энергетики не заканчивается на добыче и переработке урана. Загруженное в реактор топливо по мере работы меняет свой состав, меняет свои нейтронно-физические характеристики, становится намного менее «предсказуемым», чем исходная смесь изотопов урана. Такое топливо требуется извлечь из реактора и заменить на свежее. Таким образом, в реакторах на тепловых нейтронах «выжигается» не весь объем и спектр делящегося материала и куда он дальше пойдет — вопрос не менее интересный, чем любой другой этап производства атомной энергии.

После выработки ресурса в реакторе у топлива есть два пути. Так называемые открытый (ОЯТЦ) и закрытый (ЗЯТЦ) ядерные топливные циклы. В первом случае судьба отработанного ядерного топлива (ОЯТ) — оказаться в подземном хранилище. Во втором оно отправится на переработку.

Споры о том, какой вариант разумнее, ведутся постоянно. Но, в целом, направления работы основные игроки атомной отрасли уже выбрали. В США и Канаде выбран в качестве национального подхода ОЯТЦ. С этим связана большая проблема: существенная часть топлива скапливается на временной передержке. Так или иначе захоронение ОЯТ — дело довольно затратное и технически сложно реализуемое.

Атомная энергетика СССР развивалась со ставкой на двухкомпонентный ЗЯТЦ. Его основа — использование двух типов реакторов: более распространенных и простых реакторов на тепловых нейтронах и сложных, но малочисленных — на быстрых нейтронах. В концепции ЗЯТЦ на «быстрых» энергетических реакторах должен нарабатываться плутоний, который после химической переработки превращался бы в топливо для «медленных» реакторов.

При этом, энергия производится на реакторах обоих типов.

ЗЯТЦ имеет два основных плюса. Первый — «окончательное» решение топливной проблемы на обозримое будущее при любых уровнях энергопотребления. Второй — экологичность. Быстрые реакторы «выжигают» некоторый опасные продукты деления, оставшиеся после тепловых реакторов, в результате чего требуется захоранивать существенно меньшие объемы радиоактивных отходов. Это способствует поддержанию естественного баланса радиоактивности. Помимо прочего, обратно в цикл вовлекается не использованный ранее уран (который в реакторах на тепловых нейтронах не сгорает полностью).

ЗЯТЦ требует высоких уровней развития химической промышленности для переработки ОЯТ. Получится ли процесс переработки сделать экономически целесообразным, увидит уже наше поколение.

КАКИЕ РЕАКТОРЫ ИСПОЛЬЗОВАЛА СОВЕТСКАЯ АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Рассмотрим основные принципы классификации реакторов. Их три.

1) По назначению. Энергетические, транспортные, оружейные, исследовательские… Часто могут совмещаться несколько областей применения.
2) По типу конструкции реакторы можно поделить на канальные и корпусные.
3) Ну и наконец, по физике, конкретнее — по скорости используемых нейтронов. Это определяет многие конструктивные особенности и доступную область применения реактора.

Для начала, остановимся на последнем, самом, пожалуй, интересном принципе классификации. Чем отличаются друг от друга типы реакторов? Откуда появились принципиальные различия между ними? А проистекают они из физики микромира.

В ядрах тяжелых элементов сила кулоновского отталкивания может оказаться достаточно велика, чтобы ядро распалось. При этом в виде излучения и скорости частиц высвобождается огромная энергия, которая раньше связывала нуклоны. Спонтанное деление ядер — процесс статистический, и его вероятность принято выражать через период полураспада — время, за которое 50% ядер образца испытают процесс спонтанного деления.

Период полураспада лучшего природного источника энергии, урана-235, слишком велик, чтобы распады отдельных ядер выделяли достаточную энергию для её использования. Но если передать ядру некоторую энергию, то делиться оно будет гораздо охотнее. Спровоцировать деление может, например, попадание в него двигающиеся с некоторой скоростью нейтроны. Захватив нейтрон, ядро меняет свою структуру и получает достаточную энергию для разрыва связи ядерных сил.

И тут очень кстати, что при делении уран распадается на две примерно равные части, испуская несколько (в среднем 2–3 на одно распавшееся ядро) нейтронов, которые могут спровоцировать деление новых ядер. Это подразумевает возможность возникновения цепной реакции (деление одного ядра провоцирует деление следующего). Нейтрон захватывается ядром и приводит к делению с разной вероятностью при разных значениях скорости нейтрона. Более медленный нейтрон «притянется» к ядру на большем расстоянии, более быстрый с большей вероятностью успеет проскочить «область притяжения» ядра, и будет захвачен разве что при «прямом попадании». Логично, что при определенной скорости вероятность захвата максимальна, и такая скорость для урана-235 сильно меньше скорости высвобождения нейтрона при делении. Соответственно, требуется замедлить вторичные нейтроны деления, и реакторы на таком принципе называют «медленными» или «тепловыми».

Взаимодействие нейтронов с частицами вещества-замедлителя из-за высокой скорости можно представить как движение бильярдного шара — он отскакивает, меняя направление своего движения и постепенно передавая свою кинетическую энергию частицам, с которыми сталкивается. При этом важно, чтобы нейтроны не поглощались ядрами замедлителя в таких объемах, чтобы поддерживающаяся цепная реакция была бы невозможна, и могли достичь цели — другого делящегося ядра.

При первых разработках в США и СССР в качестве замедлителя рассматривались графит, легкая (обычная) и тяжелая вода (образованная кислородом и «тяжелым водородом» — дейтерием D2O). Объем замедлителя располагают между элементами топлива в реакторе, благодаря чему вылетевший из ядра в одном топливном элементе нейтрон практически наверняка достаточно замедлится, долетев до другого элемента.

Что произойдет, если нейтрон не замедлить? Скорее всего, он просто пролетит насквозь всю активную зону реактора, так и не встретившись с ядром делящегося материала, и покинет её. В случае урана-235 сечение захвата — площадь области вокруг ядра, при пролете через которую возникнет взаимодействие — для быстрого нейтрона почти в 300 раз меньше, чем для теплового. Чтобы увеличить вероятность взаимодействия можно разместить топливные сборки более плотно, в меньшем объеме, повысить концентрацию делящегося материала или окружить их веществом, отражающим нейтроны.

Реактор, не имеющий замедлителя, работающий на «быстрых» нейтронах деления, принято называть «быстрым». С одной стороны, такой реактор более сложен. С другой, огромный «паразитный» поток нейтронов, убегающих из зоны реакции, можно использовать для облучения природного урана 238, что, как мы уже обсуждали, приводит к превращению последнего в плутоний. В свою очередь, плутоний превосходно «горит» как в самом быстром реакторе, так и в составе 38 вышеупомянутого МОХ-топлива — в реакторе на тепловых нейтронах. И количество нарабатываемого таким образом плутония превышает количество загруженного в реактор урана 235. Однако управление реакцией с таким топливом на порядок сложнее.

Атомная энергетика за счет вовлечения в цепную реакцию самого распространенного изотопа урана может решить проблему ограниченности энергоресурсов на долгие годы вперед[10]. Управление реактором, в конечном счете, сводится к регулированию количества актов деления в реакторе в каждый момент времени. Эта цифра зависит от многих факторов — концентрации делящегося материала, наличия или отсутствия замедлителя, наличия отражателя вокруг активной зоны, количества материалов, поглощающих нейтроны.

ТВС различных конструкций[27]

Последние могут образовываться в ходе ядерных превращений (например, ксенон-135) или находиться в регулирующей системе реактора. Чаще всего в качестве таких поглотителей используют бор и кадмий. Для регулирования интенсивности деления также можно разместить вокруг активной зоны отражающие материалы, в качестве которых могут выступать, например, бериллий и гадолиний. В зависимости от типа реактора компоновка активной зоны будет различной. Но обобщить все можно следующим образом:

Топливо, оксиды делящегося материала, спекают в так называемые таблетки. Ими наполняют металлический корпус — ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент), а из самих ТВЭЛ-ов делаются сборки (ТВС — тепловыделяющие сборки).

РБМК

Атомная энергетика СССР обычно ассоциируется с канальным типом реакторов. Самый яркий и, можно сказать классический вид которого — это «Реактор большой мощности канальный», сокращённо — РБМК.

Устройство

Принцип действия реактора РБМК состоит в прокачке через топливные каналы по трубкам воды, которая на выходе превращается во влажный пар. На барабанах-сепараторах пар отделяется от невыкипевшей воды и направляется в турбины, где отдаёт свою энергию и охлаждается, вновь превращается в воду на конденсаторах и затем отправляется обратно в реактор. Туда же течет и вода, отделенная на сепараторах.

Принцип работы РБМК-1000[31]

Обобщенно его конструкция представляет из себя цилиндрической формы графитовую кладку, заключенную в бетонную шахту. В кладке расположены топливные и управляющие каналы[8].

Плюсы и минусы

Основной плюс реактора РБМК — это простота выпуска почти всех его составных частей не то чтобы «дешево и сердито», но, по крайней мере, не на специализированных заводах. Это выгодно отличает РБМК от того же ВВЭР, корпус которого создается на специализированном заводе за время, на порядок превосходящее своего канального собрата[12]. И особенно важно это было тогда, когда атомная энергетика СССР только выходила на рабочие мощности.

Также важно то, что канальный реактор может работать на гораздо менее обогащенном топливе: необходимая концентрация урана-235 около 2%(после Чернобыльской аварии была поднята), в то время как ВВЭР требуется 4%. Благодаря этому резко снижаются затраты на обогащение. Этим, помимо сложности, и объясняется то, что некоторое время реакторы конструкции РБМК считались более перспективными.

Устройство технологического канала РБМК[31]

В процессе работы реакторов продукты деления постепенно затрудняют управление. Ввиду этого топливо выгружается раньше, чем израсходуется делящийся материал. Для перегрузки РБМК его не обязательно глушить. Все операции производятся прямо «на ходу» разгрузочно-погрузочной машиной РЗМ. При этом процесс наработки энергии не прекращается. Благодаря этому есть возможность «перетасовывать» ТВС. Это очень важно, потому что сборки выгорают неравномерно, в зависимости от расположения в активной зоне. Для того, чтобы сократить количество перегрузок, в разных областях активной зоны используются ТВС с разным обогащением.

Устройство технологического канала РБМК[31]ТВС РБМК [31]

Благодаря конструктивным и физическим особенностям, на РБМК выжигается больший процент топлива, чем на ВВЭР[8]. Более того, на РБМК нарабатывается больше плутония, который можно дальше запустить обратно в топливный цикл.

Минусом РБМК ранних серий является то, что вода в случае разгона реактора испаряется. Это не сильно влияет на количество тепловых нейтронов. Из-за этого реактор продолжает разгоняться и дальше, а температура растет. Поэтому важнейшими условиями при эксплуатации РБМК является нормальная работа систем безопасности и грамотность обслуживающего персонала.[8].

Другой минус РБМК — вода с растворёнными радионуклидами выходит из реактора. Утечки воды из первого контура приводят к заражению местности.

Автор под псевдонимом Стас Ворчун

ВВЭР

Атомная энергетика СССР породила один из самых эффективных типов реакторов: ВВЭР по праву считается одной из самых удачных разработок Советского Союза. Его отличает высокий уровень безопасности, компактность и наличие второго «чистого» контура.

Основным достоинством данного реактора стало использование в качестве замедлителя обычной (не тяжелой) воды. Выбор замедлителя на заре атомной промышленности выбор стоял между тяжелой водой (D2O) и графитом. Обычная вода (H2O) тоже обладала хорошими свойствами замедления нейтронов до тепловой скорости, но имела существенный минус. Время жизни теплового нейтрона было очень мало, он быстро поглощается ядром водорода (поглощение нейтрона дейтерием (D или Н2) происходит реже, да и тритий (Н3) сравнительно быстро распадается с появлением нового нейтрона).

Впоследствии в СССР от идеи использования в качестве замедлителя тяжелой воды отказались. Ее добыча слишком затратный технологический процесс, который больно бьет по экономическим показателям. Время жизни нейтрона на тепловой скорости необходимо для того, чтобы он успел долететь до следующего ядра, готового к делению. При удачной компоновке топливных элементов и повышенной степени обогащения урана, количество нейтронов, приводящих к делению следующих ядер увеличится в разы. По этой причине содержание урана-235 в реакторах на «лёгкой» воде требуется большее, нежели для канальных с графитовым замедлителем.

Использование доступного замедлителя, который является одновременно и теплоносителем — огромное достоинство. Но на этом плюсы ВВЭР не заканчиваются.

Схема ВВЭР

Выше приведена принципиальная схема ВВЭР-1000. Важная особенность данного реактора — двухконтурность. Вода первого контура, проходящая через активную зону реактора, не покидает свой контур, передавая через теплообменник тепло второму. А пар, появляющийся во втором контуре, в свою очередь, уже вращает турбину. Нельзя сказать, что РБМК хоть сколькото значительно загрязняет окружающую среду. Но в ВВЭР выход радиоактивности за пределы защитной оболочки реактора (контейнмента) значительно ниже, хотя степень радиоактивности воды первого контура достаточно высока. Помимо прочего, наличие корпуса у ВВЭР сильно повышает уровень безопасности и снижает размеры «грязной» зоны на АЭС. Но технологическая сложность и существенные затраты времени создания этого реактора повышают как стоимость, так и сроки постройки энергоблоков.

В отличие от РБМК, в ВВЭР нельзя произвести перегрузку топлива «на ходу». Его обязательно нужно глушить — внутри вода под огромным давлением. Активная зона находится в металлической оболочке, ее герметичность нельзя нарушать без остановки процесса.

Это становится серьезной проблемой для энергосети, из которой на некоторое время выключается мощность реактора и приходится ее компенсировать за счет других источников.

Однако все минусы с запасом компенсируются безопасностью. В случае разгона реактора вскипающая вода теряет свои замедляющие свойства, ввиду чего ВВЭР в случае внештатных ситуаций заглушается автоматически.

ТВС ВВЭР-1000[31]
1 — пучок твэлов;
2 — шестигранный чехол;
3 — направляющие каналы для поглощающих стержней (кластеров);
4 — направляющий канал для детекторов контроля энерговыделения;
5 — штанга привода СУЗ;
6 — блок защитных труб;
7 — плавающая шайба;
8 — поглощающие элементы (12 шт.);
9 — подпружиненные штыри

Быстрые реакторы

Принцип

Запасы урана сопоставимы по количеству энергии с запасами углеводородов и угля. Уран-235 неизбежно закончится. По современным оценкам это вопрос 50–80 лет для коммерчески выгодных месторождений[1].

Уран-238, которого в руде 99,3% (против 0,7% 235- го), имеет почти такую же энергию связи нуклонов, что и в редком изотопе. На реакторах с замедлителем нейтроны редко приводят к его делению. Вероятнее уран-238 превратится в плутоний-239, способный поддерживать цепную реакцию. Однако количество нарабатывающегося делящегося материала меньше, чем «сгоревшего».

В быстрых реакторах уран-238 способен делиться, поддерживая цепную реакцию (быстрые нейтроны за счет большей энергии чаще приводят к его делению). Именно поэтому атомная энергетика позиционируется как перспективный сценарий решения проблемы ограниченности энергоресурсов.

На этом и основан принцип быстрых реакторов или бридеров (размножителей). В них загружаются кассеты с высоким содержанием готовых к делению соединений. Высокое содержание свободно-делящихся элементов продиктовано необходимостью компенсировать малый процент захватыватываемых быстрых нейтронов.

Загрузка быстрого реактора[8]1-ТВС с малого обогащения ураном 235;2- ТВС среднего обогащения;3-ТВС большого обогащения;4-ТВС внутренней зоны воспроизводства;5-ТВС внешней зоны воспроизводства;6-Хранилище отработавших сборок;7- Стержни автоматического регулирования;8-Стержни аварийной защиты;9-Компенсирующие стержни;10- Фотонейтронный источник

Расположение при загрузке может быть отличным, но в среднем принцип один (см. выше). Сборки с высоким содержанием урана-235 и (или)

© Habrahabr.ru