аналитика
14 Декабря 2015, 18:03


Россия добилась первенства в ядерной энергетике

3 453 39
Россия добилась первенства в ядерной энергетике Фото: http://politrussia.com

В четверг, 10 декабря 2015 г., в 19:21 по московскому времени, был включен в сеть энергоблок № 4 Белоярской АЭС, то есть — реактор БН-800, который начал выработку первой электроэнергии для энергосистемы Урала.

Тепловая мощность реактора изначально была выведена на уровень 25% от номинальной, турбина К-800-130/3000 была раскручена до 3000 оборотов в минуту, после чего была проведена синхронизация генератора с энергосистемой, а тепловая мощность реактора поднята до 35% от номинальной. Таким образом, реактор БН-800 полноценно включен в энергосистему, пока на минимальном уровне мощности — 235 МВт. Уже за декабрь 2015 года планируется получить около 30 млн кВт·ч электроэнергии от нового реактора.

Директор Белоярской АЭС Иван Сидоров комментирует:

«Сегодня произошло знаменательное событие: на Урале появился новый атомный источник электрической генерации. С этого дня начался отсчёт энергетической биографии нового блока, который отныне будет отмечаться как день его рождения. Но этап энергопуска ещё не завершён: предстоит освоение мощности до 50%, затем сдача в опытно-промышленную эксплуатацию и пошаговое освоение мощности до 100%. Так что работы у нас впереди ещё много. Но важнейшая веха в истории нового энергоблока достигнута именно сейчас».

Как говорится: «Ура, товарищи!». А кто этому не радуется — тот, товарищи, нам совсем не товарищ. Чем же настолько важно это событие?

Генеральный директор Концерна «Росэнергоатом» Андрей Петров поясняет:

«Предыдущий энергоблок с реактором такого типа БН-600 был пущен 35 лет назад, в прошлом столетии. БН-800 сооружён в принципиально изменившихся условиях, поэтому его пуск я по праву считаю трудовым подвигом проектировщиков, конструкторов, строителей, монтажников, изготовителей, наладчиков оборудования и, конечно, эксплуатационного персонала. Это действительно значимая для нас победа. БН-800 дался нам нелегко, но главное, благодаря этому энергоблоку мы восстановили свои компетенции в области проектирования и сооружения “быстрых” реакторов. Сегодня сделан еще один важный шаг на пути перехода атомной энергетики России к новой технологической платформе».

Если взглянуть на историю, то самый первый в мире атомный реактор был построен именно на быстрых нейтронах: EBR-I в 1951 году в Айдахо. Его мощность была, можно сказать, лабораторной — всего 200 КВт. В СССР реакторам на быстрых нейтронах занимался Александр Лейпунский в Обнинском физико-энергетическом институте ещё с конца 1940-х годов. После создания ряда экспериментальных стендов в 1972-м году была построена первая советская АЭС с реактором БН-350 на быстрых нейтронах в городе Шевченко (Казахстан), которая помимо генерации электроэнергии использовала тепло для опреснения воды.

Начиная с 70-х годов, атомная энергетика начала переходить на реакторы на тепловых нейтронах, более простые по устройству и дешёвые, пригодные для использования в надводных и подводных судах и т.д. Уран как топливо также был достаточно дешев. Поэтому после 1980-го года, помимо БН-800, в мире вступило в строй лишь два реактора на быстрых нейтронах: Superphenix (Франция, 1985–1997) и Monju (Япония, 1994–1995), а в настоящее время наш реактор — единственный работающий из промышленных.

Умение строить промышленные реакторы на быстрых нейтронах крайне важно по простой причине: по оценке МАГАТЭ в 2005 году, объема разведанных запасов урана, пригодного к добыче, составляет примерно 4,7 млн тонн — этих запасов хватит менее чем на столетие даже при условии, если потребности в уране не будут возрастать. При этом пригодного для тепловых реакторов урана-235 в природном уране — всего 0,72%, остальное — уран-238, который можно использовать как топливо именно в реакторах на быстрых нейтронах. Как нетрудно понять, в таком случае природного урана хватит на более чем на два порядка длительное время.

Более того: реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать т.н. замкнутый топливный цикл. Учебное пособие «Ядерные реакторы и энергетические установки» под ред. академика Н.А. Доллежаля:

«…наиболее эффективно использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах. В таких реакторах коэффициент воспроизводства топлива может составлять 1,5—1,7 (теоретически 2,5). Энергосъем с единицы массы природного урана, участвующего в производстве энергии, резко возрастает (в 20–30 раз), за счет чего значительно повышается эффективность использования сырьевых ресурсов и сильно снижается скорость потребления природного урана. Схема плутониевого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах представлена на рис. 2. Особенность подготовки топлива в этом цикле — использование для изготовления твэлов природного или отвального (обедненного) урана и плутония, наработанного в урановом или плутониевом цикле».

Фото: «Ядерные реакторы и энергетические установки» / ред. Н. А. Доллежаль. Энергоатомиздат, 1983. С. 504.

Для тех, кто по каким-либо причинам не интересовался ядерной физикой, поясню отличие реакторов на медленных (тепловых) и быстрых нейтронах: во втором случае реакция деления порождает избыточное количество вторичных нейтронов, которые вызывают дальнейшие преобразования на ядерном уровне. В реакторе на медленных нейтронах возможно применение лишь тех изотопов, деление которых инициируется нейтронами любой энергии: уран-235 и -233, плутоний-239. В реакторе на быстрых нейтронах возможно использование других изотопов, для деления которых требуются нейтроны с большей энергией.

Так, уран-238 поглощает нейтрон, образуя уран-239, который путём бета-распада переходит в нептуний-239, в свою очередь, аналогично образующий плутоний-239.

Аналогично процесс идёт для тория-232: поглощение нейтрона приводит к образованию тория-233, который через бета-распад превращается в протактиний-233, а затем — в уран-233.

Получаемые в итоге плутоний-239 и уран-233 могут использоваться в обычных реакторах на тепловых нейтронах. Разумеется, эти реакции имеют место в реакторах на медленных нейтронах, но в этом случае они малозначимы: плутония образуется значительно меньше, чем сгорает урана-235.

Таким образом, в ближайшем будущем оптимально отношение реакторов на быстрых и медленных нейтронах в пропорции примерно 1 к 5, для начала — даже меньше, поскольку накоплены значительные количества радиоактивных элементов, которые будет можно переработать.

Кстати говоря, в таких реакторах можно перерабатывать значительное количество радиоактивных отходов оружейного производства, в частности — нептуний, америций и кюрий, представляющие значительные затруднения в плане утилизации (помните, как «зелёные» возмущались на тему принятия радиоактивных отходов других стран на хранение?). Сам же реактор на быстрых нейтронах образует приблизительно в 20 раз меньше радиоактивных отходов, чем реактор на тепловых нейтронах.

Белоярская АЭС2, Принцип работы атомной станции на БН800:

Директор предприятия Росатома «Физико-энергетический институт имени Лейпунского» Андрей Говердовский еще год назад в интервью говорил:

«Во-первых, направление быстрых реакторов, как основы будущей атомной энергетики и радиационных технологий, у нас развивается, переходя от доказательства теоремы существования к промышленному применению. Во-вторых, показано, что Россия обладает компетенциями беспрецедентного уровня, на много лет опередив все зарубежные страны».

Сейчас эти слова подтверждены практикой.

В настоящее время замкнутый цикл ещё не реализован на практике, действующий реактор предназначен для обкатки принципов функционирования и является прототипом полноценного реактора БН-1200, который и будет являться основным в ближайшее время.

В заключение следует отметить безопасность нового типа генераторов. Научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Адамов в апреле пояснял этот вопрос:

«Изменения в проекте БН-1200 заключаются прежде всего в том, что он приобрел интегральную компоновку, то есть в нем, так же как в БРЕСТе, всё, касающееся радиоактивного натрия, сосредоточено внутри одного корпуса. При условии применения плотного топлива в нем обеспечиваются те же физические характеристики, что и в реакторе БРЕСТ: там невозможно образование избыточного запаса реактивности, и поэтому аварии реактивностного типа, как в Чернобыле, становятся на этих типах реакторов просто невозможны».

Вызывающий же опасения у неспециалистов жидкий натрий, используемый как охладитель, не представляет повышенной опасности. Несмотря на химическую активность, его распространение в случае аварии локально, а перекачивается он почти под атмосферным давлением, в отличие от перегретого водяного пара, давление которого может достигать сотни атмосфер. Таким образом, при аварии практически не будет выброса теплоносителя, а химическая активность даже пойдёт на пользу: натрий свяжет радиоактивный йод, который действительно крайне вреден с экологической точки зрения.

Таким образом, пока «цивилизованные страны» поддавались агитации на тему «воспроизводимых источников энергии» и отказывались от ядерной энергетики, Россия воплотила ранние наработки на практике, «неожиданно» завоевав первенство в этой области.

Подписывайтесь на наш канал в Telegram

Если заметили ошибку, выделите фрагмент текста и нажмите Ctrl+Enter

Помочь проекту


Новости партнеров
Реклама
Видео
Реклама
Новости партнеров