Реакторы на быстрых нейтронах: натрий, БН-600, БН-800 и БРЕСТ

• ≈ 880 °Cтемпература кипения натрия при атмосферном давлении
• ≈ 550 °Cтемпература натрия на выходе из активной зоны БН
• ≈ 40 %КПД энергоблока с реактором БН-600
• 1980пуск БН-600 на Белоярской АЭС

Реактор без замедлителя

Нейтроны деления рождаются быстрыми, с энергией около 2 МэВ. В большинстве энергетических реакторов их тормозят замедлителем — водой или графитом, — потому что уран-235 в сотни раз охотнее делится медленными, тепловыми нейтронами. Подробно об этом рассказано в статье «Деление ядра и цепная реакция».

В реакторе на быстрых нейтронах замедлителя нет. Нейтроны теряют лишь часть энергии в столкновениях с ядрами топлива, теплоносителя и стали и вызывают деления, оставаясь быстрыми: у большинства из них энергия от десятков килоэлектронвольт до нескольких мегаэлектронвольт. Вероятность деления для таких нейтронов мала, поэтому делящихся ядер в топливе нужно намного больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

Топливом служит уран с обогащением порядка 20 % — против 3–5 % в топливе ВВЭР — или MOX-топливо, смесь диоксидов урана и плутония. Активная зона получается компактной, а тепло в ней выделяется в несколько раз плотнее, чем в ВВЭР. Твэлы тоньше, чем у водо-водяных реакторов, и их оболочки делают не из циркония, а из специальных нержавеющих сталей, стойких к распуханию под облучением; о них — в статье «Материалы атомной отрасли». Сборки заключены в шестигранные стальные чехлы.

Воспроизводство: топливо из урана-238

В природном уране больше 99 % урана-238, который почти не делится. Зато, захватив нейтрон, он после двух бета-распадов превращается в плутоний-239 — хорошее ядерное топливо. Это происходит в любом урановом реакторе, но в быстром — особенно эффективно.

Всё решает баланс нейтронов. Когда ядро плутония-239 поглощает быстрый нейтрон, захват без деления случается реже, чем с тепловым, а при делении вылетает чуть больше нейтронов. В итоге на каждый поглощённый нейтрон рождается заметно больше новых. Один нужен, чтобы продолжить цепную реакцию, часть теряется, а «лишние» захватываются ураном-238 и превращают его в плутоний.

Как быстрый реактор нарабатывает плутоний из урана-238

1. Делится плутоний-239захват без деления реже, при делении вылетает чуть больше нейтронов
2. Один — цепной реакцииодин нейтрон продолжает цепную реакцию, часть теряется
3. «Лишние» — урану-238их захватывает уран-238, в том числе в зоне воспроизводства
4. Два бета-распадауран-238, захвативший нейтрон, превращается в плутоний-239
5. Новое топливоплутоний-239 — хорошее ядерное топливо

Отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу израсходованных называют коэффициентом воспроизводства (КВ). У водо-водяных реакторов он около 0,5–0,6: новое топливо нарабатывается, но меньше, чем сгорает. У быстрого реактора КВ может достигать единицы и больше; реактор с КВ больше единицы называют размножителем, или бридером. Для этого активную зону окружают зоной воспроизводства из обеднённого урана, где вылетающие из зоны нейтроны нарабатывают плутоний.

Отсюда главная идея быстрых реакторов: в дело может пойти почти весь уран, включая огромные запасы обеднённого урана, оставшегося после обогащения, а не только малая доля урана-235. Вместе с переработкой отработавшего топлива это и есть замкнутый топливный цикл — о нём рассказано в статье «Ядерный топливный цикл». Ещё одно достоинство быстрого спектра: в нём лучше делятся минорные актиниды — нептуний, америций и кюрий, определяющие долговременную опасность отработавшего топлива. Их можно не только хранить, но и «дожигать».

Почему натрий

Теплоноситель быстрого реактора должен уносить много тепла из маленького объёма и при этом не замедлять нейтроны. Вода не годится: водород — лучший замедлитель. Подходят жидкие металлы, и в мировой практике лучше всего освоен натрий.

Ядро натрия-23 примерно в 23 раза тяжелее нейтрона, и при столкновении с ним нейтрон теряет лишь малую долю энергии. Натрий слабо поглощает нейтроны, плавится при 98 °C, кипит около 880 °C, проводит тепло примерно в сто раз лучше воды и при этом легче её. Нержавеющую сталь он почти не разрушает, если держать его чистым от кислорода: оксиды выводят из контура холодные ловушки, где при охлаждении натрия они выпадают из раствора.

Главное преимущество натрия — большой запас до кипения. На выходе из активной зоны он нагрет примерно до 550 °C, а закипает при атмосферном давлении лишь около 880 °C. Поэтому высокое давление в контуре не нужно: над поверхностью натрия находится аргон при давлении, близком к атмосферному, а насосы создают лишь напор, нужный для прокачки натрия через активную зону. Энергоблок получает перегретый пар с температурой около 500 °C — почти как на тепловой электростанции, — и его КПД около 40 % против примерно трети у ВВЭР.

Натрий в реакторе БН: большой запас до кипения

• 98 °Cплавится
• ≈ 550 °Cна выходе из активной зоны
• ≈ 880 °Cкипит при атмосферном давлении

Запас до кипения — больше 300 градусов, поэтому высокое давление в контуре не нужно.

Есть у натрия и недостатки. На воздухе горячий натрий горит, а с водой реагирует бурно, с выделением водорода и тепла. Под нейтронами он становится радиоактивным: образуется натрий-24 с периодом полураспада около 15 часов и жёстким гамма-излучением. Наконец, натрий непрозрачен, и перегрузку топлива ведут «вслепую» — механизмами, которые работают по координатам.

Три контура и бассейновая компоновка

Из-за радиоактивности натрия и его бурной реакции с водой станции с реакторами БН делают трёхконтурными:

1. Первый контуррадиоактивный натрий проходит через активную зону и отдаёт тепло в промежуточном теплообменнике.
2. Второй контурнерадиоактивный натрий забирает это тепло и несёт его в парогенератор.
3. Третий контурвода и пар: в парогенераторе вода превращается в перегретый пар, который вращает турбину.

Промежуточный контур удорожает станцию, зато при течи в парогенераторе с водой встретится только «чистый» натрий, а радиоактивный останется в реакторе. Давление во втором контуре держат выше, чем в первом, чтобы при течи в промежуточном теплообменнике радиоактивный натрий не попал во второй контур. Парогенераторы БН-600 собраны из секций: секцию с течью можно отключить, не останавливая энергоблок. Как пар превращается в электричество, рассказано в статье «Как работает атомная электростанция».

В реакторах БН-600 и БН-800 весь первый контур собран в одном баке. Это бассейновая, или интегральная, компоновка: в большом стальном баке с натрием стоят активная зона, главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники. Насосы подают холодный натрий в напорную камеру под активной зоной, он поднимается через сборки, нагревается, проходит через промежуточные теплообменники и снова попадает к насосам.

Трубопроводов радиоактивного натрия вне бака почти нет, а сотни тонн натрия в баке дают большую тепловую инерцию: температуры меняются медленно. Бак окружён страховочным корпусом, а трубы второго контура подходят к нему сверху: даже если бак даст течь, уровень натрия не опустится ниже, чем нужно для охлаждения активной зоны.

Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (бассейновая схема). Первый контур целиком в баке с натрием: насос гонит натрий через активную зону в промежуточный теплообменник. Второй натриевый контур отделяет радиоактивный натрий от воды, третий — пароводяной, как на обычной АЭС.

От БР-5 до БН-800

Отечественные работы по быстрым реакторам начинались в Физико-энергетическом институте в Обнинске под научным руководством Александра Лейпунского. После первых экспериментальных установок в 1959 году там заработал реактор БР-5 с натриевым теплоносителем, позднее реконструированный в БР-10. В 1969 году в Димитровграде, в Научно-исследовательском институте атомных реакторов, пустили исследовательский реактор БОР-60: на нём десятилетиями испытывали топливо и материалы для быстрых реакторов.

Первым энергетическим быстрым реактором страны стал БН-350, пущенный в 1973 году в городе Шевченко на берегу Каспийского моря — ныне это Актау в Казахстане. Он давал не только электроэнергию, но и тепло для опреснения морской воды, снабжая пресной водой город в пустынном краю, и проработал больше четверти века. БН-350 был петлевым: насосы и теплообменники первого контура стояли вне корпуса реактора и соединялись с ним трубопроводами.

В 1980 году на Белоярской АЭС на Урале пустили энергоблок с реактором БН-600 — уже бассейнового типа. На нём натриевую технологию отработали в промышленном масштабе: насосы, парогенераторы, очистку натрия, обращение с его течами. Следующий шаг — БН-800 на той же станции, введённый в промышленную эксплуатацию в 2016 году. Его активная зона рассчитана на MOX-топливо, и на нём отрабатывают технологии замыкания топливного цикла.

Свинец и проект «Прорыв»

Натрий — не единственный жидкометаллический теплоноситель. Сплав свинца с висмутом работал в реакторах атомных подводных лодок, а чистый свинец выбран для реактора БРЕСТ-ОД-300, который сооружается в Северске Томской области в рамках проекта «Прорыв». «ОД» означает «опытно-демонстрационный», 300 — электрическую мощность в мегаваттах.

Свинец плавится при 327 °C, а кипит около 1750 °C, так что вскипеть в реакторе он не может. С водой и воздухом он бурно не реагирует, поэтому промежуточный контур не нужен: свинец сразу отдаёт тепло воде и пару, и схема получается двухконтурной. Плата за это — огромная масса (свинец в десять с лишним раз тяжелее воды), необходимость всё время держать контур горячим и агрессивность расплава к сталям: чтобы на них держалась защитная оксидная плёнка, содержание кислорода в свинце нужно точно поддерживать.

Натрий и свинец как теплоносители

Топливо для БРЕСТ — смешанное нитридное уран-плутониевое: оно плотнее оксидного и лучше проводит тепло, поэтому работает при более низкой температуре. Проект предусматривает на той же площадке производство топлива и переработку отработавшего — весь замкнутый цикл в одном месте. Реактор задуман так, чтобы нарабатывать примерно столько же плутония, сколько сжигает, без зон воспроизводства.

Безопасность натриевых реакторов

У натриевых реакторов есть сильные стороны, заложенные физикой и конструкцией:

• Низкое давление. В контуре нет запаса энергии сжатой перегретой воды, и при разгерметизации теплоноситель не вскипает.
• Запас до кипениябольше 300 градусов между рабочей температурой натрия и температурой его кипения.
• Естественная циркуляция. Остаточное тепло после остановки может уноситься без насосов: нагретый натрий поднимается, остывший опускается. В БН-800 для этого есть аварийные воздушные теплообменники, которые отдают тепло в атмосферу.
• Отрицательные обратные связи. При нагреве топлива уран-238 сильнее поглощает нейтроны, а тепловое расширение топлива и конструкций снижает реактивность.

Есть и особенности, требующие внимания. В крупной натриевой активной зоне вскипание натрия может увеличить реактивность, поэтому конструкцию подбирают так, чтобы этот эффект был малым. В БН-800 для этого над активной зоной сделана натриевая полость: если натрий вскипит, через неё из зоны будет уходить больше нейтронов.

Главная эксплуатационная забота — натрий вне контура. Натриевые трубопроводы и оборудование размещают в помещениях со стальной облицовкой и поддонами, часть — в боксах с инертным газом.

За течами следят специальные датчики, а в парогенераторах — приборы, которые замечают появление водорода в натрии при малейшей течи воды. Горящий натрий тушат не водой, а специальными порошками и прекращением доступа воздуха. Эти меры отработаны за десятилетия эксплуатации БН-600.

Термины

• Быстрые нейтроныНейтроны высокой энергии, не прошедшие замедления; нейтроны деления рождаются быстрыми, с энергией около 2 МэВ.
• Реактор на быстрых нейтронахРеактор без замедлителя, в котором цепную реакцию поддерживают быстрые нейтроны.
• Коэффициент воспроизводстваОтношение числа образовавшихся в реакторе делящихся ядер к числу израсходованных.
• Зона воспроизводстваСлой из обеднённого урана вокруг активной зоны быстрого реактора, в котором нарабатывается плутоний.
• Промежуточный теплообменникТеплообменник, в котором радиоактивный натрий первого контура отдаёт тепло нерадиоактивному натрию второго.
• Бассейновая компоновкаСхема, при которой активная зона, насосы и промежуточные теплообменники первого контура находятся в одном баке с теплоносителем.
• MOX-топливоСмешанное оксидное топливо из диоксидов урана и плутония.
• Минорные актинидыНептуний, америций и кюрий, которые накапливаются в топливе и определяют долговременную опасность отработавшего топлива.

Частые вопросы

Чем реактор на быстрых нейтронах отличается от обычного?

В нём нет замедлителя, и цепную реакцию поддерживают быстрые нейтроны. Поэтому в топливе больше делящихся ядер — это уран с обогащением порядка 20 % или уран-плутониевое MOX-топливо, — а теплоносителем служит жидкий металл, чаще всего натрий.

Почему в быстрых реакторах используют натрий, а не воду?

Вода замедляла бы нейтроны, а натрий почти их не замедляет и при этом отлично отводит тепло. Он кипит около 880 °C, поэтому контур может работать при давлении, близком к атмосферному.

Что такое коэффициент воспроизводства?

Это отношение числа образовавшихся в реакторе делящихся ядер, например плутония-239 из урана-238, к числу израсходованных. У водо-водяных реакторов он около 0,5–0,6, у быстрых может достигать единицы и больше.

Зачем на АЭС с реактором БН три контура?

Натрий первого контура радиоактивен и бурно реагирует с водой. Второй, промежуточный натриевый контур отделяет его от воды и пара: при течи в парогенераторе с водой встретится только нерадиоактивный натрий.

Где построены реакторы БН?

На Белоярской АЭС в Свердловской области: БН-600 пущен в 1980 году, БН-800 введён в промышленную эксплуатацию в 2016 году. Раньше в Казахстане, в нынешнем Актау, работал БН-350, который вырабатывал электроэнергию и опреснял морскую воду.