Газета "Своими Именами" №4 от 25.01.2011 - [25]

1. Решение данной задачи в нашей стране связывается с переходом к середине века всей мировой атомной энергетики на замкнутый ядерный топливный цикл (так называемый уран–плутониевый, а в будущем и ториевый, цикл) на базе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (бридерах), когда извлечённые из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) уран и плутоний повторно используются в качестве нового ядерного топлива. Ядерные реакторы-размножители, по замыслу их разработчиков, способны включить в топливный цикл U238, запасы которого в 140 раз превосходят запасы U235. В реакторах-размножителях U238 превращается в Pu239, также являющийся ядерным топливом.

При этом принимается, что организация перехода к замкнутому ядерному топливному циклу, наряду с использованием быстрых реакторов, позволит уйти от критической недостаточности ресурсной базы ядерной энергетики («природно–урановой зависимости»), построить расширенное воспроизводство ядерной энергии, в частности, использование гигантского количества уже накопленного сырьевого материала U238 и плутония.

Хотя идея бридеров (реакторов-размножителей делящихся изотопов) была предложена Лео Сцилардом в 1943 году, первый экспериментальный бридер тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 года в Айдахо, США. В СССР похожий реактор – четырьмя годами позже - в Обнинске. Сегодня идея реакторов на быстрых нейтронах однозначно связывается только с расширенным воспроизводством ядерного топлива.

В 1956 г. консорциум компаний США начал сооружение 65 мВт бридера “Ферми-1”. После его пуска в 1966 г. из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны. Реактор демонтирован. Больше США к идее бридеров не возвращались.

Германия построила бридер в 1974 г. и закрыла в 1994 г. Промышленный бридер SNR-2 в эксплуатацию так и не был введён из-за неконкурентноспособности и нерешённости проблемы ОЯТ.

Франция в 1973 г. ввела в эксплуатацию бридер “PHENIX”, а в 1985 г. промышленный “SUPERPHENIX” стоимостью 5 млрд. USD. В настоящее время их работа прекращена.

Япония в 1977 г. построила опытный бридер “Дзее”, на работу которого до сих пор не получена лицензия. Большой промышленный бридер “Мондзю”, введенный в эксплуатацию в 1994 году, в декабре 1995 г. закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя (натрия).

Причины того, что во всех странах отказались от идеи бридеров, заключаются в следующем.

Проблемы БР связаны с гораздо большими технологическими сложностями, большими проблемами с ОЯТ, с проблемами нераспространения. Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве бридеров в третьих странах, поскольку на каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония. Причём в этом производстве на каждые миллион киловатт электрической мощности будет циркулировать более двадцати тонн плутония, а бомбу можно сделать из 6 кг. В промышленно развитых странах вопрос строительства бридеров даже не обсуждается. Во время посещения нами США и Китая специалисты этих стран просто смеются: «Заявляете об избавлении всего мира от плутония, а сами строите плутониевые бридеры! Раз нет дискриминации в доступе к вашей ядерной энергетике, то, может быть, построите плутониевый бридер в Иране и Северной Корее?». Этот вопрос надо задать С.В. Кириенко.

Идея, лежащая в основе создания бридеров, а именно: получение электроэнергии и воспроизводство делящегося материала, сводится на нет тем обстоятельством, что среди физических процессов, реализуемых в реакторах на быстрых нейтронах, существует лишь один процесс, который в состоянии погасить цепную реакцию в экстремальных аварийных условиях, а именно, доплеровский эффект, приводящий к резкому увеличению захвата нейтронов сырьевым материалом (U238) при росте температуры. Доплеровский эффект обеспечивает эффективную мгновенную отрицательную обратную связь в случае разгона реактора. Стабильная работа бридера возможна, когда в спектре нейтронов в значительном количестве присутствуют низкоэнергетичные нейтроны с энергией 0,1–10 кэВ, т.е. спектр нейтронов мягкий. Однако в этой области энергий нейтронов коэффициент воспроизводства невелик, а с учетом потерь при выгрузке, переработке и т.д. эффективности воспроизводства ожидать не приходится. Коэффициент воспроизводства тем больше, чем жестче рабочий спектр нейтронов, но тогда в обеспечение безопасной работы реактора работает лишь инерционная механическая система управления и защиты (СУЗ). Сегодня основным топливом бридеров являются оксиды урана и плутония, потому что они дают более мягкий спектр нейтронов. UC - PuC, UN - PuN имеют более жесткий спектр нейтронов из-за того, что на один атом нуклида приходится один атом замедлителя, однако технологически эти виды топлива практически не проработаны.

Коэффициент воспроизводства в проектах бридеров (Кв) принимается равным 1,3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг Pu239 или U235 в Pu239 превращается 1,3 кг. U238. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора) выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны бридеров нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор U238 – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону бридера загружено 100 кг Pu239, а в периферийную зону загружен U238. После окончания кампании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного Pu239, а в периферийной зоне наработается 20×1,3 = 26 кг нового Pu. После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг пойдут на восполнение выгоревшего Pu239 в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый бридер. Итак, за кампанию (без учёта потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового бридера такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше - при учёте Pu240. В обычной практике используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако