 
|
Ядерная энергетика на быстрых реакторах – новый старт В.В.Орлов, д.ф-м.н., профессор, НИКИЭТ, Курчатовский институт, Москва Тысячи лет человек строит на Земле свой рукотворный мир, используя малую часть от падающих на нее 108 ГВт, самими природными силами сконцентрированную в руслах рек и ветре и аккумулированную в растениях и залежах топлив. Совершенствуя технику и снижая затраты, он увеличил свою «мощь» от собственных ~100 Вт до 1 КВт, а в передовых странах в 20 веке до масштаба 10 КВт, достаточных для полноценной жизни и развития за счет научного прогресса вместо роста потребления пищи и энергии. Достижение этого уровня – уже в 22 веке – всеми 12 млрд.чел. приведет к росту энергетики от ~104 ГВт до ~105 ГВт, еще не нарушающих заметно баланс с 108 ГВт. Но удорожание топлива и энергии при приближении к топливным и экологическим «пределам роста» традиционной энергетики тормозит развитие и грозит миру обострением конфликтов. Проникнув в глубины мироздания, физика 19-20 веков нашла там и основы новой энергетики – электричество (индустриальное производство (с когенерацией тепла), дальняя передача, новые технологии конечного использования энергии) и его неисчерпаемый ядерный источник. Калорийность D(10-5 в воде мирового океана) в 12 млн раз, U(4 × 10-6 в земной коре) и Th(10-5) в 3 млн раз выше угля, а добыча и транспорт дешевле. 0,1% от 4 × 1013 тонн как D, так и U и Th (на глубине до 2 км) хватит для энергетики 105 ГВт на миллионы лет. Но выход ядерных реакций на заряженных частицах мал, а синтез легких ядер в плазме звездных температур сложен и дорог для такого «ширпотреба» как энергия. Лишь нейтрон (1932) и деление им U(1938-39) с n~2-3 новых нейтронов сделали физикам ясной простоту физических и технических принципов ядерного «горения» с избытком нейтронов сверх 1 на цепную реакцию ИН~1-2. Не обошлось и без «чуда» - единственный долгоживущий (Т1/2 ~7 × 108 лет) делящийся нуклид 235U, сохранившийся в Unat в количестве 0,7%, достаточном как для теплового реактора (ТР) на Unat, графитового (ГР) или тяжеловодного (ТВР), так и для извлечения из U по цене лишь золота (диффузия UF6, центрифуга). Уже в 40-е было создано ядерное оружие (малый быстрый реактор (БР) на Pu и 5U), в 50-е водородное оружие и АПЛ с небольшим легководным ТР(ЛВР) на Uобог. ТР использует менее 1% Unat, поэтому лишь из богатых руд с содержанием U ׳0,1% (ресурсы (по энергии) много меньше нефти, газа, угля), так что ядерная энергетика (ЯЭ) на ТР была бы подобной стрельбе из пушек по воробьям. От тепловых к быстрым нейтронам  растет от ~1 до 2,3, а коэффициент воспроизводства Pu КВ=ИН-A от КВтр <1 до КВБР³1, (a - потери на радиационное поглощение, f- вклад порогового деления 8U, A - потери в конструкциях, продуктах деления (ПД), утечка). При КВ=1 U используется полностью, годятся и его неисчерпаемые бедные руды. ТР в цикле Th – 3U (ИН»1,3) может достичь КВ~1, но лишь при циркуляции топлива с очисткой от ПД и после накопления 3U в топливе Th-Uобог, ThPu или в Th-бланкете БР. Th и ТР найдут применение в ЯЭ, но 5U и уникальный ИН делают цикл U-Pu и БР-ры естественным началом и основой ЯЭ. Острой нужды в новой энергетике в 20 веке не было, а ее масштабы, топливный баланс, экономика, безопасность (АЭС, отходы, распространение) делают задачу много сложнее военных, решенных США, за ними Россией уже в 40-е – 50-е. Но идея Ферми (1944) – ЯЭ на БР - обещала новую эру энергетики – эру дешевого электричества на дешевом неисчерпаемом топливе и недорогих АЭС. 1) Уже в 1951 на опытном EBR-I (ANL) было получено «ядерное электричество», а в 60-е Лейпунским (ФЭИ, ОКБМ и др.) разработаны первые успешные АЭС-БР БН-350 (1972-97) и БН-600 (1980) (за ними и во Франции и Англии). В 50-е Россией и Англией на ГР, США на ЛВР, Канадой на ТВР были пущены и первые АЭС на «военных» ТР, как первый этап ЯЭ и источник Pu для запуска БР. На волне успешного создания военной техники ЯЭ из физической идеи быстро стала техникой и промышленностью с обслуживающей их прикладной наукой. Выросшим на реакторах 40-х – 50-х ядерным инженерам пришлось в 70-е – 80-е на ходу повышать их безопасность с удорожанием АЭС-ТР вчетверо. Первые АЭС-БР оказались еще дороже и не получили продолжения, и ЯЭ пришла к 21 веку в состоянии застоя и туманного будущего на реакторах 40-х – 50-х годов (отчет MIT «Будущее ЯЭ», 2003). С ростом цен на нефть и газ США и Европа осторожно возвращаются к строительству АЭС-ТР, Россия выступила с крупной программой ВВЭР, Индия и Китай активно осваивают их технику в амбициозных ядерных программах. Но без возвращения к исходному замыслу ЯЭ на БР трудно решить встающие в 21 веке проблемы топлива и энергии, а роста цен на них и технических усовершенствований АЭС для этого мало. Сначала нужно понять причины неудачи замысла, а они кроются в самой концепции «БР размножитель», сложившейся в 40-е в ANL при недооценке безопасности. В 40-е Россия вслед за США выступила пионером овладения ядерной энергией в военных, затем и мирных целях, а к 70-м достигла военного паритета и вышла вперед в БР для ЯЭ. Осмысление к концу 80-х первого опыта ЯЭ привело физиков и конструкторов НИКИЭТ во главе с директором Адамовым к отказу от стереотипа «БР размножитель» в пользу «БР естественной безопасности» 2) (БРЕСТ) на основе техники, изученной с 50-х – 60-х достаточно для перехода к технической разработке: - равновесный режим БР с КВ»1 (его преимущества были поняты уже в 60-е); - нитридное топливо вместо оксидного в первых АЭС-БР (в ANL металл); - «сухая» химия при АЭС (НИИАР, Айдахо США) вместо «военной» водной; - негорючий высококипящий Pb (опыт ФЭИ и др. по PbBi для АПЛ) вместо Na. Это позволит снизить расходы U, исключить наиболее тяжелые аварии (с удешевлени- ем АЭС), со временем - обогащение U, выделение Pu, накопление актиноидов в отходах и на новых БР-ах осуществить замысел ЯЭ. К концу 90-х Минатом (Адамов) подготовил Стратегию развития ЯЭ и инициативу Президента РФ в ООН с краткой политической формулировкой задачи. Россия более других стран готова создать БР, способный решить проблемы топлива и энергии, закрепив важное и для престижа страны лидерство в БР. Технические и финансовые проблемы вполне разрешимы, сложнее преодолеть инерцию стереотипов и возобладавших за десятилетия застоя консерватизма и «цеховых» интересов. Размножение Pu теперь неактуально, но без ревизии концепции «БР-размножитель» двигаться вперед трудно. Для этого достаточно простейших оценок, но без обращения сначала к великому первоисточнику – Ферми это было бы некорректно. Происхождение стереотипа «БР – размножитель» В апреле 1944 з-д в Окридже еще не работал, и в первом наброске ЯЭ на БР Ферми думал обойтись без более сложного и дорогого, чем реакторы, энергоемкого изотопного разделения U. БР не работает на Uест , и он начал с «материнского» графитового или тяжеловодного ТР на Uест, берущего много U и дающего мало Pu, так что пускаемые на Pu из ТР БР должны далее «размножаться» сами (U-бланкет, КВ>1). Ферми сомневался и в своих оценках (возможен и переход на Uобог), и что публика примет «источник энергии, отягощенный огромным количеством радиоактивности и производящий ядерную взрывчатку, которая может попасть и не в те руки». Вскоре разделение U было освоено для оружия, а в 50-е для АПЛ и АЭС-ТР, и не говоря о безопасности, уже для снижения расходов U лучше запускать БР, минуя ТР, на Uобог, что видно из простых оценок, (ниже - для современной ЯЭ, 90% LWR).3) Тогда достаточны КВ»1 (оптимум ~1,05), 4) и БР умеренной напряженности сам перешел бы в режим равновесного «горения» 8U-Pu-MA. Это упростило бы решение проблем безопасности (АЭС, отходы, распространение) с удешевлением АЭС. Но Ферми к БР больше не возвращался, (хотя в 1951 г. был на пуске EBR-I), оставив их разработку ANL, развившей его набросок в концепцию «БР – размножитель»: - U бланкет с Pu оружейного качества, КВ>1. Это привело к запасу реактивности БР DK>>bэф с опасностью разгона, к разделению U и Pu при переработке; - Высокие напряженность топлива P и темпы бридинга w~(КВ-1)Р; - Отвод тепла легким теплопроводным, но горючим, замедляющим Na с невысокой Ткип ~ 900оС: тесная решетка ТВЭЛ в плотном чехле, ухудшение теплогидравлики, опасность блокировки расхода (авария на первой АЭС-БР Enrico Fermi, 1967). Результат - БР не реализовал своих природных качеств безопасности. Как и в ТР, тяжелые аварии: разгон, потеря охлаждения, к тому же при контактах Na c водой и воздухом, положительный пустотный эффект при быстром вскипании Na. Проблемы отходов и распространения не решены, АЭС-БР дороже даже дорогих АЭС-ТР. Однако, на первый взгляд верная идея размножения Pu была принята крупными физиками, вошла в обиход, учебные курсы и стала общепринятым стереотипом. Размножение Pu теперь неактуально, но вместо возвращения к замыслу Ферми с пересмотром концепции БР одни (отчет MIT) отказываются от БР и ЗТЦ, лишая ЯЭ будущего; другие (GNEP) ищут более частные применения БР (сжигание актиноидов или малые АЭС с редкими перегрузками); третьи (G-4) методом «проб и ошибок» рассчитывают техническими усовершенствованиями, в т.ч. и более радикальными (переход от Na к газу, воде5) или Pb), сохранить БР в ЯЭ. Отдельные ученые (в Курчатовском институте, за ним в ОКБМ) продолжают настаивать на высоком бридинге БР, доведя его до предела «БР-фабрика Pu для снабжения ТР» (термин Э.Теллера), физически и экономически несостоятельного: БР не хватает нейтронов, чтобы «кормить» Pu много ТР, (их хватило бы дорогим реакторам синтеза или «ускорительным»). Но дорог и БР, если нейтроны и технические средства вместо решения суммы проблем безопасности нацелены на достижение КВ>>1, чтобы «прокормить» 1 ТР, 6) хотя дешевле использовать более дорогой U. Вместо «Pu фабрики» теперь - «многокомпонентная ЯЭ»: ТР, БР и «сжигатели» МА, что сделали бы и сами БР, если бы не преобладание по неясным мотивам ТР и в будущем. На этих «компъютерных играх» мы бы не останавливались, если бы не угасание при этом реальной работы по новым БР. На реакторах 50-х – 60-х страна крупной ЯЭ не построит и не сохранит в ней не только лидирующей , но и самостоятельной роли. Уже построенные АЭС выгодны (дешевое топливо), доходов хватает на продление их ресурса, реновацию. Но строительство новых ВВЭР дорого, через 50 лет начнется их вывод из работы, и лишь переход к БР в ЗТЦ оправдает затраты бюджета на них. Для подготовки такого перехода Стратегия намечала сооружение на БАЭС БРЕСТ-300 и БН-800 на нитридном топливе с общим производством ЗТЦ с «сухой» химией. Из намеченного Стратегией строится только БН-800, но практически повторяющий БН-600 - проект 60-х годов с оксидным топливом, а каким будет ЗТЦ, для подготовки которого дорогой БН-800 только и нужен, так и неясно. Замкнутый топливный цикл БР Обогащение, выгорание, соответственно, активность топлива БР, (много выше ТР), делают созданную для экстракции оружейного Pu водную химию, применяемую и для ТР, малопригодной для ЗТЦ БР: Низкие критические концентрации Pu в водных растворах; разложение органического экстрагента; простота разделения U и Pu; большие объемы жидких радиоактивных отходов; резкий рост перевозок радиоактивных и делящихся веществ; многолетняя выдержка ОЯТ БР перед их транспортировкой и переработкой с многократным ростом затрат Pu на запуск БР в ЗТЦ. Для БР глубокая очистка от ПД не обязательна и не компенсирует этих потерь, а от МА не нужна. При оптимистической оценке времени выдержки ОЯТ, транспортировки, переработки, возврата - 7 лет (при длительности работы в БН около 1,5 лет) по сравнению с принятой выше (1 год), затраты Pu на запуск 1 ГВт БР в ЗТЦ вырастают втрое – от 7 тонн до выше 20 тонн. При этом 1 ГВт ВВЭР через 50 лет «породит» 1/3 ГВт БР вместо 1 ГВт и мощность ЯЭ во второй половине 21 века с выводом ВВЭР снизится втрое. Не спасет и увеличение КВ, т.к. втрое упадут и средняя энергонапряженность Pu в ЗТЦ и темпы бридинга (при КВ = 1,2 от около 3% в год до менее 1% в год). Все это было известно в 60-е, когда США и Россия для ЗТЦ БР начали изучение «сухих» методов переработки при АЭС, но за 40 лет, похоже, забыто. Отказываться от намеченного Стратегией создания ПЯТЦ для БРЕСТ-300 и БН-800 на БАЭС нет оснований и даже чтобы оправдать бюджетные затраты на дорогой БН-800, необходимо срочно возобновить эту прерванную 6 лет назад работу. Поскольку время упущено, для пуска БН-800 в 2012 г. придется искать временное решение для изготовления его первой загрузки, не исключая и его пуска на Uобог . Нейтронный баланс, обогащение, соответственно, напряженность БР (много выше ТР) требуют плотного теплопроводного термо- и радиационно стойкого керамического топлива. Поэтому в 1965 г. в БР-5 PuO2 (1959) был заменен на UC, затем UN, испытаны ТВЭЛы UРuN. Вначале целью было увеличение темпа бридинга и испытания велись при нагрузках много выше окиси (400-500 Вт/см) с температурой выше 1500оС, где начинается диссоциация нитрида (рост давления азота). При отказе от высокого бридинга в БРЕСТ приняты умеренные нагрузки с температурой в центре ТВЭЛ ниже 9000С, где ни этой, ни других проблем (перенос Pu, взаимодействие со сталями) не обнаруживается. При низких О и С распухание нитрида низкое, газовыделение во много раз ниже, чем из окиси, и при достаточном зазоре оболочка механически ненагружена, способствуя глубокому выгоранию. 7) Во ВНИИНМ разработана технология и создана цепочка для изготовления ТВЭЛов БРЕСТ, и если бы работа 6 лет назад не была почти остановлена, сейчас бы мы завершали испытания на БОР-60 и в БН-600. Но испытания в БОР-60 ТВЭЛов БРЕСТ удалось поставить, (пока выгорание 3%). Их изучение выявило не ожидавшееся нами локальное взаимодействие «внутреннего» Pb (без кислорода) с оболочкой. Пути решения задачи мы видим, но средств для постановки опытов нет. При возвращении к нормальному финансированию на завершение разработки и обоснования топлива БРЕСТ нужно 5, максимум 6 лет, и тогда БР, включая и БН-800, получат топливо, значительно улучшающее их физику, безопасность и экономику. Говорить о разработке топлива (изучаемого уже 40 лет) в течение еще 20-30 лет могут только люди, не видевшие или забывшие, как это делается. Действительно, серьезные разработки делались давно, но важность задачи требует возвращения к ним. Теплоноситель Такая же печальная картина, как с ЗТЦ и топливом БР, и с завершением НИОКР по Pb, начатых 19 лет назад по нашей инициативе в ФЭИ, ЦНИИКМ и др. Преимущества по безопасности негорючего высококипящего Pb перед Na очевидны в отличие от теплогидравлики (вес, теплопроводность). Системный подход (о нем часто напоминает Ф.М.Митенков) требует учета всех важных факторов, в т.ч. замедления нейтронов, для тяжелого Pb много меньше Na. Поэтому объем Pb в решетке (и проходные сечения) могут быть значительно увеличены со снижением и скорости. Тогда по сравнению с Na снижаются гидравлическое сопротивление, мощность на прокачку и подогрев - до 1200С для БРЕСТ с ростом Твх до 420о С с достаточным запасом до Тпл=327оС (так что PbBi не нужен). Тяжелый Pb лучше Na и по теплогидравлике, кроме отвода больших тепловых потоков, когда важна теплопроводность (видимо, поэтому ANL и выбрала Na). Но при отказе от высоких темпов бридинга она не столь важна, и в БРЕСТ с умеренной напряженностью8) температура оболочек ТВЭЛ в «горячей точке» снижается от более 700оС в БН до 650оС, приемлемой для сталей ферритно-мартенситного класса (к тому же мало распухающих), стойких в Pb при поддержании в нем активности кислорода. Главные проблемы Pb – перенос освоенной для Pb Bi в АПЛ технологии и проверка коррозионной стойкости в Pb сталей, разработанных для Pb Bi, что сделано с положительными результатами для материалов активной зоны в ФЭИ (17 тыс. часов) и для контуров в ЦНИИКМ. Важно, что возможные при эксплуатации значительные отклонения от номинального кислородного режима вверх или вниз в течение сотен часов не приводят к опасному росту коррозии. Проблемы «застойных зон» и механических повреждений окисных пленок решаются конструкцией, но требуют опытной проверки. Создание прототипа БРЕСТ -300 требует завершения начатой, но остановленной программы ОКР по оборудованию, на что также требуется 5-6 лет, так что БРЕСТ-300 сейчас бы уже строился, и мы строили бы «Новую технологическую платформу ЯЭ» на действительно новой основе. Заключение БР и ЗТЦ – не «новая платформа», а исходный научный замысел ЯЭ. В 40-е в нем трудно было избежать ошибок, закрепившихся затем в стереотипе «БР-размножитель», запускаемый на Pu из ТР. В результате замысел ЯЭ в 20 веке не осуществлен, и без новых БР она не сможет существенно повлиять на решение встающих перед миром в 21 веке проблем топлива, энергии и экологии. ЯЭ на новых БР-ах с участием, где это выгодно, и ТР-ов способна обеспечить ожидаемый рост мировой энергетики в 21-22 веках и дальнейшие потребности мира в энергии. 9) При топливных богатствах и душевом потреблении энергии на уровне передовых стран (но низкой эффективности ее использования) России жизненно необходим переход в 21 веке на инновационный путь развития с преодолением сырьевого уклона в экономике, экспорте и социальной структуре общества. В энергетике это – ЯЭ на новых БР-ах. Переход к ней предусмотрен принятой в 2000 г. Стратегией, требующей со временем корректировки деталей, но главное – выполнения, хотя и сталкивающегося с инерцией стереотипов и «цеховых» интересов. Создание прототипа БРЕСТ-300 с ЗТЦ и на его опыте головной АЭС-БРЕСТ за обычные для этого ~20 лет даст старт новой энергетике. Задачи дальнейшего развития технологии БРЕСТ и смежных с ней (изучение одних начато, других еще нет): - переход от закритического паротурбинного к газотурбинному циклу среднего давления (ЭНИН, МЭИ), отвечающему принципам естественной безопасности; - переход от химической к физической (плазменной - по массам) очистке топлива от ПД (ИЯС РНЦ КИ), чтобы исключить возможность разделения U и Pu; - производство на БР с Pb (Ткип до 20000С) технологического тепла 8000С и выше при создании термо- и радиационностойких материалов (концепция STAR-H2, ANL); - переход в БР с равновесным топливом к его «непрерывной» перегрузке для снижения запасов реактивности, роста КИУМ и др. (новая система перегрузки); - адаптация норм и правил проектирования АЭС к требованиям естественной безопасности для полной реализации экономических преимуществ БР; - снабжение в будущем БР Th-бланкетом для обеспечения топливом Th-3U ТР, предпочтительных для отдаленных районов и небольших стран; - утилизация тепла АЭС и радионуклидов для нужд быта, промышленности, сельского хозяйства и медицины; - размещение и структура ядерно-энергетических комплексов с БР, ЗТЦ, производствами по обращению с РАО, утилизации радионуклидов и тепла и со средствами защиты; - радиационно эквивалентное захоронение отходов равновесного ЗТЦ БР в радиоактивных формациях, остающихся после добычи U; - научные и политические аспекты перехода к ЯЭ на БР в равновесном ЗТЦ, открывающей крупным странам перспективу независимого энергетического развития. Видя ее, страны согласятся в общих интересах нераспространения ограничиться в переходный период услугами ядерных стран или международных центров по обогащению U, переработке ОЯТ ТР и фабрикации первых загрузок БР. Это позволит в 21 веке перейти от политических паллиативов к радикальному и правовому решению задачи путем «всеобщего и полного запрещения и ликвидации ядерного оружия» с эффективными мерами контроля и пресечения нелегальной ядерной деятельности сообща, без разделения стран на ядерные и неядерные. 1) На дорогом и ограниченном по ресурсам «химическом» топливе электричество много дороже тепла и до сих пор составляет лишь 1/6 потребляемой энергии (1/3 в расходах топлива), и его доля растет медленно. ANL – Argonne National Laboratory, США. 2) Inherent Safety в отношении также отходов и распространения. Вейнберг еще в 70-е предсказал 30-летний «мораторий» на строительство новых АЭС в США, затем и новый старт ЯЭ на inherently safe АЭС, но дело свелось к «пассивным» средствам защиты реакторов. 3) 1 ГВт LWR с глубоким выгоранием за 50 лет расходует 10 тыс. тонн Uест и дает около 7 тонн делящегося Pu. На нем можно будет ввести в ЗТЦ (выдержка ~ 1 год) 1 ГВт БР. Эффективность 5U в БР в 1,3-1,4 раза ниже Pu, так что запуск на Uобог 1 ГВт БР в ЗТЦ потребует около 10 тонн 5U (2 тыс. тонн Uест), в 5-6 раз меньше, чем на «материнский» ТР (почти то же и по работе разделения). 4) На 16 млн. тонн «дешевого» U в 21 веке можно развить ЯЭ на LWR 1,6 тыс. ГВТ(эл) (~20% эл-ва). При запуске БР на Uобог - более 8 тыс. ГВт(эл) (годится и более дорогой U). Снабжение в будущем БР Th-бланкетом поддержит Th-3U еще несколько тыс. ГВт ТР. При КВ=1,05 и w~1% в год в 22 веке ЯЭ сможет вырасти до более 105 ГВт(т) (10 КВт/чел для 12 млрд. чел., как в передовых странах). Много больше и нельзя (нарушение баланса с 108 ГВт солнечного света), и едва ли нужно. 5) На газе или закритической воде БР может быть одноконтурным, но только на очень высоконадежном топливе. Но микротопливо ТР для БР не годится, другого не видно, и это – замена одной опасности (Na) другой – высокое давление. 6) Охлаждаемый Не высокого давления БР с КВ около 2 и высоким темпом бридинга (Фейнберг, КИ, 60-е). 7) Проблема нитрида – образование в реакции (n, р) на 14N экологически опасного 14С. Переход на 15N снял бы эту проблему и улучшил нейтронный баланс, а изотопное разделение N не слишком дорого. Но эта возможность оставлена на будущее: в «сухой» химии не образуется СО2, а при захоронении РАО в устойчивых композициях 14С составляет лишь 1% их радиотоксичности. 8) В новых проектах ОКБМ также значительно снижает напряженность БН. За этим, надо надеяться, последуют и другие шаги к естественной безопасности. 9) Но кроме ядерных, все более широкое применение получают новые возобновляемые источники энергии: геотермальные, включая тепловые насосы для получения «бытового» тепла, и солнечные, в т.ч. фотосинтез «биотоплива» для транспорта, термоэлектрические преобразователи для богатых солнцем районов. Централизованное производство электричества остается магистралью развития энергетики, наиболее отвечая особенностям экономики и безопасности ЯЭ. |
|
|
||