ФГУП НИКИЭТ им Н А Доллежаля СТАРТ ЯДЕРНОЙ

ФГУП НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля СТАРТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ Смирнов В. С.

ИЗВЕСТНО, ЧТО: 1. Избыток нейтронов при делении Pu в спектре БР (ИН>2) против (ИН~1) в ТР на U позволяет достичь КВ ≥ 1 с полным использованием природного U и решением других важных проблем ЯЭ; 2. Поэтому на БР в ЗТЦ может быть развита крупномасштабная ЯЭ, не ограниченная топливными ресурсами; 3. Избыток и спектр нейтронов в БР позволяет сжигать и трансмутировать содержащиеся в ОЯТ долгоживущие радионуклиды (МА и ПД), обеспечивая возможность захоронения РАО без нарушения радиационного баланса Земли;

Это было известно еще до рождения ЯЭ и поэтому неудивительно, что первое электричество в 1951 г. было выработано на опытном БР (EBR-I, ANL, Idaho, США). Однако, первые АЭС были созданы в 50 -е годы на ТР, вобравших в себя опыт освоенных для военных целей реакторов – графитовых (ГР) и тяжеловодных (ТВР) для получения оружейного плутония, легководных (ЛВР) для АПЛ.

Неисчерпаемость топливных ресурсов при использовании БР в ЗТЦ и отсутствие в природном виде Pu сформировало представление о двухэтапном развитии ЯЭ: – на первом этапе – ЯЭ на ТР с U топливом в открытом цикле, накопление Pu в ОЯТ ТР для запуска БР; – на втором этапе – развитие крупномасштабной ЯЭ в основном на БP, запускаемых по мере накопления Pu в ОЯТ ТР, а в дальнейшем главным образом на Pu, нарабатываемом в БР за счет его расширенного воспроизводства (КВ>1).

Первые успехи ЯЭ на ТР, низкая стоимость АЭС и топлива, высокие послевоенные (50 -е – 70 -е г. г. ) темпы роста традиционной энергетики дали толчок бурному развитию ЯЭ на ТР и породили в США и СССР амбициозные планы, согласно которым ЯЭ должна развиваться опережающими темпами и к концу 20 -го века обеспечивать основную часть производства электроэнергии.

Решение топливной проблемы ЯЭ требовало от БР высоких темпов наработки избыточного плутония, что могло быть достигнуто применением U бланкетов и работой с высокой удельной мощностью, отводимой легким, но горючим и низкокипящим натриевым теплоносителем при коротком ЗТЦ.

Однако, принятые для увеличения темпов воспроизводства Pu решения имели существенные недостатки, требовали дополнительных дорогостоящих инженерных мер обеспечения безопасности. В результате первые АЭС с БН оказались много дороже АЭС с ТР, не получили продолжения и до сих пор остаются дороже даже при ~ 4 -х кратном удорожании АЭС с ТР по сравнению с их проектами 60 -х г. г.

. Замысел развития ЯЭ в 20 -м веке осуществить не удалось (удорожание АЭС при повышении их безопасности (NRC, ГАЭН и др. ), нерешенность проблем нераспространения и обращения с РАО, аварии, недоверие в обществе, снижение темпов роста энергии). В результате развитие ЯЭ задержалось на первом этапе, который растянулся до наших дней, и не исключено, что он может продлиться до полного исчерпания экономически доступных для ТР ресурсов урана, если в ближайшие 20 -30 лет не будут предприняты решительные меры для перехода ко второму этапу.

Осмысление первого опыта ЯЭ привело в выводу, что глубинная причина неудачи с БР кроется в самой сложившейся в середине прошлого века и казавшейся, на первый взгляд, верной концепции: «БР–размножитель Pu, запускаемый на Pu, выделяемом из ОЯТ ТР» . И хотя эта концепция оказалась заблуждением, она до сих пор жива и стала общепринятым стереотипом.

В действительности БР могут быть запущены не только на Pu, но и на смеси Pu c обогащенным U и даже только на обогащенном U с последующим переходом на U-Pu топливо в процессе выгорания U-235 и наработки Pu-239. Причем в отношении затрат природного U и работ по разделению урана этот путь запуска БР гораздо выгоднее, чем наработка Pu в ОЯТ ТР, необходимого для запуска БР.

Проектируемый ВВЭР-1100 за весь срок эксплуатации 60 лет израсходует ~104 т природного U, при этом в его ОЯТ при выгорании >5% будет накоплено ~10 т Pu энергетического состава, что достаточно для запуска и работы в ЗТЦ при Тв=1 г. одного БР (БН или БРЕСТ) мощностью 1 ГВт(э). Для запуска и работы в ЗТЦ (при Тв=1 г. ) БРЕСТ на UN необходимо ~100 т обогащенного U (~12÷ 13% U-235), для получения которого потребуется ~2000 ÷ 2200 т природного U (при cодержании U-235 в отвале 0, 15%). Итак, при запуске БР на нитриде обогащенного U на том же количестве природного U могла бы быть развита почти в 5 раз большая ЯЭ, чем на ТР.

Требования к инновационным ядерным технологиям будущей крупномасштабной ЯЭ: n n n • эффективное использование урана и снятие ограничений по ресурсам топлива; • наличие технологических барьеров на пути распространения ядерных материалов оружейного качества; • исключение тяжелых аварий с радиоактивными выбросами, требующими эвакуации населения и отчуждения территории, в основном за счет сочетания природных закономерностей и свойств, внутренне присущих реактору и его ТЦ; • экологически безопасное замыкание ТЦ (сжигание в реакторе актиноидов, трансмутация долгоживущих ПД, выдержка и захоронение РАО без нарушения природного радиационного баланса Земли); • экономическая конкурентоспособность путем исключения тяжелых аварий за счет сочетания свойств внутренне присущей безопасности; на этом пути могут быть преодолены противоречия между требованиями безопасности и экономичности АЭС.

Технические решения, обеспечивающие естественную безопасность: • мононитридное топливо (UN+Pu. N) с высокой плотностью 13 г/см 3, теплопроводностью 18 Вт/(м·К), температурой плавления Тпл=3100 К и диссоциации Тдис=1600 К; • свинцовый теплоноситель — не вступает в экзотермическое взаимодействие с водой, воздухом и конструкционными материалами, не горит, радиационно стоек, слабо активируется, теплоотвод при низком давлении (Ткип 2300 К при Р 1 МПа); • равновесный состав топлива, конструкция активной зоны — КВА 1, выг<< эфф, небольшие мощностной и суммарный эффекты реактивности сум эфф; • Свинцовый теплоноситель, нитридное топливо и равновесный топливный режим работы – вот ТРИ КИТА , на которых основан принцип естественной безопасности реакторов БРЕСТ

• квадратная “широкая” решетка твэлов и бесчехловые ТВС — исключен локальный перегрев из-за потери теплоотвода, большое проходное сечение теплоносителя и уровень его естественной циркуляции; • трехзонное профилирование топливной загрузки путем использования в разных зонах твэлов разного диаметра, но с одинаковым составом топлива — выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов во всех ТВС, а также их стабилизация в течение микрокампании; • свинцовый отражатель — исключена наработка оружейного Pu, большой отрицательный эффект реактивности при снижении уровня свинца в реакторе, небольшой плотностной коэффициент реактивности; • столбы свинца в отражателе, уровень которых определяется напором свинца на входе в активную зону — пассивная обратная связь реактивности с расходом теплоносителя; • гидроуправляемые органы СУЗ, пассивно заглушающие реактор по уставкам расхода и температуры теплоносителя на выходе из активной зоны - обратная связь реактивности с расходом и температурой свинца порогового действия; • пассивный отвод остаточного тепла воздушной системой с естественной циркуляцией воздуха.

BREST-OD-300

BREST-OD-300 core map

BREST-OD-300 General layout

В качестве примера рассматривался запуск на UN реактора БРЕСТ-1000, конструкция активной зоны которого представляет незначительную модификацию конструкции БРЕСТ-1200, разработанной в рамках концептуального проекта. Полностью заимствованы конструкции твэлов и ТВС, но изменено количество ТВС в соответствии с изменением мощности. Среди множества возможных схем перехода БРЕСТ 1000 от стартовой загрузки на UN до выхода реактора к работе (U-Pu)N топливе было рассмотрено несколько простейших схем, доступных для расчета по имеющейся у нас методике:

1. По первой схеме реактор работает без промежуточных перегрузок в течение всей кампании 5 лет, после чего все топливо полностью расхолаживается, выгружается и отправляется на регенерацию, заключающуюся только в выделении ПД и замене их на такое же количество обедненного U, а из полученной топливной смеси изготавливается новая загрузка из твэлов трех типоразмеров с откорректированной геометрией и плотностью топлива для обеспечения необходимого запаса реактивности, выравнивания мощности ТВС и приближения конструкции твэлов к проектной для работы в установившемся режиме. С учетом длительности ТЦ равной 7 лет, включающей 1 г. расхолаживания и 1 г. на регенерацию и изготовление нового топлива, время переходного периода до выхода к составу топлива, близкому к равновесному, составит ~20 лет.

n При запуске БР на обогащенном U уже через ~3 кампании (~20 лет) содержание U-235 в топливе снижается до ~3%, а содержание Pu увеличивается до ~9%, т. е. БР к этому времени переходит на (UN-Pu. N) топливо. Обогащение U, загружаемого в БРЕСТ (12% U-235), выбрано из условия минимального изменения реактивности при выгорании топлива (ΔρВЫГ<βэфф) в течение всего переходного периода. И хотя выгорание U-235 не в полной мере компенсируется накоплением Pu-239 (КК~0, 85 <1), более высокий физический вес Pu-239 по сравнению с U-235 стабилизирует ход реактивности по кампании

Распределение мощности в начале первой кампании Распределение мощности в конце первой кампании (1500 эфф. суток)

Распределение мощности в начале третьей кампании (3000 эфф. суток) Распределение мощности в конце третьей кампании (4500 эфф. суток)

Предыдущая схема может быть трансформирована в схему работы, включающую группу из нескольких БР, последовательно вводимых со сдвигом во времени, причем временной сдвиг равен длительности ТЦ предыдущего БР. В этой схеме группа из 3 -4 -х БР работает в режиме конверторов, когда первый БР запускается на обогащенном UN, второй – на регенерированном топливе первого конвертора, третий – на регенерированном топливе второго и т. д. , и после третей или четвертой регенерации полученное (U+Pu)N топливо с составом, близким к равновесному, направляется на загрузку нового БР. В этой схеме время простоя реакторов и производств внешнего топливного цикла почти вдвое меньше, чем в предыдущей схеме.

. Рассмотрена также схема запуска БР на UN топливе и запуска его работа в «традиционном» режиме частичных перегрузок. БР с кампанией топлива в акт. зоне 6 лет, перегружается раз в 2 года. Сначала выгружаются ТВС центральной части активной зоны (~1/3 часть загрузки), вместо них загружаются ТВС со свежим топливом стартового состава, а выгруженное топливо расхолаживается во внутриреакторном хранилище и отправляется на регенерацию, заключающуюся только в выделении ПД и замене их на такое же количество обедненного U. Из полученной топливной смеси изготавливается новая партия ТВС для загрузки в промежуточную (2 -ю) зону.

n При изготовлении геометрия твэлов и плотность топлива корректируются для обеспечения необходимого запаса реактивности, выравнивания мощности ТВС и приближения конструкций твэлов и ТВС к проектным для работы с (U+Pu)N в установившемся режиме. Во вторую перегрузку после 4 -х летнего облучения выгружается промежуточная зона, а в нее загружается переработанное топливо первой зоны, еще через 2 года из третьей зоны топливо после 6 -летнего облучения выгружается и отправляется на расхолаживание и переработку , а загружается переработанное топливо второй зоны, и т. д.

Распределение мощности в стартовой загрузке (Т=0 эфф. суток)

Распределение мощности после завершения корректировки геометрии твэлов и плотности топлива в радиальных зонах (Т=4800 эфф. сут)

n Итак, возможность запуска БР на обогащенном U или его смеси с Pu снимает ограничения по темпам и масштабам развития ЯЭ на БР и не требуют бридеров с высокими темпами воспроизводства. В этой связи не вполне понятно стремление сохранить определяющую роль БН в развитии ЯЭ на БР. Если сейчас приоритет отдается достижению в ЯЭ высокой безопасности и экономичности, важным фактором становится работа с малым запасом реактивности на выгорание, т. е. при КВА~1.

n Для обеспечения КВА~1 содержание Pu-239 в U Pu топливе должно составлять ~10÷ 11%, а в современных БН оно вдвое больше. Снижение концентрации Pu (разбавление U-ом) вызовет значительный рост критической загрузки, потребует соответствующего увеличения как плотности топливной загрузки (диаметра твэлов), так и размеров активной зоны, что приведет к снижению удельной мощности, а для достижения принятого выгорания – и к увеличению кампании топлива, росту СНА.

А в таком случае отвод тепла натриевым теплоносителем не оптимален, поскольку требует дополнительных мер безопасности и ведет к удорожанию РУ и АЭС. Более того, создание даже коммерческого БН большой мощности на МОХ топливе вряд ли приведет к полному воспроизводству Pu в активной зоне (КВА~1) из-за положительного плотностного эффекта реактивности Na, поэтому для самообеспечения Pu потребуется наработка оружейного Pu в бланкетах и его выделение (нераспространение ? ).

По нашему мнению, крупномасштабная ЯЭ 21 -го века должна строиться на инновационных БР типа БРЕСТ с умеренной удельной мощностью, работой с малым запасом реактивности в режиме самообеспечения топливом без производства Pu оружейного качества, с использованием плотного и теплопроводного нитридного топлива и высококипящего тяжелого жидкометаллического свинцового теплоносителя, не вступающего в экзотермические реакции при контакте с водой и воздухом, и с применением технологии регенерации

ВОЗМОЖНЫЕ МАСШТАБЫ РАЗВИТИЯ ЯЭ в 21 -м веке Надежно разведанные запасы природного урана оцениваются в 600 • 103 т (ОАО «УГРК» ). На них мы и будем ориентироваться в оценках собственных потребностей в природном уране развивающейся ЯЭ России. В соответствии с принятым в ФЦП графиком в России до 2015 г. должно быть введено 9 блоков ВВЭР с увеличением суммарной мощности АЭС с 23, 2 до 33 ГВт(э), а начиная с 2015 г. по 2020 г. ежегодно должно вводиться по 2 блока ВВЭР мощностью 1, 1 ГВт(э) каждый. В дальнейшем возможны различные сценарии развития ЯЭ, из которых рассмотрим два наиболее характерных:

n Сценарий 1 – после 2015 г. вводятся только ВВЭР-1100 по 2 блока в год до тех пор, пока оставшихся запасов природного U хватает на весь срок службы (60 лет) каждого введенного реактора; начиная с 2031 г. строятся также и БР-1000 (БН или БРЕСТ) по 1÷ 2 блока в год в зависимости от имеющегося в наличии Pu и требуемых темпов развития ЯЭ. n Сценарий 2 –ВВЭР-1100 вводятся в соответствии с принятым в ФЦП графиком до 2020 г. ; начиная с 2021 г. вводятся только БР-1000 (БН или БРЕСТ) по 2÷ 3 блока в год в зависимости от наличия ресурсов топлива (Pu или оставшихся запасов природного U) и требуемых темпов развития ЯЭ.

Суммарное потребление природного U действующими сейчас блоками АЭС (23, 2 ГВт(э)) за весь жизненный цикл составит ~180 • 103 т, при этом в ОЯТ будет наработано ~ 250 т Pu (из них ~160 т Pu-239+Pu-241). Оставшиеся 420 • 103 т природного U позволяют дополнительно ввести еще ~42 блоков ВВЭР-1100 и обеспечить их эксплуатацию в течение 60 лет. Таким образом, по первому сценарию в ~2032 г. будет введен в эксплуатацию последний блок ВВЭР, и с учетом выведенных из эксплуатации 15 -ти блоков мощность ЯЭ на ТР составит ~55 ГВт(э). Далее последует длительный (~25 лет) спад мощности до ~45 ГВт(э), затем ~10 -летний период работы ЯЭ при относительно стабильной мощности и, наконец, линейный спад мощности до закрытия ЯЭ на ТР в ~2092 г.

n К 2030 г. в ОЯТ ТР будет накоплено ~300 т Pu, а за все время работы ТР – ~620 т Pu. В результате до ~2095 г. за счет этого Pu может быть развита ЯЭ на БР мощностью до ~70 ГВт(э) при Тв=1 г. , а при Тв =7 лет – вдвое меньше. n Небольшое расширенное воспроизводство плутония в БРЕСТ (КВА-1)=0, 06, предусмотренное для компенсации снижения реактивности при выгорании топлива, обеспечивает темп воспроизводства Pu ~0, 7% /г. Это позволяет (без учета потерь Pu в ЗТЦ). дополнительно ввести еще ~20 ГВт(э), доведя к 2100 г. суммарную мощность ЯЭ на БР до 90 ГВт(э). Увеличение Тв до 7 лет приведет к снижению мощности ЯЭ до ~40 ГВт(э), т. е. более чем вдвое.

n По второму сценарию вся существующая и построенная до 2020 г. ЯЭ на ТР израсходует за все время эксплуатации ~400 • 103 т природного урана. С учетом выведенных из эксплуатации блоков суммарная мощность ЯЭ на ТР достигнет к 2020 г. максимума ~40 ГВт(э), затем начнет медленно падать и к 2080 г. прекратит свое существование. n За время эксплуатации ТР будет накоплено ~400 т Pu, что позволит ввести до 2085 г. ~45 ГВт(э) на БР. Оставшиеся ~200 • 103 т природного U, переведенные в обогащенный U, могут обеспечить дополнительный ввод на БР еще ~90 ГВт.

n Таким образом, суммарная мощность ЯЭ на БР, запускаемых на наработанном в ТР плутонии и обогащенном уране, к 2085 г. может достигнуть ~135 ГВт(э). n С учетом небольшой наработки избыточного плутония может быть дополнительно введено еще ~ 30 ГВт(э). n В результате к концу 21 -го века суммарная мощность на БР может быть доведена до ~165 ГВт(э). Эти результаты получены при Тв =1 г. Если же Тв=7 лет, то суммарная мощность ЯЭ на БР уменьшится более чем вдвое.

ВОЗМОЖНЫЕ МАСШТАБЫ РАЗВИТИЯ ЯЭ в 21 -м веке

ЗАМКНУТЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ БР n Развитая для военных целей воднохимическая технология экстракции Pu оружейного качества из облученного топлива промышленных реакторов и в дальнейшем применяемая для переработки ОЯТ энергетических ТР является малопригодной для применения в ЗТЦ быстрых реакторов.

Основные причины: n n n - большое время выдержки ОЯТ БР перед транспортировкой и переработкой, определяемое высоким начальным уровнем теплового и радиационного излучения ОЯТ из-за высокой концентрации ПД, Pu и МА; - большая концентрация делящихся нуклидов в отработавшем топливе требует в целях безопасности значительных разбавлений их в водных растворах, что снижает эффективность аппаратов и увеличивает объемы жидких РАО; - простота разделения U и Pu, глубокая очистка Pu от ПД и МА открывает путь к распространению.

n n Сейчас при использовании водно-химической технологии регенерации топлива из ОЯТ БР ожидаемая длительность внереакторной части ЗТЦ Тв ≥ 7 лет. Это означает, что если запуск и работа в ЗТЦ БН или БРЕСТ мощностью 1 ГВт при ТАЗ=5 лет и Тв =1 г. требуют ~10 т Pu (энерг. ), то при увеличении Тв до 7 лет потребность в Pu возрастает до ~20 т, т. е. вдвое. В результате мощность ЯЭ, которая могла бы быть развита на БР на имеющихся запасах Pu, снижается во столько же раз.

n n Согласно программе «НТП АЭ России на 20072015 г. г. и с перспективой до 2030 г. » строящиеся после 2020 г. коммерческие БН-К должны иметь удельную загрузку G(Pu) ≤ 3 т/ГВт(т), КВ≥ 1, 2, Тв ≤ 3 г. При таких характеристиках этот БН-К будет ~70 лет нарабатывать Pu для запуска себе подобного. (При рассмотрении системы БН-К время удвоения мощности Т 2~50 лет). Если Тв>10 лет, вообще бессмысленно говорить о расширенном воспроизводстве Pu и связанных с ним темпах развитии ЯЭ на БР при любых реально достижимых коэффициентах воспроизводства.

ВЫВОДЫ 1. Сложившееся мнение, что масштабы и темпы развития ЯЭ на БР определяются количеством накопленного в ОЯТ ТР плутония и темпом его наработки в БР, является заблуждением. 2. Запуск БР возможен на смеси обогащенного U и Pu и даже только на обогащенном U, а по затратам природного урана он в 4 - 5 раз выгоднее, чем запуск БР на плутонии из ОЯТ ТР. 3. Анализ характеристик существующих и проектируемых БН свидетельствует о том, что требование высокого темпа воспроизводства плутония находится в противоречии с наиболее актуальными для современной и будущей ЯЭ требованиями безопасности, экономичности, нераспространения и обращения с РАО.

4. Избыток нейтронов и технические решения, направляемые на ускоренный бридинг Pu, могут быть направлены на реализацию присущих БР природных качеств безопасности (исключение запроектных аварий, сжигание МА и трансмутация долгоживущих ПД, обращение с РАО, нераспространение), что ведет и к снижению стоимости АЭС с БР. Этим требованиям в полной мере отвечает проект АЭС с реактором БРЕСТ с нитридным топливом, свинцовом теплоносителем и пристанционным ЗТЦ. Доработка и реализация этого проекта требует выполнения большого объема НИОКР.

5 Техническая неподготовленность ядерной технологии к развитию крупномасштабной ЯЭ на основе БР остро проявляется в нерешенности задач организации ЗТЦ, особенно его внереакторной части, включающей: – переработку ОЯТ БР и изготовление топлива из регенерата; – технологическую и организационную защиту Pu от переключения на военные цели; – экологически нейтральное хранение и окончательное захоронение РАО; – реализацию в промышленных масштабах сухой технологии регенерации топлива, снимающую ограничения по времени выдержки топлива и исключающую фракционирование актинидов.

n n 6 Разумеется, что постепенное замещение ТР на БР не ставит целью полное исключение ТР из ЯЭ к началу следующего века. Хотя основная часть мощностей ЯЭ, связанная с централизованным производством электроэнергии, должна быть сосредоточена в БР, определенная доля ТР в ЯЭ сохранится для энергообеспечения удаленных районов, производства высокотемпературного тепла и других технологических целей. При истощении экономически доступных для ТР ресурсов природного урана целесообразно ТР перевести на много лучшее для них (U-233 – Th-232) топливо с наработкой U-233 в экранах БР.