для чего реактору нужен прочный стальной корпус
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР
Общие требования к выбору конструкционных материалов
При выборе конструкционных материалов для оборудования реакторной установки (РУ) ВВЭР проводится детальный анализ условий их работы в составе РУ, включая нагруженность материала с учетом концентрации напряжений, цикличность нагружения, химический состав рабочей среды, нестационарные температурные режимы, динамические нагрузки и т.д.
Выбор конструкционных материалов производится в соответствии с техническими требованиями разработчика проекта оборудования. При выборе материалов необходимо учитывать технологию производства оборудования, начиная с металлургического процесса (выплавка, ковка, термообработка), сварки, наплавки. При выборе материалов определяется программа контроля качества полуфабрикатов и готовой продукции, включая определение химического состава и механических характеристик материала. Применение конструкционных материалов основывается на обеспечении требований к прочности, технологичности и стойкости к воздействию эксплуатационных факторов.
Материалы, используемые для изготовления оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР, должны быть аттестованы в Госатомнадзоре России в соответствии с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» ПНАЭ Г-7-008-89.
Для всех материалов должны быть указаны:
Указанная информация частично содержится в Приложениях «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» ПНАЭ Г-7-002-86 и представляется в технических условиях на поставку материалов в виде гарантируемых характеристик механических свойств.
Материалы для корпусов реакторов ВВЭР
Наиболее ответственным компонентов реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Это связано с особыми характеристиками конструкции корпусов ВВЭР (крупногабаритные толстостенные сварные сосуды с внутренним диаметром до 5 м и высотой до 12 м), условиями нагружения (давление среды до 180 кг/см2, температура до 300 °С), а главное — интенсивное нейтронное облучение: суммарный поток нейтронов с энергией i 0,5 МэВ на стенку корпуса за проектный срок службы 40 лет достигает 5,8 10 в степени 19 н/см для ВВЭР-1000 и 2,4 10 в степени 20 н/см2 для ВВЭР-440.
Корпуса ВВЭР изготавливаются из кольцевых поковок и эллиптических днищ, свариваемых между собой, отсутствие продольных швов обеспечивает высокую надежность в эксплуатации.
Главным требованием к материалам корпусов является обеспечение высоких значений вязкости в исходном состоянии, сохранение их на достаточном уровне до конца проектного срока службы. Снижение вязкости (охрупчивание) может происходить в результате длительного воздействия рабочих температур (тепловое охрупчивание) и циклических нагружении, но наибольшую опасность представляет радиационное охрупчивание, поэтому устойчивость стали против охрупчивания при нейтронном облучении (радиационная стойкость) является важной характеристикой, в значительной степени определяющей срок службы корпуса реактора.
Для корпусов ВВЭР разработаны и применяются свариваемые стали композиций Cr-Mo-V и Cr-Ni-Mo-V.
Сталь композиции Cr-Mo-V марок 15Х2МФА и 15Х2МФА-А обладает наиболее высоким сопротивлением радиационному и тепловому охрупчиванию среди отечественных и зарубежных сталей такого же назначения, что определяет высокий запас эксплуатационной стабильности. Однако применение ее для толстостенных корпусных элементов реакторов большой мощности типа ВВЭР-1000 ограничено недостаточным уровнем прокаливаемости и прочности (Rp0.2 при 350 °С i 396 МПа). В связи с этим для реакторов ВВЭР-1000 была разработана сталь композиции Cr-Ni-Mo-V марок 15Х2НМФА (15Х2НМФА-А) с более высокой прокаливаемостью в толщинах до 650мм и более высокими по сравнению со сталью 15Х2МФА (15Х2МФА-А) прочностными свойствами (при 350°С Rp0.2 > 441 МПа, Rm > 539 МПа) и высоким уровнем вязкости разрушения. Однако сталь марки 15Х2НМФА-А из-за большого содержания никеля (1,5%) уступает стали марки 15Х2МФА-А по радиационной стойкости и по чувствительности к тепловому охрупчиванию, хотя и не уступает по этим характеристикам зарубежным корпусным сталям композиций Mn-Ni-Mo (А-533, А-508 кл.З).
Исследованиями было установлено отрицательное влияние никеля на радиационную стойкость. Поэтому для корпусов ВВЭР-1000, изготавливаемых начиная с 2000 года, максимальное содержание никеля в стали марки 15Х2НМФА-А, применяемой для обечаек активной зоны, подвергаемых интенсивному облучению, было снижено с 1,5% до 1,3%.
Характеристики корпусных сталей представлены в таблицах, приведенных ниже.
Химический состав сталей для корпусов реакторов ВВЭР.
При выборе материалов для ремонта и изготовления подогревателей низкого давления (ПНД) требуется подобрать материал удовлетворяющий требованиям и нормативам. Безнапорные трубы ПНД от надежного производителя будут оптимальным выбором.
Для чего реактору нужен прочный стальной корпус
Прочный корпус
Прочный корпус, предназначенный для размещения экипажа, электронного и некоторого другого оборудования обитаемого подводного аппарата, является его основным конструктивным элементом. В процессе эксплуатации он подвергается воздействию огромных гидростатических давлений, влиянию перепада температур, вибрации, ударам о грунт, коррозии, воздействию микроорганизмов и т. д.
Прочный корпус, предназначенный для экипажа, может быть выполнен в виде модуля, способного в случае аварии отделяться от несущей рамы аппарата с остальным оборудованием и самостоятельно всплывать на поверхность. Так, прочный сферический корпус аппарата «Элвин» освобождается при аварии от несущей конструкции и легкого корпуса посредством отдачи креплений в нижней части сферы и благодаря своей положительной плавучести устремляется к поверхности. Отсоединение выполняется вручную силами экипажа из прочного корпуса посредством поворота оси механизма отдачи. Для устранения возможности заедания трущихся деталей привода механизма отдачи одна из соприкасающихся поверхностей каждой взаимодействующей пары имеет вставки из фосфористой бронзы. Отдача и аварийное всплытие прочного корпуса с экипажем предусмотрены также на аппаратах «Си Клиф» и «Тартл».
В прочном корпусе аппарата всегда имеется ряд вырезов и отверстий различных форм и размеров. К ним относятся люки для экипажа, грузовые люки, иллюминаторы, отверстия для электрокабелей и трубопроводов, гидравлических и пневматических устройств. Повреждение этих элементов может привести к таким же критическим последствиям, как и повреждение основных конструкций прочного корпуса. При проектировании, изготовлении и эксплуатации прочного корпуса аппарата следует тщательно учитывать влияние отклонений от точной геометрии формы, концентрацию напряжений в районе вырезов и усиленных шпангоутов, герметичность уплотнений вводов.
Для обеспечения безопасности экипажа предусматривается программа испытаний прочного корпуса. Следует особо подчеркнуть, что окончательная оценка максимальной рабочей глубины погружения прочного корпуса аппарата основывается, как правило, не на анализе расчетов прочности конструкции, а именно на результатах проверочных испытаний [63].
Корпуса некоторых аппаратов изготовляют из сплавов на основе титана с добавкой алюминия, молибдена, ванадия, хрома, марганца, железа, олова и других элементов. Они обладают плотностью 4,5 т/м 3 и в 1,8 раза большей удельной прочностью по сравнению со сталью, более низким коэффициентом линейного расширения, высокой коррозионной стойкостью и маломагнитностью. При модернизации аппарата «Элвин» его стальной сферический прочный корпус был заменен корпусом из титанового сплава, что увеличило рабочую глубину погружения до 3600 м, т. е. вдвое по сравнению с тем, что было раньше.
Корпуса аппаратов, изготовленных из титановых сплавов, благодаря высокой удельной прочности этого материала имеют меньшую массу, чем стальные аналогичных размеров, а следовательно, позволяют нести большую полезную нагрузку. Однако еще более легким, чем титан, материалом, пригодным для изготовления прочных корпусов, является алюминий и его сплавы. Известно, что прочный корпус «Алюминаута» изготовлен из алюминиевого сплава 7079-Т6. Конструкция корпуса цилиндрической формы с полусферическими оконечностями собрана из обечаек, которые после штамповки подвергались механической обработке до необходимой точности, а затем соединялись друг с другом с помощью болтов и клея. Кормовая и носовая оконечности прочного корпуса были изготовлены и соединены с обечайками аналогичным образом.
Но все же сложность выполнения прочных сварных соединений, низкий модуль упругости алюминиевых сплавов привели к тому, что в США и других странах интерес к изготовлению прочных корпусов из этих материалов заметно снизился.
Процент кислорода, растворенного в морской воде, играет решающую роль в развитии коррозии. Действие волн на поверхности океана создает насыщенный и даже пересыщенный раствор кислорода. С глубиной концентрация кислорода снижается и в некоторых придонных слоях падает до нуля. Соли, выделившиеся из различных материковых пород, придали морской воде специфический состав, который сохраняется относительно стабильным. Соли в значительной степени способствуют коррозии металлических конструкций, и лишь очень немногие материалы выдерживают длительное пребывание в морской воде, не разрушаясь при этом. Кроме того, определенное влияние на скорость протекания коррозии оказывают гидростатическое давление и температура среды.
Обычно конструкции, попавшие в морскую воду, становятся также объектом нападения различных прикрепленных (сидячих) биологических форм. Известны случаи, когда кабели, трубопроводы и другие плавающие предметы буквально провисали или тонули под тяжестью поселившихся на них беспозвоночных. Морские организмы залезают в отверстия, набиваются в механические части и даже пожирают некоторые детали за очень короткое время. Специальные покрытия для подводных конструкций в какой-то степени ограничивают коррозию и обрастание морскими организмами. Однако большинство таких покрытий имеют лимитированный срок действия. Некоторые биологические формы могут прикрепляться практически к любой окрашенной поверхности и интенсивно разрушают целостность защитного покрытия, истирая его, просверливая отверстия, ускоряя тем самым химические реакции и в том числе коррозию конструкции.
На протяжении всего срока службы аппарата следует строго по расписанию производить его осмотр. В такой осмотр входят: визуальный осмотр всего корпуса, включая корпусные вводы электрокабелей, трубопроводов и механических устройств, иллюминаторы, люки, сварные швы, болтовые соединения с уплотнениями, подъемные планки с проушинами и др.; испытания сварных швов и всех отверстий в корпусе; проверка сферичности (или другой геометрической формы) прочного корпуса.
В сообщениях об условиях и результатах эксплуатации аппарата должны быть подробные данные, по которым можно судить, продолжает ли аппарат функционировать как надежная водонепроницаемая система.
Атомная энергетика сегодня, типы реакторов и переход к экологически чистой энергии
реклама
реклама
реклама
Внутри активной зоны атомы урана расщепляются естественным образом. При этом часть мощной силы, связывающей атомы вместе, высвобождается в виде гамма-излучения, а также пары нейтронов. Пока нейтроны летят, вода действует как замедлитель. То есть она замедляет эти нейтроны, увеличивая вероятность того, что они будут взаимодействовать с другими атомами урана.
Если один из этих нейтронов поглощается атомом урана-235, этот атом становится нестабильным и расщепляется, высвобождая больше энергии и больше нейтронов. Этот каскад нейтронов и расщепляющихся атомов перерастает в цепную реакцию, в результате которой выделяется энергия, достаточная для питания города в течение десятилетий. Чтобы реакция не вышла из-под контроля и не расплавила активную зону, можно вставить управляющие стержни, поглощающие нейтроны и гасящие выход.
Все это включает в себя множество очень сложных физических моментов, но в результате получается «гигантский чайник», который нагревает воду. Эта горячая вода проходит через теплообменник и нагревает еще один контур воды для создания пара, который затем вращает турбину, которая приводит в действие генератор, вырабатывающий электричество.
реклама
Современные типы реакторов
Вот краткая информация о том, как работают основные типы реакторов, используемых сегодня. Следует иметь в виду, что некоторые из этих основных конструкций были разработаны еще в 1950-х годах и на протяжении более 60 лет постоянно совершенствовались, чтобы сделать их более безопасными и эффективными.
Pressurized Water Reactor
Наиболее распространенным типом реактора является реактор с водой под давлением (PWR), который первоначально был разработан в США для питания атомных подводных лодок, а в настоящее время используется в более чем 20 странах. Это конструкция, описанная выше, в которой вода используется и как замедлитель, и как теплоноситель.
В современных конструкциях реакторов PWR топливо обогащается примерно до 3,2 процента урана-235 и формируется в таблетки весом около 10 граммов, которые запечатываются в стержни из циркониевого сплава. Контейнер из нержавеющей стали, окружающий реактор, предназначен как для герметизации всех ядерных продуктов, так и для использования в качестве сосуда под давлением, который поддерживает жидкую воду при более высокой температуре, как в скороварке, для большей эффективности. Контейнер, в свою очередь, закрыт стальным и бетонным щитом, чтобы удержать содержимое реактора даже в случае расплавления.
В старых конструкциях реакторов PWR вода с теплоносителем выходила из защитного экрана и использовалась для выработки электроэнергии. Чтобы поддерживать активную зону реактора холодной, вода должна была постоянно активно прокачиваться. Оба варианта создавали проблемы с безопасностью, как это было во время катастрофы на острове Три-Майл, поэтому в более поздних реакторах использовалась серия контуров теплообменников и резервные пассивные системы циркуляции воды для поддержания охлаждения активной зоны даже в случае полной остановки.
Кипящий водо-водяной реактор (BWR)
Boiling water reactor
Следующий по распространенности реактор, известный как реактор с кипящей водой (BWR), является более простым и практически менее безопасным, чем PWR. Как следует из названия, воде в контуре теплоносителя дают возможность закипеть, и пар поступает непосредственно в турбину из защитной оболочки, а после повторной конденсации возвращается в реактор. Это обеспечивает большую вероятность радиоактивного заражения.
Схема кипящего водо-водяного реактора
Heavy Water Reactor
Улучшенный реактор с газовым охлаждением AGR
Для охлаждения в этих реакторах используется двуокись углерода. Поскольку прежний реактор Магнокс был предназначен в основном для производства плутония, он был не очень эффективен, поэтому был создан реактор AGR, который работает при более высокой температуре для лучшего производства пара и работы турбин.
Реактор большой мощности канальный
Реактор большой мощности канальный, РБМК был разработан в СССР примерно в то же время, что и Magnox, и имеет некоторые общие конструктивные особенности, хотя это совершенно другая машина. В РБМК используется очень мощная графитовая активная зона с водяным охлаждением, состоящая примерно из 1700 вертикальных каналов, содержащих оксид урана, обогащенный до 1,8 процента урана-235. Вода циркулирует под давлением и затем используется для выработки пара.
Хотя большое количество РБМК все еще работает в бывших странах СССР, их печально известная небезопасная конструкция была продемонстрирована Чернобыльской катастрофой в 1986 году, когда инженеры нарушили протоколы безопасности во время имитации испытания на отключение электроэнергии, в результате чего активная зона одного из реакторов комплекса была разорвана паром, после чего произошло возгорание графитового замедлителя.
Реакторы будущего
Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.