6. Усовершенствованный быстрый реактор (БН)
Привычные всем атомные станции при мощной государственной поддержке развивались десятки лет в научном, конструктивном технологическом плане, обеспечили военную программу, оказывают заметное влияние на электроэнергетику, внедряются в транспорт ледокольный, подводный, прони-
кают в космос. Вместе с тем, поиск продолжается. Выясняется, что традиционная атомная энергетика имеет немало стимулов и возможностей для усовершенствования. Особо важное значение имеет внедрение реакторов на быстрых нейтронах, как полностью обеспечивающих сырьевую базу на дол-
голетия. «Задержка» происходит из—за теплоносителя: на смену простейшего — воды (в тепловых реакторах) требуется жидкометаллический (натрий, висмут, свинец), что ведет к удорожанию конструкции. Но и польза немалая, в том числе эксплуатационная.
Высказываются наряду с этим многочисленные соображения по поводу усиления безопасности реакторов. Возникла даже своеобразная терминология относительно реакторов с так называемой «внутренней безопасностью», которые держат критическое состояние автоматически, а не в резуль-
тате действий оператора. Быстрые реакторы с точки зрения подавления неконтролируемой цепной реакции обладают свойственной именно им дополнительной возможностью. О ней чуть подробнее.
Быстрый реактор в нынешнем исполнении состоит из двух зон: активной (А.З.) и воспроизводства (З.В.). В активной зоне, сильно обогащенной по плутонию (смесь U−238 + 25% Pu−239) происходит основное энерговыделение. Она сравнительно компактна и окружена урановым бланкетом — зоной
воспроизводства, где накапливается плутоний при поглощении нейтронов, поступающих из центра.
Такая схема построения реактора оптимизирована по суммарному коэффициенту воспроизводства (КВ) плутония, но предполагает постоянное химическое извлечение плутония из З.В. и возвращение его в замкнутом цикле в тот же реактор или какой—то другой (тепловой и быстрый). Помимо того, что такой цикл предполагает большой объем радиохимических работ, он приводит к появлению в большом количестве чистого плутония, который может быть использован не только в мирных целях. Последнее обстоятельство в особенности формирует негативное отношение к БН, как к трудно контролируемого процесса распространения ядерного оружия. Но является ли рассматриваемая схема БН строго обязательной? Является ли погоня за высоким КВ с учетом уже накопленного плутония и высокообогащенного урана, задачей актуальной? Ответ: определенно, нет. Б.Н. как реактор,
сжигает, в отличие от теплового, уран—238 с его практически неисчерпаемой базой, может быть модифицирован в нужную для нас сторону, ему можно придать свойство внутренней безопасности.
Соображения таковы. Смесь урана−238 и плутония−239, образующих активную зону (АЗ) и зону воспроизводства (ЗВ) реактора, по мере горения изменяет состав компонент. Там где есть уран−238, происходит накопле-
ние плутония при поглощении нейтронов деления, там где много плутония происходит его исчезновение. Отсюда ясно, что есть такая концентрация урана и плутония, при которой эти два процесса — поглощение на уране и деление на плутонии — компенсируют друг друга. Такая концентрация плу-
тония называется равновесной (реально она равна примерно 10
. Нетрудно показать, что если система обладает КВ > 1, то существует такая область концентрации плутония, ниже равновесной, которая одновременно является «критической» (она простирается от 4,5 до 10
. Именно такую ак-
тивную зону мы далее будем рассматривать. В ней как бы произошло смешение ЗВ и АЗ в нужной пропорции. Слово «критический» не случайно взято в кавычки. Дело в том, что такая система, предоставленная самой себе, все же развивается. В ней идет медленное нарастание нейтронного потока
и мощности за недели, даже месяцы (это зависит от конкретной конфигурации активной зоны и критической концентрации плутония). Размерная величина, определяющая временной масштаб, возникает сразу, если вспомнить, что появление плутония при захвате нейтрона ураном происходит после
двух −распадов не мгновенно, а спустя дни. Временная характеристика, сопровождающая −распад, совершенно не сопоставима со временем развития нейтронной цепи при случайном надкритическом выбросе («ядерное» время для быстрых реакторов — микросекунды). Вялое нарастание нейтронного потока не опасно, т.к. легко фиксируется и при необходимости ликвидируется медленным дозированным добавлением урана−238 в активную зону, который к тому же всего лишь, можно ска-
зать, заимствует нейтроны с тем, чтобы потом их вернуть в виде плутония. Такая разбавленная АЗ обладает рядом преимуществ:
Реактор отвечает критерию внутренней безопасности, т.к. в нем события развиваются медленно, контролируемым образом.
В нем наилучший нейтронный баланс. Отсутствуют стержни — поглотители нейтронов (кроме урана—238), система управления реактором предельно упрощена.
Ввиду накопления плутония непосредственно в АЗ, реактор допускает по физическим (критическим) характеристикам глубокое выгорание топлива (до 30—50% по урану−238). Реактор теряет свои размножающие свойства главным образом из−за выгорания урана−238, поставщика плутония,
тогда как накопление осколков проявляет себя слабо — сечение поглощения нейтронов на осколках примерно такое же u1080 и у урана−238.
Разбавленная АЗ, в отличие от концентрированной, требует большего первоначального расхода плутония (или урана−235). По оценкам, если принять среднюю плотность по тяжелому металлу (U+Pu), равной 5г/см3, то АЗ должно иметь массу около 100 тонн, из них 6 тонн плутония. Такого
количества материала, при указанном выше КПД выгорания, хватит на десятки лет, вплоть до всего срока эксплуатации станции без смены твэлов, если проблема радиационной стойкости тепловыделяющих элементов будет решена. Ясно, что возникает тогда еще одна принципиальная предпосылка,
резко усиливающая эксплуатационные показатели станции и облегчающая весь перерабатывающий цикл в конце: нет «отстойника» твэлов внутри станции, многие короткоживущие радиоактивные изотопы исчезают внутри активной зоны при горении.Поскольку содержание плутония за все время работы реактора находится вблизи равновесной концентрации, т.е. она одинакова в начале и в конце горения, пропадает необходимость в извлечении плутония (и прочих трансуранов) в чистом виде. После отделения тяжелых компонент от осколков и введения на их место урана, последние могут использоваться как таковые, для твэлов следующего
поколения. Подчеркнем, что обросшее трансуранами топливо по своим ядерно−физическим свойствам не хуже исходного. Вопрос перерастает в плоскость изготовления новых твэлов, на основе сильно радиоактивного материала. Но проблема военного использования плутония при надлежащем контроле исчезает, т. к. ни на какой стадии плутоний, пригодной для атомного оружия, впрямую не возникает.
Приведенные рассуждения по поводу быстрого реактора призваны подчеркнуть одну мысль:
в реакторах на быстрых нейтронах много полезного потенциала, не до конца раскрытого и используемого.
Все это значит только одно. Когда мы говорим, что термоядерные реакторы не сейчас, а в будущем обладают той−то и такой−то перспективой, то и в отношении АЭС можно предполагать глубокие, пока неисчерпаемые возможности.
Проблема радиоактивности
Любая авария на ядерном объекте опасно прежде всего выбросом радиоактивности. Как отмечалось, термоядерная станция имеет интегральный поток нейтронов в 10 раз больший, чем на АЭС. Если 10% этих нейтронов вызовут ядерные реакции с образованием радиоактивных изотопов, то ин-
тегральное количество распадов за время полураспада при воздействии на человека будет таким же, как на АЭС той же мощности. Конкретная ситуация будет определяться размером аварии, конструкцией реактора, его расположением и т.п., но видимых преимуществ термоядерной станции по срав-
нению с АЭС в этом отношении не видно. К тому же положение усугубляется наличием на термоядерной станции трития в большом количестве. Допустим, весь непрогоревший тритий немедленно эвакуируется за пределы станции. Но и тогда его много. Тритий образуется в литиевых блочках и нужно время, некоторый минимальный нейтронный флюенс прежде чем вводить его в химическое производство. Если срок выдержки составляет год(ы) (примерное время для промышленных реакторов), то общее содержание трития будет равно миллиарду кюри, типичному значению для АЭС по суммарной осколочной радиоактивности (для реакторов мощностью в 1 ГВт).
Аварии на АЭС возникают не только вследствие перехода по случайным причинам активной зоны из критического в надкритическое состояние с неуправляемым темпом энерговыделения. Так, одной из самых опасных аварий считается отказ системы теплосъема. Обратные связи таковы, что
цепная реакция затухает. Но тепло, обязанное радиоактивному распаду осколков, продолжает поступать и оно, в отсутствие теплосъема, может расплавить тепловыделяющий элемент и выпустить радиоактивность наружу. Является ли подобная опасность типичной и для термоядерной станции?
Ядерная энергия: Термоядерная, делительная сравнение
Судить об этом трудно, не имея детальной конструкции и данных об остаточной удельной мощности (Вт/м3), материалах, их теплопроводности. Одно можно повторить — общее энерговыделение сопутствующих распадов и в том, и в другом случае близки.
Различны будут скорее всего и приемы, направленные на ослабление, ликвидацию этого типа аварии. Один из них таков, применительно к АЭС: снижая в несколько раз удельную (на единицу объема) рабочую мощность, которой прямо пропорциональна остаточная, можно уменьшить тепло-
вой поток до такой степени, чтобы радиоактивное тепло успевало рассасываться посредством теплопроводности. При этом естественным образом при сохранении мощности увеличится размер реактора и расход активных материалов.
Наконец, еще один возможный аргумент в пользу реактора синтеза, который при определенных условиях действительно может оказаться сильным при выборе. Радиоактивные продукты деления, захват нейтронов с образованием трансуранов в значительной степени предопределены для АЭС фи-
зической сущностью явления. Используется ли реактор тепловой или быстрый, это обстоятельство почти никак не отражается на выходе вредоносных осколков. «Хвост» трансуранов, среди которых немало долгожителей, «подарок» внукам — потомкам, фактически зависит от срока компании, которая, в свою очередь, диктуется экономическими требованиями.
Иное положение для термоядерных реакций. Основной энергоноситель 14МэВ — нейтрон, нелокализован в отличие от осколков деления и трансуранов. Он реализует свою энергию в нами выбранном материале, в котором по нашему усмотрению достигается минимум наведенной радиоак-
тивности и совсем нет долгоживущей компоненты. В дополнительной степени свободы выбора заключено возможное в принципе преимущество реакторов синтеза. Однако, окончательное суждение об этой стороне вопроса может возникнуть только при детальном сравнении. Так ли велика свобода?
Ранее отмечалось, что для термоядерной станции предъявляется жесткое требование: восстановление в полном объеме u1080 израсходованного трития. Значит в конструкции с необходимостью предусмотрены слои для размножения термоядерных нейтронов, герметические литиевые блочки, заключенные внутри определенных материалов. То же самое относится и к первой стенке, воспринимающей импульс и энергию локальных продуктов термоядерной реакции в системах ЛТС или мощного потока нейтронов, обрушивающегося на сверхпроводники «Токамака», выбор материалов для которых весьма невелик.
Вместе с тем не следует преувеличивать радиоактивную опасность АЭС. Несомненно, со временем будет усовершенствоваться не только сам реактор, но и весь цикл обращения с радиоактивными отходами. Рано или поздно, но будут найдены способы эффективного отделения легкой фракции от-
ходов (осколков, металлов конструкции) от тяжелой (урана, плутония и др.), захоронения первой из них (легкой) в земле, и возвращением в цикл второй. Захоронение на сотни лет приведет к исчезновению из—за распада всех опасных осколков, хотя не следует исключать, что некоторые из них бу-
дут извлечены с пользой для техники (изотопные источники), а по отношению небольшого числа других окажется выгодной процедура ядерной трансмутации на ускорителях или реакторах.
Временные рамки
Ядерная энергетика, как всякое любое другое сложное производство, инерционна. Прошло 50 лет с начала ее промышленного освоения, а она продолжает развиваться и совершенствоваться, ее потенциал не исчерпан. Пройдет еще не менее 50 лет, прежде чем она займет преобладающее положение в общем энергобалансе страны и придет на смену органическому топливу, которое к тому времени исчерпает свой ресурс.
Термоядерная энергетика не менее сложна, чем делительная. Следовательно, сроки ее освоения не могут быть меньше чем для АЭС. При самых благоприятных предположениях следует фиксировать отставание, таким образом, термоядерных реакторов по отношению к делительным на многие десятки лет, более пятидесяти. Если и появится рентабельная энергия синтеза в значительных масштабах, то не в следующем столетии. Поэтому она не подменит исчезающие нефть, газ, ее перспектива отдалена и туманна.
Заключение
Затруднительно произвести детальное сравнение термоядерной энергетики и делительной, т. к. нет не только действующих первых термоядерных реакторов, но также лабораторных стендов, приближенных к реальной станции. Сравнение на теоретическом уровне, из общих соображений, также не обнаруживает явных преимуществ ни по безопасности эксплуатации реактора, ни по радиоактивности и ее влиянию на окружающую среду, ни по сырьевой базе. Приведенные соображения не должны трактоваться слишком прямолинейно: там плохо, а тут все хорошо. АЭС заполняет энергетическую нишу только в случае их развития. В частности, при широком внедрении АЭС на быстрых нейтронах, при совершенствовании всего топливного цикла и воз-
вращения в горение экологически опасных траснуранов, при появлении реакторов с «внутренней безопасностью», с упрощенной автоматикой управления, реакторов, не допускающих расплавление твэлов при отказе контура теплосъема и т. п. Задача и конкретные шаги к конечной цели, можно сказать, очерчены, но это касается лишь привычной атомной энергетики деления.
__
Мнения?