《Уникален реактор ще осигури енергийното бъдеще на електроцентралите》
В Русия започва да се създава фантастично сложна и също толкова перспективна техническа структура. Става дума за изграждането на принципно нов ядрен енергиен блок БРЕСТ-300-ОД. Какво е уникалното в тази атомна централа и защо е критично за бъдещето на цялата атомна енергетика, и не само у нас?
На 8 юни 2021 г. в град Северск, близо до Томск, бе излят първият бетон на строителната площадка на експерименталния демонстрационен енергиен блок БРЕСТ-300-ОД. Новият ядрен реактор на бързи неутрон с охлаждане на олово трябва да се превърне в демонстратор на уникална технология – напълно затворен ядрен горивен цикъл.
Продължава след рекламата…
В допълнение към енергийния реактор, на обекта ще се помещават завод за производство на горивни клетки и съоръжение за преработка на отработено ядрено гориво. Това ще позволи на БРЕСТ не само да се снабдява с най-новото гориво, но и да произвежда ядрено гориво за други реактори.
„Благодарение на преработката на ядрено гориво безкрайно много пъти, ресурсната база на ядрената енергетика ще стане практически неизчерпаема. В същото време проблемът с натрупването на отработено ядрено гориво се елиминира за бъдещите поколения ”- с тези думи по време на церемонията генералният директор на Държавната корпорация за атомна енергия „Росатом” Алексей Лихачов описа значението на случващото се.
Засега никоя държава в света не притежава такива технологии: Русия ще се превърне в първата страна, която ще може да извърши толкова сложно и смело начинание.
Олово вместо вода
Същността на технологията за затворен ядрен цикъл е проста по принцип, но изключително трудна за конкретно изпълнение. За да опишете проблема, трябва да се потопите в подробностите за работата на ядрения реактор.
При делене на което и да е тежко ядро, било то уран, торий или плутоний, то излъчва два или три „допълнителни“ неутрона. Свободният неутрон не живее дълго. Обикновено се абсорбира от съседни атоми – гориво, реакторни структури, неговата охлаждаща течност. Ако неутронът се абсорбира от структурата на реактора или охлаждащата течност, това води до „индуцирана“ радиоактивност – често неутроните превръщат стабилните ядра в нестабилни, склонни към по-нататъшно разпадане. В конвенционалните реактори с лека вода (например серията ВВЕР, която сега е основната за реактори с руска конструкция), този процес води до натрупване на тежък водороден изотоп, тритий, във водната охлаждаща течност. Тогава тритият трябва да бъде изолиран чрез сложни манипулации – или да се изчакате, докато реакторната вода се изчисти естествено от радиоактивния разпад.
Оловният охладител, използвана в реактора БРЕСТ, е устойчив на радиация и слабо активен. Това означава, че течното олово, от което е съставен, е изключително трудно абсорбиращ неутроните и практически не натрупва индуцирана радиоактивност. И накрая, оловото е химически пасивно в контакт с вода и въздух, което изключва химически или термични експлозии, когато първичната верига на реактора е под налягане. В случай на изтичане на веригата, оловото просто ще изтече, ще се охлади и ще премине в твърдо състояние, като също така ще затвори теча с такава „тапа“.
Друга характеристика на оловото е неговата висока точка на кипене от 1749 градуса при нормално налягане. Поради излишното налягане вътре в контура на охлаждащата течност, оловото циркулира в реактора БРЕСТ при температура 1751 ° C, като е в течно състояние близо до точката на кипене. Тази висока температура е много привлекателна за всеки термодинамичен цикъл, който винаги се движи от температурните разлики.
По-специално, турбината на БРЕСТ ще може да работи на свръхкритична пара (до 600 градуса), което е значително по-висока от температурата на парните турбини в съвременните атомни електроцентрали, за които парата никога не надвишава критичното температурно ниво от 374 градуса. Това от своя страна ще позволи на захранващия блок БРЕСТ-300-ОД да има електрическа ефективност, която ще бъде по-висока от ефективността на блокове с реактори ВВЕР и може да достигне 40–45%.
В бъдеще използването на оловен енергиен носител ще позволи напълно да избяга от водни пари във втория кръг. Високата температура на оловната охлаждаща течност в първи контур позволява, например, да се захранва от нея газова турбина със затворен цикъл, чиято ефективност ще бъде дори по-висока от тази на парна турбина, използваща свръхкритична водна пара.
Неутроните не се губят!
Използването на олово като охлаждаща течност дава възможност практически всички неутрони, излъчени по време на ядрено делене, да се насочат обратно в горивните възли. Поглъщането на бързи неутрони от уран-238 е много лесно – много е „алчно“ да улавя високоенергийни частици, летящи през него. След като улови неутрон, уран-238 се превръща в изотоп на друг химичен елемент – плутоний-239.
И това, както знаем, е и ядрено гориво, основата на всички ядрени оръжия в съвременния свят. В идеалния случай за всяко разцепено ядро на уран-235 можем да получим 1,25 ядра от нов плутоний-239, които по чудо се появиха точно в реактора от „отпадъчния“ уран-238, който не е подходящ за обикновено делене.
Разбира се, невъзможно е да се получи перфектна картина в реален реактор. Неутроните се улавят активно от ядрата на други елементи, присъстващи в ядрото: фрагменти на делене, охлаждаща течност и модератор, контролни и защитни пръти, някои от неутроните просто излитат от ядрото. Следователно, в съвременните реактори с лека вода, например гореспоменатите реактори ВВЕР, коефициентът на умножение на горивото е 0,5–0,7. Въпреки че, интересното, плутоний-239, от който се нуждаем, също се образува в тях, макар и не толкова бързо.
Благодарение на конструкцията си, специалното разположение на горивните клетки и използването на слабо активиран оловен охлаждащ агент БРЕСТ може да получи коефициент на възпроизвеждане на гориво, много по-висок от единица – според изчисленията, до 1,2, което е вече много близо до теоретичната граница. И това означава, че след като веднъж сме заредили ядрено гориво на площадката BREST, на практика можем да забравим за нуждите на реактора от прясно гориво и дори да получим около 20% нов делящ се материал от всеки цикъл в реактора.
И така, защо да не строим БРЕСТ серийно?
Основната трудност при овладяването на такъв атрактивен на хартия затворен ядрен цикъл винаги е била конструкторската сложност на бързите реактори. Ако опростим максимално задачата, тогава реакторът с бързи неутрони е много по-горещо нещо от стандартния енергиен блок, използващ бавни, топлинни неутрони и обикновена вода като охлаждаща течност.
В реакторите с бързи неутрони всичко е много по-интензивно – разрушителни неутронни потоци, температури на охлаждащата течност, скорост и гъвкавост на реакциите в ядрото. Техническите трудности и икономическите разходи за създаване на пълномащабно производство на електроенергия с бързи неутрони през се оказват с пъти по-високи от тези за конвенционалните реактори.
