Бн 1200 реактор

Реакторы на быстрых нейтронах

Разработка реакторной установки БН-1200 ведется в соответствии с Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП) и долгосрочной программой действий концерна «Росэнергоатом». Целью данной разработки является создание экономически конкурентоспособного реактора на быстрых нейтронах повышенной безопасности с замкнутым топливным циклом.

Проект перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором БН-1200 разрабатывается как основа для начального этапа серийного ввода реакторов этого типа.

При разработке энергоблока должны быть выполнены следующие требования:

  • конкурентоспособность с перспективными энергоблоками на основе реакторов другого типа и энергоблоками на органическом топливе,
  • доведение безопасности до уровня, исключающего необходимость принятия мер для защиты населения за пределами площадки АЭС при любых возможных авариях,
  • достижение коэффициента воспроизводства (КВ) на уровне от 1,2 (1-й этап) до 1,3-1,35 (2-й этап) при использовании смешанного оксидного топлива и до 1,45 при применении смешанного нитридного топлива,
  • сокращение продолжительности времени строительства серийных энергоблоков до 48 месяцев,
  • возможность ввода серии подобных реакторов через 2-3 года после запуска головного энергоблока.

Мощность серийного энергоблока принята исходя из следующих соображений:

  • увеличение возможностей по выбору площадок для размещения АЭС с учетом ограничения мощности имеющихся местных электрических сетей;
  • возможность доставки крупногабаритного оборудования по железной дороге;
  • использование одного турбогенератора, имеющего общие технические решения с турбогенератором такой же мощности для энергоблока с реактором на тепловых нейтронах проекта «АЭС-2006».

Разработка БН-1200 базируется на максимально возможном использовании апробированных, научно обоснованных и инженерно отработанных технических решений, реализованных в проектах быстрых реакторов БН-350, БН-600, БН-800. Вместе с тем применяются и новые технические решения, которые призваны повысить безопасность и позволят обеспечить приемлемую экономичность энергоблока и эффективность использования топлива.

К таким решениям относятся:

  • применение парогенераторов корпусного типа;
  • использование сильфонных компенсаторов на трубопроводах второго контура в целях сокращения протяженности трубопроводов;
  • существенное упрощение системы перегрузки топлива;
  • применение карбида бора для внутриреакторной радиационной защиты в целях уменьшения габаритных размеров и снижения массы этой защиты.

В реакторе БН-1200 принят уменьшенный подогрев теплоносителя для снижения температуры оболочек твэлов до уровня ниже 670 °С, что позволяет применить для них радиационно стойкую ферритно-мартенситную сталь.

Основные характеристики энергоблока БН-1200

Наименование характеристики, размерность Величина
Электрическая мощность, МВт 1220
Число теплоотводящих петель 4
Температура теплоносителя первого контура, °С:

  • на входе в промежуточный теплообменник
  • на выходе из промежуточного теплообменника
550
410
Температура теплоносителя второго контура, °С:

  • на входе в парогенератор
  • на выходе из парогенератора
527
355
Параметры третьего контура:

  • температура свежего пара, °С
  • давление свежего пара, МПа
  • температура питательной воды, °С
510
14
240
Тип промежуточного перегрева пара Паровой
КПД АЭС, %:

  • брутто
  • нетто
42
39
Коэффициент использования мощности, % 90
Срок службы энергоблока, годы 60

Активная зона реактора БН-1200

Характеристики активной зоны существенным образом влияют на технико-экономические показатели энергоблока. В связи с этим в БН-1200 приняты новые технические решения, основными из которых являются:

  • поэтапное повышение максимального выгорания смешанного уран-плутониевого топлива от достигнутого на экспериментальных тепловыделяющих сборках (ТВС) 11,8 до 14, 17, 20% т.а., что позволит последовательно снижать количество используемых ТВС в год и соответствующие затраты на их изготовление и переработку;
  • увеличение интервала между перегрузками топлива до 330 суток (один останов реактора в год вместо двух для БН-600, БН-800), что в сочетании с другими мерами: повышением надежности работы оборудования и систем реакторной установки в процессе эксплуатации энергоблока, сокращением продолжительности профилактических и ремонтных работ на оборудовании и системах реакторной установки – дает возможность повысить коэффициент использования мощности до 90%;
  • использование топлива одного обогащения (вместо трех для БН-600 и БН-800), что снижает затраты на изготовление и упрощает процесс фабрикации топлива;
  • увеличение объемной доли топлива в активной зоне до 0,47 в целях повышения внутреннего коэффициента воспроизводства, что уменьшает потерю реактивности на выгорание и, следовательно, снижает требуемую эффективность органов СУЗ;
  • увеличение диаметра твэлов с 6,9 мм (для БН-600, БН-800) до 9,3 мм и размера чехла ТВС «под ключ» с 96×2 мм (для БН-600, БН-800) до 181×3,5 мм, что снижает затраты на изготовление топлива и время на операции, связанные с транспортировкой и перегрузкой ТВС;
  • увеличение числа гнезд во внутриреакторном хранилище для выдержки отработавших тепловыделяющих сборок в течение 2 лет, что позволяет снизить их остаточное тепловыделение и отказаться от сложной и дорогостоящей части транспортно-технологического тракта – барабана отработавших сборок с натриевой системой охлаждения.

Технические решения по повышению безопасности реакторной установки

Значительное внимание при разработке проекта реактора БН-1200 было направлено на усиление свойств самозащищенности установки. Для этого были приняты следующие решения:

  • ликвидируются внешние натриевые трубопроводы первого контура путем размещения холодных фильтров-ловушек в баке реактора, что исключает наиболее опасный класс проектных аварий с течами радиоактивного натрия;
  • аварийный отвод тепла из реактора осуществляется системой, подключенной непосредственно к первому контуру через автономные теплообменники, встроенные в бак реактора. Система включается и работает по пассивному принципу (естественная циркуляция теплоотводящих сред по всем контурам). Благодаря этому надежность системы аварийного отвода тепла повышена более чем в 10 раз по сравнению с БН-800;
  • предусматривается пассивная защита, срабатывающая при повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, дополнительно к пассивной системе на гидравлически взвешенных стержнях, которые вводятся в активную зону при остановке главного циркуляционного насоса первого контура.

Установка оснащена средствами локализации аварийных выбросов из корпуса реактора при запроектных авариях. После аварии и необходимой выдержки газ сбрасывается в систему спецвентиляции.

Как показал анализ, указанные решения позволят снизить вероятность тяжелых повреждений активной зоны до 10–6 1/год, а также уменьшить эффективную дозу облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации и в аварийных ситуациях в соответствии с требованиями международного проекта ИНПРО и международного форума «Поколение-IV».

Технико-экономические и эксплуатационные показатели энергоблока.

Требования к целевым экономическим показателям БН-1200 направлены на достижение конкурентоспособности с серийными тепловыми реакторами ВВЭР по стоимости производства электроэнергии. Основные пути для достижения этой цели следующие:

  • усовершенствование, оптимизация и укрупнение основного оборудования,
  • минимизация протяженности натриевых трубопроводов второго контура,
  • упрощение транспортно-технологического тракта загрузки-выгрузки ТВС,
  • упрощение и сокращение вспомогательных систем и систем аварийного энергоснабжения;
  • уменьшение строительных объемов и материалоемкости энергоблока;
  • увеличение срока службы до 60 лет;
  • повышение коэффициента использования мощности до 90%;
  • повышение выгорания топлива.

Предварительные оценки показывают, что экономические показатели БН-1200 будут находиться на сопоставимом уровне с показателями ВВЭР такой же мощности. В перспективе себестоимость электроэнергии, вырабатываемой БН-1200, должна стать ниже, чем генерируемая ВВЭР, в связи с ожидаемым ростом цен на природный уран.

В соответствии со схемой территориального планирования Российской Федерации в области энергетики, утвержденной распоряжением Правительством от 1 августа 2016 г. № 1634-р, на Белоярской и на Южно-Уральской АЭС предусматривается сооружение по одному энергоблоку с реактором БН-1200 – блока № 5 на БАЭС и блок №1 на ЮУАЭС с вводом в действие обоих блоков до 2030 г.

Атомная энергетика — одна из самых развивающихся областей промышленности, что продиктовано постоянным ростом потребляемой электроэнергии. Очень многие страны имеют свои источники выработки энергии при помощи «мирного атом».

Карта атомных электростанции России (РФ)

Россия входит в это число. История АЭС России начинается с далекого 1948 года, когда изобретатель советской атомной бомбы И.В. Курчатов инициировал проектирование первой атомной электростанции на территории тогда еще Советского Союза. Атомные станции России берут свое начало с постройки Обнинской АЭС, которая стала не только первой в России, но первой в мире атомной станцией.

Россия уникальная страна, которая обладает технологией полного цикла атомной энергетики, что подразумевает под собой все этапы, от добычи руды до конечного получения электроэнергии. При этом благодаря своим большим территориям, Россия обладает достаточным запасом урана, как в виде земных недр, так и в виде оружейного оснащения.

На настоящий момент ядерные электростанции в России включают в себя 10 действующих объектов, которые обеспечивают мощность в 27 ГВт (ГигаВатт), что составляет примерно 18% в энергетическом балансе стране. Современное развитие технологии позволяет сделать атомные электростанции России безопасными для окружающей среды объектами, несмотря на то, что использование атомной энергии является наиболее опасным производством с точки зрения промышленной безопасности.


Карта ядерных электростанции (АЭС) России включает в себя не только действующие станции, но также строящиеся, которых насчитывается порядка 10 штук. При этом к строящимся относятся не только полноценные атомные станции, но также перспективные разработки в виде создания плавучей атомной станции, которая отличается мобильностью.

Список атомных электростанций России имеет следующий вид:

  1. Балаковская АЭС, которая считается крупнейшей станцией на территории современной России. Эта станция работает на четырех энергетических блоках типа ВВЭР-100, которые были введены в эксплуатацию еще в 90-ых годах. Станция имеет надежную защиту в виде герметичного железобетонного слоя.
  2. Белоярская АЭС, которая названа в честь основателя атомной отрасли Курчатова. Уникальность данной станции заключается в применении энергоблоков различных типов. Два блока имеют реакторы АМБ, а один работает на реакторе типа БН-600. Доля вырабатываемой станцией энергии составляет 10% от количества, которую вырабатывают все атомные электростанции России, притом, что на настоящий момент эксплуатируется всего один блок, а два других законсервированы.
  3. Билибинская АЭС, являющаяся единственным источником электричества для Чукотского автономного округа и его столицы — города Анадырь. Атомные станции России на карте сконцентрированы преимущественно в Европейской части, и только Билибинская АЭС находится на северо-востоке страны. Система функционирования станции построена таким образом, что при малейших неполадках в работе одного из блоков не прерывается работа всего объекта.
  4. Калининская АЭС. Преимуществом данной станции является удачное географическое расположение, что дает возможность вырабатывать высоковольтную энергию. За выработку электричества на этой станции отвечает последовательность из трех реакторов типа ВЭР-1000.
  5. Кольская АЭС. Первая на территории станы атомная электростанция, которая была построена за Полярным кругом. В настоящий момент наблюдается спад потребления ресурсов, поэтому все энергоблоки станции находятся в режиме диспетчеризации.
  6. Курская АЭС. Данная крупная станция является важнейшим узлом всей энергетической системы страны, обеспечивая достаточное количество энергии для промышленных предприятий Курской области. Всего на станции эксплуатируется 4 энергоблока типа РБМК-1000, которые выдают мощность в 4 ГВт. Отличительной особенностью объекта является использование очищенной воды.
  7. Ленинградская АЭС. Эта станция является первой в России, на которой были применены самые мощные из современных реакторов — РБМК-1000. Территориально станция располагается на берегу финского залива возле небольшого города Сосновый бор.
  8. Нововоронежская АЭС является первой в стране станцией, на которой стали применяться новые реакторы типа ВВЭР. Производства энергии обеспечивается тремя очередями энергоблоков, что позволяет варьировать получаемую мощность в зависимости от потребностей.
  9. Ядерные станции на карте РФ в южной части представлены Ростовской АЭС, которая располагается недалеко от города Волгодонск. Особенностью станции является ее способность удовлетворить требования поточного производства. Работает станция на реакторах типа ВВЭР-1000.
  10. Смоленская АЭС является очень крупной станцией, для работы которой применяются реакторы РБМК-1000. По итогам 2010 года данный объект был признан самым лучшим в области безопасности.


Современное состояние атомной энергетики России позволяет говорить о наличии большого потенциала, который в обозримом будущем может реализоваться в создании и проектировании реакторов нового типа, позволяющих вырабатывать большие объемы энергии при меньших затратах.

Если вы нашли ошибку, пожалуйста, выделите фрагмент текста и нажмите Ctrl+Enter.

Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.

Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты — тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях.

От деления к синтезу

Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.

Критерий Лоусона

Чтобы термоядерная реакция была энергетически выгодной, нужно обеспечить достаточно высокую температуру термоядерного топлива, достаточно высокую его плотность и достаточно малые потери энергии. Последние численно характеризуются так называемым «временем удержания», которое равно отношению запасённой в плазме тепловой энергии к мощности потерь энергии (многие ошибочно полагают, что «время удержания» — это время, в течение которого в установке поддерживается горячая плазма, но это не так). При температуре смеси дейтерия и трития, равной 10 кэВ (примерно 110 000 000 градусов), нам нужно получить произведение числа частиц топлива в 1 см3 (т.е. концентрации плазмы) на время удержания (в секундах) не менее 1014. При этом неважно, будет ли у нас плазма с концентрацией 1014 см-3 и временем удержания 1 с, или плазма с концентрацией 1023 и время удержания 1 нс. Это критерий называется «критерием Лоусона».
Кроме критерия Лоусона, отвечающего за получение энергетически выгодной реакции, существует ещё критерий зажигания плазмы, который для дейтерий-тритиевой реакции примерно втрое больше критерия Лоусона. «Зажигание» означает, что той доли термоядерной энергии, что остаётся в плазме, будет хватать для поддержания необходимой температуры, и дополнительный нагрев плазмы больше не потребуется.

Z-пинч

Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.

Принцип работы Z-пинча прост: электрический ток порождает кольцевое магнитное поле, которое взаимодействует с этим же током и сжимает его. В результате плотность и температура плазмы, через которую течёт ток, возрастают.

Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.

Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.

Чем меньше отношение большого радиуса тора токамака (расстояния от центра всего тора до центра поперечного сечения его трубы) к малому (радиусу сечения трубы), тем больше может быть давление плазмы при том же магнитном поле. Уменьшая это отношение, учёные перешли от круглого сечения плазмы и вакуумной камеры к D-образному (в этом случае роль малого радиуса выполняет половина высоты сечения). У всех современных токамаков форма сечения именно такая. Предельным случаем стал так называемый «сферический токамак». В таких токамаках вакуумная камера и плазма имеют почти сферическую форму, за исключением узкого канала, соединяющего полюса сферы. В канале проходят проводники магнитных катушек. Первый сферический токамак, START, появился лишь в 1991-м году, так что это достаточно молодое направление, но оно уже показало возможность получить то же давление плазмы при втрое меньшем магнитном поле.

Пробкотрон, стелларатор, токамак

Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.

Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.

Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.

Эти фантастически переплетенные трубы не арт-проект, а камера стелларатора, изогнутая в виде сложной трехмерной кривой.

В руках инерции

Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.

Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.

Есть ряд современных конфигураций стеллараторов, и все они близки к тору. Одна из наиболее распространённых конфигураций предполагает использование катушек, аналогичных катушкам полоидального поля токамаков, и четырёх-шести скрученных винтом вокруг вакуумной камеры проводников с разнонаправленным током. Создаваемое при этом сложное магнитное поле позволяет надёжно удерживать плазму, не требуя протекания через неё кольцевого электрического тока. Кроме того, в стеллараторах могут быть использованы и катушки тороидального поля, как у токамаков. А винтовые проводники могут отсутствовать, но тогда катушки «тороидального» поля устанавливаются вдоль сложной трёхмерной кривой. Последние разработки в области стеллараторов предполагают использование магнитных катушек и вакуумной камеры очень сложной формы (сильно «мятый» тор), просчитанной на компьютере.

Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.

Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.

Магнитные перспективы

Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.

Принципиально иной подход к синтезу предлагает концепция мюонного катализа. Мюон — это нестабильная элементарная частица, имеющая такой же заряд, как и электрон, но в 207 раз большую массу. Мюон может замещать электрон в атоме водорода, при этом размер атома уменьшается в 207 раз. Это позволяет одному ядру водорода приближаться к другому, не затрачивая на это энергию. Но на получение одного мюона тратится порядка 10 ГэВ энергии, что означает необходимость произвести нескольких тысяч реакций синтеза на один мюон для получения энергетической выгодны. Из-за возможности «прилипания» мюона к образующемуся в реакции гелию пока не удалось достичь более нескольких сотен реакций. На фото — сборка стелларатора Wendelstein z-x института физики плазмы Макса Планка.

Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.

Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.

Выбор реакции

На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.

Инерциальные надежды

Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.

Проблемы токамаков

Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.

Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.

Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.

Вперед, к звездам!

Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.

Электростатическое удержание

Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.
Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.
Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!

По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.

Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.

Термоядерное будущее

Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.

Статья «Звезды на Земле» опубликована в журнале «Популярная механика» (№5, Май 2012).

По данным “Ъ”, Минэнерго предлагает перенести ввод нескольких энергоблоков АЭС, чтобы не допустить роста цен на электроэнергию выше инфляции. «Росатом» в целом готов пойти на это по третьему и четвертому блокам Ленинградской АЭС-2. Но госкорпорация не хочет переносить с 2025 года ввод первого блока Курской АЭС-2 по новому проекту ВВЭР-ТОИ, поскольку его запуск необходим для обеспечения экспорта станций такого типа. При этом «Росатом» уже перенес на год ввод второго энергоблока на Ленинградской АЭС-2, что снизит цену на мощность в 2020 году на 2% и позволит потребителям сэкономить 50,4 млрд руб.

Минэнерго предлагает перенести вводы нескольких перспективных атомных энергоблоков «Росэнергоатома» (РЭА, входит в «Росатом», владеет российскими АЭС), чтобы «не допустить увеличения экономической нагрузки и роста цены на мощность на оптовом энергорынке», следует из протокола совещания в министерстве от 8 июля (есть у “Ъ”). Речь идет о планируемых к запуску в 2025 году первом энергоблоке на Курской АЭС-2 и третьем энергоблоке на Ленинградской АЭС-2 (ЛАЭС-2). Кроме того, как писал “Ъ” 8 августа, предлагается отложить запуск реактора на быстрых нейтронах БН-1200 на Белоярской АЭС, который был запланирован на 2032 год.

Новые атомные энергоблоки строятся в РФ по договорам на поставку мощности (ДПМ), гарантирующих возврат инвестиций за счет повышенных платежей потребителей, часть средств на них также выделял бюджет. Выплаты по ДПМ для АЭС идут не менее 20 лет, базовая доходность — 10,5%. Основной объем мощности по этим инвестконтрактам уже построен.

Ввод новых блоков АЭС традиционно повышает фактическую цену на мощность на энергорынке, что вызывает недовольство потребителей. Как следует из расчетов «Совета рынка» (регулятор энергорынков), платежи по «старым» ДПМ АЭС будут резко расти с 2020 года и достигнут пика в 235,7 млрд руб. в 2030 году, после чего начнут плавно снижаться. По оценке Владимира Скляра из «ВТБ Капитала», на АЭС и ГЭС приходится до 10% всех платежей по ДПМ, поэтому перенос вводов новых АЭС — это механизм регулирования роста цен на номинально либерализованном рынке. «Неввод передовых АЭС в России становится фактически методом поддержки потребителей»,— замечает аналитик. Условия новых ДПМ для АЭС еще обсуждаются, в них может быть снижена доходность и удвоен срок окупаемости. В рамках этих контрактов на строительство новых блоков планируется направить еще 880 млрд руб.

Согласно протоколу Минэнерго, «Росатом» допускает возможность переноса сроков ввода блока БН-1200 на Белоярской АЭС за пределы 2035 года, а также сдвига вправо запусков третьего и четвертого энергоблоков на ЛАЭС-2. Но первый энергоблок на Курской АЭС-2 уже находится в активной фазе строительства, и, как отмечает один из собеседников “Ъ”, для госкорпорации его запуск принципиален в 2025 году. Это реактор нового проекта ВВЭР-ТОИ, ввод которого необходим «Росатому» для демонстрации технологий для обеспечения экспортных продаж.

В РЭА “Ъ” уточнили, что обсуждается перенос ввода первого энергоблока Курской АЭС-2 «в привязке к корректировке прогноза роста энергопотребления в центральной полосе РФ». В компании отметили, что по третьему и четвертому энергоблокам ЛАЭС-2 пока решений нет. В РЭА отметили, что, согласно генсхеме размещения энергообъектов, пуски атомных энергоблоков привязаны к пятилеткам с возможной корректировкой сроков внутри них. Так, пуск третьего энергоблока намечен на 2020–2025 годы, четвертого энергоблока — 2026–2030 годы. В Минэнерго свои предложения дополнительно не комментировали.

По первым двум блокам ЛАЭС-2 уже заключен ДПМ. Как следует из протокола, в августе РЭА перенес начало поставки мощности со второго блока на год, до 1 февраля 2021 года. Стоимость этого блока мощностью 1,2 ГВт, по данным “Ъ”, составляет 103 млрд руб. Сдвиг сроков не приведет к штрафам, так как осуществлен в рамках грейс-периода, но РЭА потеряет один год оплаты по ДПМ. По расчетам «Совета рынка», это снизит цену на мощность для потребителей первой ценовой зоны (европейская часть РФ и Сибирь) на 2–2,2% в 2020 году и, соответственно, на столько же повысит ее в 2021 году. В «Сообществе потребителей энергии» в целом поддерживают перенос сроков вводов на ЛАЭС-2, поскольку это позволит не увеличивать экономическую нагрузку на бизнес. По расчетам ассоциации, перенос сроков по второму блоку сократит платеж потребителей на 50,4 млрд руб.

Татьяна Дятел

allmomente

Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.

Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.

Но главное – безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», – говорит доктор физматнаук А. Крюков.

«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.

Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.

Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал строительство завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».

Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700–1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.

Достоинства реактора:

— естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
— долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
— нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
— экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
— экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:

— самоход всех органов регулирования
— отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
— отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
— разгерметизация корпуса ректора
— разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
— наложение различных аварий
— неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.

Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.

Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, — очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.

Общий вид реактора БРЕСТ-300

Реактор БРЕСТ-1200

мне вообще нравятся реакторы на быстрых нейтронах. Масса плюсов перед нынешними реакторами:

— Внутри реактора давление атмосферное -> меньше опасность взрыва (в водных реакторах давление 50-150 атмосфер даже в обычных условиях, а уж при аварии …).
— Как следствие, нет необходимости в стальном коконе вокруг всей этой байды — огромное давление держать нет необходимости
— Всеядность — жрёт 238й уран, которого в природе в десятки раз больше 235го, и плутоний, который в больших количествах нарабатывается в набившем оскомину «отработанном ядерном топливе». То есть, по сути, ОЯТ это практически готовое топливо для реакторов на БН.

Плюс к тому, у данного реактора свинцовый теплоноситель — отлично придумано. Даже в самом крайнем случае активная зона стечёт на дно реактора и автоматически сверху накроется толстенным слоем свинца, который заэкранирует радиацию. Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза. У нынешних реакторов на БН в качестве теплоносителя используется натрий, а он жутко химически активен, в случае прорыва контура входит в бурную реакцию с бетоном, горит и так далее. Хорошо хоть не ядовит.

Отрадно сознавать, что по части ядерной энергетики Россия реально впереди планеты всей.