Чернобыльская катастрофа стала страшным испытанием, но и хорошим уроком для ядерщиков
После 26 апреля 1986 года, когда из-за безграмотных действий персонала (в нарушение всех инструкций была заблокирована система защиты) на четвертом блоке АЭС случился взрыв с выбросом ядерного топлива в окружающую среду (см. «Демон мирного атома», «Вокруг света» № 4, 2006), мировое сообщество атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) выработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает такого масштаба аварии на АЭС. Россия неукоснительно следует этим рекомендациям, что подтверждают регулярные международные инспекции.
Современная автоматика, работающая под управлением мощных ЭВМ, теперь не позволит даже потерявшему рассудок оператору вывести реактор из безопасного режима. Это как ABS-система в машине: без нее, если водитель с испугу вдавит педаль тормоза в пол, колеса пойдут юзом и автомобиль заскользит навстречу аварии — автоматика же не дает колодкам заблокировать колеса. Неслучайно со времен Чернобыля в мире на ядерных объектах не произошло ни одной крупной аварии.
Значительно более надежной стала и сама конструкция реакторов новых поколений. В дополнительный прочный корпус теперь заключают не только сам реактор, но и первый контур, где циркулирует теплоноситель, снимающий энергию с активной зоны. Появились системы, обеспечивающие так называемую естественную безопасность — в случае отказа автоматики цепная реакция при превышении определенного порога в таких реакторах затухает сама собой. К примеру, в некоторых типах установок вскипание теплоносителей приводит к росту поглощения нейтронов и прекращению реакции. Ну и, конечно, проектировщики вынуждены учитывать возможность разного рода диверсий и природных катастроф. С реактором не проведешь краш-тест, как с автомобилем, чрезвычайные ситуации моделирует суперкомпьютер. К примеру, для Тяньваньской АЭС в Китае, которую строит Россия, было проведено компьютерное моделирование самых разных аварийных ситуаций, включая падение на АЭС самолета и подрыв вагона взрывчатки в реакторном зале.
Реакция на цепи
Атомная энергетика родилась в 1954 году с запуском АЭС в Обнинске. Но первые реакторы были построены еще в 1940-е годы — сначала в США, потом в СССР. Топливом для них служил изотоп урана — уран-235 (его же использовали в первых атомных бомбах), который получали путем обогащения природного урана, в основном (на 99,3%) состоящего из урана-238. Собственно топливо и представляет собой смесь этих двух изотопов, в которой доля урана-235 доведена приблизительно до 3%. На этих реакторах не производили электричество, а нарабатывали для атомных и водородных бомб плутоний, который образуется при облучении урана-238 нейтронами.
И в бомбе, и в реакторе протекает цепная реакция деления (только в последнем она управляемая). Тяжелое ядро урана-235 (или плутония-239) нестабильно и рано или поздно распадется на два легких осколка и несколько свободных нейтронов. Каждый из них, сталкиваясь с другим урановым ядром, «разбивает» его, в результате чего образуется новая порция нейтронов. Процесс нарастает лавинообразно, правда, только в том случае, если большинство рождающихся нейтронов успевают породить новую порцию частиц, прежде чем покинут зону реакции. А для этого топлива не должно быть слишком мало, то есть его масса должна превышать некую критическую. При реакции деления выделяется 200 МэВ энергии на одно распавшееся ядро, или примерно 80 триллионов джоулей на килограмм урана-235. Атомную бомбу проектируют с таким расчетом, чтобы все топливо прореагировало как можно быстрее, иначе вместо ядерного взрыва произойдет простой разброс радиоактивных продуктов. От атомного реактора требуется другое: обеспечить ровное, контролируемое течение цепной реакции.
При делении ядра одна часть нейтронов высвобождается сразу (их называют мгновенными), другая (запаздывающие нейтроны) вылетает из осколков через несколько секунд или даже минут. Запаздывающих совсем немного: для 235-го урана — 0,64%, для 239-го плутония — 0,21%, но именно они позволяют управлять реактором. Цепная реакция на мгновенных нейтронах и развивается практически мгновенно (так в атомной бомбе), и даже самая быстрая автоматика никак на такой процесс повлиять не может. Поэтому реактор делают с таким расчетом, чтобы за счет одних мгновенных нейтронов порог реакции не мог быть перейден — перевалить его позволяют только запаздывающие электроны, за изменением потока которых автоматика вполне успевает следить. Она поддерживает заданный режим, то есть не позволяет реакции ни затухнуть, ни разогнаться, вводя в активную зону или выводя из нее поглощающие (или замедляющие) нейтроны элементы. Глушат цепную реакцию путем введения специальных поглощающих стержней.
Уплывшее богатство
Несколько миллиардов лет назад процент 235-го изотопа в природном уране был в десятки раз большим. Но период его полураспада 700 миллионов лет, поэтому к настоящему времени он почти весь превратился в стабильный свинец. У 238-го изотопа период полураспада 4,5 миллиарда лет, и этим объясняется его преобладание в добываемой руде. Разведанных запасов относительно богатых урановых руд, добыча которых экономически оправдана, хватит, если использовать одни лишь реакторы на медленных нейтронах, до конца века. Так что переходу на быстрые реакторы-размножители, позволяющие вовлечь в топливный цикл уран-238, альтернативы, похоже, нет.
Двойной накат
Саркофаг для разрушенного четвертого блока Чернобыльской АЭС строился ударными темпами и в условиях очень высокой радиации. Заливку бетона приходилось вести дистанционно с частичным использованием старых и ненадежных несущих конструкций. В настоящее время около ста квадратных метров поверхности сооружения — это дыры. В 2013 году будет завершено строительство нового укрытия поверх старого. Оно представляет собой арку высотой 100 м и шириной 250 м. Ее возведут в удалении от энергоблока, где уровень радиации невысок, и надвинут по рельсам на существующий саркофаг.
Вовремя остановить
Разные типы реакторов по-разному реагируют на ошибки операторов и автоматики. Одни, как, например, чернобыльский РБМК, быстро переходят в неуправляемый режим с катастрофическими последствиями, другим для этого требуется значительное время, за которое процесс можно успеть поставить под контроль. К последним относятся реакторы ВВЭР (водо-водяные энергетические). Описывая работу АЭС, мы обошли вниманием одно важное обстоятельство. Родившийся после распада ядра нейтрон хорошо поглощается ураном-238, который в цепной реакции не участвует, но при этом в топливе его 96–98%. Иными словами, если ничего не предпринять, большинство нейтронов поглотится и реакция не пойдет. Если же нейтрон замедлить, поглощение резко падает. Поэтому в конструкции обычного реактора имеется замедлитель, как правило, это графит или вода. В ВВЭР нейтроны замедляет вода, которая заодно выполняет роль теплоносителя. Если произойдет неконтролируемый разгон цепной реакции, вода вскипит и превратится в пар, то есть в гораздо менее плотную среду, которая обеспечить замедление не может. Незамедлившиеся же нейтроны поглощает уран-238, и цепная реакция прекращается.
Поиски схем, которые повышают естественную безопасность реакторов, идут полным ходом, и многие из них уже успешно опробованы. Это касается прежде всего наиболее распространенных и тяжелых ЧП, связанных с прекращением циркуляции теплоносителя, что приводит к перегреву активной зоны. В частности, испытана система, в которой поглощающие стержни удерживаются в верхнем положении самим потоком теплоносителя, — при снижении расхода последнего они самопроизвольно опускаются в активную зону и глушат реактор.
Наступают на пятки
Сегодня атомные станции строятся по всему миру. Свернувшая было ядерные проекты ФРГ стала снова их активно развивать. Япония и Франция традиционно делают ставку на ядерную энергетику, причем Франция почти достроила первую АЭС в Финляндии с реактором нового поколения European Pressurised Water Reactor мощностью 1600 МВт. США тоже расширяют сеть станций на своей территории. Россия строит атомные электростанции по всему миру в масштабах, превышающих те, что были во времена СССР.
Но весь этот растущий парк реакторов надо снабжать топливом. Обладая огромными мощностями по обогащению урана, крупных месторождений мы не имеем и вынуждены покупать природный уран за границей — в Австралии и Казахстане. Россия обеспечивает ядерным топливом не только себя, но и многие другие страны — в энергетических единицах мы его экспортируем за рубеж примерно столько, сколько нефти и газа. Между тем, по прогнозам, получившим отражение в «Энергетической стратегии России на период до 2030 года», рост добычи нефти у нас в ближайшие годы прекратится, и сохранить свои позиции на энергетическом рынке страна сможет, только расширяя ядерную составляющую экспорта.
Российская атомная отрасль пережила после Чернобыля значительный спад и сегодня только набирает темпы. Имея в виду накопленный потенциал, России может достаться около четверти мирового атомного рынка — это и строительство станций, и обогащение урана, и переработка ядерного топлива. Внутри РФ за 20 лет вырабатываемая на АЭС мощность должна удвоиться и составить 25–30% общего производства электроэнергии.
Но число зарубежных компаний растет, и конкуренция обостряется. К примеру, южнокорейская KEPCO, недавно ворвавшаяся на рынок строительства АЭС, планирует пустить до 2030 года 40 ядерных блоков в одной только Корее. Так что скоро бороться с «Росатомом» за право строить станции будут, кроме прежних конкурентов, еще и корейцы с китайцами, причем даже на нашем внутреннем рынке.
Без замедления
Правда, пока у нас есть существенный задел, и как раз в самом перспективном направлении — реакторах на быстрых нейтронах. Эти устройства позволяют преодолеть принципиальную трудность атомной энергетики — ограниченность запасов урана на Земле. Причем из тех, что есть, используется, как уже говорилось, меньше сотой доли, все остальное — это уран-238, который в цепной реакции не участвует. «Недостаток» этого изотопа — способность эффективно поглощать быстрые нейтроны, — который в обычных реакторах преодолевается с помощью замедлителя, в реакторах на быстрых нейтронах оборачивается достоинством. Поглотив быстрый нейтрон, уран-238 превращается в плутоний-239, который, как и уран-235, является ядерным топливом. Иными словами, сжигая топливо, реактор на быстрых нейтронах его нарабатывает, причем в количествах больших, чем прореагировало. Принципиально «быстрый» реактор ничем не отличается от «медленного». Но в нем отсутствует поглотитель, а необходимое для поддержания реакции количество нейтронов (без замедлителя уран-238 их активно поглощает) обеспечивается за счет более высокой степени обогащения топлива (около 20%) и наличия отражателей нейтронов, возвращающих в активную зону вылетевшие частицы. На существующих «быстрых» реакторах отработавшее топливо пока приходится перерабатывать, извлекая из него наработанный плутоний и снова пуская его в дело. Но, в принципе, извлекать топливо, чтобы потом его же загружать, необязательно, и в недалеком будущем появятся конструкции, в которые можно просто периодически добавлять уран-238. Все остальное — превращение его в плутоний и сгорание
последнего — будет происходить внутри реактора.
Преимущества такой схемы огромны: во-первых, отпадает необходимость в обогащении и, во-вторых, плутоний не извлекается из реактора, а значит, нет опасности попадания его в руки террористов. Что касается запасов урана-238, то только тех, что накоплены в отвалах обогатительных фабрик, хватит на многие сотни лет. Преимущества «быстрых» реакторов не были секретом для ученых уже на заре ядерной эры. Развивалось это направление относительно медленно, потому что энергии в таких системах выделяется гораздо больше, чем в «медленных», и отвести ее — задача нетривиальная. Другая проблема — под действием мощного потока быстрых нейтронов конструкционные материалы быстро теряют свои свойства. Сегодня обе эти трудности в значительной степени преодолены. В частности, для реакторов на быстрых нейтронах подобран эффективный теплоноситель — жидкий натрий, — у которого гораздо большие, чем у воды, теплоемкость и теплопроводность, да и температура кипения без малого на 800 градусов выше. Даже если циркуляция натрия вследствие аварии прекратится, то тот, что находится в реакторе, будет активно поглощать выделяющееся в активной зоне тепло в течение десятков минут (время до вскипания), за которые реактор легко может быть остановлен.
Россия имеет уникальный опыт длительной (более 30 лет) эксплуатации самого мощного в мире (электрическая мощность 600 МВт) реактора на быстрых нейтронах БН-600, работающего на Белоярской АЭС. За этот период на нем не было ни одной сколько-нибудь серьезной аварии. Строительство значительно усовершенствованного БН-800 (880 МВт) планируется завершить на той же станции к 2013 году.
В отличие от предшественника, который был во многом экспериментальной системой, этот реактор пойдет в серию. По планам, в ближайшие 30 лет мы будем вводить в строй как традиционные реакторы на медленных нейтронах — типа усовершенствованных водо-водяных ВВЭР-1200, так и на быстрых — типа БН-800 и еще более мощной модификации БН-1200.
Надо отметить, что натрий чрезвычайно химически активен. Он воспламеняется при контакте с водой и легко загорается на воздухе. Поэтому в перспективе его предполагается заменить на жидкий свинец. Такие реакторы, БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200, уже разработаны. Они, видимо, и будут составлять основу ядерной энергетики будущего.
