Сразу ли в отечественных быстрых реакторах появился натриевый теплоноситель, или у натрия были конкуренты? Какие виды топлива рассматривались для быстрой программы, и нужен ли нам высокий КВ? Эти и другие вопросы сайт AtomInfo.Ru задал советнику дирекции ГНЦ РФ ФЭИ Льву Алексеевичу КОЧЕТКОВУ.

С Обнинском на всю жизнь

Впервые я приехал в Лабораторию В (ныне ГНЦ РФ-ФЭИ) в 1951 году на учебную практику. Через год снова приехал сюда на преддипломную практику и диплом. С апреля и по настоящее время работаю в ФЭИ, в последнее время - в должности советника дирекции.

Начинал я работать в лаборатории Михаила Егоровича Минашина по направлению тепловых реакторов, проводил расчёты реактора АМ для Первой АЭС. Затем участвовал в разработках реакторов Белоярской АЭС, транспортабельной АЭС ТЭС-3, судовых установок, Билибинской АЭС. Принимал участие в пусках Сибирской АЭС (Томск-7), двух блоков Белоярской АЭС, АЭС ТЭС-3, АЭС в Чехословакии А-1.

С 1969 года начал работать и по направлению реакторов на быстрых нейтронах (быстрых ректоров). Так что начальный период работ в институте по быстрым реакторам я знаю только со слов моих коллег.

В первую очередь мне пришлось знакомиться, а затем участвовать в разработке и пуске опытно-промышленного реактора БН-350 в г. Шевченко (ныне Актау), в Казахстане. Затем были проекты более мощных реакторных установок БН-600, БН-800, БН-1600, из которых пока реализован только проект БН-600.

Реактор БН-600 родился из проекта БН-350. Начинали проектировать БН-600 как некое усовершенствование БН-350. Первоначальная мощность нового проекта предполагалась 500 МВт(эл.), величина 600 МВт возникла уже потом, в ходе работ и после внесения в проект многочисленных изменений, учитывавших накопленный отечественный и зарубежный опыт эксплуатации быстрых реакторов.

Мощность 600 МВт(эл.) стала компромиссом между двумя желаниями - поднять мощность, но при этом не слишком далеко уходить от конструктивных решений, применённых в БН-350. В результате у БН-600 остались определённые конструктивные запасы, что позволило нам потом в тех же размерах спроектировать реактор БН-800. В частности, излишний запас оказался в теплообменниках натрий-натрий, мы знали о нём и использовали в проекте БН-800.

В итоге, мы смогли в том же корпусе, что и для БН-600, получить мощность сначала 800 МВт(эл.), а сейчас мы называем мощность даже 880 МВт(эл.).

А знаете ли вы, что натрий был далеко не первым кандидатом на роль теплоносителя для быстрых реакторов? Были и другие претенденты, которые когда-то казались гораздо перспективнее натрия.

Быстрый ртутный

В нашей стране самый большой вклад в развитие теории и практики быстрых реакторов внёс ФЭИ, естественно, при очень большой и значимой помощи со стороны других отечественных организаций. Но начало быстрому направлению было положено в Соединённых Штатах. Главным приоритетом на первых порах был поиск путей увеличения наработки плутония в военных целях.

Прежде всего, надо было догадаться, что быстрый спектр нейтронов способен улучшить характеристики воспроизводства! Наверное, здесь определяющая роль принадлежала Энрико Ферми.

Вообще, в истории развития атомной энергетики имеются примеры гениальных озарений. Я всегда вспоминаю слова нашего соотечественника академика В.И.Вернадского, сказанные в 1922 году о перспективах атомной энергии. Как он смог ещё в то время предсказать появление АЭС - просто уму непостижимо, поскольку все основные открытия, проложившие путь к использованию атомной энергии, были сделаны позднее.

Мы подходим к великому перевороту в жизни Человечества, с которым не может сравниться всё им ранее пережитое. Недалеко время, когда человек получит в свои руки атомную энергию, такой источник силы, который даст ему возможность строить свою жизнь, как он захочет.

Академик В.И.Вернадский, 1922 год

После того, как Ферми догадался о преимуществах быстрого спектра нейтронов, в США 26 апреля 1944 года состоялось важное совещание под названием "Обсуждение проблемы воспроизводства". На нём Ферми рассказал о возможных компоновках быстрых реакторов и представил результаты своих первых расчётов, назвав диапазон коэффициента воспроизводства от 1,37 до 1,57.

Один из участников памятного совещания (Моррисон) вспоминал впоследствии, что все собравшиеся были очень возбуждены после того, как поняли - в быстром реакторе можно накапливать больше делящегося вещества, чем его потребляется в цепной реакции. Они осознали, что человечество получило в свои руки источник энергии на многие тысячелетия.

В 1946 году в США был пущен первый быстрый реактор CLEMENTINE на ртутном теплоносителе. Затем в 1951 году последовал EBR-1 с теплоносителем натрий-калий. Спустя четыре года первый быстрый реактор нулевой мощности (БР-1) появился в СССР, а в 1956 году был создан реактор БР-2 мощностью 100 кВт на ртутном теплоносителе. Примерно в это же время, в Великобритании вышли на критику реакторы нулевой мощности ZEPHYR и ZEUS. У нас в 1959 году был пущен реактор БР-5, первый контур которого заполнялся натрием, а второй - натрий-калием. Далее к научно-технологической гонке подключились Франция, Германия и Япония. Все первые исследовательские быстрые реакторы разрабатывались и были созданы в нашей стране под научным руководством ФЭИ.

Основные быстрые реакторы в мире

Реактор SNR-300 не был пущен, хотя его строительство было завершено.

Реакторы SUPERPHENIX и MONJU эксплуатировались менее запланированного времени.

Как развивались быстрые реакторы в нашей стране? В конце 40-ых годов Александр Ильич Лейпунский сформулировал основную концепцию быстрых реакторов - их возможные преимущества и основные технические решения. Нужно было выбрать теплоноситель, топливо и конструкцию. В ФЭИ начались широкомасштабные работы по исследованию различных типов теплоносителя - ртути, натрия, эвтектических сплавов натрий-калия и свинца-висмута, лития. В результате в ФЭИ была создана одна из лучших школ (если - не самая лучшая в мире) по жидкометаллическим теплоносителям.

Для первого советского быстрого реактора выбор был остановлен на ртути. Но проработать на этом теплоносителе удалось менее года. Опыт показал, что ртуть - неперспективный теплоноситель. Мало того, что она опасна для человеческого организма. Ртуть оказывала высокое коррозионное воздействие на конструкционные материалы, что, в конечном итоге, и послужило основной причиной для прекращения её использования в быстрых реакторах.

Вы спросите - почему так получилось, что и мы, и американцы для своих первых установок в качестве теплоносителя выбрали ртуть? Знаете, о ртути я слышал ещё в то время, когда учился в институте. Тогда было показано, что с точки зрения термодинамики на ртутных парах можно организовать энергоисточник с хорошим к.п.д. при относительно низких температурах. Да, вы правильно поняли - пары ртути предлагалось направлять прямо в турбину. Так нам в своё время об этом рассказывали. Конечно, это были только теоретические выкладки, которые не были в теплоэнергетике реализованы.

Чем же оказалась интересной ртуть для быстрых реакторов? Дело в том, что в быстром реакторе нужно выбирать такие материалы, которые не только мало поглощают нейтроны, но и плохо замедляют их. Ртуть - тяжёлый металл, который почти не замедляет нейтроны и мало их поглощает. С точки зрения физики, ртуть в качестве теплоносителя была на первом этапе идеальным выбором. Спектр в ртутном реакторе оставался спектром деления. В натриевых реакторах, между прочим, это не так - атомный вес натрия относительно невелик, и он работает частично как замедлитель. В этом смысле, кстати, свинец и свинец-висмут тоже имеют преимущество перед натрием.

С точки зрения физики и термодинамики, ртуть казалась нам наилучшим кандидатом. К сожалению, у ртути оказалось много недостатков, и от неё в итоге пришлось отказаться.

К ртути мы вернулись потом ещё один раз. В проекте реактора БР-5 первоначально был парогенератор. Второй контур с натрий-калием отделялся в парогенераторе от водного теплоносителя поверхностью теплообмена, состоящей из двухслойных трубок. А небольшой зазор между этими двумя трубками заполнялся опять же ртутью. Но она нас опять подвела! Снова появились коррозионные проблемы, в результате которых ртуть попадала в натрий-калий. До сих пор у нас в баках хранится натрий-калий, оставшийся от БР-5, в котором присутствует ртуть. Нам ещё надлежит в ближайшем будущем переработать и обезвредить этот окаянный сплав, состоящий из натрия, калия и ртути (Лев Алексеевич смеётся. - прим. AtomInfo.Ru).

И всё-таки быстрый натриевый

После ртути многие обратились к натриевому теплоносителю. Чем он соблазнил конструкторов и учёных почти всех стран? Тем, что он обладает прекрасными теплофизическими свойствами - высокая теплопроводность, очень высокий коэффициент теплоотдачи. Натрий относительно лёгкий, поэтому его гидравлическое сопротивление невелико. Очень важное достоинство натрия - относительно хорошая совместимость с многими сталями.

Поглощение нейтронов на натрии есть, но опять же не слишком большое. Зато температура кипения высока (за 700°C), поэтому без опасения вскипания теплоносителя корпус реактора можно проектировать, по сути дела, на атмосферное давление. В наших проектах реакторов БН избыточное давление составляет всего лишь доли атмосферы. Вы сравните толщины корпусов реакторов типа ВВЭР, работающих при давлении теплоносителя 160 атм. и корпусов реакторов БН - сразу почувствуете разницу. Для быстрых энергетических реакторов корпуса имеют толщины всего лишь несколько сантиметров!

Конкурентом натрия выступал натрий-калий, тоже очень соблазнительный теплоноситель. Вспомните - американцы после "ртутного реактора" следующим пустили именно "натрий-калиевый" EBR-1. В Великобритании и у нас также присматривались к этому варианту. Чем он был лучше, чем натрий? Температура плавления у Na-K была низкой. При комнатной температуре он всё ещё оставался в жидком состоянии. А это значит, что нет необходимости вводить в проект системы обогрева контуров, как в случае с натрием, чья температура плавления составляет порядка 70°C.

Натрий-калий не выдержал конкуренцию по инженерным соображениям, а именно, сложности обслуживания оборудования, а ещё точнее из-за низкой температуры замерзания - того, что вначале казалось его главным преимуществом. Во-первых, он оказался более агрессивным, чем натрий, и легче воспламенялся. Во-вторых, все ремонтные работы с Na-K проводить оказалось намного сложнее.

Вот посмотрите. Как только в натриевом реакторе мы отключим нагреватели, то температура контуров начнёт снижаться, и натрий вскоре замерзнёт. Теперь мы можем совершенно спокойно трубопроводы разрезать, готовить под сварку, в общем, делать всё, что нужно для ремонта, совершенно не опасаясь пожаров - ведь натрий в контуре находится уже в твёрдом состоянии. А теперь представьте, какую головную боль для эксплуатационников создавал бы жидкий натрий-калий! В итоге, соображения простоты обслуживания перевесили, и окончательный выбор был сделан в пользу натрия. В то же время, выбор Na-K для космических ядерных энергетических установок БУК и ТОПАЗ, разработанных под научным руководством ФЭИ, оказался на редкость удачным.

Вы знаете, что в настоящее время изучаются и другие теплоносители - свинец и свинец-висмут. По последнему в ФЭИ накоплен достаточно большой опыт разработки реакторных установок для подводных лодок, и мы надеемся, что будет построен опытный модульный быстрый реактор СВБР-100 со свинцово-висмутовым теплоносителем. У таких теплоносителей есть свои преимущества - в первую очередь, они менее агрессивны, чем натрий, по отношению к воздуху и воде. Важно также, что они меньше замедляют нейтроны. Но с точки зрения коррозионной стойкости у них есть проблемы. Правда, в последние годы в ФЭИ проведена большая работа для того, чтобы нейтрализовать эти отрицательные качества свинца-висмута.

В нашей стране было ещё одно направление быстрых реакторов - установки с газовым теплоносителем. За эту идею ратовал, в частности, Савелий Моисеевич Фейнберг из Курчатовского института. В конце 40-ых годов - примерно тогда же, когда Лейпунский формулировал свою концепцию быстрых реакторов - Фейнберг выдвинул предложение по быстрому реактору с газовым (конкретно, с гелиевым) теплоносителем. В Курчатовском институте этим занимались довольно долго. Надо сказать, что у них до сих пор остались большие энтузиасты этого направления.

Но чём всё-таки плох газ, и какие отрицательные моменты у такого теплоносителя обнаружились едва ли не в первые годы разработок? Прежде всего, нам потребуется высокое давление. Ещё один минус - теплофизические свойства гелия, по сравнению с натрием, намного хуже. Нелегко решаются вопросы аварийного расхолаживания. По этим и другим причинам, быстрые газоохлаждаемые реакторы тоже не реализованы.

Сейчас многие пытаются найти какое-нибудь решение, которое соединило бы преимущества натриевого и газового теплоносителей. Например, французы предлагают использовать в первом контуре натрий, а во втором контуре - газ, конкретно, CO₂ (цикл Брайтона). Они считают, что на CO₂ можно получить хороший термодинамический к.п.д. при температурах, достигнутых в реакторе с натрием. Дополнительным преимуществом станет возможность устранить промежуточный натриевый контур, а это означает, что натрий-газовый вариант реактора может оказаться дешевле, чем натриевый, с водным теплоносителем - рабочим телом в третьем контуре.

Хочу отметить, что французы очень интенсивно занимаются газовым направлением. Но когда мы с ними встречались последний раз, то поняли - они видят большие трудности при авариях с разгерметизацией трубок в теплообменнике и последующим попаданием газа в натриевый контур и активную зону. Не забудьте, что давление газа предполагается намного большим, чем давление натрия. А появление газа в активной зоне однозначно приведёт к неприятностям с реактивностью. Как мне кажется, французы потихоньку начинают сейчас возвращаться к традиционному варианту натриевых реакторов.

Нитрид, карбид и вибротехнология

Теплоносителем, как вы помните, выбор концепции быстрых реакторов не ограничивался. Оставался ещё такой важный вопрос, как тип ядерного топлива.

С точки зрения воспроизводства, нам хорошо бы было иметь топливо с большей плотностью, чем двуокись. Для двуокиси некое среднее значение плотности получается в пределах 8,5-9,0 г/cм³. Для нитридного, карбидного или, в первую очередь, металлического топлива мы можем получать гораздо более плотные композиции, и это, разумеется, очень выгодно с точки зрения повышения КВ. Кроме того эти топлива обладают большей теплопроводностью, что также является положительным качеством. Александр Ильич Лейпунский постоянно настаивал, что плотными топливами нужно заниматься.

Ещё при Лейпунском была изготовлена зона из карбида урана для реактора БР-5. Но мы не смогли на этой зоне достичь хороших выгораний, остановившись на уровне в пределах 5-6%, что для быстрого реактора крайне мало. На окисном топливе, как вы знаете, выгорание достигает 10%, а в перспективе 15%, а на исследовательском реакторе БОР-60 некоторые сборки из двуокиси урана набрали до 30% выгорания.

Кроме малого выгорания, у карбидного топлива обнаружились и другие недостатки, связанные с трудностями при эксплуатации. В том случае, когда появляются дефектные твэлы, обращение с ними для карбидного топлива чрезвычайно тяжёлое. Вызвано это тем, что карбидное топливо пирофорное, а вдобавок к этому, очень летучее. В результате, происходило сильное загрязнение перегрузочного тракта.

Следующим шагом в исследовании плотных топлив стало изготовление двух зон из нитридного уранового топлива для реактора БР-10. Здесь мы тоже пока не достигли существенных результатов. В отличие от карбида, нам удалось продвинуться по глубине выгорания до 8-9%. Но дальше начинались массовые разгерметизации твэлов в результате распухания топлива. В топливе накапливались продукты деления, оно начинало давить на оболочку, и в результате мы получали разгерметизацию твэла с выходом осколков в первый контур. У нитридного топлива есть еще один недостаток - в нем во время его облучения в реакторе накапливается долгоживущий изотоп ¹⁴C.

Однако, надо честно признаться, что нитридным топливом мы пока мало занимались. Есть идеи, как можно увеличить его выгорание и каким образом справиться с его распуханием. Для этого нужны время и средства. Значительный объем работ выполнен по металлическому топливу в США, а в нашей стране в НИИАР и ВНИИНМ. Пока нет оснований признать его перспективным.

Вы спрашиваете, а нужно ли сейчас бороться за высокий КВ? Сейчас - не нужно. Но когда-нибудь такая необходимость появится. Если не будет быстрых реакторов-размножителей, то, по различным оценкам - и нашим, и не нашим - на известных запасах урана мы сможем просуществовать всего лишь несколько десятилетий. Оценки делаются разные, вы правы, и многое будет зависеть от общей конъюнктуры. При определённой цене за баррель нефти нам и из морской воды окажется выгодным добывать уран.

Для того, чтобы сделать очередной шаг в развитии быстрых реакторов, иметь большой КВ сегодня необязательно, можно ограничиться даже единицей. Не забывайте, что в нашей стране и во всём мире накоплено много плутония, как выделенного, так и содержащегося в отработанном ядерном топливе. Если мы им воспользуемся, то сможем продлить время жизни смешанной системы, состоящей из быстрых и тепловых реакторов. Но, тем не менее, далее от нас потребуется развивать систему, состоящую преимущественно из быстрых реакторов, обладающих высоким КВ. Мне кажется, что в пределе КВ должен колебаться вокруг отметки 1,25-1,30.

Правда, если КВ будет равен единице - а точнее, чуть-чуть больше, чем 1 - то у нас появляется возможность реализовать одно из важнейших преимуществ быстрых реакторов с точки зрения безопасности.

Например, реактору ВВЭР нужен большой запас реактивности на выгорание для того, чтобы успешно отработать заданную кампанию. Этот большой запас реактивности создает потенциальную опасность разгона реактора на мгновенных нейтронах, а это то, что имеет место в бомбе. А при КВ, близком к единице, у нас выгоревшее топливо будет полностью замещаться новыми делящимися материалами, образующимися в реакторе.

В этом случае, запас реактивности нам не нужен. Сделаем так, чтобы запас реактивности на выгорание был бы меньше, чем бета - и у нас исчезает возможность разгона на мгновенных нейтронах. И это очень важное преимущество, которое пока в реакторах БН мы не реализовали.

Ну и напоследок, о вибротопливе. Начинали его разрабатывать англичане - отказались. Затем эту идею подхватили американцы. Я был в своё время на установке, которую они соорудили в Ханфорде для изготовления тепловыделяющих элементов по вибротехнологиям для реактора FFTF. Но в итоге американцы не стали их делать. Задавал я им вопрос: "Почему вы отказались от этой идеи?" Ответ был таков: "При переходе на вибротехнологию, нам не удаётся получить те характеристики, которые мы имеем на таблеточном топливе".

Но надо отдать должное, что НИИАР достиг за последние годы больших успехов в области вибротехнологий по сравнению с тем, что было сделано за рубежом. Были сделаны и испытаны опытные образцы таких сборок. Но, конечно, здесь потребуется ещё большой объём работ. Вот представьте - в одной загрузке БН-600 более 40 тысяч твэлов. А нам нужно достигать такую надёжность, чтобы при требующихся высоких выгораниях не было бы ни одного случая разгерметизации! Над этим сейчас в нашей стране и ведётся работа.

Спасибо Вам, Лев Алексеевич, за интервью для сайта AtomInfo.Ru.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 06.02.2008

Темы: Россия, Быстрые натриевые реакторы, Интервью, Лев Кочетков, История