Канадцы задумали первую компактную АЭС на быстрых нейтронах. Но это уже было в СССР

Человечество вспомнило о том, что атомная электростанция может быть более-менее компактной: в канадском поселке окончательно решили установить так называемый микромодульный реактор. На самом деле в России существует аналогичная разработка — и уже давно. Рассказываем, что, где, как и почему работает

Канадцы выбрали для эксперимента поселок Чок-Ривер с населением, едва перевалившим за 1000 человек. Он удален от столицы, Оттавы, на 80 км — удобно возить высоких гостей и безопасно в случае неполадок. Которых в принципе быть не должно, но чем черт не шутит. В узких научных кругах Чок-Ривер знаменит тем, что там в 1952-м году произошла первая в мире серьезная авария с утечкой радиации.

Но это дела прошлые, а сейчас план такой: к 2027 построить в Чок-Ривер так называемую микромодульную электростанцию — якобы первую в мире. Реализующая проект компания Global First Power обещает, что установка способна обеспечивать электричеством 5 000 человек в течение 20 лет, но о технических подробностях умалчивает.

Вид на Чок-Ривер
Источник: atomic-energy.ru

На самом деле термин «микромодульная» применительно к будущей АЭС в Чок-Ривер исключительно маркетинговый. Сам реактор помещается в контейнер размером с фуру, а структура станции в целом будет занимать площадь размером с футбольное поле. И аналоги у нее — были, причем даже более компактные.

Компактные АЭС в России

Интересующийся энергетикой читатель наверняка уже вспомнил про плавучую АЭС (ПАТЭС) «Академик Ломоносов», обеспечивающую энергией чукотский город Певек. Но нет, мы не о ней. Это огромное судно, на котором только энергетиков 400 человек, а выдает оно всего 80 мегаватт.

Плавучая АЭС (ПАТЭС) «Академик Ломоносов» /Источник: Росатом
Плавучая АЭС (ПАТЭС) «Академик Ломоносов» /Источник: Росатом

На самом деле еще в СССР была запущена программа по разработке компактного реактора на быстрых нейтронах. Ее наследием стал российский проект БН-ГТ-300/100: блочно-транспортабельная атомная станция мощностью в 300 мегаватт (плюс дополнительные 100 мегаватт в виде тепловой энергии).

Согласно проекту станция помещается в семь блок-вагонов, собранных на заводе и поставляемых в готовом виде. По масштабу похоже на решение канадцев, хотя существует пока только в чертежах.

Однако пора хотя бы в упрощенном виде объяснить, как функционирует реактор на быстрых нейтронах и чем отличается от обычного.

Как работает обычный реактор на медленных нейтронах

Любой атомный реактор использует энергию радиоактивного распада, и на первый взгляд все очень просто:

  1. Нейтрон врезается в ядро 235U и разбивает его на две больших части плюс мелочь, в числе которой два-три новых нейтрона;
  2. Новые нейтроны летят дальше и выбивают из следующих ядер по два-три нейтрона, и так далее.

Однако в ядерном топливе содержание 235U, способного к цепной реакции, обычно всего 4−5%. В редких случаях этот показатель дотягивает до 10%. Остальная масса — преимущественно 238U. А такой изотоп урана медленные нейтроны лишь захватывает, не испуская новых частиц.

Цепная реакция с замедлителем
Цепная реакция с замедлителемИсточник: msu.ru

Возникает вопрос: а почему, собственно, эти нейтроны такие медленные? Потому что их специально притормаживают. Во-первых, в таком виде они дают больше тепла (второе название медленных нейтронов — тепловые). Во-вторых, у них выше вероятность столкновения с ядрами — распад идет стабильнее. Наконец, это позволяет контролировать скорость распада.

Вот поэтому в активной зоне реактора используют замедлитель: например, кадмий или графит. Их ядра при попадании быстрых нейтронов не распадаются, но и не задерживают радиоактивные частицы. Те просто отскакивают, теряя часть энергии и становясь медленнее. Роль замедлителя играет и вода из первого контура — трубки с ней у многих реакторов проложены через активную зону.

В ходе всех этих процессов — деления ядер, поглощения нейтронов и их замедления — происходит выделение тепла. Дальше это тепло нагревает первый водяной контур. Он замкнутый и температура в нем составляет 330 о С, а давление — 160 атмосфер. Во втором, открытом, контуре тоже вода. Она превращается в пар и крутит турбину, присоединенную к генератору. Такое решение называется водно-водяным реактором и имеет КПД около 35% — для сравнения, у теплоэлектростанции КПД в районе 43%.

Схема реактора на тепловых нейтронах / Wikimedia
Схема реактора на тепловых нейтронах / Wikimedia

Однако проблема не в низком КПД, а в большом количестве ядерных отходов и размерах АЭС. Чтобы построить ее, нужно около 187,5 тонны металла и 1875 тонн бетона на один мегаватт мощности. В том числе потому, что приходится сдерживать давление радиоактивной воды в первом контуре. Ну, а если что-то пойдет не так — второй «Чернобыль» обеспечен.

Чем хорошо реактор на быстрых нейтронах

Если не замедлять радиоактивные частицы 235U, они смогут вовлекать в процесс и 238U, который при этом будет трансмутировать в плутоний. Эффективность использования топлива может вырасти в десять раз, с 3 до 30%. А КПД — до 55%!

Схема реактора на быстрых нейтронах / Источник: Вестник харьковского университета
Схема реактора на быстрых нейтронах / Источник: Вестник харьковского университета

Но есть минус: процесс радиоактивного распада идет не так бодро. Дело в том, что вероятность столкновения быстрых нейтронов с ядрами намного меньше, чем у медленных. Для компенсации этого эффекта ставят отражатели нейтронов и повышают плотность топлива. Реактор становится сложнее и дороже.

А еще нейтроны не должны контактировать с замедлителями, поэтому воду в первом контуре охлаждения использовать нельзя — она их тоже притормаживает. Так что в качестве теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах чаще всего используют натрий. У него температура кипения 882,9 о С, так что и давление в контуре минимальное. Это как раз и позволяет сделать АЭС компактной — менее 6 тонн металла на МВт энергии. А уже второй или третий контур, открытый, может быть водяным или газовым.

И это было — на субмаринах

Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем использовали на подводных лодках — американской USS Seawolf (SSN-575) и семи советских проекта 705 (К) «Лира». Увы, у натрия есть пара недостатков: он горит при соединении с воздухом и взрывается при контакте с водой.

На субмаринах от таких реакторов в итоге отказались, но они есть в исследовательских институтах в России — в Дубне и Димитровграде, в Индии и в Китае. В нашей стране существуют даже два промышленных реактора на быстрых нейтронах и с натриевым теплоносителем — на Белоярской АЭС, мощностью 600 и 800 МВт. Но они, правда, не компактны.

Подводная лодка проекта 705 (К) «Лира» / Источник: «Военное обозрение»
Подводная лодка проекта 705 (К) «Лира» / Источник: «Военное обозрение»

А вот проект БН-ГТ-300/100, пока что не реализованный, мог бы стать серьезным прорывом в мировой энергетике. В силу относительно небольшого размера и невысокой аварийноопасность. Под него и экономические расчеты все есть — строительство обойдется примерно в $136 000 000. Но, как видите, Россия в этом отстает от Канады. Хотя до 2027 года, на который намечен пуск АЭС в Чок-Ривер, есть еще время.