Подробно о главном

9 967 подписчиков

Свежие комментарии

  • Полина Романова (железова)
    А еврейка Алла Гербер, предав память о миллионах своих убитых соплеменников, жалеет теперь "невинных" мальчиков Верма...Герой Советского ...
  • Александр Казначеев
    Ну а что?Кому не хочется по-новой 5 лет седалище в мягком кресле греть?Сытно,прибыльно и без последствий:обещал? Изви...ЕР обнаружила. Чт...
  • Вениамин Солнцев
    Улица Зины Портновой есть в Петербурге.Герой Советского ...

Россия проектирует «реактор будущего» для дешевой энергии на столетия вперед

Россия проектирует «реактор будущего» для дешевой энергии на столетия вперед

Одна из самых старых действующих атомных станций России, Кольская, включена в план по замене реакторов. Предполагается, что новая Кольская АЭС-2 станет двухблочной и будет включать в себя два инновационных энергоблока типа ВВЭР мощностью 600 МВт, с высокими показателями безопасности и впервые примененным в мире спектральным регулированием. В настоящее время проект находится на этапе подготовки к разработке.

Что это за процесс спектрального регулирования, который хотят применить на ВВЭР-600, и в чем его значение для будущей атомной энергетики? Об этом — в материале ФАН.

Россия проектирует «реактор будущего» для дешевой энергии на столетия вперед

Это нужно российскому северу

Существующая Кольская АЭС состоит из четырех энергоблоков ВВЭР-440, мощностью по 440 МВт, которые были введены в строй в 1973–1984 годах. Срок службы этих блоков сейчас продлен до 60 лет, что означает, что первый из существующих блоков, Кола-1, надо будет останавливать уже в 2033 году.

Исходя из этих требований определены сроки сооружения новых энергоблоков Кольской АЭС-2: начало строительства запланировано на 2028 год, а ввод в эксплуатацию первого энергоблока — на 2034 год.

На сегодняшний день Кольская АЭС избыточна для энергопотребления Мурманской области, где она располагается. Примерно треть всей вырабатываемой электроэнергии в области идет за ее пределы — в соседнюю Карелию и Ленинградскую область, а также на экспорт в соседние Финляндию и Норвегию.

Но возможности Кольской АЭС велики даже при таком варианте перетоков в энергосистеме: она загружена примерно на 60-65% максимальной мощности, обеспечивая четыре пятых производства электроэнергии в Мурманской области.

Поэтому Кольская АЭС-2 планируется несколько меньшей по размеру, нежели существующая: 1200 МВт мощности против нынешних 1760 МВт. Впрочем, при наличии спроса на электроэнергию построить на ней третий энергоблок ВВЭР-600 не представляет особого труда.

Россия проектирует «реактор будущего» для дешевой энергии на столетия вперед

Как работает обычный ВВЭР

Несмотря на то, что основное ядерное топливо АЭС, изотоп уран-235, на самом деле не «горит» в реакторе в привычном смысле окисления кислородом, его концентрация постепенно меняется с течением времени — за счет распада, который и является сутью ядерной реакции.

Поэтому в реактор в начале кампании грузят «свежий» уран-235, а через 18-24 месяца из активной зоны его достают, но уже в «отработанном» виде. Дольше держать топливо в реакторе не получается: кроме того, что в нем за это время уменьшается содержание урана-235, также внутри него растет концентрация вредных изотопов, мешающих ядерной реакции.

Главной движущей силой цепной ядерной реакции являются нейтроны, которые испускают ядра урана-235 при делении. «Свежий» уран испускает их больше, поскольку в нем больше урана-235, а вот «отработанный» — гораздо меньше. Слово «гораздо» здесь стоит неслучайно, поскольку большая часть упомянутых вредных примесей — это как раз поглотители нейтронов, которые не только не делятся сами, но и мешают делиться урану-235.

Как же один и тот же реактор может стабильно работать на очень разном по свойствам уране — на «свежем» и уже на практически «отработанном»? Это достигается двумя способами.

Во-первых, реактор грузят частями. В кампании топлива присутствуют 3-4 частичных перегрузки, когда наиболее отработавшую, длительно находившуюся в реакторе часть топлива перегружают свежим ураном. Во-вторых, число нейтронов регулируют дополнительно, вводя при загрузке свежего топлива в активную зону особое вещество — поглотитель. Для этих целей сегодня чаще всего используют бор, который растворяют в охлаждающей воде реактора. Бор хорошо поглощает нейтроны, но не делится сам.

Однако у такого способа управления реакцией есть большой недостаток. Нейтроны — это очень ценный элемент ядерной реакции: именно они отвечают за все деления ядер урана-235. Кроме того, с помощью «лишних» нейтронов в специальных реакторах-размножителях можно получать дополнительное ядерное топливо, превращая инертный уран-238 в другой делящийся изотоп — плутоний-239.

В размножителях, реакторах серии БН, которые также работают в России, коэффициент воспроизводства топлива доходит до 1,2. Это означает, что реактор не только не сжигает уран, но еще и нарабатывает больше плутония для будущих загрузок — за что он и получил свое название. А вот обычные реакторы ВВЭР таких «фокусов» делать не умеют. В них плутоний тоже образуется, но в небольших количествах: коэффициент размножения в ВВЭР составляет всего 0,4 — намного меньше единицы.

Связано это как раз с тем, что в нынешних сериях ВВЭР «лишние» нейтроны поглощаются борной водой или просто теряют в конструкции реактора. Конечно, пока урана в месторождениях было много, так было проще и удобнее. Но запасы этого ценного изотопа отнюдь не безграничны.

Россия проектирует «реактор будущего» для дешевой энергии на столетия вперед

Что такое «спектральное регулирование»?

А что если совместить конструкцию реактора ВВЭР с принципом реактора-бридера? Как оказалось, это вполне возможно. Для этого нужно часть каналов с водой при загрузке свежей партии топлива заместить на особые стержни с ураном-238. Тот станет поглощать избыточные нейтроны и понемногу превращаться в плутоний-239. А когда в основных стержнях уран-235 выгорит, то эти стержни-поглотители с ураном-238 и наработанным плутонием можно будет вынуть — и направить на переработку в новое ядерное топливо.

Именно в этом и состоит принцип «спектрального регулирования». Внутри реактора управляют спектром нейтронов, но меняя его не с помощью инертного борного замедлителя, а через помещение туда стержней с обедненным ураном, где много изотопа уран-238. В результате новый ВВЭР-600 сможет иметь коэффициент размножения около 0,8. На деле это означает, что его потребность в свежем уране снизится на 30-40%, а вместо него он сможет без ограничений использовать плутоний, который в нем же и будет наработан.

Для России такой реактор означает не просто решение энергетических проблем Мурманской области, но и важный шаг к чистой ядерной энергетике будущего, которая станет минимально зависеть от поставок свежего урана-235 с месторождений.

Если прибавить к началу работ над ВВЭР-600 уже действующее направление быстрых реакторов-размножителей, то окажется, что Россия — впереди всего мира в новой ядерной энергетике. Сегодня у России уже пять лет работает натриевый размножитель БН-800, а в прошлом месяце был дан старт строительству реактора-размножителя БРЕСТ-ОД-300, в котором будет применяться инновационный свинцовый теплоноситель.

Эти три типа реакторов позволяют России практически полностью замкнуть ядерный цикл, что обеспечит нашу страну дешевой энергией на столетия вперед.

Автор: Алексей Анпилогов

Ссылка на первоисточник

Картина дня

наверх