Реакторы-размножители на быстрых нейтронах играют особую роль в ядерной энергетике. Без расширенного воспроизводства ядерная энергетика останется лишь эпизодом в истории энергетического производства или же средством решения частных энергетических задач. Освоение воспроизводства открывает дорогу ядерной энергетике крупных масштабов, долговременному обеспечению человечества энергией практически без ограничений со стороны топливных ресурсов. Расширенное воспроизводство является одним из примеров возможностей преодоления пределов роста, связанных с ограниченностью традиционных ресурсов Земли, за счет использования научно-технических достижений.
Несмотря на «приливы» и «отливы» в оценке актуальности расширенного воспроизводства топлива в разных странах, соответствующие колебаниям: темпов роста и прогнозов по ядерной энергетике (такие колебания свойственны любому переходному процессу), освоение быстрых реакторов-размножителей благодаря усилиям многих стран неуклонно продвигается вперед.
В нашей стране работы по физике и технике быстрых реакторов были начаты А. И. Лейпунским еще в 40-е годы и доведены под его научным руководством до создания первого в мировой практике быстрого реактора БН-350, а затем и еще более мощного реактора БН-600. Работы по быстрым реакторам выросли в одну из крупнейших современных научно-технических программ, в них вовлечено множество специалистов разных областей науки и техники. Проблемы расширенного воспроизводства топлива изучаются студентами многих вузов, специализирующимися по ядерной энергетике. Проблемы и перспективы развития быстрых реакторов интересуют и более широкую научно-техническую общественность.
Между тем обширная литература по различным проблемам быстрых реакторов-размножителей сосредоточена главным образом в специальных журналах, сборниках докладов на конференциях и в других труднодоступных для широкого круга читателей изданиях. Книг же, которые суммировали бы итоги работы в этом направлении, на русском языке почти нет (книга Ю. Е. Багдасарова и др. «Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах», М.: Атомиздат, 1969, вышла давно и охватывает лишь часть проблемы).
Этот пробел в нашей литературе может восполнить настоящий перевод на русский язык книги американских авторов А. Уолтера и А. Рейнольдса «Реакторы-размножители на быстрых нейтронах», выпущенной издательством Pergamon Press.
Книга содержит обзор современного состояния основных разделов работы по быстрым реакторам, много полезных данных. Разумеется, специалист найдет здесь не очень много нового в области своей непосредственной деятельности, этой цели служат специализированные обзоры, но и ему будет полезно познакомиться с состоянием смежных областей и проблемы в целом. Для людей, приступающих к работе в этой области или к ее изучению, для преподавателей и студентов книга является хорошим подспорьем.
Не все аспекты разработки быстрых реакторов нашли здесь достаточное отражение. Естественно, что основной материал книги посвящен реакторам с натриевым охлаждением, отражены и проблемы газоохлаждаемых реакторов, но отсутствуют сведения по пароохлаждаемым реакторам, интерес к которым в последнее время вновь возрос. Недостаточно, на наш взгляд, отражены работы по гетерогенным композициям активных зон, обладающим большими возможностями в повышении воспроизводства, выгорания топлива и других качеств быстрого реактора. В библиографии крайне скудно представлена отечественная литература по быстрым реакторам.
Тем не менее книга А. Уолтера и А. Рейнольдса, несомненно, найдет у нас широкий круг читателей, работающих в ядерной энергетике или интересующихся ею.
Эта книга и поручение издательства написать к ней послесловие дают повод еще раз взглянуть на итоги работы по быстрым реакторам, обсудить новые задачи и пути их решения. Задачи расширенного воспроизводства топлива не могут быть поняты вне связи с развитием ядерной энергетики в целом. При этом мы воспользуемся оценками, относящимися к мировой энергетике, которые, конечно, дают лишь некую усредненную картину. Ситуация с топливом и энергией в разных странах различна, различается и политика в отношении ядерной энергетики. И хотя возможности воспроизводства топлива были поняты физиками уже в 40-х годах, естественно, ядерная энергетика началась не с бридеров, а с более простых реакторов, сжигающих единственный пригодный для выработки энергии природный нуклид 235U. Даже и при его содержании 0,71 % теплотворная способность природного урана в этом случае более чем в 104 раз превосходит теплотворную способность обычного топлива, на чем и основаны экономические преимущества современной ядерной энергетики. По сравнению с традиционной энергетикой резко сокращаются объемы добычи и транспорта топлива, что с лихвой компенсирует более высокую стоимость АЭС. Не менее важны и положительные экологические и социально-экономические сдвиги, связанные с ядерной энергетикой. Накопленный за 30 лет после пуска Первой АЭС мировой опыт демонстрирует явные преимущества ядерной энергетики с точки зрения воздействия энергетического производства на окружающую среду. Ядерная энергетика переносит центр тяжести энергетического производства с топливодобывающих отраслей и транспорта на современные индустриальные отрасли, тем самым способствует повышению производительности общественного труда, сокращению в нем доли малоквалифицированного и тяжелого физического труда, что, безусловно, соответствует общему направлению социально-экономического прогресса. Ядерная энергетика способна оказать плодотворное влияние и на международные отношения в той их части, которая связана с неравномерным распределением топливных ресурсов по странам мира. Значение ядерной энергетики становится все более важным по мере обострения проблем, связанных с ограниченными и неравномерно распределенными ресурсами обычного топлива, в первую очередь нефти и газа.
Но в полной мере потенциальные возможности ядерной энергетики могут быть раскрыты и использованы лишь при достижении ею крупных масштабов, позволяющих покрыть значительную долю топливно-энергетических потребностей. На этом пути ядерная энергетика встречается со своими собственными ресурсными проблемами. При теплотворной способности природного урана более 104 т у. т./т (1 т условного топлива равна 7 · 106 ккал) при сжигании только 235U экономически оправдана его добыча лишь из месторождений с концентрацией урана в руде выше 10-4 (10-2 %). Из общего количества урана в земной коре 1014 т лишь ничтожная доля (5—20 млн. т) находится в подобных относительно богатых месторождениях, основная же масса урана рассеяна в порах с малыми концентрациями (4 млрд, т солей урана растворено в воде мирового океана, много большие количества содержатся в гранитах и других породах).
Современное мировое производство первичной энергии приблизительно эквивалентно 10 млрд, т у. т. в год, в следующем веке оно, возможно, возрастет в 3—4 раза. Отсюда видно, что ресурсы относительно дешевого урана (70—300 млрд, т у. т.) недостаточны для ядерной энергетики, которая составила бы значительную часть, скажем, половину, мирового энергетического баланса. Эти величины близки к ресурсам нефти и газа и на порядок ниже ресурсов угля.
Дело, однако, решительно меняется при вовлечении в ядерный топливный баланс ядерного сырья — 238U, 232Th — путем его переработки в искусственное ядерное топливо 239Pu, 233U. Процесс воспроизводства делящегося материала протекает в любых реакторах. Именно ради получения таким путем 239Рu для ядерного оружия были построены первые ядерные реакторы.
Влияние процесса воспроизводства на потребность реакторов в природном уране зависит от отношения скорости накопления топлива к скорости его «сгорания» (коэффициента конверсии или коэффициента воспроизводства КВ), которое в свою очередь определяется балансом нейтронов в цепной реакции деления.
Для современных энергетических реакторов на тепловых нейтронах с легководным охлаждением (ЛВР)
КВ≈0,5-:-0,6. При КВ < 1 суммарное количество урана, которое может быть сожжено из каждой тонны природного урана при многократном облучении в реакторе, составит в идеальном случае (без учета потерь вне реактора)
где х — концентрация 235U в природном уране.
При КВ = 0,5 воспроизводство плутония позволяет увеличить теплотворную способность урана примерно вдвое, но реализация этой возможности связана с переходом от современного открытого к замкнутому топливному циклу. Этот переход, однако, станет рентабельным, лишь когда цена на природный уран повысится, так что экономия в его расходовании и в затратах на обогащение скомпенсирует довольно высокие затраты на химическую переработку и фабрикацию смешанного уран-плутониевого топлива. Снижение этих затрат потребует и увеличения глубины выгорания каждой топливной загрузки.
Указанные значения КВ легководных реакторов с оксидным топливом U — Рu не являются пределом и, вероятно, смогут быть подняты до ~ 0,8 при переходе к более тесным уран — водным решеткам. В результате удельные расходы природного урана (т. е. приходящиеся на единицу выработанной энергии) могут быть снижены примерно втрое. В этом состоит крупный резерв ядерной энергетики, но и его реализация не дает еще радикального решения проблемы ресурсов урана, которая достигается лишь при КВ > 1. В этом случае становится возможным почти полное (за вычетом неизбежных потерь) превращение 238U в плутоний, что увеличивает теплотворную способность урана примерно в 100 раз, т. е. до более 106 т у. т./т. Топливные же ресурсы ядерной энергетики увеличиваются при этом много больше, так как становятся экономически рентабельными урановые руды с малыми концентрациями.
Сейчас едва ли могут быть сделаны сколько-нибудь достоверные оценки, но ясно, что при освоении расширенного воспроизводства (КВ > 1) урана достаточно для энергообеспечения человечества по меньшей мере на тысячелетия.
Авторами книги наглядно показаны возможные пути усовершенствования легководных реакторов, связанные, в частности, с использованием 232U в ториевом цикле для создания реактора-размножителя на тепловых нейтронах с КВ ≈1,05—1,1. Проблемы этого направления, кроме малого запаса КВ, состоят в необходимости перестройки топливной промышленности с U на Th, в высокой активности топлива, осложняющей технологию его фабрикации (из-за больших концентраций 232U с высокоактивными продуктами распада), в ограничениях на глубину выгорания и на поток нейтронов, связанных со снижением КВ из-за поглощения нейтронов продуктами деления и выгорания протактиния. Возможно, что использование цикла Th — U начнется не с реакторов-размножителей, а с тепловых реакторов современных типов, в которых при глубоком выгорании топлива могут быть получены КВ≈0,8—0,9. Для начальной загрузки и для подпитки таких реакторов 233U может быть произведен в ториевых экранах быстрых реакторов.
Более высоким потенциалом воспроизводства, причем в цикле U — Рu, обладают реакторы без специального замедлителя нейтронов, т. е. реакторы на быстрых нейтронах. С ростом энергии нейтронов несколько растет среднее число мгновенных нейтронов в акте деления, но главное — это снижение величины а (отношения средних сечений радиационного захвата и деления) и увеличение вклада нейтронов надпорогового деления сырьевого материала. Хотя идеальное значение КВ в быстром реакторе с плутониевым циклом достигает 2,5, в реальном реакторе оно оказывается много ниже из-за замедления и поглощения нейтронов конструкционными материалами, теплоносителем, продуктами деления и другими компонентами. Лишь специальным подбором слабозамедляющих теплоносителей (жидкий металл, газ или водяной пар) и другими мерами удается получить конструкцию, обеспечивающую надежное превышение КВ над единицей.
К настоящему времени по быстрым реакторам с жидкометаллическим (натриевым) охлаждением накоплен немалый опыт [включая создание нескольких небольших опытных реакторов, более чем 10-летнюю эксплуатацию крупных энергетических реакторов БН-350 (СССР), Phenix (Франция), PFR (Англия)]. С 1980 г. в эксплуатации находится реактор БН-600 (СССР), завершается пуск во Франции еще более мощного реактора Super- Phenix-1200. В ряде стран разрабатываются проекты АЭС с быстрыми реакторами для серийного строительства.
Создание энергетических быстрых реакторов потребовало решения многих сложных научных и технических проблем. Остановимся лишь на некоторых моментах, относящихся к современному состоянию и перспективам этого направления ядер ной энергетики.
На вопрос, когда начнется широкое строительство быстрых реакторов, в разное время и в разных странах давались и даются разные ответы в зависимости от ситуации в энергетике и в топливном балансе и от прогнозов их развития. Сейчас, когда несколько сгладилась острота энергетического кризиса, вызванного в западных странах резким повышением цеп на нефть странами ОПЕК, когда застойные явления в их экономике наряду с успехами во внедрении энергосберегающих технологий привели к снижению темпов роста потребностей в энергии, наблюдаемые и прогнозируемые темпы развития ядерной энергетики оказываются много более низкими, чем это ожидалось 10—15 лет назад. Более низки и темпы расходования ресурсов относительно дешевого урана, которого хватит еще на несколько десятилетий развития ядерной энергетики на основе реакторов современных типов. Цена урана, начавшая было резко возрастать некоторое время назад, стабилизировалась и даже начала падать. В этих условиях снизилась и актуальность задачи скорейшего внедрения воспроизводства топлива в ядерную энергетику. Но, во-первых, это лишь некоторая усредненная картина. Многие страны, в первую очередь бедные собственными энергетическими ресурсами, продолжают прилагать большие усилия в развитии ядерной энергетики. Во Франции на АЭС производится уже большая часть электроэнергии, эта страна активно развивает и технологию воспроизводства топлива, включая быстрые реакторы и установки по переработке облученного топлива. Ускоряется развитие ядерной энергетики в Японии, в последние годы - в ФРГ и ряде других европейских стран. Советский Союз, хотя и имеет обширные топливные ресурсы, в связи с удаленностью топливных баз от основных промышленных районов прилагает значительные усилия к развитию ядерной энергетики, прежде всего — в европейской части страны.
Во-вторых, слишком далекая экстраполяция сложившихся к настоящему времени условий едва ли правомерна. Возможности энергосберегающей технологи ограничены, а рост народонаселения, исчерпание богатых месторождений природных ресурсов и рост электропотребления для их добычи вместе со стремлением развивающихся стран к преодолению огромного разрыва в экономическом уровне (энергопотребление на жителя промышленно развитых стран в 3—5 раз выше среднего в мире) будут постоянно стимулировать рост производства энергии, который может быть обеспечен лишь ресурсами угля и ядерного топлива, причем в обоих случаях — только на основе новой технологии. Для ядерной энергетики — это воспроизводство, переработка облученного топлива, обращение с большими массами радиоактивных отходов, для угля—новая технология добычи и переработки (включая газификацию и ожижение), транспорта, борьбы с огромными массами вредных выбросов. Пропорции, которые будут складываться в энергетике между углем и ядерным топливом, зависят от успехов в развитии той и другой технологии. Позиции ядерной энергетики в этом соревновании сильны, учитывая ее экономические, экологические и другие преимущества, постепенное практическое решение проблем, стоящих на ее пути.
Например, сложная система лицензирования и длительные сроки сооружения АЭС, достигающие в США 10 лет и более, приводят к значительному увеличению капитальных затрат и риска для электроэнергетических фирм. Но в 1984 г. вводом двух блоков АЭС «Такахама» Япония продемонстрировала возможность сокращения сроков сооружения до 39 мес. Во Франции разработаны и в последние годы осуществлены меры, позволяющие использовать АЭС не только в базисной части графика работы энергосистем, но и в режиме слежения за нагрузкой. В СССР завершается сооружение первых атомных станций теплоснабжения, работают и строятся атомные станции для совместного производства электричества и тепла. Все это служит значительному расширению области применения ядерной энергии. Этому же будет способствовать внедрение в промышленность высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, по созданию которых накоплен большой опыт в Англии, США и ФРГ. Во Франции успешно эксплуатируются заводы UP-1 и UP-2 по радиохимической переработке облученного топлива АЭС производительностью по 400 т/год.
Имевшие место аварии на АЭС, в том числе и крупные, как на АЭС «Три Майл Айленд» (США) заставили выработать и осуществить меры по дополнительному повышению надежности и безопасности реакторов.
Прогресс в ядерной технологии позволяет рассчитывать на преодоление неустойчивости и колебаний, на постепенное ускорение развития ядерной энергетики, распространение ее на новые страны и новые области энергетического производства. В этом случае в течение 40—50 лет может быть создана ядерная энергетика масштаба 10 млрд, τ у. т. в год, которая покроет существенную часть мировых топливно-энергетических потребностей. При использовании современных тепловых реакторов на 235U такой уровень мощности АЭС потребует количеств природного урана, выходящих за пределы максимальных оценок его ресурсов. К этому времени ядерная энергетика должна быть переведена, следовательно, на искусственное ядерное топливо. Но переход к воспроизводству может быть лишь постепенным, он займет не менее двух-трех десятилетий, а поэтому должен начаться заблаговременно, в пределах этого века.
В этом состоит известная трудность быстрых реакторов: их строительство должно начаться, когда урана еще много и цена на него невысока, а в этих условиях непросто обеспечить их экономическую конкурентоспособность с современными реакторами. Придется отказаться от примитивного экономического подхода, ориентирующегося лишь на близкую выгоду, в пользу более широких и дальновидных подходов к экономике, что все чаще и чаще приходится делать по мере приближения к границам традиционных ресурсов Земли. Впрочем, и сама экономическая практика будет этому способствовать: опыт современной энергетики показывает, что ограниченность топливных ресурсов сказывается на их цене задолго до того, как они исчерпываются. Наряду с другими факторами этому способствует «динамическая рента» в цене Ц (t) урана, которая приводит к ее опережающему росту по отношению к росту затрат на добычу з (t):
При коэффициенте дисконтирования р ≈ 7-:-10 %/год это опережение составляет 10—15 лет.
Современные быстрые реакторы с натриевым охлаждением и оксидным топливом имеют КВ, надежно превышающий единицу (КВ ≈ 1,2-:- 1,3), и дают неоценимые сведения по физике активной зоны, топливу, оборудованию. В связи с ними развивается и технология топливного цикла. И все же современное поколение быстрых реакторов, по существу, опытных, еще не достигает показателей воспроизводства и экономических характеристик, которые обеспечивали бы решение задач создания крупномасштабной ядерной энергетики.
Существуют различные подходы к целям разработки быстрых реакторов. Один из них требует достижения экономической конкурентоспособности с современными реакторами, оставляя задачу повышения воспроизводства на будущее. В качестве главных задач проектирования выступают при этом снижение удельных капитальных вложений К, руб/кВт, и увеличение глубины выгорания топлива z, МВт · сут/кг. Этот подход плодотворен, так как без повышения экономичности быстрые реакторы не имеют шансов па внедрение в практику в близком будущем, пока цены на уран относительно низкие. Действительно, капитальные затраты на современные быстрые реакторы, даже при большой мощности (Super-Phenix-1200), более чем вдвое превышают таковые для легководных реакторов, фабрикация смешанного U — Pu-топлива обходится в несколько раз дороже, чем уранового топлива, химическая переработка также дорога. При низких ценах на уран это удорожание не может быть скомпенсировано снижением потребления урана и отказом от его обогащения. При современных ценах влад стоимости обогащенного урана в стоимость ядерной энергии не превышает 20 % и лишь пятикратное увеличение этой стоимости может оправдать переход к более дорогим (в 2 раза) реакторам. В этом случае ядерное топливо, вероятнее всего, проиграет соревнование с углем.
Но конструкция быстрых натриевых реакторов наряду с особенностями, ведущими к их удорожанию (три контура охлаждения, система разогрева натрия, меры против его утечек и пожаров, более сложная система перегрузки топлива), имеет и много преимуществ перед конструкцией водоохлаждаемых реакторов (низкое давление в реакторном контуре, высокие термодинамические параметры, позволяющие достигать коэффициента полезного действия 37—42 % вместо 30—33 % для ЛВР, компактность активной зоны и т. п.), создающих потенциальные возможности для снижения удельных затрат Кбн. Например, выполненные во Франции проработки реакторов Super-Phenix-1500 указывают на возможности уменьшения отношения Кбн/Клвр с 2,1 до 1,5 и даже ниже путем оптимизации оборудования, снижения металлоемкости. Большие возможности имеют быстрые реакторы и для повышения средней глубины выгорания топлива с 50-=-70 до 100 МВт · сут/кг и выше (по сравнению с 30 и в перспективе до 50 МВт · сут/кг для ЛВР).
Повышение глубины выгорания топлива быстрых реакторов сдерживается, главным образом, повреждением конструкционных материалов быстрыми нейтронами. Но уже сейчас испытываются улучшенные типы аустенитных сталей, а также стали ферритного и близких к ферритному классов, имеющие много меньшие по сравнению с аустенитными скорости распухания и радиационной ползучести под действием нейтронов. Реализация результатов подобных исследований резко увеличила бы возможности быстрых натриевых реакторов в достижении экономической конкурентоспособности. С точки зрения экономического подхода, может быть, еще большими возможностями обладали бы быстрые реакторы-размножители, охлаждаемые водяным паром, интерес к которым было почти угас, но возрождается в последние годы. Проигрывая натриевым реакторам в воспроизводстве, пароохлаждаемые реакторы-размножители мало отличались бы по капитальным затратам от современных ЛВР и явились бы их прямыми преемниками, используя накопленный опыт и развитые технологию и производственные мощности.
Другой подход выдвигает на первый план улучшение характеристик безопасности реакторов, их динамических качеств, обеспечение наиболее надежного расхолаживания в аварийных ситуациях. Этот подход характерен для последних проектов, выдвигаемых фирмами США, в которых рассматриваются реакторы относительно небольшой мощности [300 и даже 100 МВт (эл.)] и рассчитываются на экономичность за счет максимально заводского изготовления реакторных блоков, поэтапного ввода мощностей многоблочных АЭС, сокращения сроков строительства, монтажа и лицензирования, что особенно важно для ядерной энергетики США.
И все же шансы быстрых реакторов останутся проблематичными, если они не продемонстрируют возможности решения главной стратегической своей задачи— перевода ядерной энергетики на расширенное воспроизводство топлива. Эта задача должна быть решена уже в период создания крупной ядерной энергетики, когда темпы роста высоки, что является осложняющим фактором. Лет 20 назад, когда темпы роста электроэнергетики мира были высокими , ω ≈ 7 % в год, а в некоторых странах и выше, считалось, что главным требованием к быстрым реакторам является достижение короткого времени удвоения плутония Т2 = ln 2/Ѡбр-С 10 лет, так как темпы роста ядерной энергетики должны быть выше общеэнергетических, а темпы роста реакторов-размножителей еще выше. В качестве необходимых назывались значения Т2 ≈ 7 лет и даже 3—4 года. Сейчас ситуация изменилась, темпы роста снизились, и маловероятно, чтобы они на длительном промежутке времени превысили ω ≈ 3-М % в год. В этих условиях время удвоения для реакторов-размножителей Т2 да 10 лет является приемлемым. Удельная загрузка Ри в реактор gp и в предприятия внешнего топливного цикла qBH зависят от длительности последнего и при Tm да 1 года составляют в сумме примерно gбн = gp + gBH ≈ 5 т Pu/ГВт (эл.). Чтобы достичь Т2 = ln 2 · gбн/r ≈ 10 лет, удельное производство избыточного Рu
быстрым реактором должно быть не ниже
Избыточное производство плутония r связано с избыточным коэффициентом воспроизводства
следующим образом:
где ζ ≈ 0,365 т осколков/ (ГВт (т) · год); η — КПД; φ ≈ 0,8 — коэффициент использования мощности реактора при работе в базисной части графика нагрузки; ε да 0,02 — потери Рu; β — доля делений сырьевых нуклидов. Поэтому для достижения Т2 да 10 лет требуется КВ > 1, 4, тогда как быстрые реакторы с натриевым охлаждением и оксидным топливом имеют КВ да да 1,2-1,3. Следует учитывать, что современная технология внешнего топливного цикла рассчитана на топливо с выдержкой после облучения примерно 2—3 года. Тогда количество Ри, задерживаемого вне реактора,
— концентрация Рu в топливе; ζ — средняя глубина выгорания) оказывается близким к загрузке в реактор
* Это определение отлично от используемого в книге (BG=КВ—1) и удобно тем, что нормировано на одно деление.
или даже превышающим ее при длительности кампании топлива Тр ≈ 1,5- 2 года. Значение gBH падает с увеличением глубины выгорания, но главный путь снижения количества Рu, задерживаемого вне реактора, — это сокращение ТBH, в первую очередь, времени выдержки, что требует разработки средств транспортировки, разделки и переработки более активного топлива. Следует заметить, что темпы ввода быстрых реакторов будут, скорее всего, определяться не балансом плутония, а ростом потребности в новых ядерных мощностях, готовностью машиностроительной и топливной промышленности и другими внешними по отношению к быстрым ректорам факторами. Даже если в какой-то период времени обнаружится нехватка Рu для ввода реакторов-размножителей, они без существенных экономических потерь смогут загружаться смесью Ри со слабообогащенным ураном (это выгоднее, чем пускать быстрые конверторы на высокообогащенном уране). Поэтому нет необходимости в существенном сокращении времени удвоения по сравнению с Т2 ≈ 10 лет. Однако дальнейшее повышение КВ быстрых реакторов по сравнению со значением 1,4 оказывается целесообразным по другим соображениям, связанным со структурой крупномасштабной ядерной энергетики.
Существует ряд доводов в пользу многокомпонентной ядерной энергетики, которая включает в себя как реакторы-размножители, так и тепловые реакторы, удовлетворяющие свои топливные потребности за счет избыточного воспроизводства Рu или 233U реакторами-размножителями. Простейший довод — чисто экономический. Если реакторы-размножители стоят дороже тепловых реакторов, но производят много избыточного Рu или 233U, то участие тепловых реакторов в системе ядерной энергетики имеет определенную выгоду. Из условий баланса делящегося материала можно найти число п тепловых реакторов, которые могут обеспечиваться топливом одним реактором-размножителем той же мощности:
где ВGлвр — отрицательное значение избыточного воспроизводства теплового реактора;
— время выгорания делящегося топлива в реакторе;
— темп роста мощности N (ί) ядерной энергетической системы.
Реакторы-размножители стоят дороже, но зато обеспечивают всю систему ядерным топливом. Превышение затрат на систему с реакторами-размножителями над затратами на систему той же полезной мощности, но без этих реакторов (и без учета затрат на обогащенный уран), отнесенное к затратам на эту вторую систему, определяет относительные затраты на топливообеспечение системы с реакторами-размножителями, т. е. экономическую эффективность воспроизводства. Эта безразмерная величина может быть записана в виде:
В эту формулу для упрощения не включены затраты на переработку и фабрикацию топлива. Величина В есть аналог относительных затрат на обогащенный уран в современной ядерной энергетике, составляющих около 20 %. Экономическая роль воспроизводства состоит в том, чтобы сохранить топливные затраты ядерной энергетики низкими при удорожании урана, и поэтому переход на воспроизводство должен оставить значение В существенно меньшим единицы (в этом ведь и состоит главное экономическое преимущество ядерной энергетики перед обычной). Выражение для В показывает, что быстрые реакторы с высоким коэффициентом воспроизводства, т. е. при n≈1, позволили бы снизить экономический проигрыш, связанный с их дороговизной, вдвое по сравнению с реакторами с невысоким КВ (n ≈ 0).
Другие доводы в пользу многокомпонентной ядерной энергетики связаны с удовлетворением различных энергетических потребностей, со сложной структурой энергопроизводства. В настоящее время ядерная энергия используется почти исключительно в электроэнергетическом секторе, который занимает в разных странах 20—30 % в общем топливно-энергетическом балансе (ТЭБ). Безусловно, электроэнергетика — наиболее прогрессивный и быстрорастущий сектор энергопроизводства. Интересно, что в последние годы на фоне застойных явлений в мировом энергопроизводстве электроэнергетика продолжает развиваться относительно высокими темпами. Этому, в частности, способствовало преимущественное использование в этом секторе угля и ядерного топлива, удорожание которых происходило более низкими темпами по сравнению с удорожанием нефти и газа. По этим причинам можно рассчитывать, что в рассматриваемый здесь промежуток времени доля топлива в ТЭБ, расходуемого на выработку электроэнергии, увеличится до 40—50 %, что, кстати, обеспечит хорошие перспективы для ядерной энергетики. Но, во-первых, электроэнергетика также имеет свою структуру, какую-то часть ее по-прежнему будет выгодно обеспечить углем и иным топливом, а в другой части (например, для покрытия все увеличивающейся переменной составляющей графика нагрузок в системах) по экономическим и техническим причинам выгодно использовать более дешевые и менее напряженные тепловые реакторы, тем более, что в переменном режиме снижение φ для реакторов-размножителей ведет к снижению темпа воспроизводства Рu. Во-вторых, применение ядерной энергии в неэлектрических секторах энергетики также весьма вероятно и начинается уже сейчас — производство низкотемпературного тепла для бытовых и промышленных нужд вместе с производством электричества (АТЭЦ) или даже без него (ACT). Можно ожидать и использования ядерной энергии для обеспечения промышленности средне- и высокопотенциальным теплом. Важность подобного расширения сферы использования ядерной энергии связана и с тем, что в указанных секторах энергетики в большинстве случаев приходится использовать дорогие и дефицитные нефть и газ, вытеснение которых ядерным топливом было бы наиболее эффективным. В некоторых из этих новых для ядерной энергетики областей найдут свое применение и быстрые реакторы, но во многих, если не в большинстве, случаях преимуществами будут обладать разные типы тепловых реакторов (атомные станции теплоснабжения, производство высокопотенциального тепла с помощью высокотемпературных газо-графитовых реакторов, непосредственное применение ядерных реакторов в силовых установках крупных транспортных средств и т. п.). Обеспечение большого количества тепловых реакторов ядерным топливом потребует создания реакторов-размножителей с высоким КВ.
Чтобы достичь n≈ 1 или выше при использовании тепловых реакторов с топливным балансом на уровне современных ЛВР (BG ≈— 0,7), необходимы реакторы-размножители с избыточным коэффициентом воспроизводства BG > 0,7, что принципиально возможно, но сейчас выглядит довольно сложной задачей. Вероятно, придется усовершенствовать и тепловые реакторы. Выше мы говорили о легководных реакторах, для которых возможно достижение BG да — 0,3. Но задача повышения КВ быстрых реакторов и в этих случаях остается актуальной.
Эти доводы в пользу повышения воспроизводства относятся к будущему и не всегда убедительны для тех, кто заботится о повышении экономичности ближайшего поколения быстрых реакторов, но внимательный анализ показывает, что увеличение КВ, кроме увеличения производства Рu, дает возможность улучшить и другие качества быстрого реактора, включая глубину выгорания, КПД, время работы между перегрузками и т. п., и что воспроизводство является поэтому одним из главных факторов, влияющих на экономику.
Улучшение характеристик воспроизводства требует ужесточения нейтронного спектра, т. е. снижения концентрации замедляющих компонентов активной зоны по отношению к топливным. Так, натриевый теплоноситель снижает КВ быстрого реактора примерно на 0,15 -0,2, и переход к газовому охлаждению приводит к соответствующему выигрышу. На этом пути есть и свои проблемы, но можно ожидать, что развитие высокотемпературных газоохлаждаемых тепловых реакторов (ВТГР) стимулирует в будущем и работы по быстрым реакторам с гелиевым охлаждением. Для реакторов с натриевым охлаждением повышение КВ связано, главным образом, с переходом от окиси к более плотным топливам — монокарбиду UC — РuС и мононитриду UN — PuN или же к металлическим сплавам U и Рu. Эти виды топлива изучаются уже много лет, проблемы практического их использования решены еще не полностью. Более близкой к реализации является «гетерогенная» активная зона.
Идея такой конструкции состоит в использовании в активной зоне двух видов топлива, делящих между собой основные функции реактора — производство энергии и воспроизводство плутония. Уже использование в активной зоне двух видов твэлов—из смешанной двуокиси UO2 + PuO2 и из диоксида обедненного урана UO2, — позволяет получить некоторый выигрыш в КВ за счет большой плотности топлива в твэлах второго типа. Существенно больший выигрыш в КВ достигается при использовании воспроизводящих твэлов из обедненного металлического U. Эти твэлы имеют много меньшую мощность и глубину выгорания по сравнению с твэлами из смешанной двуокиси, что значительно облегчает условия работы металлического урана, менее стойкого к высоким тепловым нагрузкам и накоплению продуктов деления. Таким путем удается уже при соотношении металлических и оксидных твэлов 1 : 2 достичь КВ да 1,5ч-1,6.
Повышение общего КВ ведет и к увеличению коэффициента воспроизводства в самой активной зоне (КВА). При достижении КВА да 1 концентрация Ри в сборках изменяется с выгоранием мало, что способствует стабилизации их мощности, уменьшению изменений реактивности, т. е. упрощению задачи ее регулирования, увеличению длительности непрерывной работы между перегрузками, увеличению глубины выгорания. Стабильность мощности сборок создает предпосылки и для отказа от толстостенных чехлов, ограниченная работоспособность которых является в настоящее время одним из главных сдерживающих факторов в увеличении глубины выгорания топлива, не говоря уже об их влиянии на КВ. Условие КВА да 1 для больших быстрых реакторов с высоким КВ может быть обеспечено соответствующим подбором конфигурации активной зоны.
Таким образом, концепция гетерогенных быстрых реакторов при решении ее технологических проблем обеспечивает эффективный и технически в значительной мере подготовленный путь к достижению быстрыми реакторами высоких характеристик воспроизводства, а в результате — экономичности.
Следует отметить, что выбор жидкометаллического (натриевого) охлаждения в качестве главного и ближайшего пути создания быстрых реакторов- размножителей оказался правильным. Такие реакторы подтвердили свою работоспособность, они обладают значительным потенциалом для дальнейшего улучшения их экономических качеств и характеристик воспроизводств, они намного определили разработку вариантов с газовым или паровым охлаждением. Но это, конечно, не означает, что найден тип реактора-размножителя, обладающего абсолютными преимуществами, что разработка других вариантов становится нецелесообразной. В современной ядерной энергетике наряду с лидирующими реакторами с водой под давлением, получают развитие и кипящие, и газоохлаждаемые, и тяжеловодные реакторы. Подобно этому можно ожидать, что практический переход к воспроизводству топлива вызовет к жизни не одну концепцию реакторов-размножителей.
В этой связи имеет смысл обсудить и схемы воспроизводства, основанные на других физических принципах: электроядерный метод, термоядерные гибридные реакторы синтеза — деления и являющееся их симбиозом воспроизводство на основе μ-мезонного катализа D — Т-реакции.
Право на жизнь этим воспроизводящим системам дает, в первую очередь, их превосходство над быстрыми реакторами по наработке делящегося материала в расчете на единицу тепловой мощности. В этих схемах делящийся материал не потребляется, поэтому здесь не возникает проблемы времени удвоения плутония.
В электроядерных и термоядерных реакторах делятся в основном сырьевые нуклиды 238U, 232Th, поэтому в реакторах этого класса при использовании в качестве сырья 238U BG «2-:-2,5, что в 4—10 раз превосходит значение этой величины для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Высокое значение BG позволяет реактору-размножителю обеспечить ядерным топливом большое число реакторов деления: от n ≈ 4 для современных легководных до n ≈ 6—8 для усовершенствованных тепловых реакторов. Для последующего обсуждения удобно будет выразить величину В через n и удельные затраты, отнесенные не к электрической, а к тепловой мощности. Тогда
Для реакторов-размножителей с хорошим энергетическим балансом затраты на топливообеспечение ядерной системы оказываются небольшими даже при стоимости этого реактора втрое больше стоимости реактора деления (В = 0,4 при n= 4). Затраты на топливообеспечение возрастают почти вдвое при использовании реакторов-размножителей с бедным энергетическим балансом.
Это обстоятельство затрудняет достижение хороших экономических характеристик электроядерными реакторами-размножителями, где производимую в бланкете энергию приходится расходовать на питание ускорителя протонов, как и термоядерными реакторами-размножителями с низким энергетическим балансом. В этих случаях приходится искать пути улучшения
энергобаланса или снижения стоимости установок. Улучшению энергобаланса электроядерного реактора-размножителя может способствовать использование производимых на ускорителе μ-мезонов для катализа реакции синтеза в холодной D — Т-смеси, если за время жизни μ-мезон успевает инициировать более 100 D — Т-реакций.
Реализация рассматриваемых здесь схем воспроизводства требует решения еще многих и принципиальных научных и не менее сложных технических проблем. Можно надеяться, что на основе этих схем в будущем смогут быть построены эффективные реакторы-размножители, относительно небольшое число которых обеспечит ядерным топливом многоотраслевую ядерную энергетику на основе тепловых и быстрых реакторов разных типов. На это потребуется еще не одно десятилетие.
Ближайшая же перспектива воспроизводства топлива связана с реакторами на быстрых нейтронах, разработка и усовершенствование которых становится одной из наиболее актуальных задач развития ядерной энергетики.
В. В. Орлов
СПИСОК ОБОЗНАЧЕНИЙ
