Технические решения для создания новой реакторной технологии — технологии естественной безопасности — разрабатываются в России с середины 90-х годов прошлого столетия. Основные принципы технологии приведены ниже.
• Преимущественное использование для обеспечения безопасности, прежде всего нейтронно-физических и физико-химических свойств топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, а также конструкторских решений, позволяющих полностью реализовать эти свойства и тем самым исключить целые классы аварий и при этом уменьшить наращивание инженерных мер и систем безопасности.
• Исключение тяжелых аварий на АЭС, а именно: неконтролируемого роста мощности от появления избыточных нейтронов в активной зоне в результате нарушения баланса между их рождением и поглощением (так называемые реактивностные аварии), потери охлаждения, пожаров, взрывов, которые в пределе могут потребовать отселения населения.
• Полное использование энергетического потенциала урана путем создания замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ). В замкнутом ядерном топливном цикле от извлеченного из реактора облученного ядерного топлива отделяются только продукты деления (ПД) (разделившиеся в результате поглощения нейтронов атомы ядерного топлива), вместо ПД добавляется такая же масса обедненного урана, оставшегося от производства урана обогащенного, топливо снова возвращается в реактор для выработки энергии.
• Экологическая приемлемость в виде принципа радиационной эквивалентности, заключающегося в равенстве радиотоксичности получившихся при производстве энергии радиоактивных отходов (РАО) и использованного уранового сырья.
• Технологическое усиление нераспространения ядерного оружия.
• Конкурентоспособность с ныне существующими типами реакторов и другими источниками энергии.
Пилотным объектом для получения комплексного опыта при реализации новой технологии станет опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК). В состав ОДЭК входят энергоблок с реакторной установкой (РУ) на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (300 МВт эл.) и предприятия фабрикации и переработки ядерного топлива. Создаваемый энергокомплекс является прототипом будущих коммерческих объектов.



Конструктивные особенности реакторной установки БРЕСТ-ОД-300
Для повышения безопасности ядерных технологий и минимизации рисков, связанных с особенностями используемых в ядерных реакторах различных теплоносителей, предложено использование в этом качестве расплава свинца. Свинцовый теплоноситель обладает целым рядом преимуществ. Он имеет высокую температуру кипения (около 1800 °С), что делает практически нереализуемыми потерю теплоотвода вследствие кризиса теплоотдачи, изменение баланса нейтронов и неконтролируемый рост мощности реактора вследствие реализации пустотного эффекта. Другим положительным качеством свинца является его химическая инертность при взаимодействии с воздухом и водой. Это снимает опасность возникновения взрывов и пожаров при возможной разгерметизации контура теплоносителя. Кроме того, свинец имеет приемлемое поглощение нейтронов и высокую атомную массу ядер, а следовательно, малое замедление нейтронов. Эти свойства дают возможность обеспечить быстрый спектр и небольшую утечку нейтронов из активной зоны.
Следующим фактором, положительно влияющим на безопасность реакторной установки, является применение смешанного уранплутониевого нитридного топлива. Основными достоинствами этого топлива являются высокая плотность, позволяющая обеспечить полное воспроизводство делящихся нуклидов в активной зоне, и высокая теплопроводность, позволяющая снизить температуру топлива и, соответственно, запас реактивности на разогрев.
Идеи применения свинца и смешанного нитридного топлива должны быть облечены в форму конструкции, в которой реализуются принципы естественной безопасности.
Эти основные решения вместе со свинцовым теплоносителем и нитридным топливом позволяют реализовать требования новой технологии.
Конкретные конструкторские решения и технические характеристики БРЕСТ-ОД-300, включая уровень мощности 700 МВт (тепловых), двухконтурную схему отвода тепла, другие решения, определяются как задачей продемонстрировать свойства естественной безопасности этой реакторной технологии, так и требованиями преемственности основных технических решений в будущих разработках коммерческих реакторов типа БРЕСТ большей мощности.
Главными задачами при разработке и эксплуатации энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 являются:
• подтверждение возможности исключения тяжелых аварий, связанных с реализацией полного запаса реактивности и потерей теплоносителя и требующих в пределе эвакуации населения; • получение опыта эксплуатации ядерной энергетической установки в замкнутом ядерном топливном цикле на всех стадиях жизненного цикла для обоснования коммерческих РУ такого типа;
• реализация равновесного режима топлива при полном его воспроизводстве (самообеспечении).
Для обеспечения полноты выполнения требований реакторная установка разработана с интегральной компоновкой в металлобетонном многослойном корпусе, то есть всё оборудование первого циркуляционного контура расположено в пределах корпуса, и теплоноситель не покидает корпус. Такое решение позволяет сделать пренебрежимо малыми возможность потери охлаждения активной зоны вследствие потери теплоносителя. Кроме того, в контуре циркуляции отсутствует запорная арматура, что способствует развитию теплоотвода при потере принудительной циркуляции и исключает гидравлические удары, возможные при ложном срабатывании или отказе арматуры. Теплообменники аварийного отвода тепла размещены непосредственно в первом контуре, через них тепло отводится посредством естественной циркуляции к конечному поглотителю — атмосферному воздуху, что повышает надежность системы при уменьшении ее разветвленности. Для продления циркуляции при обесточивании применена схема циркуляции с напорным уровнем (рис. 2а, 2б), а пассивная система аварийного расхолаживания (САОР) не требует внешних источников питания[1].

База для разработки
Базой является более чем 40-летний практический опыт по быстрым реакторам и опыт использования свинцовых сплавов (Pb–Bi) как теплоносителя в реакторах атомных подводных лодок. За это время идеи по использованию тяжелого жидкого металла в качестве теплоносителя были восприняты мировым сообществом и породили работы в этом направлении в Европе, США, Японии, Южной Корее, Китае, представлены в программах МАГАТЭ и Поколение IV [1,2]. Однако только в России предполагается в полноте продемонстрировать преимущества такой технологии в свете естественной безопасности.





Основные результаты облучения нитрида урана были получены в реакторе БР-10 на протяжении 18-летней эксплуатации: две загрузки с UN (660 и 590 твэлов). Топливо показало хорошую работоспособность: более 99% твэлов проработали до выгорания 8% тяжелых атомов (т.а.) без разгерметизации, максимальное выгорание — 9% т.а. Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо (СНУП) исследовалось по программе BORA-BORA в реакторе БОР-60 (максимальное выгорание — 12% т.а.). За рубежом нитридное топливо исследовалось в США, Франции и Японии [2].
В России новый виток работ был начат с подписания в 2010 году Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП).
Для обоснования работоспособности элементов реакторной установки АО «НИКИЭТ» с большим кругом соисполнителей проводятся испытания на коррозионную стойкость, тепловые и гидравлические, вибрационные и трибологические характеристики оборудования и материалов, в том числе в среде свинцового теплоносителя. Изучаются процессы и верифицируются программные средства для обоснования нейтронно-физических, радиационных, теплогидравлических характеристик.
Для изучения поведения топлива под руководством АО «ВНИИНМ» ведется разработка технологии изготовления (карботермический синтез) и проводятся в реакторах БОР-60 и БН-600 испытания экспериментальных твэлов со СНУП-топливом. 




Ядерной топливный цикл реакторной установки БРЕСТ-ОД-300
Подтверждение работы в замкнутом равновесном топливном режиме (рис. 3) является одной из важнейших целей проекта ОДЭК.
Источником ядерной энергии в принципе является природный уран, в котором приблизительно 0,7% урана-235, делящегося нейтронами всех энергий. Остальной уран представлен, за исключением небольшого количества урана-234, ураном-238, в котором самоподдерживающаяся цепная реакция деления невозможна. До настоящего времени для производства энергии в ядерных реакторах в основном используется уран, обогащенный по изотопу уран-235, получаемый удалением избыточного количества урана-238 из природного урана по технологиям, требующим разделения изотопов. Также возможно извлечение урана, обогащенного по изотопу уран-235, из отработавшего высокообогащенного топлива (регенерат). Осваивается использование в энергетике смешанного уран-плутониевого топлива из плутония, получаемого в результате захвата нейтронов в уране-238.
Замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) реактора БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается в соответствии с требованиями, приведенными ниже.
• Полное воспроизводство топлива по всему пространству активной зоны (KBA ~ 1,05). В этом случае нет необходимости выделять или добавлять плутоний при изготовлении новой топливной загрузки, а небольшой избыток производимого в активной зоне топлива необходим для компенсации наработки продуктов деления, поглощающих нейтроны.
• Стабильность запаса реактивности, полей энерговыделения и характеристик реактора по кампании (рис. 4) обеспечивается прежде всего за счет свойств самого топлива и композиции активной зоны, что минимизирует корректирующие действия органов регулирования.



• Малый оперативный запас реактивности (ОЗР) — порядка эффективной доли запаздывающих нейтронов (ßэф), что исключает реактивностные аварии с неконтролируемым ростом мощности вследствие отказов оборудования и ошибок персонала (ОЗР — запас реактивности на изменение мощности и на выгорание топлива).
• Пристанционный ЯТЦ и полное воспроизводство топлива способствуют технологической поддержке режима нераспространения и создают несколько последовательных барьеров для распространения делящихся материалов: отсутствует технологическая необходимость разделения урана и плутония при переработке топлива, нет необходимости в дополнительном производстве, топливо не выходит за пределы энергокомплекса.
• Вовлечение собственных минорных актинидов (МА) в топливо. В топливе ядерных реакторов в результате захватов нейтронов в уране и в плутонии накапливаются долгоживущие радиоактивные химически родственные урану и плутонию изотопы, называемые минорными актинидами — нептуний, америций, кюрий. Небольшие по количеству, они дают существенный вклад в радиационную опасность РАО на длительные времена. Для достижения условий радиационной эквивалентности МА могут быть вовлечены (в количестве нескольких процентов от массы топлива) в замкнутый топливный цикл быстрого реактора, где в результате реакции деления они из долгоживущих (с периодом полураспада тысячи лет) превратятся в продукты деления (десятки лет) — так называемая «трансмутация» РАО.
• Как ожидается, длительность кампании топлива в реакторах БРЕСТ должна быть порядка пяти лет при последующей выдержке в течение года во внутриреакторном хранилище и переработке извлеченного из хранилища топлива в течение следующего года. Масса и изотопный состав загружаемого и выгружаемого в конце каждой кампании плутония и минорных актинидов практически остаются неизменными (рис. 5).

Принципы радиационной эквивалентности



Как показывают расчетно-экспериментальные исследования радиотоксичности ОЯТ, учитывающие химическую и миграционную активность вовлеченных в топливный цикл урана, плутония и МА, а также продуктов их деления, радиационная эквивалетность может быть обеспечена при выполнении следующих условий:
• вовлечение в топливный цикл минорных актиноидов;
• в РАО вместе с ПД включаются не более 0,1% U, Pu, Np, 1% Am;
• контролируемое хранение РАО в течение 300 лет с последующим окончательным захоронением. Ожидается, что после примерно 300 лет выдержки выделенные высокоактивные РАО при указанных выше условиях будут иметь удельное энерговыделение около 0,02 Вт/кг, а биологическую опасность — на уровне потребленного урана. Таким образом природный радиационный баланс Земли не будет нарушен (рис. 6). Нейтронная трансмутация актинидов (то есть перевод их в продукты деления) возможна в активной зоне быстрого реактора (в том числе и без уранового бланкета) за счет избытка нейтронов в цепной реакции и высокой плотности потока быстрых нейтронов без нарушения естественной безопасности реактора.

Технологическая поддержка требований по нераспространению ядерных материалов
Для разработанного проекта БРЕСТ-ОД-300 определяющими являются не организационные, а технические меры по обеспечению режима нераспространения. Такой вывод можно сделать исходя из следующих особенностей проекта, приведенных ниже.
• Проектом активной зоны БРЕСТ-ОД-300 не предусмотрен урансодержащий бланкет, где возможна наработка плутония оружейного качества.
• В топливном цикле реакторов БРЕСТ все производства расположены на площадке АЭС, чтобы исключить большие промежуточные хранилища и перевозки облученных ТВС, связанные с риском хищения или утери топлива.
• Подаваемое на регенерацию и регенерированное топливо реакторов БРЕСТ непригодно для изготовления ядерного заряда. Требованием к технологии регенерации является неразделение урана и плутония в регенерируемом топливе, что обеспечивается КВА ~1.
• Подпитка только природным или обедненным ураном.
• Технологический процесс регенерации и рефабрикации топлива проводится без доступа персонала.



Заключение
Проект БРЕСТ-ОД-300 создает основу для разработки коммерческих реакторов, работающих в ЗЯТЦ на основе ядерных технологий с новым уровнем безопасности.
Замкнутый топливный цикл со сжигающими минорные актиниды реакторами дает возможность достичь радиационной эквивалентности РАО и природного урана в течение периода порядка 300 лет.
Результаты экспериментальных и конструкторских работ указывают на возможность реализации в энергокомплексах с реакторами типа БРЕСТ, работающих в замкнутом топливном цикле, основных требований по безопасности производства ядерной энергии, объему потребления сырьевых топливных материалов, эффективности и решению проблемы ОЯТ.


Литература:
1. Драгунов Ю.Г. и др. Реактор на быстрых нейтронах (БРЕСТ). 3-я Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии в атомной энергетике», 7–10 октября 2014 г., АО «НИКИЭТ», Москва, Доклады, т. 1, с. 94–102.
2. Троянов В.М. и др. Перспективы использования нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом, там же, с. 61–70.
3. Лемехов В.В., Смирнов В.С., Уманский А.А. Минорные актиноиды как фактор безопасности уранового старта ядерной энергетики на БР, там же, т. 2, с. 32–34.
4. Рачков В.И. НИОКР — состояние реализации и ключевые развилки, там же, пленарная сессия.
5. Глазов А.Г., Леонов В.Н. и др. Реактор БРЕСТ с пристанционным ЯТЦ. Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып. 1, с. 15–20.
6. Лопаткин А.В. и др. Возможности развития реакторов БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики // Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып. 1, с. 21–28.
7. Лопаткин А.В., Орлов В.В. и др. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблем РАО и нераспространения. 11-я Международная конференция по ядерной технике, Токио, Япония, 2003, ICONE11-36405.
8. Орлов В.В. и др. ВАНТ, вып. 4, Ядерные технологии для энергетики будущего, с. 232–256.
9. Драгунов Ю.Г. и др. Атомная энергия. 2012. Т. 113, вып. 1, с. 58–65.
10. Спирин Е.В., Алексахин Р.М., Спиридонов С.И. Радиационный баланс отработавшего ядерного топлива в соответствии с критериями воздействия на здоровье человека и окружающую среду. XLIII радио-экологические чтения в память Б.М. Клечковского.

ТЕКСТ: Ю.Г. Драгунов, В.В. Лемехов, А.В. Моисеев, А.А. Уманский
АО "НИКИЭТ", Москва, Россия