Водяные бридеры
Пролог
На заре атомной энергетики ее создатели были уверенны, что ее ждет абсолютное доминирование среди энергоисточников, при этом будет использоваться энергия урана 238 и тория 232. Достичь этого можно было с помощью технологии внутриреакторной трансмутации - бридинга топлива, соотвественно реакторы должны были быть бридерного типа.
Концепт Ford Nucleon 1958 года с ядерной энергоустановкой - апофеоз восхищения атомной энергией.
Самой реалистичной технологией бридеров казались натриевые, однако технология испытывала маленькие проблемки, которые должны были быть решены в ближайшее десятилетие. Как временное решение для развития энергетики предполагалось использовать вышедшие из военной отрасли технологии - реакторы с водой под давлением, пришедшие с подводных лодок, и реакторы с графитовым замедлителем, пришедшие с военных заводов, производящих плутоний.
Эти 4 лампочки, запитанные 21 декабря 1951 года от паровой турбины реактора EBR-I (США) являются первым в истории наземным источником атомного электричества. Самое примечательное, что EBR-I был быстрым бридером с теплоносителем в виде натрий-калиевой эвтектики.
Через тридцать лет стало очевидно, что временное стало постоянным - натриевые бридеры оставались недоведенными (хотя в 1980 году был пущен БН-600, он все еще оставался “недобридером”, работая на урановом топливе), а технологии PWR/ВВЭР и специально разработанная под энергетику ветка кипящих реакторов развились очень широко.
Впрочем, основная идея - драйвер развития бридеров и в 1980х никуда не делась: при прогнозируемом росте мощности мировой атомной энергетики до тысяч гигаватт ей переставало бы хватать природного урана (точнее - энергии только 235 изотопа). Более того, появилась новая проблема - нехватка уже плутония, нарабатываемого в бридерах, т.к. энергетические реакторы с тепловым спектром нейтронов потребляли все больше урана и в будущем - плутония.
Собственно, атомно-энергетическая наука запасы энергоносителей на Земле видит совершенно нетрадиционным образом. U238 и Th232 тут занимают одно из важнейших мест.
Если топливный баланс атомной энергетики на природном уране практически полностью определяется найденными месторождениями урана, то для бридеров есть другой важный показатель - коэффициент размножения Кв, показывающий, на сколько увеличивается количество делящихся материалов после прохождения через реактор (в ходе цикла длинной ~10 лет).
Реальный коэффициент размножения (Кв) топлива в натриевых бридерах не так и высок (особенно, если это еще и энергетический реактор) - не выше 1,2 при довольно длительном цикле обращения топлива. Получается, что, например, если мощность БР и ВВЭР в системе сравнима, то системный Кв оказывается равен (0,4 (Кв ВВЭР) + 1,2)/2=0,8 - т.е. требуется подпитка природным ураном, хотя и в 5 раз меньшем количестве, чем для открытого цикла. Если добавить в рассуждение тот факт, что до половины мощностей в виде быстрых реакторов еще надо добраться (путем строительства сотен гигаватт блоков), а часть плутония неизбежно осядет в цикле - получается, что урана все равно не хватает для достижения 5000 ГВт мощности атомной энергетики (напомню, что мы сейчас обсуждаем идеи из 1980 года).
Это простое рассуждение привело к 80м годам к появлению интереса к ВВЭР/PWR/ BWR-бридерам, т.е. модификациям уже распространенной энергетической технологии, которые могли бы поправить проблему нехватки урана. Первый вопрос, который стоит задать - а позволят ли нам вообще нейтронная физика создать бридер с водяным теплоносителем? И если позволяет, то какого черта мы потратили 30 лет на создание натриевых бридеров?
Вот, например японский быстрый натриевый реактор MONJU, на котором планировалось отработать технологии для создания крупномасштабного серийного энергетического натриевого бридера. Однако, нормально этот реактор за 20 лет так и не поработал, и в этом году принято решение по его закрытию.
Ответ на первый вопрос положительный: да, теоретически можно создать бридерный реактор с водяным теплоносителем. Однако, зазор между теорией и практикой здесь очень интересен.
Вода природного изотопного состава является неплохим теплоносителем, не несущая никаких проблем при атмосферном давлении и температуре (правда, совсем не идеальная на рабочих температурах тепловых машин, о чем дальше). Ее обширная изученность в ходе развития паровых машин за 150 лет, предшествующих появлению атомной энергетики, послужила весомым аргументом при создании водо-водяных реакторов.
Неплохо выглядит вода и точки зрения нейтронной физики. Это отличный замедлитель (за счет высокого объемного содержания водорода), на небольшой длине тормозящий нейтроны деления до термализованного состояния. Термализованные (тепловые) нейтроны позволяют реализовывать реактор с невысокой объемной концентрацией делящихся веществ (по той простой причине, что вероятность цепной реакции на тепловых нейтронах в сотни раз выше, чем на быстрых). При этом, фактически, количество воды в обычом ВВЭР достаточно для того, чтобы все нейтроны, вылетающие из одного твэла успевали термализоваться в крошечном зазоре до следующего твэла.
В реакторе с одной и той же массой топлива и геометрией активной зоны есть четкий максимум коэффициента размножения нейтронов от содержания воды в АЗ. Это объясняется тем, что с ростом толщины воды между твэлами сначала растет замедление нейтронов, а потом они окончательно термализуются и остается только рост паразитного поглощения водой. Отсюда, кстати, вывод - в "недозамедленный" реактор придется класть больше делящегося материала.
Однако есть и минусы. Главный из них - обычная вода довольно хорошо поглощает нейтроны. Для того, чтобы наш реактор заработал, массовое содержание воды не должно быть более чем в 2 раза выше, чем массовое содержание урана или плутония (точнее, оно может быть выше, но это неэффективно - нейтроны будут бесполезно теряться).
Водно-урановое отношение около 2 является классическим для PWR/ВВЭР - это оптимум одновременно по степени замедления, паразитному поглощению нейтронов в воде и требуемому обогащению.
Небольшой жертвой этого оптимума выступает теплогидравлика. Для того, чтобы отвести тепло ядерной реакции из узких каналов и не закипеть, вода в реакторе движется весьма быстро - 4-5 метров в секунду, что требует мощных насосов, усложняет конструкцию ТВС и ужесточает диапазоны нормальной работы реактора.
Завязка
Для того, чтобы превратить ВВЭР в бридер, нам нужно уйти от оптимума по нейтронной физике. Если энергия нейтронов равна 6,7 эВ (напомню, что тепловые нейтроны в ядерном реакторе имеют энергию примерно 0,05 эВ), то в игру вступает уран 238. На этой энергии лежит большой резонансный пик поглощения нейтронов 238 ураном, который в нормальной энергетике стараются проскочить, пока нейтрон замедляется в воде. В бридере же поглощение - это рождение нового атома 239Pu и повышение Кв. Более жесткий спектр нейтронов в топливе можно получить, если сократить количество воды, доведя водно-урановое отношение до 1 или даже меньше.
Нейтронные спектры для обычного ВВЭР (сплошная линия), для водяных бридеров (мелкий пунктир) и для быстрого натриевого реактора (крупный пунктир).
Таким путем можно получить реактор с Кв ~1 или даже чуть выше. Водяной бридер! Однако, если мы хотим Кв 1,2 или еще лучше 1,4 все равно понадобится жидкий металл в качестве теплоносителя. Только с жидким металлом можно получить совсем жесткий спектр (100-200 кЭв средней энергии для натрия и 600-800 кЭв для свинца), который дает чуть больше рождений нейтронов в каждом акте цепной реакции.
Картинка со звездочкой - варианты реакторов-размножителей с водой от японских разработчиков. Предпоследняя строчка - расчетный коэффициент размножения, нижняя строчка - время удвоения плутония, накопленного в системе. Несмотря на оптимизацию по Кв, бридеры из этих реакторов неважнецкие.
Разумеется, есть и минусы. Первой жертвой идеи является теплогидравлика: при более тесной решетке твэлов еще сложнее обеспечить теплосъем. Фактически, активную зону надо делать шире и более плоской (уменьшать гидравлическую длину), а это означает при прочих равных корпус реактора большего диаметра. Тяжелый и дорогой.
Для наглядного сравнения - площадь, которую занимает теплоноситель в реакторе с уменьшеным количеством замедлителя (слева, синее) и в обычном ВВЭР (справа - все белое поле).
Второй проблемой становится эффективность система управления нейтронной мощностью. Традиционно, в PWR/ВВЭР используется медленная, но с широкими пределами регулирования, система поглощения нейтронов на базе растворенного в воде бора и быстрая - в виде поглощающих элементов, вводимых и выводимых из активной зоны.
Однако, когда мы уходим от теплового спектра нейтронов, снизившаяся вероятность цепной реакции заставляет класть в топливо больше U235. Больше U235 в активной зоне означает необходимость на старте положить в активную зону больше бора. Больше бора - больше нейтронов поглощается не в уране, т.е. снижается Кв, за который мы боремся.
В водяных бридерах борную системы предполагается заменять системой из выгорающего поглотителя в топливе и вытеснителей из обедненного урана, перехватывающих “лишние” нейтроны.
Подобный пучок поглощающих элементов перемещается по направляющим каналам прямо внутри ТВС ВВЭР. Из 163 ТВС 60-80 штук оборудуют подобными подвижными поглотительными элементами, каждый из которых имеет довольно небольшое влияние на коэффициент размножения реактора, позволяя прецизионно управлять изменениями нейтронной мощности реактора.
Выгорающий поглотитель давно используется в атомной энергетике, но в 80х это было свежее решение. Суть этой технологии в добавке небольшого количества (<0,01%) нейтронного яда с высоким сечением захвата. Обычно это гадолиний, эрбий или диспрозий, некоторые изотопы которых поглощают (тепловые) нейтроны с сечением, примерно в 10 тысяч раз большим, чем обычные конструкционные материалы. В работе выгорающий поглотитель поглощает нейтроны и превращается в другие изотопы, сразу теряя свои поглощающие способности, т.к. как бы выгорает. Это выгорание компенсируется наработкой в топливе поглощающих нейтроны продуктов деления, и общий нейтронный баланс остается примерно одинаковым.
Второй механизм компенсации - подвижные стержни из обедненного урана. При настроенном спектре нейтронов 238 уран поглощает нейтроны не хуже бора в традиционных PWR/ВВЭР, но кроме того, подвижные элементы из обедненного урана позволяют регулировать водноурановое отношение, т.е. и саму жесткость спектра нейтронов.
В предложении ОКБ Гидропресс по ВВЭР со спектральным регулированием и повышенным Кв вместо борных поглотительных элементов предлагается использовать кластеры вытеснителей воды с обедненным ураном в довольно большом количестве.
Минусы описанной выше конструкции - в увеличении количества приводов, передвигающихся стержни, и в усложнении количества различных по физике режимов работы реактора.
Довольно забавный альтернативный метод подвижным вытеснителям - это разбавление обычной воды тяжелой, что ухудшает замедляющие свойства последней (одновременно, впрочем, снижая паразитное поглощение нейтронов). Однако этот вариант экономически полностью безумен.
Но главный неприятный момент, что выяснилось в 80х, и фактически поставило крест на проектах водяных бридеров - это положительный пустотный эффект реактивности.
Одним из двух самых опасных вариантов аварий на ядерных реакторах является разгон на мгновенных нейтронах - именно это случилось в аварии на Чернобыльской АЭС (вторым является потеря охлаждения активной зоны - аварии на Фукусиме и Три Майл-айленд). Для того, чтобы избежать катастрофы, реакторы проектируют так, что бы при любых изменениях параметров (давления, температуры, мощности) реактивность падала при их росте. Аналогичное требование есть и по присутствию теплоносителя в активной зоне - в случае потери теплоносителя реактор должен глушиться, т.е. пустотный коэффициент реактивности должен быть отрицательным. Иначе, понятно, любая дырочка, через которую будет утекать теплоноситель может привести к взрыву.
Так вот, в обычном реактора с тепловым спектром, когда вода сливается из АЗ, то спектр становится более жестким, попадает на резонансный захват 238 урана, и цепная реакция глохнет. В изначально настроенном на резонанс реакторе происходит обратное - спектр (становясь еще более жестким) сходит с пика захвата и у нас добавляется нейтронов в АЗ - реакция разгоняется.
Зависимость сечения (вероятности) захвата нейтрона 238 ураном (зеленый график) от энергии нейтрона. На энергии 6,7 эВ виден резонансный пик поглощения, где сечение вырастает почти в 10000 раз. Кстати, красный график, показывающий сечение деления урана 238 показывает, почему этот материал не поддерживает цепную реакцию - нейтроны, рожденные в делении в основном будут захватываться другими ядрами, не приводя к делению.
Эта неприятность случается в любой конфигурации АЗ водяного бридера при значении Кв~0.8. Фактически, полноценный бридер (Кв>1) из ВВЭР сделать невозможно.
Однако, его можно сделать на водяном реактора. Нужно всего лишь превратить его в кипящий. При этом часть жестких теплогидравлических требований снимается, и можно еще уменьшить водноурановое отношение, доведя его до 0,8 или даже меньше. При этом спектр становится т.н. Быстрорезонансным и проблема положительного пустотного коэффициента уходит, т.к. спектр теперь гуляет между множества пиков захвата нейтрона 238 ураном. Еще заманчивее выглядит использование сверхкритичного состояния воды, снимающего проблемы с двухфазной (вода + пар) системой внутри активной зоны.
У быстрорезонансных реакторов с суперкритической водой, однако, проблем еще больше. Например, что бы обеспечить необходимый подогрев теплоносителя и не разломать при этом ТВСы тепловыми напряжениями приходится проектировать иногда (как в европейском проекте HPLWR) трехзаходную зону, где теплоноситель разворачивается два раза.
Впрочем, все эти теоретические красивости упираются во всё больший объем исследований и отработок, необходимых для создания таких реакторов. Если ВВЭР со спектральным регулированием и улучшенным Кв требует по мнению ОКБ “Гидропресс” и Курчатовского Института всего несколько лет расчетов, экспериментов и проектирования, чтобы перейти сразу к строительству гигаваттного блока, то варианты с быстрорезонансными кипящими водяными бридерами потребуют строительства линейки опытных реакторов и многих десятилетий для доведения до промышленного уровня.
Интересно, что на заре ядерной энергетики существовали реакторы с ядерным перегревом пара, чем-то идеологически близкие к водяным бридерам. Слева - картограмма активной зоны реактора Pathfinder, справа - реакторный зал АМБ-200, обе с ядерным перегревом пара.
Если прыгнуть от идей 80х годов к современности, то становится понятно, почему подобные реакторы остаются бумажными. Как и натриевые бридеры, водяные требуют развитой переработки топлива и фабрикации топлива с плутонием. Даже отбрасывая политическую проблематичность ЗЯТЦ, экономически вся эта схема с экономией топлива окупается при стоимости природного урана, превышающей 150-200 долларов за килограмм. Сегодня же уран стоит как никогда дешево, опускаясь на спотовых рынках до 25 долларов за кг.
Развязка
Тем не менее, работа над проектами PWR/ВВЭР реакторов со спектральным регулированием и/или на сверхкритической воде не прекращается (данный тип реакторов считается одним из кандидатов в массовые реакторы IV поколения). Можно отменить проект ВВЭР-С от ОКБ Гидропресс (“эволюционный вариант”, с использованием примерно того же оборудования), проект кипящего бридера RMWR и его развитие от японского агенства по атомной энергии JAEA, и еще один кипящий бридер HPLWR 2 от AREVA. Выбор революционности проекта полностью определяется оценкой аналитиков о перспективах развития атомной энергетики - чем дальше от нас отстоит следующий всплеск интереса к строительству новых АЭС на западе, тем более перспективный и долгий в разработке проект выбирают исследователи. В тоже время эта технологическая ветка хороша тем, что можно постепенно вводить инновационность и замыкание ядерного топливного цикла.
Таким образом на запасном пути у атомной энергетики есть технология, позволяющая экономить топливо и мягко переходить к замкнутому топливному циклу. Однако ее воплощение в жизнь во многом зависит от спроса на строительство новых атомных электростанций, успехов по удешевлению добычи урана и росте конкурирующих технологий типа добычи газа и ВИЭ-генерации.