КНИГА УКРОЩЕНИЕ ЯДРА. ИСТОРИИ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ И ЯДЕРНОЙ ИНФРАСТРУКТУРЫ СССР

Курсовые
Черчение

Теплоэнергетика

Электротехника
Карта

 

« НазадВперед »Укрощение ядра

Глава 7. Атомная энергетика СССР и России

1. НАЧАЛО ПУТИ. ПЕРВЫЕ РАБОТЫ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

    Из рассекреченных по указанию Президента РФ Б.Н. Ельцина архивных документов по атомному проекту СССР следует, что в СССР уже в 1945 году на государственном уровне рассматривались вопросы применения атомной энергии в мирных целях. Так, 26 октября 1945 года Технический совет ПГУ рассматривал предложения академика П.Л. Капицы "О применении внутриатомной энергии в мирных целях".

Направления исследований по использованию атомной энергии в мирных целях после 1945 года постоянно расширялись. Инициатором и руководителем этих работ был президент Академии Наук СССР С.И. Вавилов. Особое место в использовании атомной энергии в мирных целях занимала проблема создания энергетических реакторов. В 1947 году в печати появились сообщения о начале работ по созданию атомной электростанции в США, и это обстоятельство подтолкнуло развитие аналогичных работ в России.

Развитие промышленной базы по получению плутония давало возможность попутного получения значительного количества радиоактивных изотопов. Первое применение изотопов в России в народном хозяйстве относится к 1948 году. Радиоактивный кобальт стал применяться для просвечивания сварных швов трубопроводов. Широкое использование изотопов в промышленных масштабах началось с 1950 года.

Вопросы использования атомной энергии в мирных целях на самом высоком правительственном уровне стали рассматриваться сразу же после успешного испытания первой атомной бомбы. В ноябре 1949 года на заседании Специального комитета при Совете Министров СССР было принято решение:

1000

"В целях изыскания возможностей использования атомной энергии в мирных целях (возможности разработки проектов силовых установок и двигателей с применением атомной энергии) поручить тт. Курчатову, Александрову, Доллежалю, Бочвару, Завенягину, Первухину и Емельянову рассмотреть вопрос о возможных направлениях научно-исследовательских работ в этой области и свои соображения в месячный срок доложить Специальному комитету".

США уже в апреле 1946 года предполагали начать строительство атомной электростанции с газовым теплоносителем в Ок-Ридже и ввести ее в эксплуатацию в 1948 году. Об этом заявил генерал Лесли Гровс - руководитель атомного проекта США.

Первая идея создания локомотивов с приводом от атомного реактора для железных дорог также принадлежит американцам и датируется 1946 годом. В 1947 году были высказаны идеи о применении ядерных реакторов на самолетах, подводных лодках, авианосцах.

В СССР в 1946 году И.В. Курчатов рассматривал возможность использования графитового реактора (который разрабатывался тогда для переработки оружейного плутония) в целях производства энергии. В 1949 году в Лаборатории No. 2 исследовались возможные направления создания энергетических реакторов для транспорта и атомной энергетики. 16 мая 1949 года постановление Правительства определило начало работ по созданию первой атомной электростанции. В качестве места ее строительства был определен город Обнинск, а в ее создании ключевую роль играли Лаборатория "В" (ГНЦ "Физико-энергетический институт") и Лаборатория No. 2 (РНЦ "Курчатовский институт"). Научным руководителем работ по созданию первой АЭС был назначен И.В. Курчатов, главным конструктором реактора - Н.А. Доллежаль. Проект АЭС разрабатывал проектный институт ГСПИ-12 (г. Москва).

В этот же период времени, начиная с 1951 года, стали проводиться исследования возможности создания ядерных энергетических установок для кораблей ВМФ и гражданских судов. Эти исследования стимулировались информацией из США о масштабных работах по созданию атомной подводной лодки. Эта задача требовала совершенно новых решений - создание эффективного малогабаритного ядерного реактора в условиях жестких ограничений, определяемых условиями размещения и эксплуатации на подводной лодке. С самого начала рассматривалось несколько проектов: один - в Лаборатории No. 2 под руководством А.П. Александрова и С.М. Файнберга, а другой - в Лаборатории "В" под руководством Д.И. Блохинцева. Конструкторские работы по обоим проектам проводились под руководством Н.А. Доллежаля. В обоих проектах реакторных установок в качестве теплоносителя использовалась вода. В проекте Лаборатории No. 2 в качестве замедлителя нейтронов также использовалась вода, а в проекте Д.И. Блохинцева - твердые вещества. В это же время в Лаборатории "В" под руководством А.И. Лейпунского были начаты исследования по возможности создания судовой реакторной установки с использованием металлического теплоносителя в виде сплава "свинец-висмут".

Научным руководителем проекта первой АПЛ и ядерной установки был назначен А.П. Александров, главным конструктором АПЛ - В.Н. Перегудов, главным конструктором ядерной установки - Н.А. Доллежаль. Первый проект создания АПЛ получил название проект 627, а сама подводная лодка впоследствии была названа "Ленинский комсомол". Для отработки элементов ядерной энергетической установки использовалась технология специальных наземных стендов, которые воспроизводили состав и компоновку установки АПЛ в "лабораторных" условиях. Первая АПЛ проекта 627 была спущена на воду в августе 1957 года, а 17 января 1959 года она была передана в состав ВМФ. По своему типу эта АПЛ относилась к классу атомных ударных подводных лодок.

2. РАЗВИТИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

2.1. Развитие схемы водографитовых реакторов

    Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была пущена 27 июня 1954 года в России в г. Обнинске.

Параллельно с созданием демонстрационной атомной электростанции начались работы по двухцелевым реакторам, которые могли бы сочетать выработку электроэнергии и наработку оружейного плутония. Реальное развитие этого направления также пошло по пути графитовых реакторов с водяным охлаждением.

В 1955 году на Сибирском химическом комбинате был пущен новый, существенно более мощный промышленный реактор И-1 с первоначальной мощностью в 300 МВт, которая со временем была увеличена в пять раз.

В первых схемах промышленных реакторов использовалась проточная схема охлаждения, когда вода забиралась из водоема, после очистки охлаждала активную зону и сбрасывалась для охлаждения в другую часть водоема. В 1950 году, по инициативе И.В. Курчатова, были начаты исследования по возможности перехода на замкнутый контур охлаждения, что позволяет существенно сократить выход радиоактивности в окружающую среду. Такой двухконтурный уран-графитовый реактор ЭИ-2 был разработан в НИКИЭТ, и с 1958 года он действовал на СХК. Эта линия развития промышленных реакторов стала основной и была использована в новых реакторах типа АДЭ, которые были построены как на СХК, так и на Красноярском ГХК.

Успешный опыт создания первой АЭС и создания промышленных реакторов для наработки плутония стал основой для разработки мощных энергетических реакторов канального типа для Белоярской АЭС. В качестве ядерного топлива этих реакторов использовался низкообогащенный уран, в качестве замедлителя - графит, в качестве теплоносителя - вода. Особенностью схемы этих реакторов было осуществление перегрева пара до высокой температуры непосредственно в активной зоне, что потребовало решения специальных инженерных вопросов. Их проектирование проводилось, начиная с 1956 года, в НИИ-8 (НИКИЭТ). НИКИЭТ образовался на основе НИИ химического машиностроения. Во главе НИИ химического машиностроения и НИКИЭТ стоял выдающийся конструктор отечественных ядерных реакторов, один из создателей ядерной программы СССР академик Н.А. Доллежаль. Основной проблемой разработки была необходимость существенного увеличения теплового КПД ядерных реакторов по сравнению с созданными к тому времени промышленными реакторами. Первый энергоблок Белоярской АЭС с электрической мощностью 100 МВт был введен в эксплуатацию в апреле 1964 года, а в декабре 1967 года был введен в эксплуатацию второй энергоблок этого типа с электрической мощностью 150 МВт. Эти энергоблоки работали в течение длительного времени. Первый энергоблок Белоярской АЭС был закрыт 1 января 1983 года и произвел к тому времени 14,5 ТВт·час электроэнергии. Второй энергоблок Белоярской АЭС был закрыт 1 января 1990 года и произвел за время своей работы 22 ТВт·час электроэнергии. Разработка и эксплуатация двух первых энергоблоков Белоярской АЭС предоставили уникальный опыт для дальнейшего развития ядерной энергетики СССР.

Это направление не получило дальнейшего развития и было лишь повторено в измененном виде в четырех реакторных установках Билибинской АЭС с электрической мощностью блоков 12 МВт. В конструктивной схеме реактора использованы естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре и выработка в каналах активной зоны насыщенного пара.

Билибинская АЭС, действующая в условиях Крайнего Севера, одновременно производит электроэнергию и тепло, то есть является атомной теплоэлектроцентралью (ТЭЦ). Ее энергоблоки входили в эксплуатацию в период с 1974 по 1977 год, и они действуют до настоящего времени. Общая выработка электроэнергии на Билибинской АЭС составила за время ее эксплуатации на 2000 год 6,5 ТВт·час.

2.2. Атомные электростанции с водографитовыми реакторами

    Промышленное развитие водографитовых реакторов в электроэнергетике пошло по конструктивной линии РБМК - канальных реакторов большой мощности. Поступательный прогресс в их констр 1000 укции был реализован в целом ряде модификаций реакторной установки. Изменения были связаны с модернизацией трубопроводной системы первого контура, его гидравлических характеристик, эксплуатационных процедур и управления реакторной установки, компоновочно-строительными решениями для упрощения монтажа. Далее последовала серия изменений, связанных с последовательным усилением систем аварийного охлаждения и локализации аварий при введении новых правил по безопасности АЭС.

Разработку реактора РБМК-1000 возглавлял Н.А. Доллежаль. Научное руководство проектом осуществляли А.П. Александров и С.М. Фейнберг. Эти реакторы явились одной из основ ядерной энергетики СССР. Они входят в состав всех четырех энергоблоков Ленинградской АЭС, четырех энергоблоков Курской АЭС, трех энергоблоков Смоленской АЭС. Все эти энергоблоки действуют в настоящее время. Кроме того, они входили в состав четырех энергоблоков Чернобыльской АЭС, последний из которых был закрыт в декабре 2000 года. Два энергоблока повышенной мощности с реакторами РБМК-1500 входят в состав Игналинской АЭС (Литва), где они также действуют до настоящего времени.

Первая модификация реакторов РБМК-1000 была реализована по проекту 1968 года с доработками до пуска первого блока Ленинградской АЭС в 1973 году и изменениями, внесенными по результатам опыта его освоения. Вторую модификацию представляют первые два блока Курской и Чернобыльской АЭС, пущенные в 1975-1979 годах. Третья модификация - третий и четвертый блоки Ленинградской АЭС, пущенные в 1979-1981 годах, разработанные с учетом новых требований безопасности. Четвертая модификация - третий и четвертый блоки Курской, Чернобыльской и первые два блока Смоленской АЭС, пущенные в 1978-1983 годах. Основным отличием этой группы блоков является наличие в системе локализации аварий бассейна-барботера под реактором. Пятая модификация - третий блок Смоленской АЭС, имеющий наиболее плотные боксы локализации аварии и упрощенную конструкцию бассейна-барботера. Шестая модификация отличается от других повышенной электрической мощностью - по проекту 1500 МВт, на практике реализована мощность 1250 МВт (два блока Игналинской АЭС). Седьмая модификация - достраиваемый пятый блок Курской АЭС, в котором уменьшено количество графитового замедлителя в активной зоне, а также разработана новая система сброса парогазовой смеси из реакторного пространства в случае разрушения большой группы каналов.

Для реакторов РБМК характерна высокая степень "живучести", что достигается возможностью поканального контроля и регулирования каналов. Это позволяет своевременно обнаруживать нарушение режима в отдельных технологических каналах (их в реакторе 1700 штук), и отключать отдельные каналы, прежде чем опасные последствия разрушения распространятся на систему в целом.

Такие уязвимые узлы, как технологические каналы, расположенные в активной зоне реактора, можно заменять не только во время остановки реактора в период планово-предупредительного ремонта, но даже во время работы реактора, не останавливая его. В этом огромное преимущество РБМК по сравнению с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), в которых замену ТВЭЛов можно производить только при полной остановке реактора, со снятием крышки реактора.

Общее количество электроэнергии, произведенное на 11 энергоблоках России с реакторами РБМК-1000, составило на 2001 год 1300 ТВт·час. Электроэнерговыработка реакторов РБМК-1000 на Украине составила 283 ТВт·час, а электроэнерговыработка реакторов РБМК-1500 в Литве составила 190 ТВт·час.

Вариантом наиболее полной реализации общепринятых мер безопасности, включая создание внешней защитной оболочки, стал проект многопетлевого водо-графитового реактора МКЭР первоначально на электрическую мощность блока 800 МВт, затем - 1000 МВт. В нем была принципиально изменена схема циркуляции теплоносителя и удалось реализовать общепризнанную структуру барьеров безопасности, включающую защитную оболочку. Этот проект разрабатывался совместно НИКИЭТ и РНЦ "Курчатовски 1000 й институт", в первую очередь для замещения выбывающих из эксплуатации первых блоков РБМК.

2.3. Развитие реакторов ВВЭР

    Параллельно с развитием водографитовых реакторов в СССР шла разработка другого ядерно-энергетического проекта. Это так называемые реакторы на легкой воде - ВВЭР. В реакторах ВВЭР нейтроны замедляются водой, которая одновременно отводит тепло от топлива. В отличие от РБМК, легководные реакторы заключены в корпус, находящийся под давлением.

В 1957 году в США была пущен первый легководный реактор на станции Shippingport. Легководные реакторы, называемые по западной классификации LWR (в состав которых входят как реакторы под давлением - PWR, так и кипящие ядерные реакторы - BWR), с тех пор стали основой развития всей мировой ядерной энергетики. Все первые зарубежные реакторы были без бетонных защитных колпаков. Однако несколько позже реакторы PWR стали закрывать такими колпаками. Правильность этого подхода подтвердилась во время аварии на американской станции Three Mile Island в 1979 году. Зашитый колпак устоял при выбросе из реактора и тем самым предотвратил основной выход радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Направление энергетических реакторов с водой под давлением - ВВЭР получило первичный импульс от разработки энергетической реакторной установки для подводной лодки, который представлял один из рассматривавшихся в этих целях типов ядерных реакторов. Идея схемы этого реактора была предложена в РНЦ "Курчатовский институт" С.М. Файнбергом. Начало работ над проектом реактора ВВЭР относится к 1954 году, а в 1955 году ОКБ "Гидропресс" приступило к его разработке. Научное руководство разработкой осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Проектная мощность реактора составляла 210 МВт, и его сооружение было осуществлено на площадке Нововоронежской АЭС. Первый энергоблок с реактором ВВЭР-210 был сдан в эксплуатацию в конце 1964 года и был закрыт 16 февраля 1988 года, проработав 24 года. За это время его общая электрическая энерговыработка составила 33,7 ТВт·час.

В 1970 году вступил в эксплуатацию второй энергоблок Нововоронежской АЭС на основе реактора увеличенной мощности ВВЭР-365, который проработал до августа 1990 года и выработал за это время 50 ТВт·час электроэнергии. Дальнейшее совершенствование реакторов ВВЭР также проводилось ОКБ "Гидропресс", которым руководил главный конструктор В.В. Стекольников.

Можно выделить несколько определяющих этапов в развитии этого направления ядерных энергетических реакторов в Советском Союзе:

  • разработка первого опытно-промышленного блока на Нововоронежской АЭС, которая завершилась пуском в 1964 году. Освоение и последующий опыт эксплуатации первого, затем второго блока подтвердили техническую осуществимость надежных промышленных энергоисточников на ядерном топливе;

  • создание на базе этого опыта первого поколения серийных ВВЭР электрической мощностью 440 МВт (головной блок введен в 1971 году), продемонстрировавших высокую экономическую конкурентоспособность АЭС;

  • создание второго поколения серии энергоблоков средней мощности ВВЭР-440, начавшееся разработкой реакторной установки для АЭС "Ловииса" (Финляндия). Оно форсировало выполнение новых требований к безопасности советских АЭС на уровне международных. Второе поколение ВВЭР, к которому относятся и созданные позже ВВЭР-1000, обеспечило устойчивое функционирование ядерной энергетики в Советском Союзе (затем в России и на Украине), особенно в период после аварии на Чернобыльской АЭС, и продемонстрировало возможности России на международном рынке АЭС.

Первым реактором ВВЭР-440, введенным в эксплуатацию на территории России, был третий энергоблок Нововоронежской АЭС (июль 1972 года), а первым реактором ВВЭР-1000 - пятый энергоблок Нововоронежской АЭС (февраль 1981 года), которая явилась, таким образом, опытно-промышленной площадко 1000 й для внедрения в эксплуатацию различных типов реакторов ВВЭР. В настоящее время в России действуют четыре энергоблока ВВЭР-440 на Кольской АЭС, два энергоблока ВВЭР-440 и один энергоблок ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС, два энергоблока ВВЭР-1000 на Калининской АЭС, четыре энергоблока ВВЭР-1000 на Балаковской АЭС и один энергоблок ВВЭР-1000 на Ростовской АЭС. Их общая электрическая энерговыработка на конец 2001 года составила 974 ТВт·час, из них около 40% электроэнергии выработали реакторы ВВЭР-440.

Широкое распространение реакторы ВВЭР получили на Украине. Здесь были построены два энергоблока ВВЭР-440 на Ровенской АЭС и 11 энергоблоков ВВЭР-1000 (один - на Ровенской АЭС, один - на Хмельницкой АЭС, три - на Южно-Украинской АЭС и шесть - на Запорожской АЭС). Все они в настоящее время работают и обеспечивают производство около 47% электроэнергии на Украине. Всего на конец 2001 года на этих реакторах было выработано 1030 ТВтЧчас электроэнергии, из которых на долю реакторов ВВЭР-440 приходится около 11% объема электроэнергии. Отметим, что один реактор ВВЭР-1000 - шестой энергоблок Запорожской АЭС - был подключен к электросети уже после распада СССР - в сентябре 1996 года.

Кроме России и Украины, реакторы ВВЭР на территории СССР были построены в Армении - два энергоблока ВВЭР-440 на Армянской АЭС. Они поступили в эксплуатацию в 1979-1980 годах, работали до 1989 года, и были остановлены в связи с разрушительным землетрясением в Армении. Впоследствии второй энергоблок был опять введен в эксплуатацию и действует в настоящее время. Общая выработка электроэнергии этими реакторами составила 60 ТВт·час

Реакторы ВВЭР являлись и являются важным элементом экспорта ядерных энергетических технологий. В Болгарии в период с 1974 по 1982 год было введено в эксплуатацию четыре реактора ВВЭР-440, а в конце 1988 и 1993 годов - два реактора ВВЭР-1000. Все они входят в состав АЭС "Козлодуй". Доля ядерной энергетики в производство электроэнергии Болгарии составляет 45% (2000 год). В настоящее время два первых реактора ВВЭР-440 этой АЭС остановлены. Общая электроэнерговыработка этой АЭС на конец 2001 года составила 330 ТВт·час.

На территории Чешской республики действуют четыре реактора ВВЭР-440, входящих в состав АЭС "Дукованы" и сданных в эксплуатацию в 1985-1987 годах. Их общая электроэнерговыработка составила 201 ТВт·час. В настоящее время здесь также введен в действие первый энергоблок АЭС "Темелин" с реактором ВВЭР-1000.

На территории Словацкой республики действуют 6 реакторов ВВЭР-440. Из них 4 реактора, входящих в состав АЭС "Богуница", были сданы в эксплуатацию в 1980-1985 годах, а 2 реактора, входящие в состав АЭС "Моховце", были подключены к электросети в 1998 и 2000 годах. Доля ядерной энергетики в производстве электроэнергии в Словакии составляет 53%. Общая электроэнерговыработка реакторов ВВЭР составила 237 ТВт·час.

С 1983 по 1987 год на территории Венгрии были построены четыре энергоблока АЭС "Пакш" с реакторами ВВЭР-440. Все они действуют в настоящее время и производят около 40% выработки электроэнергии Венгрии. Общая электроэнерговыработка этих реакторов составила 228 ТВт·час.

В 1977-1981 годах были сданы в эксплуатацию два реактора ВВЭР-440 АЭС "Ловииса" в Финляндии. Они также действуют до настоящего времени, и их электроэнерговыработка составила 164 ТВт·час. Следует отметить, что в Финляндии действуют также два реактора BWR с электрической мощностью 840 МВт, входящие в состав АЭС "Олкилуото". Хотя на долю ядерной энергетики Финляндии приходится 32% от общего объема производства электроэнергии, реакторы ВВЭР-440 вырабатывают из них 35%.

Первым опытом разработки ядерного реактора для зарубежной АЭС было создание реактора ВВЭР-2 для АЭС "Райнсберг" в ГДР. Этот реактор имел электрическую мощность в 70 МВт и был введен в эксплуатацию в 1966 году. В период с 1974 по 1989 год в ГДР было введено в действие пять эн 1000 ергоблоков АЭС "Грейфсвальд" на основе реакторов ВВЭР-440. Все они были остановлены в начале 1990 года после объединения Германии. Общая электроэнерговыработка реакторов ВВЭР в ГДР составила 142 ТВт·час.

В настоящее время ведутся работы по созданию энергоблоков АЭС на основе реакторов ВВЭР в КНР, Индии, Иране.

Разработано и начато сооружение энергоблоков ВВЭР третьего поколения, представляющих собой пример эволюционного развития. В этих проектах в большей мере развиты черты внутренней безопасности, включающие использование естественных факторов и процессов и пассивных технических средств.

Масштабы энергосистемы европейской части России и требование конкурентоспособности с электростанциями на органическом топливе (в том числе и на газе) обосновывают тенденцию увеличения мощности энергоблоков. Периодически делались концептуальные проектные проработки реакторных установок для энергоблоков ВВЭР электрической мощностью от 1300 до 2000 МВт. Уже в 1983 году рассматривались практические предложения по блоку 1500 МВт. В настоящее время разработана концепция энергоблока ВВЭР-1500, учитывающая особенности сегодняшнего дня, опирающаяся на возможности российской машиностроительной базы, и максимальным образом использующая опыт реализации ВВЭР-1000 и разработки энергоблоков третьего поколения. Возможно, что такой блок может стать одним из базовых энергоблоков ядерной энергетики России последующего десятилетия.

3. РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

    Количество урана в разведанных относительно богатых месторождениях оценивается примерно в 5-6 миллионов тонн, в потенциальных месторождениях - более 10 миллионов тонн. При доминирующей сегодня практике расходования урана в тепловых реакторах эти ресурсы могут быть исчерпаны до конца XXI века.

Физики быстро поняли этот недостаток реакторов на тепловых нейтронах, выросших из проблемы производства ядерного оружия. Энрико Ферми, который в 1942 году запустил первый в мире ядерный реактор, предложил построить для мирной ядерной энергетики принципиально новое устройство - реактор на быстрых нейтронах (БН). Его отличие от теплового реактора состоит в том, что в нем происходит расширенное воспроизводство горючего, то есть он потребляет ядерного топлива меньше, чем производит. Эффективность использования урана в атомной энергетике возрастет при этом в сотню раз.

Вместе с реактором на быстрых нейтронах должно работать производство по переработке отработанного (облученного) ядерного топлива, в том числе по выделению из ОЯТ плутония для его повторного использования. В этом и состоит основное преимущество: полученный плутоний можно смешать с ураном и использовать в виде MOX-топлива на АЭС. Получается эффективный и экономичный замкнутый ядерный цикл. Плутоний атомных станций с БН представляет серьезную угрозу режиму нераспространения ядерных материалов. Это обусловлено как высоким изотопным качеством нарабатываемого здесь плутония, так и требуемой масштабной переработкой ОЯТ и выделением плутония в больших количествах. Существенно также, что МОХ-топливо этих реакторов содержит плутоний в значительных количествах, и само может быть материалом для создания взрывных устройств. Для соблюдения режима нераспространения при масштабном развитии такой технологии требуются технологические и организационные барьеры, а также соответствующие политические договоренности.

Первый опытный реактор на быстрых нейтронах (ЕВR-1) появился в США в 1951 году.

Работы по созданию реактора на быстрых нейтронах начались в СССР в 1950 году. Создание экспериментальной базы для его разработки сопровождалось исследованиями по выбору теплоносителей для таких реакторов. В качестве теплоносителей рассматривались различные материалы: гелий, натрий, натрий-калий, ртуть, свинец, свинец-висмут.

В конце 1949 года А.И. Лейпунский предложил развернуть в Лаборатории "В" работы по исследованию возможностей реакторов на быстрых нейтрона 1000 х. В 1952 году была начата разработка первого реактора этого типа БР-2 с ртутным теплоносителем и активной зоной на основе металлического плутония. Для отработки технологии создавалась также модель этого реактора БР-1. В 1955 году был создан БР-1, а в 1956 году - реактор БР-2 мощностью в 150 кВт. Эксперименты на БР-1 и БР-2 подтвердили возможность расширенного воспроизводства делящихся материалов в реакторах на быстрых нейтронах. Теплоноситель из ртути оказался неудачным, реактор БР-2 был демонтирован и вместо него в 1958 году был введен в действие реактор БР-5 с проектной мощностью в 5 МВт и натриевым теплоносителем. Создание этого реактора имело важное значение для получения необходимого опыта работ с реакторами, использующими натриевый теплоноситель.

По инициативе А.И. Лейпунского, было начато создание существенно более мощного реактора на быстрых нейтронах БОР-60. В качестве места сооружения этого реактора был выбран незадолго до этого созданный новый ядерный центр - НИИ атомных реакторов. Вместе с этим НИИ был построен и новый город - Димитровград (Ульяновская область). Реактор БОР-60 был принят в эксплуатацию в конце 1968 года. Этот реактор использовался для испытаний ТВЭЛов с различными видами топлива, материалов-поглотителей нейтронов, конструкционных материалов реакторов. Испытания ТВС на реакторе БОР-60 были важны для дальнейших работ по созданию реакторов на быстрых нейтронов, в частности, БН-600, что, собственно, и являлось первоначальной задачей его создания. Обоснование схемы реактора было выполнено ФЭИ.

В 1960 году были начаты работы по созданию первого опытно-промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-350. Разработка принципиальных элементов схемы реактора проводилась ФЭИ, конструкторские работы проводились в ОКБМ, а проектные работы - во ВНИПИЭТ. Энергетический пуск реактора состоялся в 1973 году. В качестве места для размещения реактора был выбран город Шевченко Казахской ССР. В настоящее время реактор закрыт.

В 1963 году были начаты работы по созданию промышленного энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600. В качестве места для его размещения была выбрана площадка Белоярской АЭС. Этот реактор был выведен на проектный уровень мощности в конце 1981 года. Он успешно действует и в настоящее время, обеспечивая электроэнергией район Урала. Следует отметить, что реактор БН-600 использует для своей работы не МОХ-топливо, а урановое топливо с достаточно высоким содержанием U-235 (около 20%).

Накопленный опыт создания и эксплуатации реакторов БН-350 и БН-600 содействовал развитию дальнейшего проектирования реакторов на быстрых нейтронах. Эти усилия были направлены, с одной стороны, на модернизацию реактора БН-600 в целях создания серийной реакторной установки, а с другой стороны, на создание реактора на быстрых нейтронах существенно большей мощности. Эти работы привели к разработке проекта энергоблока БН-800, который предполагается построить на Белоярской АЭС, а с другой стороны, к исследованиям по проекту реактора БН-1600.

Сформировавшиеся в начале 60-х годов представления об ожидаемых темпах роста ядерной энергетики, способах обеспечения ее топливом и необходимых для этого показателях воспроизводства быстрых реакторов определяли направления оптимизации технических решений и параметров будущих установок. Обсуждалась возможность обеспечения времени удвоения топлива в реакторах-размножителях до 10 лет, что обусловливало необходимость большой энергонапряженности активной зоны. С учетом новых тенденций ядерной энергетики при существенном сокращении ожидаемых темпов ее роста эти требования были сняты. Уже на стадии эксплуатации первых опытно-промышленных установок БН-350 и БН-600 были продемонстрированы не только реальность создания, но и сравнительно высокие показатели надежности, безопасности и приемлемые экономические показатели быстрых реакторов. В новых проектах БН-800 и БН-1600 основной акцент был сделан на дальнейшее повышение уровня безопасности, самозащищенности и улучшение экономических характеристик.
С учетом важной роли реакторов-размножителей в будущей ядерной энергетике, с одной стороны, и приемлемости умеренных показателей воспроизводства в современных схемах реакторов, с другой, предполагается продолжить поиск оптимальных решений в технологии создания быстрых реакторов, вернувшись, в частности, к выбору наилучшего теплоносителя.

Поскольку в разработке ядерных установок подводных лодок была освоена технология реакторов, охлаждаемых сплавом свинец-висмут, то это дало толчок для изучения концепции свинцового теплоносителя.

Основным недостатком натрия является его химическая активность при взаимодействии с водой и воздухом. Лишенный этого недостатка свинец имеет свои проблемы: большую коррозионную активность по отношению к конструкционным материалам, высокую температуру плавления и большую плотность. Эти свойства теплоносителя неизбежно усложняют условия эксплуатации, снижают надежность установки и, следовательно, проявляются в ухудшении безопасности и экономических характеристик как при создании, так и при эксплуатации промышленных установок. Сегодняшнее сравнение реакторов на основе натриевого и свинцового теплоносителей имеет условный характер из-за несопоставимости уровня освоенности технологии. Сопоставление всех достоинств и недостатков может быть сделано лишь на базе крупного промышленного эксперимента.


« НазадВперед »Укрощение ядра

Инженерная графика

 

Сопромат