Больше реакторов, хороших и разных

С того момента, как на первом в СССР и Европе атомном реакторе Ф-1 была получена ядерная реакция, прошло три четверти века. Все это время атомная наука бурно развивалась: реактор дал электроэнергию, «ушел под воду», строятся планы полетов в космос на корабле с ядерным двигателем. В мире работают десятки разновидностей реакторов, причем у каждого — свои особенности и назначение.

Фото: Андрей Радченко

В одном из прошлых номеров «Вест­ника АЭМ 2.0» мы подробно рассказывали об одном из флагманских продуктов Росатома — реакторе ВВЭР-1200. А в этой статье поговорим о трех других технологиях, в развитии которых активно участвуют предприятия АЭМ: новейшем реакторе ВВЭР-ТОИ, реакторе на быстрых нейтронах и будущем исследовательском реакторе МБИР.

ВВЭР-ТОИ: смена поколений

Первым из трех реакторов рассмотрим ВВЭР-ТОИ. Хотя бы потому, что сегодня водо-водяные энергетические реакторы составляют большинство в мировом атомном парке.

История технологии ВВЭР берет отсчет в 1955 году, когда в Институте атомной энергии (сейчас это Курчатовский институт) появился проект первого отечественного водо-водяного реактора. Он был реализован на первом блоке Нововоронежской АЭС в 1960-х. Технология активно развивалась в 1970–80-х годах, большой успех был у реакторной установки ВВЭР-440 — АЭС с ними строились не только в Советском Союзе, но и в других странах. В конце 1970-х было запущено новое поколение реакторов ВВЭР-1000, получившее активное развитие в СССР и ставшее основой экспорта атомных технологий для России. Следующий шаг в развитии водо-­водяных реакторов связан с установкой повышенной мощности ВВЭР-1200. Сегодня эксплуатируются четыре таких блока в России и один в Беларуси, еще несколько блоков с ВВЭР-1200 строится или запланировано на АЭС за рубежом.

Сегодня в летописи водо-водяных реакторов пишется новая страница —она посвящена проекту ВВЭР-ТОИ. Как и ВВЭР-1200, он относится к новей­шему поколению реакторов III+, только еще мощнее, экономичнее и безопаснее. Два блока с этими реакторами уже строятся на Курской АЭС-2.

Главным конструктором ВВЭР-ТОИ, как и других отечественных водо-­водяных энергетических реакторов, выступило подольское ОКБ «­ГИДРОПРЕСС». ТОИ расшифровывается как «типовой оптимизированный информатизированный», а основой проекта стали технические решения хорошо зарекомендовавшего себя ВВЭР-1200.

Изготовление первой реакторной установки ВВЭР-ТОИ началось в 2018 году на Атоммаше, а в апреле 2021 года корпус реактора и парогенераторы для первого блока Курской АЭС-2 уже отгрузили. Всего на станции будет четыре энергоблока с ВВЭР-ТОИ, мощность каждого составит 1200 МВт.

Несмотря на то что новый реактор основан на технологии ВВЭР-1200, у установок есть существенные различия. Во-первых, ВВЭР-ТОИ изготовлен из безникелевой стали. Технология предусматривает четыре сварных шва вместо шести, как у корпуса ВВЭР-1200, а в активной зоне сварные соединения и вовсе исключены, что улучшает эксплуатационные характеристики, поскольку радиационное воздействие на швы минимальное. 340-тонный корпус реактора способен выдерживать давление в 250 атмосфер, что выше рабочего в 1,4 раза. Все это позволит после 60 лет работы продлить срок службы корпуса еще как минимум на 20 лет.

ВВЭР-ТОИ предполагает другую компоновку оборудования. Например, парогенераторы располагаются в два ряда по два парогенератора в каждом, а не вокруг ядерного реактора, как в предыдущих установках. Сами парогенераторы тоже модернизированные: длина каждого увеличена на метр, они стали объемнее и производительнее. В конструкции теперь отсутствует коллектор пара в верхней части парогенератора. Пар выходит из одного патрубка, который напрямую соединен с паропроводом. 

Впервые для российских водо-­водяных энергетических реакторов предусмотрена осевая симметрия в плане, при которой парогенераторы размещаются в одну линию, а некоторые элементы первого контура зеркально повторяют друг друга. Это упрощает конструкцию и обеспечивает экономию материалов и расходов.

Еще одно отличие от предыдущих проектов с ВВЭР-1200 — его «типизация» за счет использования информационных технологий. Вне зависимости от того, где будет строиться АЭС, разработчики и изготовители оборудования смогут пользоваться единой информационной базой с существующими отработанными решениями и адаптировать их к конкретному проекту.

Реактор для первого блока Курской АЭС-2 уже отгружен. Ведутся строительно-­монтажные работы на площадке сооружения станции замещения, развернуты работы на объектах вспомогательного и обеспечивающего назначения. В задачу ближайшего времени входит обеспечение готовности транспортно-технологической схемы к монтажу реактора. «Монтаж корпуса реактора — это ключевое событие сооружения энерго­блока, которое знаменует активную фазу монтажа оборудования РУ и от которого ведется отсчет до начала пусконаладочных работ на АЭС», — ­отмечает заместитель генерального конструктора — начальник отделения по авторскому надзору и сопровождению эксплуатации АО ОКБ «­ГИДРОПРЕСС» Антон Мартынов.

Реакторы на быстрых нейтронах

Реакторы, в которых теплоносителем является вода, — далеко не единственные. Сегодня перспективы развития атомной энергетики связывают во многом с реакторами на быстрых нейтронах, где в качестве теплоносителя используется расплавленный натрий. По распространенной среди атомщиков версии, аббревиатура БН означает «быстрый натриевый». Такие реакторы разрабатывались в разных странах мира, но наибольших успехов в разработке этого направления до­стигла наша страна. Только у нас действуют энергетические реакторы этого типа — БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС, а также разрабатывается новый, более мощный реактор БН-1200М. Разработку конструкции реакторов БН осуществляет ОКБМ Африкантов.

Реакторы на быстрых нейтронах нацелены на то, чтобы довести до совершенства технологию замкнутого ядерного топливного цикла, которую часто связывают с мечтой человечества о вечном двига­теле. Суть в том, что реактор может работать на том, что считается отходами — на отработавшем ядерном топливе (ОЯТ). ОЯТ, которое производится в тепловых реакторах, нужно безопасно хранить, что весьма непросто. Либо перерабатывать, а это могут делать реакторы на быстрых нейтронах. Для них эти от­ходы — вполне пригодное топливо.

Развитие технологии БН началось в 1959 году с создания экспериментальных реакторов в Физико-энергетическом институте. В 1973-м состоялся энергопуск реактора БН-350, который проработал 25 лет, подтвердив надежность  и безопасность.

В 1980 году запущен энергоблок № 3 Белоярской АЭС с реактором БН-600. Он до сих пор успешно эксплуатируется в коммерческом режиме. Коэффи­циент использования установленной мощности энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне в 75–80%, выход долго­живущих газоаэрозольных радио­нуклидов в окружающую среду отсутствует, а выход инертных радио­активных газов пренебрежимо мал и составляет меньше 1% от нормальных показателей.

Действующая лицензия разре­шает эксплуатацию реактора БН-600 до 2025 года. Но по результатам анализа, выполненного в ОКБМ, реактор может работать и дольше: сейчас идут работы по обоснованию 60-летнего срока эксплуатации.

Следующий шаг в разработке реакторов этого типа — БН-800, который в 2016 году был запущен на 4-м блоке Белоярской АЭС. Его тепловая мощность по сравнению с предшественником увеличена на 42%, электрическая доведена до 880 МВт. БН-800 стал самым мощным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах.

Однако новая разработка ОКБМ Африкантов сможет в скором будущем улучшить эти показатели. Речь идет о реакторе БН-1200М, тепловая мощность которого будет составлять не менее 2800 МВт, а электрическая — 1220 МВт. Техническая концепция БН-1200М принята и одобрена как отвечающая требованиям, предъявляемым к реакторам IV поколения. На научно-техническом совете Росатома, который состоялся в конце 2021 года, проект БН-1200М был одобрен для сооружения в качестве пятого энергоблока Белоярской АЭС.

Реакторы на быстрых нейтронах чрезвычайно важны для стратегии развития отечественной атомной энергетики, в которой обозначен переход к двухкомпонентной ядерной энергетической сис­теме. С одной стороны, есть реакторы ВВЭР на тепловых нейтронах (основа современной атомной энергетики), а с другой стороны — быстрые реакторы. Если их эксплуатировать в сочетании друг с другом, получится замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ). Это позволит расширить топливную базу — например, вовлечь в этот цикл плутоний, образующийся при облучении в ядерных реакторах урана-238 — основного изотопа природного урана, и уменьшить объемы радиоактивных отходов, благодаря «дожиганию» содержащихся в них долгоживущих изотопов. То есть решаются сразу обе ключевые про­блемы атомной энергетики: ресурсная, связанная с ограниченностью запасов природного урана, и экологическая, связанная с ростом объемов отработавшего ядерного топлива.

МБИР: новый исследовательский

Развитие реакторов на быстрых нейтронах невозможно без постоянных научных изысканий, смелых экспериментов и проверок гипотез. Не все идеи можно проверить и попробовать в лабораториях. Научная работа на уже действующих АЭС тоже довольно ограничена. И сегодня Росатом со­здает уникальную исследовательскую ядерную установку — МБИР, многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах.

Исследовательские ядерные реакторы — это кузница передовых идей атомной энергетики. В нашей стране есть быстрый исследовательский реактор — БОР-60, но он введен в эксплуатацию в 1968 году и в скором времени исчерпает свой ресурс. Его и заменит МБИР. Технические характеристики нового реактора намного превосходят показатели БОР-60 и позволят решать широкий спектр научных и конструкторских задач, а исследования можно будет проводить в несколько раз быстрее.

Помимо основного, натриевого, МБИР будет содержать еще три независимых контура. Они проходят через активную зону реактора и позволяют создавать особые условия для облучения материалов. Помимо натрия, тепло­носителями в реакторе высту­пают свинец и гелий.

МБИР сможет выдавать очень мощный поток нейтронов, именно на этом будут основаны эксперименты. Среди них есть и фундаментальные исследования (например, изучение свойств «темной материи»), и прикладные: наработка изотопов для ядерной медицины, облучение моделей топливных стержней, исследования материалов, из которых будут создавать корпуса реакторов АЭС будущего. Без МБИР развитие двухкомпонентной ядерной энергетики шло бы гораздо дольше.

Новый исследовательский реактор строится там же, где находится его предшественник, БОР-60, — на территории Научно-исследовательского института атомных реакторов в городе Димитровграде. После завершения стройки Россия получит объект, сравнимый по значимости с Международной космической станцией — здесь тоже будут ставить уникальные эксперименты команды ученых из разных стран, а Димитров­град станет, без преувеличения, международным кластером атомной науки и энергетики.

Сооружение площадки под МБИР идет с опережением сроков. В апреле 2022 года в Димитровград доста­вили корпус нового реактора, изготовленный на Атоммаше. Агрегат длиной 12 мет­ров и весом в 83 тонны неделю везли на специальном транспорте, теперь предстоит установить его в проектное положение. Физический пуск МБИР запланирован на 2027 год, а весь научно-­исследовательский комплекс должны сдать в эксплуатацию в 2028 году.