Томские физики предложили «вечное» ядерное топливо
Предложенные тепловыделяющие элементы для атомных реакторов позволяют им работать без перегрузки топлива много лет подряд. Это крайне актуально для АЭС малой мощности, на Крайнем Севере или в любых других зонах, удаленных от единых энергосистем, включая тропические острова.
Множество изолированных энергосистем на Земле вынуждены использовать как основной источник электроэнергии дизель-генераторы. Стоимость электричества от них измеряется десятками рублей за киловатт-час даже в тропиках. На российском Крайнем Севере, где завоз солярки возможен лишь часть года, ситуация еще сложнее. В силу изолированности малых энергосистем ВЭС и СЭС никак не могут закрыть их потребности: в безветренную ночь (в том числе долгую, полярную) все равно приходится опираться на дорогие и выбрасывающие много опасных микрочастиц дизель-генераторы.
Чтобы решить вопрос, «Росатом» достаточно давно разрабатывает реакторы на основе ледокольных — малой мощности, но при этом компактных, то есть подходящих для небольших энергосистем, где некуда девать лишнюю генерацию. Они используют топливо, обогащенное по урану-235 в несколько раз выше (до 18,6%), чем в обычных АЭС (менее 5%),
Однако и у таких систем есть ограничения. Например, на плавучей атомной электростанции «Академик Ломоносов» с реактором КЛТ-40С надо перегружать топливо каждые 3-4 года. Отработавшее в реакторе топливо для своей замены требует непростой и громоздкой установки, да еще площадки для «мокрого хранения» вынутых стержней с топливом. Для малых реакторов это не так-то дешево. На время перегрузок еще и возникает нужда в дублирующей ТЭЦ,, подменяющей простаивающую АЭС.
Проблему можно было бы решить, заменив его «резервной» плавучей станцией, но тогда хорошо бы увеличить срок работы малой АЭС до перегрузки. Это позволит иметь меньше «подменных» плавучих станций, что снизило бы расходы. К сожалению, сделать это в случае реактора на медленных нейтронах достаточно сложно: параметры традиционного топлива на основе оксида урана просто не позволяют эксплуатировать стержни с таким топливом много лет подряд.
Физики из Томского политеха предложили достаточно необычное решение проблемы. Они попробовали рассчитать, насколько реально заменить обычное ядерное топливо — смесь из оксида урана-238 и оксида урана-235 — на смесь оксида тория-232 и урана-233. Соответствующую статью опубликовали в Annals of Nuclear Energy.
Тория на нашей планете в несколько раз больше, чем урана, но специфика его в том, что сам по себе, как и уран-238, он не делится (как и все четные изотопы). Чтобы использовать его в АЭС, нужно сперва облучить нейтронами торий-232. Часть его атомов тогда захватит по нейтрону и станет ураном-233 (пройдя через цепочку трансмутаций торий-232+нейтрон – торий-233 — протоактиний-233 — уран-233), который уже энергично делится. Однако ториевый цикл существенно меняет теплофизические свойства реактора. А полное перепроектирование малых реакторов — достаточно затратный проект.
Томские исследователи попытались рассчитать, что и насколько надо поменять в реакторе КЛТ-40С для плавучей АЭС, чтобы адаптировать его под ториевый цикл. Получилось, что для этого надо несколько увеличить диаметры ТВЭЛ — тепловыделяющих элементов реактора. За счет такого увеличения тепловая напряженность на поверхности ТВЭЛ не вырастет. А это позволит без снижения безопасности реактора и с использованием тех же материалов ТВЭЛ и реактора перевести его на новые виды топлива. Причем время между его перегрузками вырастет на 75%.
Один из авторов работы Владимир Нестеров рассказал о ее сути:
«Мы выяснили, что рост диаметра ТВЭЛ приводит к удовлетворительным значениям теплофизических параметров из-за снижения плотности теплового потока с поверхности тепловыделяющего элемента».
Хотя работа действительно показывает возможность создания малых водо-водяных реакторов для Крайнего Севера, способных работать там много дольше обычного, достаточно неочевидно, что подход авторов будет реализован именно в таком виде. Ключевая причина: он потребует перехода на ториевый цикл. На сегодня реакторов на таком цикле в России нет, да и в мировой ядерной энергетике — тоже.
Нужно ли на них переходить — не совсем ясно. Да, тория в четыре раза больше, чем урана, но, как отмечал Naked Science, при использовании реакторов на быстрых нейтронах ни о каком дефиците урана тоже говорить не приходится.
Наконец, малые реакторы для Крайнего Севера сейчас активно переводят с плавучей платформы на сухопутную: например, в Якутии строят сугубо сухопутный РИТМ — это «потомок» КЛТ-40С. Сухопутный реактор на завод никто не отбуксирует, поэтому там все равно будут создавать систему для перегрузки отработавшего топлива и его хранения в бассейне.
В теории можно было избежать подобных проблем, используя проекты типа БН-ГТ-50, то есть реакторы на 50 мегаватт электрической мощности, вообще не требующие перегрузки за все 40 лет службы. Это достигается за счет того, что такой реактор работает на быстрых нейтронах и нарабатывает энергетический плутоний из урана-238, позволяя не добавлять в него новое топливо очень долго.
Однако руководство «Росатома» нацелено на наиболее консервативные — по возможности — решения, и такой непохожий на современные реакторы проект, как БН-ГТ, вряд ли может найти понимание. К тому же у госкорпорации нет достаточно весомых внутриотраслевых лоббистов, что снижает шансы на реализацию этого проекта примерно до нуля, несмотря на весьма серьезные технико-экономические преимущества.
Нашли опечатку? Выделите фрагмент и нажмите Ctrl + Enter.