Одна из самых старых действующих атомных станций России, Кольская, включена в план по замене реакторов. Предполагается, что новая Кольская АЭС-2 станет двухблочной и будет включать в себя два инновационных энергоблока типа ВВЭР мощностью 600 МВт, с высокими показателями безопасности и впервые примененным в мире спектральным регулированием. В настоящее время проект находится на этапе подготовки к разработке.

Что это за процесс спектрального регулирования, который хотят применить на ВВЭР-600, и в чем его значение для будущей атомной энергетики? Об этом — в материале ФАН.

Это нужно российскому северу

Существующая Кольская АЭС состоит из четырех энергоблоков ВВЭР-440, мощностью по 440 МВт, которые были введены в строй в 1973–1984 годах. Срок службы этих блоков сейчас продлен до 60 лет, что означает, что первый из существующих блоков, Кола-1, надо будет останавливать уже в 2033 году.

Исходя из этих требований определены сроки сооружения новых энергоблоков Кольской АЭС-2: начало строительства запланировано на 2028 год, а ввод в эксплуатацию первого энергоблока — на 2034 год.

На сегодняшний день Кольская АЭС избыточна для энергопотребления Мурманской области, где она располагается. Примерно треть всей вырабатываемой электроэнергии в области идет за ее пределы — в соседнюю Карелию и Ленинградскую область, а также на экспорт в соседние Финляндию и Норвегию. Но возможности Кольской АЭС велики даже при таком варианте перетоков в энергосистеме: она загружена примерно на 60-65% максимальной мощности, обеспечивая четыре пятых производства электроэнергии в Мурманской области.

Поэтому Кольская АЭС-2 планируется несколько меньшей по размеру, нежели существующая: 1200 МВт мощности против нынешних 1760 МВт. Впрочем, при наличии спроса на электроэнергию построить на ней третий энергоблок ВВЭР-600 не представляет особого труда.

Как работает обычный ВВЭР

Несмотря на то, что основное ядерное топливо АЭС, изотоп уран-235, на самом деле не «горит» в реакторе в привычном смысле окисления кислородом, его концентрация постепенно меняется с течением времени — за счет распада, который и является сутью ядерной реакции.

Поэтому в реактор в начале кампании грузят «свежий» уран-235, а через 18-24 месяца из активной зоны его достают, но уже в «отработанном» виде. Дольше держать топливо в реакторе не получается: кроме того, что в нем за это время уменьшается содержание урана-235, также внутри него растет концентрация вредных изотопов, мешающих ядерной реакции.

Главной движущей силой цепной ядерной реакции являются нейтроны, которые испускают ядра урана-235 при делении. «Свежий» уран испускает их больше, поскольку в нем больше урана-235, а вот «отработанный» — гораздо меньше. Слово «гораздо» здесь стоит неслучайно, поскольку большая часть упомянутых вредных примесей — это как раз поглотители нейтронов, которые не только не делятся сами, но и мешают делиться урану-235.

Как же один и тот же реактор может стабильно работать на очень разном по свойствам уране — на «свежем» и уже на практически «отработанном»? Это достигается двумя способами.

Во-первых, реактор грузят частями. В кампании топлива присутствуют 3-4 частичных перегрузки, когда наиболее отработавшую, длительно находившуюся в реакторе часть топлива перегружают свежим ураном. Во-вторых, число нейтронов регулируют дополнительно, вводя при загрузке свежего топлива в активную зону особое вещество — поглотитель. Для этих целей сегодня чаще всего используют бор, который растворяют в охлаждающей воде реактора. Бор хорошо поглощает нейтроны, но не делится сам.

Однако у такого способа управления реакцией есть большой недостаток. Нейтроны — это очень ценный элемент ядерной реакции: именно они отвечают за все деления ядер урана-235. Кроме того, с помощью «лишних» нейтронов в специальных реакторах-размножителях можно получать дополнительное ядерное топливо, превращая инертный уран-238 в другой делящийся изотоп — плутоний-239.

В размножителях, реакторах серии БН, которые также работают в России, коэффициент воспроизводства топлива доходит до 1,2. Это означает, что реактор не только не сжигает уран, но еще и нарабатывает больше плутония для будущих загрузок — за что он и получил свое название. А вот обычные реакторы ВВЭР таких «фокусов» делать не умеют. В них плутоний тоже образуется, но в небольших количествах: коэффициент размножения в ВВЭР составляет всего 0,4 — намного меньше единицы.

Связано это как раз с тем, что в нынешних сериях ВВЭР «лишние» нейтроны поглощаются борной водой или просто теряют в конструкции реактора. Конечно, пока урана в месторождениях было много, так было проще и удобнее. Но запасы этого ценного изотопа отнюдь не безграничны.

Что такое «спектральное регулирование»?

А что если совместить конструкцию реактора ВВЭР с принципом реактора-бридера? Как оказалось, это вполне возможно. Для этого нужно часть каналов с водой при загрузке свежей партии топлива заместить на особые стержни с ураном-238. Тот станет поглощать избыточные нейтроны и понемногу превращаться в плутоний-239. А когда в основных стержнях уран-235 выгорит, то эти стержни-поглотители с ураном-238 и наработанным плутонием можно будет вынуть — и направить на переработку в новое ядерное топливо.

Именно в этом и состоит принцип «спектрального регулирования». Внутри реактора управляют спектром нейтронов, но меняя его не с помощью инертного борного замедлителя, а через помещение туда стержней с обедненным ураном, где много изотопа уран-238. В результате новый ВВЭР-600 сможет иметь коэффициент размножения около 0,8. На деле это означает, что его потребность в свежем уране снизится на 30-40%, а вместо него он сможет без ограничений использовать плутоний, который в нем же и будет наработан.

Для России такой реактор означает не просто решение энергетических проблем Мурманской области, но и важный шаг к чистой ядерной энергетике будущего, которая станет минимально зависеть от поставок свежего урана-235 с месторождений.

Если прибавить к началу работ над ВВЭР-600 уже действующее направление быстрых реакторов-размножителей, то окажется, что Россия — впереди всего мира в новой ядерной энергетике. Сегодня у России уже пять лет работает натриевый размножитель БН-800, а в прошлом месяце был дан старт строительству реактора-размножителя БРЕСТ-ОД-300, в котором будет применяться инновационный свинцовый теплоноситель.

Эти три типа реакторов позволяют России практически полностью замкнуть ядерный цикл, что обеспечит нашу страну дешевой энергией на столетия вперед.