Комментариев: 124.04.2011

  Юрий Ларичев,

"Русские времена"

  Землетрясение, цунами и последовавшая за этим катастрофа на атомных электростанциях в Японии вот уже несколько дней будоражат весь мир. Человечество в тревожном ожидании. Много противоречивых публикаций и заявлений. Особенно стараются умничать в комментариях профаны – диванные «специалисты» в ядерной физике. По телевидению мы видели, как менеджер Кириенко уверенным голосом успокаивал Путина – разговор неспециалистов, делающих вид, будто что-то понимают. В спокойные времена, конечно, можно поинтриговать и оттереть учёных от дела, заменив их менеджерами и финансистами. Но приходит час Х, время не для профанной болтовни и политических игр.

В такие судьбоносные часы придётся слушать настоящих профессионалов. У нашего сайта есть друг – доктор наук, профессор Игорь Николаевич Острецов. Его публикации есть на сайте. Это учёный атомщик с мировым именем и громадным опытом. В эти тревожные дни его буквально осадили просьбами дать интервью различным агенствам, телевидению, а также просьбами проконсультировать. С подобной просьбой позавчера обратился и я. И тут же получил ответ, что для сайта «Русские времена» И.Острецов найдёт время и в течение дня пришлёт статью. Сказал – сделал. Уважаю обязательных людей.

   В самом начале века через сотрудника японской корпорации «Атомный индустриальный форум» Борисова Н.Н. (в прошлом сотрудника ГКНТ СССР) я предложил руководству этой корпорации начать работы по ЯРТ-энергетике. Мне ответили, что уже очень сильно вложились в создание современных ядерных технологий и поэтому ничего менять не будут. Современные ядерные технологии, в значительной степени, дискредитированные масштабными катастрофами на АЭС «Три Майл Айлэнд» и ЧАЭС, потерпели новое грандиозное поражение в Японии. Землетрясение и последовавшее за ним цунами разрушили систему аварийного охлаждения активной зоны. Как и положено, системы глушения реактора при первых ударах стихии сработали нормально и прервали цепную реакцию в активных зонах реакторов. Но в последующем необходимо было компенсировать остаточное тепловыделение в реакторах от накопленных за время работы реакторов продуктов деления урана и, по-видимому, плутония, поскольку в японских реакторах из-за недостатка урана используется так называемое МОХ топливо, представляющее собой смесь плутония и урана-238. Величина и время этого тепловыделения сильно зависят от времени работы реактора с данным комплектом тепловыделяющих элементов, причём, чем больше это время, тем больший вклад дают долгоживущие изотопы. Данные о наличии плутония и времени экспозиции тепловыделяющих элементов в активной зоне реакторов японцы практически замалчивают. И это обстоятельство не даёт возможности произвести оценки времени, в течение которого активную зону придётся охлаждать. Это тепловыделение составляет величину в несколько процентов от номинальной тепловой мощности реактора, равной в данном случае 1500 МВт., т.е. она может достигать величин в единицы МВТ. Недостаток охлаждения активной зоны в этом случае приведет к началу так называемой паро-циркониевой реакции, в результате которой начнётся интенсивное выделение водорода и дополнительного тепла. В силу этого за неимением пресной воды, водоёмы которой были затоплены цунами, реактор пришлось охлаждать морской водой. Её можно подавать под оболочку (контайнмент), в которой расположен корпус реактора и внутрь реактора. При превышении давления в реакторе критических в отношении его прочности давлений происходит автоматический сброс избыточного давления под оболочку. Вместе с паром туда попадает и водород от паро-циркониевой реакции, который взаимодействуя с воздухом, взрывается. Если топливо в активной зоне подплавлено и тепловыделяющие элементы потеряли герметичность, то со взрывом в атмосферу попадает и всё то, что в нём содержится. В реальности это и было зафиксировано в первые дни после катастрофы. Но это всё только «цветочки». Ягодки наступают вслед за описанными событиями. Солёная вода, поступающая в ядерный реактор, испаряется. Пар выходит наружу, а соль остаётся в реакторе на всех поверхностях активной зоны. В результате активная зона может охлаждаться только снаружи реактора за счёт воды, подаваемой под оболочку реакторного отделения. Этого мало. Зона начинает перегреваться и, в конце концов, плавиться, а расплав стекать вниз корпуса реактора. Корпус реактора разрушается и расплав выходит за его пределы. Это так называемый «китайский синдром». В последних российских разработках по инициативе В.Асмолова разработаны и внедрены специальные ловушки активной зоны, находящиеся под реактором. Если их нет, как в случае японских АЭС, то весьма вероятным становится сценарий с образованием критмасс со всеми последующими прелестями. Именно этого сейчас боятся больше всего. До Токио всего 80 км., и в этом районе проживает вроде бы до 40 млн. человек. Так что приехали. Естественно, в силу недостатка информации данное описание событий может немного отличаться от реальности, но в целом оно, по-видимому, близко к изложенному. Тем более, последние сообщения о полном расплавлении активной зоны в некоторых реакторах подтверждают самые пессимистические прогнозы. Несмотря на уверенную браваду «специалистов» «Росатома», мировое сообщество обеспокоено не на шутку. Мало того, что потеряно несколько блоков в стране весьма сильно зависящей от ядерной генерации электроэнергии, в настоящее время речь идёт об угрозе радиационного загрязнения густонаселённых районов Японии, что практически может отбросить страну в каменный век. Каждая из стран, кроме России, конечно, примеряет на себя возможные последствия подобных событий на своей территории. Наиболее важными в этом смысле являются принципиальные решения Китая и Германии о приостановке своих программ в области ядерной энергетики. Такое решение уже давным-давно принято в США, просто об этом не принято говорить. Наоборот нам постоянно твердят, что вот-вот, ну прямо завтра, в США начнётся ренессанс атомной энергетики.

    Я работаю в атомной энергетике с 1980 года и с тех пор постоянно слышу об этом. А ведь последний блок в США был заказан аж в 1978 году. И с тех пор они ничего нового не делают, несмотря на всякие энергетические кризисы. Они просто «дожигают» свои старые блоки и любуются, как другие делают глупости по строительству новых блоков и помогают этим другим эти глупости делать. В США давным-давно поняли, что развивать атомную энергетику на основе урана-235 и плутония нельзя.

   Как известно, наши руководители тоже говорили об этом. В.В.Путин на саммите тысячелетия заявил: «Мировая ядерная энергетика в XXI веке должна быть избавлена от использования обогащённого урана и плутония» и «ядерная энергетика должна развиваться, повторяю, при недискриминационном доступе всех желающих» В чём же причины того, что данная программа не только абсолютно необходима, но и реальна? Оценки перспектив развития атомной энергетики зависит, в первую очередь, от наличия достаточных запасов ядерного топлива. Уран не принадлежит к числу редких элементов. В земной коре его содержится около 4 частей на миллион, т. е. больше, чем таких довольно распространенных металлов, как серебро, ртуть, висмут и кадмий. Как полагают, общее количество урана в земной коре на глубинах до 19,5 км составляет около (9-10)13 т. Но само по себе это число могло бы привести к ошибочным выводам, поскольку в большинстве месторождений руда настолько бедна (содержит 0,001% и менее урана), что извлекать из неё металл нерентабельно. Если же не учитывать практически неограниченных количеств урана, рассеянного в земной коре и в океанах, то установленные «экономически доступные» его запасы (в тех рудах, где он содержится в большей концентрации, а потому его извлечение обходится не слишком дорого) по сравнению с будущей потребностью в электроэнергии весьма скромны. Недавно появилось исследование этого вопроса швейцарским физиком Микаэлем Диттмаром, установившим, что в ближайшие несколько лет мировая энергетика и, в первую очередь, ядерная энергетика таких стран-импортёров ядерного топлива, как Япония, может столкнуться с дефицитом урана. Препринт статьи в нескольких частях доступен на сайте arXiv.org (части 1, 2, 3 и 4). Причин дефицита к 2013 году (именно такой срок устанавливает автор) несколько. Во-первых, по данным Диттмара, ежегодно на производство электроэнергии уходит 65 тысяч тонн урана. И это при том, что сегодня вклад ядерной энергетики в общемировой энергетический баланс крайне мал. При ядерной составляющей в электроэнергетике в 16% и электроэнергетики в общем энергетическом балансе в мире примерно в 15% её вклад, таким образом, не превышает 3%. Т.е. её практически нет, а проблем она порождает массу. Для того, чтобы ядерная энергетика реально вытеснила органику надо её долю увеличить минимум до 60-70%, т.е. в 30-40 раз. Примерно две трети из 65 тысяч тонн добывается в шахтах, а треть поступает из вторичных источников. К вторичным источникам относятся заводы по переработке топлива, а также военные арсеналы. Высокообогащённый уран в процессе разоружения поступает на перерабатывающие заводы. Например, согласно существующим договоренностям Россия продает США переработанную «начинку» ядерных ракет в рамках программы ВОУ-НОУ. По мнению Диттмара, к 2013 году гражданские запасы урана закончатся. Таким образом, если военные не захотят делиться топливом, дефицита не избежать. По подсчетам Диттмара, только в США и России военные запасы необогащённого урана составляют около 500 тысяч тонн. Второй причиной будущего недостатка урана швейцарец называет неверную оценку природных запасов этого элемента. В течение последних 40 лет каждые два года Международное агентстве по атомной энергии (МАГАТЭ) совместно с Агентством по ядерной энергетике публикуют доклады (названные «красными книгами»), посвященные состоянию ядерной энергетики и рынка ядерных ресурсов. В рамках своей работы Диттмар провел подробный анализ данных, приведенных в докладах. Ему удалось установить, что из заявленных запасов в 5,5 миллиона тонн, 2,2 миллиона являются «пока не открытыми», поэтому физик отказывается принимать их в расчет. Кроме этого оценка 3,3 миллиона тонн в уже открытых месторождениях переоценена, поэтому реальные запасы топлива могут оказаться значительно ниже. Таким образом, основным фактором, ограничивающим масштабное развитие ядерной энергетики, является ограниченность доступных запасов урана-235, который является топливом для реакторов водо-водяного типа. Коммерческие запасы U235 не превышают по своему энергетическому потенциалу запасы нефти и не могут кардинально решить энергетическую проблему, а в России уран остался вообще только в Краснокаменске Читинской области и окончится он там примерно лет через пятнадцать. Мировой порядок первой половины XXI века во многом будет определяться тем, как будет решена общая для всего человечества энергетическая проблема. Энергетика, построенная на углеводородах, исторически себя исчерпала, и в течение ближайших десяти лет её рост будет закончен. Новых месторождений будет открываться всё меньше и меньше. При этом в ближайшие 30–50 лет замена углеводородной энергетики на любые виды альтернативной неядерной энергетики невозможна. Мировое энергопотребление к 2050 году по различным прогнозам достигнет до 25 млрд. т.н.э. (тонн нефтяного эквивалента), что при сохранении неядерной в своей основе энергетики ведет человечество к ситуации катастрофической энергетической недостаточности в связи с истощением природных ресурсов и опасным потеплением климата. Человечество стоит перед выбором: либо будет обеспечен переход к принципиально новому уровню энергопотребления и энергоэффективности – либо мир будет вынужден идти на ограничение потребления энергии, и наименьшим злом при подобных обстоятельствах станет кардинальное снижение материального благосостояния человечества. Наиболее же вероятным результатом нерешения энергетической проблемы станет погружение мира в пучину бесконечных войн за ресурсы и, прежде всего, за основной ресурс – энергию. США и ведущие международные организации в настоящее время однозначно полагают, что на ближайшие полвека главным видом топлива останутся углеводороды. США, которые являются абсолютным лидером по производству и потреблению энергии (до 40%), в настоящее время сделали ставку на то, чтобы решать энергетическую проблему на 20–30 ближайших лет за счёт захвата углеводородных ресурсов Ближнего и Среднего Востока от Каспия до Персидского залива. Методом ресурсного обеспечения потребностей страны и глобального господства является захват и узурпация наличных углеводородных ресурсов.

    Население Земного шара в ближайшие полвека будет неуклонно расти и, согласно последнему отчёту Комиссии ООН по населению, к 2050 году его численность достигнет уровня 9 миллиардов человек (в настоящее время данный показатель составляет около 6,5 миллиардов человек). Даже при условии благополучия «развитых» стран, «давление» нищеты и безысходности со стороны «неразвитых» стран на «развитые» уже ко второму десятилетию нашего века станет разрушительным. Одновременно с надвигающейся мировой энергонедостаточностью Россия и мир будут вынуждены иметь дело с продолжающимся и нарастающим экологическим кризисом. Согласно единодушным прогнозам специалистов, рост населения в условиях недостатка энергии приведёт к резкому снижению уровня обеспечения элементарных потребностей жизни и к одновременно резко усиливающемуся загрязнению окружающей среды, которое при этом будет сопровождаться естественным ростом индустриального загрязнения биосферы в развитых странах по причине использования в качестве основного источника энергии углеводородов. Для России как северной страны невозможно полагаться на развитие и так называемой «альтернативной энергетики» на возобновляемых энергоресурсах (ветер, солнце, биомасса, геотермальная и др.). Двадцатилетний опыт развитых стран мира по использованию и форсированному развитию данных видов производства энергии однозначно показал, что за их счёт невозможно обеспечивать базовые потребности в энергии даже в условиях тёплого климата. Также важно осознать, что в настоящее время Россия не является энергетической супердержавой. Существующий в настоящее время экспорт углеводородов не восстанавливает международного статуса России и не заменяет собой наукоёмкий советский ВПК Ставка, прежде всего, на углеводородное сырьё в ближайшие десятилетия является для страны абсолютно неперспективной и однозначно проигрышной. Очевидно, что для России и мира на ближайшие десятилетия подлинной альтернативой углеводородной энергетике является только ядерная энергетика. В данной мировой политической ситуации у России на ближайшие полвека не существует альтернативы ставке на решительное развитие ядерной энергетики. Китай, как и другие развивающиеся государства делают ставку на сверхинтенсивное развитие ядерной энергетики. Китай намерен неуклонно увеличивать долю атомных электростанций в энергетическом балансе страны. Программа развития ядерной энергетики Китая предусматривает семикратное увеличение к 2020 г. мощностей всех АЭС - примерно до 40000 МВт. Через 15 лет их доля в общей генерации электроэнергии вырастет до 4–5%. К этому времени намечалось построить до 30 новых ядерных реакторов. При этом подряды на реакторы и строительство китайских АЭС, начиная с 2010 года, если не предпринимать специальных усилий, перестанут доставаться России в силу отсталости российских ядерных технологий. Подобные планы характерны не только для Китая, но и для всей Азии. В ближайшие двадцать пять лет в 5–10 раз собираются увеличивать свои атомные энергетические мощности Иран и Индия, а также, вероятно, Корея и Индонезия. Решение данной задачи в нашей стране связывается с переходом к середине века всей мировой атомной энергетики на замкнутый ядерный топливный цикл (так называемый уран–плутониевый, а в будущем и ториевый, цикл) на базе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, когда извлечённые из отработанного ядерного топлива уран и плутоний повторно используются в качестве нового ядерного топлива.

    Ядерные реакторы-размножители, по замыслу их разработчиков, способны включить в топливный цикл U238, запасы которого в 140 раз превосходят запасы U235. В реакторах-размножителях U238 превращается в плутоний-239 (Pu239), который является ядерным топливом. При этом принимается, что организация перехода к замкнутому ядерному топливному циклу, наряду с использованием быстрых реакторов, позволит уйти от критической недостаточности ресурсной базы ядерной энергетики («природно–урановой зависимости»), построить расширенное воспроизводство ядерной энергии, в частности, использование гигантского количества уже накопленного сырьевого материала U238 и плутония (ядерных «отходов»), дать существенное уменьшение объема радиоактивных отходов, технологически обеспечить поддержание режима нераспространения ядерных материалов за счёт использования ядерно–опасных материалов внутри топливного цикла. Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам (БР) были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах. Физический пуск первого реактора на быстрых нейтронах под названием «Климентина» (металлический плутоний, объем активной зоны 1,7л) был осуществлен в США уже в 1946г. Интерес к реакторам на быстрых нейтронах определялся тем, что по мере увеличения энергии нейтронов относительное уменьшение сечения деления меньше относительного уменьшения сечения прилипания, а среднее число генерируемых при делении нейтронов увеличивается, так что в реакторах на быстрых нейтронах можно было ожидать большей эффективности воспроизводства делящихся изотопов. Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн (в тепловой области около 600 барн). Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне – в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. На каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бóльшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах. Создание реакторов на быстрых нейтронах – это ещё и попытка подняться по энергии, т.е. использовать высокоэнергетичную часть делительного спектра нейтронов. Однако, проведенные при создании БР работы позволяют сегодня утверждать, что максимум рабочего спектра нейтронов в БР будет находиться в области энергий ~ 200 кэВ. Хотя идея бридеров (реактор – размножитель делящихся изотопа) была предложена Лео Сцилардом в 1943 году, первый экспериментальный бридер, тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 года в Айдахо, США, т.е пятью годами позже реактора на быстрых нейтронах. В СССР похожий реактор – четырьмя годами позже – в г. Обнинске. Сегодня идея реакторов на быстрых нейтронах однозначно связывается только с расширенным воспроизводством ядерного топлива. В 1956 г. консорциум компаний США начал сооружение 65 МВт бридера «Ферми-1». После его пуска в 1966 г. из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны. Реактор демонтирован. Больше США к идее бридеров не возвращались. Германия построила бридер в 1974 г. и закрыла в 1994 г. Промышленный бридер, SNR-2, сооружение которого началось еще в начале 70-х годов, завершила его строительство в конце 90-х годов, но в эксплуатацию так и не ввела из-за неконкурентноспособности и нерешённости проблемы РАО. Франция в 1973 г. ввела в эксплуатацию «PHENIX», а в 1985 г. промышленный «SUPERPHENIX», стоимостью 5 млрд. USD. В настоящее время их работа прекращена. Япония в 1977 г. построила опытный бридер «Дзее», на работу которого до сих пор не получена лицензия. Большой промышленный бридер «Мондзю», введенный в эксплуатацию в 1994 году, в декабре 1995 г. закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя (натрия). Причины того, что во всех странах отказались от идеи бридеров заключаются в следующем: 1. Проблемы БР связаны с гораздо бóльшими технологическими сложностями, большими проблемами с РАО, с проблемами нераспространения. Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве БР в третьих странах, поскольку на каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония. Причём в этом производстве на каждые миллион киловатт электрической мощности будет циркулировать более двадцати тонн плутония. В промышленно развитых странах вопрос строительства БР даже не обсуждается. 2. Одним из основных требований к топливу БР является обеспечение его глубокого выгорания (до 100 МВт сутки/кг.), поскольку малая величина выгорания неприемлема с точки зрения экономической эффективности БР. Большая энерговыработка (примерно в три раза больше, чем в ВВЭР) приводит к значительному накоплению продуктов деления и выходу газообразных продуктов деления, распуханию топлива, что ужесточает требование к радиационной стойкости топлива. Примерно 15% общего количества продуктов деления составляют благородные газы – ксенон и криптон. Из-за высокой удельной мощности (в четыре раза больше, чем в ВВЭР), топливо должно выдерживать большие температурные градиенты, что связано с малым диаметром твэлов (d ~ 9 мм). 3. Стабильная работа БР возможна, когда в спектре нейтронов в значительном количестве присутствуют низкоэнергетичные нейтроны с энергией 0,1 – 10 кэВ, т.е. спектр нейтронов мягкий. Однако в этой области энергий нейтронов коэффициент воспроизводства не велик, а с учётом потерь при выгрузке, переработке и т.д. эффективности воспроизводства ожидать не приходится. Коэффициент воспроизводства тем больше, чем жёстче рабочий спектр нейтронов, но тогда в обеспечение безопасной работы реактора работает лишь инерционная механическая система управления и защиты (СУЗ). Сегодня основным топливом являются окисиды урана и плутония потому что они дают более мягкий спектр нейтронов. UC - PuC, UN - PuN имеют более жёсткий спектр нейтронов из-за того, что на один атом нуклида приходится один атом замедлителя, однако технологически эти виды топлива проработаны недостаточно. 4. Доля делящегося материала, обеспечивающая критичность, в БР значительно выше, чем в тепловом, поскольку сечения деления много меньше в рабочей области спектра БР. Типичные значения доли плутония для БР до ~30%, из них после первой выгрузки~ 75% составляют делящиеся изотопы 239Pu и 241Pu. Следовательно, доля делящегося материала в топливе достигает ~25%. Остальную часть плутония составляют изотопы 240Pu. В связи с тем, что 240Pu практически не делится нейтронами БР, его доля в последующих перегрузках будет постоянно возрастать, что приведёт к снижению доли воспроизводящего изотопа 238U и, следовательно, к уменьшению и так малого коэффициента воспроизводства в активной зоне реактора. Альтернативой этому является «удаление» 240Pu. Но для этого на каждом БР придётся иметь, кроме радиохимического производства по выделению плутония, завод типа Ангарского комбината для разделения изотопов, к тому же отличающихся всего лишь на 1 а.м. (239Pu и 240Pu). Создание единых центров по выделению плутония и разделению его изотопов совершенно бессмысленно, поскольку при этом потребуются масштабные перевозки радиационно опасных материалов на большие расстояния. При этом потери и время получения выделяемых продуктов и, следовательно, время удвоения в процессе воспроизводства плутония резко возрастёт. 5. Коэффициент воспроизводства в проектах реакторов-размножителей принимается равным Кв = 1.3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг 239Pu или U235 в 239Pu превращается 1.3 кг. 238U. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны реактора-размножителя нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор238U – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг 239Pu а в периферийную зону загружен238U. После окончания компании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного239Pu, а в периферийной зоне наработается 20×1.3 = 26 кг нового Pu( в том числе и 240Pu). После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищаются от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг (с учётом 240Pu) пойдут на восполнение выгоревшего 239Pu в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель. Итак, за компанию (без учета потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового реактора-размножителя такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше при учёте 240Pu. В обычной практике обычно используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако реальным временем удвоение является так называемое системное время удвоение, учитывающее все процедуры с урановым топливом вне реактора Оно будет равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго реактора-размножителя при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния 240Pu) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового 239Pu каждые 50 лет происходит удвоение мощности реакторов-размножителей. Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000000 кВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2 000000 кВт будет достигнута только в 2060 году, а мощность 4 000000 кВт – в 2110 году. Конечно, приведенные расчеты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на реакторах-размножителях не получится. 6. Не состоятельным является также утверждение, что возможна работа при коэффициенте воспроизводства равном единице. Коэффициент воспроизводства активной зоны существенно меньше единице. Больше единицы он получается в сумме за счет делящихся нуклидов, образующихся в зонах воспроизводства. Любая перегрузка, выгрузка, т.е. работа с делящимся нуклидом, входящая по тем или иным причинам в технологический регламент работы реактора, связана с потерями плутония, так что коэффициент воспроизводства должен быть заметно больше единицы, чтобы восполнить потери. Поэтому формулировки в виде «один раз загрузим, и пусть работает хоть сто лет», несостоятельны. Придется заниматься операциями загрузки и выгрузки топлива уже хотя бы потому, что срок службы чехлов твэлов и оболочек в проектах промышленных БН на сегодняшний день в лучшем случае ожидается на уровне трех лет. 7. Что же касается реакторов-размножителей на тепловых нейтронах с использованием уран-ториевого цикла (232Th – 233U), для которых также предлагается работа при значении коэффициента воспроизводства, равного 1, то здесь положение ещё хуже. Теоретический коэффициент размножения составляет всего 1,06 (по сравнению с 1,28 для уран-плутониевого топлива). Кроме потери нейтронов из-за утечки и паразитного поглощения в том числе в результате замедления и диффузии, возможность размножения на тепловых нейтронах ограничивается ещё одним фактором. Превращение топливного сырья в делящееся вещество после захвата нейтрона не является мгновенным процессом, и промежуточные продукты остаются в реакторе продолжительное время, в течение которого они могут поглощать нейтроны, образуя неделящееся продукты. В уран-ториевом цикле большое сечение радиационного захвата 233Th и длительный период полураспада 233Pa. Человеку, не знакомому с тонкостями ядерной энергетики не понятно, почему же мир до сих пор не перешел на этот чудесный источник энергии, на который делает ставку наша ядерная доктрина. В развитых странах с самого начала все проекты реакторов-размножителей делались с плутониевым топливом (UO2-PuO2). Это Феникс (73 г.) и Суперфеникс (85 г.) во Франции; PFR (74 г.) и CDFR (90 г.) в Англии; SNR-300 (90 г.) в ФРГ; MONJU (87 г.) в Японии и CRBRP (88г.) в США. Сегодня все эти реакторы закрыты. Скорее всего, причины этого близки к перечисленным выше. Самым удивительным является то, что все реакторы-размножители, построенные у нас в стране работают только на уране. Уже около тридцати лет на Белоярской АЭС работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС, Россия). Облик реакторов – размножителей, основные принципы конструирования, физические процессы, определяющие работу реактора, топливо, теплоноситель и др. составляющие проектов БР были полностью определены и экспериментально подтверждены к концу 80-х годов. БН-600 - это уникальная машина, потребовавшая при создании огромных денежных средств и труда большого количества высококвалифицированных специалистов. Но он не является реактором с замкнутым циклом по 239Pu и не может нарабатывать топливо в режиме расширенного воспроизводства. Вся программа бридеров развивается уже около 60 лет. Казалось бы, что при том, что демонстрация процесса расширенного производства делящегося вещества является основной в проблеме реакторов-размножителей, надо было бы за это время продемонстрировать хотя бы принципиальную возможность решения этой проблемы. Но, по факту, в ответе ноль. Только разговоры о самой передовой технологии, которую во всех других странах закрыли. Таким образом, по факту сегодня с уверенностью можно утверждать, что промышленного освоения БР, как во всём мире, так и у нас в стране, не будет. И совсем не по причине уникальности, дороговизне и многочисленных трудностей, возникающих в процессе создания и эксплуатации. На сегодняшний день гораздо более проработанной является технология, использующая не цепные реакции, а ускорители заряженных частиц для вынужденного деления любых ядер группы актиноидов. Эту технологию мы называем ядерно-релятивистской (ЯРТ). В ней используются нейтроны гораздо более широкого спектра (до Гэв-ного диапазона), чем в современных реакторах. Важнейшим достоинством ЯРТ является то, что, в отличие от бридерных технологий, сразу после создания головного реактора можно приступить к их неограниченному ничем тиражированию. Данное направление развития ядерной энергетики сегодня негласно стало основным во всех развитых странах. Предпосылки для ЯРТ энергетики разрабатывались уже давно. Георгий Иванович Марчук в 1958 году в книге «Численные методы расчетов ядерных реакторов» (М., Атомиздат, 1958 г.) предложил технологию создания глубоко подкритического реактора (с коэффициентом размножения нейтронов в активной зоне реактора в диапазоне 0.4-0.7) и сделал вывод, что только в таком реакторе можно реализовать делительные процессы со спектром нейтронов, «задаваемым» не самой реакторной сборкой (т.е. делительным спектром при критичности сборки близкой к 1,00), а нейтронами со спектром, определяемым внешним источником нейтронов. Ещё раньше, в конце 40-х годов, Филипп Моррисон, соратник Энрико Ферми, обратил внимание на необходимость рассмотрения процессов «вынужденного деления» ядер урана высокоэнергетическими нейтронами. Он говорил о необходимости рассмотрения процессов «вынужденного деления» ядер урана высокоэнергетическими нейтронами. Процитируем: «Наиболее замечательным свойством кривой распределения осколков деления по массам … является закономерное изменение формы кривой с ростом энергии бомбардирующих частиц. По мере того, как возбуждение все больше увеличивается над порогом деления, усиливается тенденция к симметричному делению …. Деление урана под действием медленных нейтронов никогда не бывает симметричным; при энергиях в окрестности 100 МэВ симметричное деление оказывается наиболее вероятным. Непосредственные измерения ионизации осколков подтверждают наблюдения над массами. Любые эффекты, приводящие к асимметричному делению, становятся все более несущественными по мере того, как увеличивается энергия возбуждения капли. Однако, по-видимому, нельзя утверждать, что полная энергия продуктов деления при асимметричном делении больше, чем при симметричном делении; скорее имеет место обратное». Для энергий нейтронов меньших 100 МэВ. спектр деления оказывается средним между симметричным и двугорбым. Кроме того, осколки являются короткоживущими.

   В наших экспериментах, выполненных в Дубне в 1998 году (при содействии Александра Михайловича Балдина) и в 2004 году в Протвино было показано, что спектр осколков деления состоит из короткоживущих осколков. Сборка из модельного рабочего тела свинца весом около 7 тонн (1х0,8х0,8 м3), облучалась в Протвино пучком протонов с энергией от 10 до 20 ГэВ. в течение 12 часов и активность на её поверхности достигла 8 рентген в час. Сборка высветилась до фонового уровня за 12 суток. Факт деления свинца (порог деления свинца около 25 МэВ.) подтверждается, во-первых, тем, что выделение энергии в сборке превысило величину энергии, подведённую с пучком протонов и, во вторых, тем, что в спектре нейтронов в подобных экспериментах, выполненных в ЦЕРНе в 2004 году, кроме каскадных нейтронов был зафиксирован спектр нейтронов деления. Первые эксперименты по облучению больших блоков урана-238 протонами выполнил Гольданский в семидесятых годах с целью изучения возможности наработки плутония. В этих же экспериментах были определены и коэффициенты усиления мощности протонного пучка в урановой сборке. К сожалению, в те годы он смог использовать только протоны с энергией 200 и 600 МэВ, для которых большая доля энергии идёт на ионизационные потери. Весьма важным является то, что разработка основных вопросов ЯРТ энергетики может быть проведена практически без привлечения государственных средств, поскольку все приложения ЯР технологий могут изучаться в одних экспериментах. Так нашей группой в рамках контракта с США по созданию мобильной системы инспекции несанкционированной транспортировки ядерных материалов и боевых систем на базе ЯРТ в 2009 году проведено облучение большой мишени из урана-238 релятивистскими протонами. Нужен просто государственный статус этих работ для того, чтобы можно было проводить работы с широким кругом заинтересованных стран. Весьма существенным обстоятельством является то, что в ЯРТ реакторе будет нарабатываться плутоний или уран-233. По оценкам их равновесная концентрация составит 2-4%. Наличие в ЯРТ реакторе «делящихся» изотопов повысит коэффициент усиления мощности в реакторе за счёт деления в области «малых» энергий нейтронов, при этом критичность реактора не превысит величины 0,3-0,5. При работе с топливом ЯРТ реакторов, естественно, не потребуется разделение каких либо ядер группы актиноидов. Это будет именно тот реактор, о котором говорил Гурий Иванович Марчук. Это, конечно, весьма грубые, первые оценки эффективности, но они означают только то, что данное направление развития ядерной энергетики требует внимания и первоочередного развития. Более того в первой половине века, ему просто нет альтернативы.

    Япония дала, надеюсь, окончательное доказательство этого факта.