Однако какие бы слова и заклинания ни произносились, общество не примет ядерной энергетики, если не будет уверено в полнейшей её безопасности. И не помогут ссылки на Японию, Францию: одно дело там, другое — у нас.
* * *
Около пятнадцати лет назад в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова широко обсуждались вопросы строительства АЭС в трёх предположениях развития: высокого, среднего и низкого (по среднему прогнозу до 150 ГВт(э) суммарной мощности АЭС к 2000 году) . Сейчас можно констатировать, что развитие пошло ниже самой низкой кривой. И даже само слово „развитие“ следует взять в кавычки. И дело не только в том, что Россия переживает глубокую экономическую реформу и дезорганизацию производства. Спад в ядерной энергетике произошёл раньше. Его причина заключена в реакции общества на Чернобыльскую аварию.
Стало ясно, что ключевой момент, определяющий развитие атомной энергетики, концентрируется в вопросах безопасности. Сама проблема безопасности многогранна. Поэтому критика, выдержанная в духе „в вашем предложении не учтено ещё то-то …“, малоконструктивна. Философский принцип ныне состоит в том, чтобы любое действие, пусть незначительное, не исчерпывающее проблему в целом, но направленное на повышение безопасности, расценивалось бы как явление положительное. Высказанное суждение в равной степени относится как к собственно реактору, так и ко всей технологической процедуре ядерного цикла, включая обращение с радиоактивными отходами.
Только тогда, вместе с дальнейшим усовершенствованием атомной техники, можно надеяться, что удастся преодолеть скепсис населения, правительства, разорвать связь между ядерной войной и АЭС, гибелью и созиданием.
Со времени первых атомных электростанций конъюнктура резко изменилась. Раньше на первый план выдвигалась экономия активно-делительных материалов, их оборачиваемость и, следовательно, предельно напряжённая по энерговыделению активная зона. Сегодня картина обратная: происходит затоваривание ураном как по причине разоружения, так и из-за резкого спада ядерно-энергетической программы. Ныне выдвигаются другие приоритеты, главный из них — безопасность.
Безопасным реактором мы будем называть такой реактор, который ни при каких неконтролируемых ситуациях не создаёт радиоактивного загрязнения вне пределов реакторного зала.
Реактором с внутренней безопасностью назовём такой безопасный реактор, в котором авария гасится не усилиями человека (оператора) , а автоматически, в силу заложенных в него физических причин.
Круг вопросов, связанных с безопасностью реактора, ограничен не только переходом через критсостояние и развитием взрывного процесса. Выход радиоактивности может иметь место и при других видах аварии. Например, очень серьёзные последствия могут наступить при отказе (разрушении) контура теплосъёма. В заглушённом реакторе тем не менее происходит остаточное тепловыделение, вызванное радиоактивным распадом накопившихся продуктов горения. Оно может быть настолько значительным, что расплавит активную зону и радиоактивность выйдет наружу.
Однако, и это надо иметь в виду, темп остаточного энерговыделения, отнесённый к единице объёма твэла, пропорционален рабочей мощности реактора в единице объёма. Снижая удельную мощность, неся некоторые потери в экономике, можно уменьшить остаточное энерговыделение до уровня, когда оно снимается естественным образом и не расплавляет твэл.
Вместе с тем, одновременно увеличивая выгорание (КПД) топлива, очень важно увеличить время жизни твэла в реакторе — так, чтобы оно совпадало со всем временем эксплуатации АЭС, то есть 50 amp;ndash;100 лет. Тогда появляется ещё один существенный фактор повышения безопасности и упрощения эксплуатации.
Для того чтобы обрисовать облик реактора, условно говоря „идеального“, необходимо прежде сформулировать требования к нему.
Во-первых. Не допускается ни при каких условиях переход реактора в верхнее надкритичное состояние по случайным причинам: ошибка оператора, отказ контура теплосъёма и т. п. Обязательна так называемая отрицательная связь, при которой нарушение в работе реактора ведёт к его затуханию. Предельно упрощено управление реактором. Режим работы поддерживается в значительной мере автоматически, без участия человека (кроме запуска и остановки реактора) .
Во-вторых. В реакторе, как известно, происходит не только выжигание топлива, но также его накопление, что характеризуется коэффициентом воспроизводства (KB) , то есть отношением накопления к исчезновению.
Работа с коэффициентом воспроизводства близким к единице или несколько большим позволяет вовлечь в горение основной изотоп урана-238 . Стратегическая (перспективная) линия может быть обоснована только в том случае, когда в качестве преимущественного материала для деления служит уран-238 , а не уран-235 , как в современных реакторах. Только тогда сырьевая база ядерной энергетики становится практически беспредельной.
В-третьих. Минимум химической регенерации топлива, минимум радиоактивных отходов. Наряду с широким использованием плутония в ядерно-энергетическом цикле технология не предусматривает извлечения плутония из твэлов в чистом виде, что делает невозможным переключение плутония в военную область.
Ядерная энергетика имеет три мыслимых аспекта: делительная, термоядерная (построенная на реакциях синтеза) и комбинированная (гибридная) , сочетающая в себе элементы и деления, и синтеза. Каждая из этих ветвей имеет свои особенности, преимущества и недостатки, разную степень развитости.
* * *
Быстрый реактор деления. Быстрый реактор уступает тепловому по многим параметрам (капитальные затраты, эксплуатация) — за исключением одного, ради которого он и придуман. В нём коэффициент воспроизводства (KB) больше единицы, то есть он способен производить не только энергию, но и активно-делительные атомы, притом в возрастающих количествах.
При всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов есть одна черта, их объединяющая. И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235 , плутоний-239) в активной зоне. Другими словами, в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется регулирующими стержнями — поглотителями нейтронов. По мере выгорания топлива стержни вынимаются, что и поддерживает постоянство мощности реактора. Так как любой реактор осуществляет некоторый конечный по времени срок „жизни“ твэлов в своей активной зоне, то в нём по необходимости содержится некоторый запас надкритичности — тем больший, чем больше предполагаемое время кампании.
В этом смысле ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, потому что, если вдруг по случайным причинам регулирующие стержни покинут активную зону, возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет.
По поводу быстрых реакторов сделаны два, казалось бы, взаимоисключающих утверждения. В начале говорилось, что быстрые реакторы — они же размножители, а дальше — что они, как и тепловые реакторы, построены на выгорании активной зоны. Так накапливают или выжигают?
И то и другое утверждения верны. Это объясняется самим устройством реактора, который разделён на две зоны — центральную, где происходит реакция деления, и периферийную, состоящую из урана-238 , где накапливается плутоний. В активной зоне KB, отнесённый к этой части реактора, в самом деле меньше единицы. Однако с учётом плутония, возникшего в зоне воспроизводства, то есть по отношению к реактору в целом, KB больше единицы.