Мобильная версия энциклопедии:

Глава 5 АТОМНЫЕ СТАНЦИИ

Итак, ясно, что предприятия атомной отрасли занимаются многими важными и нужными делами – фронт работ Росатома довольно широк. Но все же, что является самым главным? В самом начале, в сороковые годы XX века, наиболее важной представлялась задача создания собственных ядерных боеприпасов. Проще говоря, нужно было напрячь все силы и сделать столько атомных бомб, сколько требовалось для устранения угрозы ядерного налета: советские города не должны были разделить участь Хиросимы и Нагасаки. И с этой задачей атомная отрасль СССР успешно справилась. Можно констатировать, что на сегодняшний день мы имеем вполне надежный и высокотехнологичный ядерный «щит».

Но время шло, и приоритеты постепенно смещались. Нет, конечно же, развитие ядерного военного сектора по-прежнему имеет большое значение, однако сегодня основное внимание уделяется другому направлению – энергетическому. В современном мире первостепенной задачей, определяющей смысл существования атомной отрасли, стала выработка электричества за счет энергии, выделяющейся при цепной реакции деления. Этот процесс происходит на специальных предприятиях – атомных электростанциях (сокращенно – АЭС). О них-то и пойдет речь ниже.

АЭС: так ли уж нужны?

Перед тем, как рассказывать о конструкции и принципе работы атомных электростанций, следует вначале прояснить весьма неудобный для атомщиков вопрос: «Действительно ли нам нужны АЭС?» Ведь раньше как-то обходились без ядерного электричества; а многие страны и до сих пор обходятся. Вдобавок существует альтернативная энергетика (ветряная и солнечная), которая к сегодняшнему дню достигла достаточно высокого уровня. Поэтому могут возникнуть вполне обоснованные сомнения в необходимости развития именно ядерной энергетики – особенно с учетом того, что серьезная авария на АЭС способна привести к весьма печальным последствиям.

Ответ на поставленный вопрос прост в своей очевидности: разумеется, мы вполне могли бы обойтись без АЭС. В отличие от многих других стран Россия обладает внушительными запасами угля и газа, неплохими гидроресурсами, хорошим потенциалом для развития ветроэнергетики. Поэтому наша страна более чем готова обеспечить свои потребности в электроэнергии без использования атомных электростанций. И в АЭС, честно говоря, нет острой необходимости. Но это лишь на первый взгляд. Есть смысл глубже вдуматься в проблему и для этого сравнить атомные станции с другими типами электростанций.

Начать следует с опасности для окружающей среды и человека. Спору нет, в случае острой аварийной ситуации техногенные радиоактивные вещества, заключенные в реакторе АЭС, могут нанести серьезный вред. Но при нормальной, безаварийной работе ядерный энергоблок является экологически безопасным источником электроэнергии. И это действительно так: данный факт является основным плюсом АЭС, одним из главных козырей в поддержку развития ядерной энергетики.

В то же время тепловые электростанции, работающие на угле и природном газе, ежегодно потребляют огромное количество кислорода и выбрасывают в атмосферу десятки миллиардов тонн (!) углекислого газа и других вредных веществ. В этом отношении особенно выделяются угольные станции.

В процессе работы любых тепловых станций через дымовую трубу выбрасываются оксиды азота. Вступая в реакцию с водой, присутствующей в воздухе, эти оксиды превращаются в азотную и азотистую кислоты, которые выпадают на землю в виде кислотных дождей. А при сгорании угля дополнительно образуются токсичные оксиды серы, которые в атмосфере трансформируются в серную и сернистую кислоты.

Угольные электростанции дают наибольшее количество выбросов

Стоит упомянуть и о тяжелых металлах, и о радиоактивных элементах, которые тоже входят в состав ископаемого топлива и, следовательно, вместе со всеми прочими загрязнителями вылетают в трубу.

Электростанции на природном газе (метане) не такие «грязные», как угольные, но и они неизбежно расходуют кислород и выбрасывают углекислый газ.

С этой точки зрения гидроэнергетика выглядит позитивнее: гидроэлектростанции не пыхтят зловонным дымом. Но означает ли это, что они безвредны для окружающей среды? Вовсе нет. При строительстве гидроэлектростанции реку перегораживают толстой железобетонной стеной – плотиной – для создания перепада высот. Она препятствует свободной миграции рыб и вообще создает ряд экологических проблем для организмов, обитающих в воде и на берегу. Кроме того, установка плотины приводит к затоплению территории и образованию водохранилища. Водохранилище – искусственно созданное озеро, и если его площадь достаточно велика, оно способно даже изменить климат в регионе. Также следует учесть, что прорыв плотины может привести к огромному бедствию. Вывод: гидроэнергетика, как и тепловая энергетика, тоже отнюдь не безвредна с экологической точки зрения.

Пример: водохранилище при Красноярской ГЭС занимает огромную площадь – две тысячи квадратных километров, в самых широких местах расстояние между берегами достигает пятнадцати километров

Альтернативная энергетика - лекарство от болезни... или нет?

С этой точки зрения альтернативные источники энергии – в первую очередь солнце и ветер – кажутся гораздо более привлекательными: солнечные и ветряные электростанции не расходуют топлива, а значит, и не выбрасывают в воздух ничего «криминального». Но их также нельзя назвать совершенно чистыми и безопасными. Да, солнечные электростанции сами по себе не загрязняют природу вредными выбросами и сбросами, но вот производство материалов для солнечных батарей подразумевает использование токсичных химических соединений. Можно констатировать, не вдаваясь в подробности, что это не тот завод, который хотелось бы иметь рядом с домом. Кроме того, установка солнечных панелей и зеркал требует огромных площадей (поскольку максимальный удельный поток солнечной энергии не превышает скромных 1,4 киловатта на квадратный метр). Это изменяет отражающую способность земной поверхности, и может сказаться на местном климате.

Солнечные станции изменяют отражающую способность земной поверхности

Свои неприятные моменты есть и у ветряной энергетики: вращение лопастей мощных ветрогенераторов создает шум, вибрации, а также порождает ультра- и инфразвуковое излучение, которое негативно влияет на самочувствие.

Пример: в США, в штате Огайо, построили крупный «ветряк» мощностью 10 мегаватт. Он успел проработать всего несколько дней, после чего пришлось его остановить. Выяснилось, что установка испускает инфразвук, причем на частоте, которая совпадает с альфа-ритмом человеческого мозга, – а это чревато психическими заболеваниями. Проще говоря, нервы начинают шалить. Каков итог? Дорогостоящая конструкция была разобрана и пущена на металлолом.

Теперь о том, что касается занимаемой площади. Сколько места требуется для тех или иных электростанций? Если говорить об атомных станциях, то современная АЭС, включающая два мощных энергоблока, занимает чуть больше одного квадратного километра, – и это, надо сказать, очень скромный показатель. Станциям на газе требуется в два, а угольным – в три-четыре раза больше места по сравнению с атомными. А строительство крупной гидроэлектростанции приводит к затоплению больших территорий. При этом надо учитывать, что под воду уходят прибрежные районы с плодородной землей, наиболее пригодной для сельского хозяйства. Люди с давних времен обосновывались на берегах полноводных рек, поэтому при возведении плотин приходилось выселять жителей целыми деревнями.

Ветряные и солнечные электростанции тоже занимают немаленькую площадь, правда, их плюс в том, что они не привязаны к рекам – «ветряки», солнечные панели и зеркала можно устанавливать в более-менее безлюдных местах. Ну а рекордсменами по отчуждаемой территории являются солнечные электростанции.

Установка «ветряков» приводит к так называемому «визуальному загрязнению» местности

Пример: панели электростанции «Топаз», построенной в США, устилают 25 квадратных километров (!) равнинных земель. Но, хоть «Топаз» и носит статус одной из мощнейших в мире солнечных станций, на деле она вырабатывает в два раза меньше электроэнергии по сравнению с современным ядерным энергоблоком!

Энергия «конечная» и бесконечная...

Другой момент, не менее важный, – природный источник, который используют различные станции для выработки электричества. Действительно, откуда берется энергия, если не из природы? Гидроэлектростанции преобразуют в электричество механическую энергию водных потоков, а «ветряки» – энергию ветра, то есть ветрогенераторы получают ток буквально из воздуха. На солнечных станциях происходит преобразование тепловой и световой энергии, идущей к Земле от Солнца. При этом в обозримой перспективе реки будут течь, ветер – дуть, а Солнце – светить каждый день. Поэтому в отношении гидро-, ветряной и солнечной энергетики все более-менее ясно, так как они используют неиссякающие (или, как их называют, возобновляемые) источники природной энергии. Однако и здесь есть свои подводные камни. Если взять гидроэлектростанции, то почти все крупные реки в нашей стране, пригодные для строительства плотин, уже давно «запряжены» и вовсю используются для получения электричества. Сегодня «водяная» энергетика вносит большой вклад в общую корзину, а вот путь для ее дальнейшего развития, по большому счету, перекрыт. Предлагается строить электростанции на небольших и средних реках, но доля энергии, вырабатываемой ими, будет заведомо небольшой, – иными словами, малая гидроэнергетика погоды не сделает.

Кстати, о погоде, которая часто бывает весьма переменчивой: ветер дует то сильнее, то слабее; солнце то ярко светит, то скрывается за облаками. К чему это сказано? К тому, чтобы напомнить: альтернативные источники энергии – солнце и ветер – отличаются непостоянством. Соответственно, количество электричества, вырабатываемого за их счет, будет сильно изменяться в зависимости от погодных условий. Понятно, что ветрогенераторы имеет смысл ставить только в тех регионах, где постоянно дуют сильные ветры. «Солнечное» же электричество можно получать только в дневное время, но даже днем на энергию Солнца не всегда можно рассчитывать в полной мере (в частности, зимой). И вообще, бóльшая часть территории России лежит севернее широты сорок градусов, – а это означает, что наша страна получает не так уж много солнечного света. Выражаясь научным языком, уровень инсоляции в среднем по России довольно низкий.

Есть еще одна небольшая проблема: солнечные панели под снегом электроэнергию, естественно, не вырабатывают

Если говорить о тепловых электростанциях, то какие источники энергии они используют? Разумеется, тоже природные. Но, в отличие от гидро-, солнечных и ветряных станций, эти источники относятся к невозобновляемым. Уголь и газ добывают из земных недр, и когда их запасы закончатся, с ними подойдет к концу эра тепловой энергетики. Природного газа (метана) хватит еще не меньше, чем на шестьдесят лет; впрочем, более оптимистичные эксперты говорят о двух с половиной сотнях лет (с учетом инноваций в технологии газодобычи). Да только ведь метан – это не просто топливо. Это еще и ценный продукт для химической промышленности: из метана получают водород, хлороформ, ацетилен и другие углеводороды, а также спирты, альдегиды, лекарства, полимеры; метан можно использовать в качестве автомобильного топлива. Иными словами, природный газ, как и нефть, было бы неплохо сберечь для других целей, а вместо него жечь что-нибудь другое, – например, уголь. Запасов угля, к слову, хватит надолго, лет на двести. Но не надо забывать о том, что уголь – самый «грязный» источник электроэнергии, а требуется его очень много.

Всего один крупный угольный энергоблок ежедневно «проглатывает» несколько железнодорожных составов, груженных углем, сжигает пятнадцать миллионов кубометров кислорода (это в восемьдесят тысяч раз больше, чем вдыхает человек за год) и выбрасывает в атмосферу пятнадцать-двадцать тысяч тонн углекислого газа вместе с токсичными «бонусами». Каждый день!

 

Бесконечные составы с углем: девяносто процентов этой массы вылетит в воздух через трубы, оставшиеся десять будут выгружены в золоотвал

АЭС: мало едят, много работают

Атомные электростанции в этом смысле выглядят более привлекательно: большой современный ядерный реактор расходует всего двадцать две тонны урана – только не в сутки, а в… год. Причем ядерное топливо называется топливом лишь условно, по традиции. На самом деле оно не горит в буквальном смысле слова, следовательно, не расходует кислород и не выбрасывает токсичный дым: как уже было сказано, АЭС в нормальном режиме работы экологически безопасны.

Что касается обеспеченности АЭС ядерным топливом, то здесь ситуация неоднозначная. С одной стороны, практически все современные ядерные энергоблоки пользуются природным ураном, обогащенным по одному из изотопов – урану-235. Его при нынешних темпах использования хватит примерно на восемьдесят лет – это не слишком долгий срок. Но природный уран не является единственным вариантом: можно использовать в качестве ядерного топлива другие делящиеся изотопы, – например, уже знакомый по ядерному оружию плутоний-239.

Есть и еще один вариант, связанный с ядерным оружием, – точнее, с термоядерной бомбой. Ученые давно бьются над проблемой «обуздания» термоядерного синтеза, пытаясь приспособить его для получения электроэнергии. Ради этого сейчас буквально всем миром строят реактор ИТЭР/ITER, о котором еще пойдет речь в данной главе.

Общий вывод таков: пусть даже природного урана хватит ненадолго, есть другие, альтернативные технологии, которые могут предоставить в наше распоряжение практически неисчерпаемые источники ядерной энергии.

Отдельным вопросом является обращение с отходами. Это важный момент для любого энергетического комплекса, а для ядерной энергетики он считается одной из главных болевых точек. Причина «боли» вполне понятна: специфический способ получения электроэнергии на АЭС приводит к образованию особых отходов – радиоактивных. О том, откуда берутся радиоактивные отходы, и как российская атомная отрасль с ними управляется, будет рассказано в девятой главе. Пока лишь следует отметить, что атомщики, в отличие от многих других, уделяют достаточно внимания своему «мусору»: собирают, хранят, перерабатывают. А как обстоят дела, допустим, в «зеленой» альтернативной энергетике? Не углубляясь пока в подробности, можно констатировать: там не все так гладко, как хотелось бы. Впрочем, об отходах, характерных для других способов получения энергии, еще придется сказать пару «добрых» слов, когда разговор дойдет до отходов радиоактивных.

Помимо всего прочего, нельзя не вспомнить о стоимости электроэнергии. Этот параметр не менее важен, чем все остальные, ведь за киловатт-часы приходится платить из собственного кармана. Здесь отмечается примерно следующее распределение: самое дешевое электричество получают на гидроэлектростанциях. Газовая электроэнергия ощутимо дороже, еще дороже – угольная и атомная; вообще говоря, «угольный» и «атомный» киловатт-час стоят примерно одинаково, причем стоимость атомной энергии в дальнейшем может быть снижена благодаря совершенствованию АЭС. Однако наибольший удар по кошельку наносит «зеленая» энергетика. Да, «запрячь» ветер в электрическую сеть – удовольствие не из дешевых. Но сомнительное лидерство в этом отношении принадлежит солнечным станциям, дающим самое дорогостоящее электричество, – вот уж и вправду «золотое» солнышко.

Закрыть и забыть - или сберечь и развить?

Итак, если сравнивать технические параметры, то атомная энергетика выглядит на фоне конкурентов вполне достойно. Однако, принимая решение о том, нужны или не нужны стране атомные станции, нельзя забывать еще об одном аспекте.

Конкретно – нужно помнить о том, сколько сил было вложено в создание ядерной энергетики. Ведь сложные наукоемкие технологии, позволившие приручить энергию атома, не свалились с неба, а были созданы людьми – блестящими учеными, выдающимися инженерами; простыми рабочими, наконец. Объем работы, проделанной нашими соотечественниками в этом направлении, просто огромен: сейчас даже трудно представить, какое напряжение сил и ума требовалось от людей, чтобы решать сложнейшие технические задачи в невероятно короткие сроки.  

Некоторым покажется, что подобные слова слишком высокопарны; кто-то даже иронично усмехнется. При этом, как ни обидно, простая и ясная суть нередко ускользает от понимания: «мирные» ядерные технологии – это такая же часть нашего культурного наследия, как, скажем, капсула «Востока», в которой вернулся на Землю Юрий Гагарин. Сомнительно, что граждане современной России имеют право вот так легко откреститься от достижений старшего поколения. Конечно, мнение типа: «Зачем нам эти АЭС? Еще доиграемся до второго Чернобыля», – тоже имеет право на существование. Действительно, если оценивать проблему только с точки зрения радиационных аварий и их последствий, то идея о том, чтобы АЭС «закрыть, в землю закопать и надпись написать», может показаться здравой. 

Но думать так – означает смотреть на вещи только с одной, негативной стороны. Следует помнить, что в атомной сфере наша страна исторически всегда удерживала хорошие, сильные позиции. Это лидерство и сейчас приносит свои бонусы. И еще: разве без АЭС мир станет более уютным, комфортным, безопасным? Насчет этого есть очень большие сомнения.

«Отрезав» соответствующие технологии, Россия потеряет свой статус одного из мировых лидеров в сфере мирного использования атомной энергии со всеми вытекающими отсюда последствиями – и для экономики, и для престижа страны.

То, в чем мы сильны, надо не хоронить, а наоборот, укреплять и совершенствовать. Все достижения, даже самые выдающиеся, можно легко «слить» за очень короткий срок, но вот чтобы их восстановить, потребуется положить огромное количество сил, времени, денег. Это относится и к атомной энергетике: для начала надо постараться сохранить то, что у нас есть, а потом уже вести разговоры об инновациях, о перспективных «зеленых» технологиях и так далее.

Факт: сегодня в России эксплуатируются атомные станции – не виртуальные, а объективно существующие, реальные предприятия. Реакторы российских АЭС более полувека честно «тянут лямку», обеспечивая страну электричеством, и эта ситуация вряд ли изменится в ближайшем будущем. Что собой представляют современные отечественные АЭС, когда они были спроектированы и построены, как происходит процесс превращения ядерной энергии в электроэнергию – отдельные, довольно интересные темы для обсуждения. Дальше речь пойдет именно об этом.

 

Балаковская АЭС (Россия)

Что такое АЭС?

Что такое АЭС? Вопрос может показаться странным, но, с другой стороны, если предполагается рассказ о работе атомной электростанции, то вначале стоит определиться с терминологией. Тем более, не все так просто, как можно подумать.

Современная АЭС – это предприятие, основным назначением которого является производство электричества за счет использования энергии, выделяющейся в ходе цепной реакции деления. Иными словами, АЭС можно рассматривать как коммерческую организацию, которая производит и продает «ядерную» электроэнергию.

На площадке атомной электростанции, огороженной высоким забором с колючей проволокой, размещается несколько ядерных энергетических установок. Но кроме них на АЭС есть целый ряд других зданий и сооружений: участок водоподготовки, градирни и пруды-охладители, цех переработки радиоактивных отходов, хранилище отработавшего ядерного топлива, административно-бытовой корпус. К примеру, в административно-бытовом корпусе сидят люди, которые напрямую не имеют дела с «железом»: начальники, бухгалтеры, снабженцы; в этом здании размещены архив и библиотека, столовая, отдел кадров.

В не столь отдаленном прошлом в состав АЭС входили подразделения, расположенные за пределами «высокого забора»: автотранспортный цех, рыбное хозяйство и даже детские сады. Занятно, но факт: воспитатель детского сада в те годы формально являлся сотрудником АЭС.

Итак, АЭС – понятие растяжимое. Так о чем же пойдет речь далее? При всем уважении к бухгалтерам, воспитателям и шоферам, их трудовые будни и вклад в общее дело останутся за пределами повествования. Цель этой главы – подробнее рассказать о технике, об оборудовании, которое используется для превращения ядерной энергии в электричество. Поэтому в фокусе внимания окажется не столько атомная электростанция в целом, сколько ядерная энергетическая установка. А это что за зверь?

Очевидно, что центральным звеном любой ядерной установки является реактор. И было бы, конечно, неплохо, если бы к нему напрямую подключались провода, – плюс к плюсу, минус к минусу. Картина кажется превосходной: идет цепная реакция, вырабатывается ток.

В реальности же все не так просто: требуется еще целый комплект оборудования, позволяющий эффективно превращать тепло в электрический ток. Поэтому под ядерной энергетической установкой обычно понимают комплекс аппаратов и устройств, которые требуются для превращения тепловой энергии, получаемой в результате ядерной реакции, в электроэнергию.

АЭС, ядерная установка, энергоблок...

Ясно, что все это «железо» не располагается под открытым небом. И если Первая АЭС в Обнинске была собрана в самом обычном с виду доме, то современные ядерные установки размещаются в специальных постройках с прочными стенами. При этом можно выделить здание, в котором находится сам реактор, и помещение, где располагаются паровые турбины и электрогенераторы: в современных проектах эти модули называют ядерным и турбинным островом, соответственно. («Остров» здесь – образное выражение).

Ядерный и турбинный острова представляют собой стоящие вплотную друг к другу здания, а в целом этот комплекс именуется ядерным энергоблоком. Кстати, очень часто понятия «ядерная энергетическая установка» и «ядерный (или атомный) энергоблок» используют как синонимы.

Ядерный остров + турбинный остров = ядерный энергоблок

Ядерные энергоблоки, как и автомобили, бывают разными, причем те модули, которые разработаны нашими конструкторами, сильно отличаются от зарубежных аналогов.

Поскольку внимание предлагается сфокусировать на отечественных разработках, это значительно сужает круг вариантов. К тому же ядерный реактор представляет собой куда более серьезный агрегат, чем транспортное средство, что упрощает задачу: ведь все ядерные энергоблоки, которые сегодня работают в нашей стране, можно свести к трем ключевым классам. Им и посвящено дальнейшее повествование.

РБМК:«КИРПИЧИ» И КАНАЛЫ

Сочетание «РБМК» означает «реактор большой мощности канальный». Здесь почти все ясно: «реактор» – он реактор и есть, «большой мощности» – тоже понятно. Слово «канальный» означает, что активная зона такого реактора состоит из большого количества отдельных технологических каналов. РБМК относится к уран-графитовым реакторам: в качестве ядерного топлива в них используется диоксид обогащенного урана, а замедлителем и отражателем нейтронов служит графит. Канальная конструкция делает РБМК прямым родственником реактора АМ-1, запущенного в далеком 1954 году на Первой в мире АЭС в Обнинске, а также двухцелевых промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГРов) – производителей плутония, использовавшихся еще и для получения электричества.

Чтобы пояснить суть этого «родства», нужно ненадолго вернуться в прошлый век, в те времена, когда запускались первые советские реакторы. Почему было принято решение сделать реактор для Обнинской АЭС канальным, а также уран-графитовым? Потому что такой подход ранее уже был использован при строительстве первых промышленных уран-графитовых реакторов, предназначенных исключительно для получения плутония. При проектировании Первой АЭС много чего пришлось скорректировать, но в своей основе конструкция реактора осталась прежней. После запуска персоналу станции довелось столкнуться с целым рядом технических проблем, да таких, что всерьез встал вопрос о закрытии проекта. Но делу все же дали ход, и проблемы были постепенно решены: дикого зверя удалось укротить.

Итак, можно было праздновать победу. А после празднования советские ученые задумались о дальнейших путях развития ядерной энергетики. И логика их размышлений примерно ясна: уран-графитовый энергетический проект увенчался успехом, следовательно, появились все основания для того, чтобы дальше работать в этом направлении. Поэтому на следующем этапе решили пойти с уже знакомых карт. Новая, более крупная ядерная энергетическая установка несла в сердцевине аналогичный по конструкции уран-графитовый реактор с каналами. Впрочем, это был еще не РБМК, а его менее мощный предшественник.

Тот аппарат назывался АМБ-100 – «Атом мирный большой».  Он даже свое название унаследовал от первого энергетического реактора: к буквам АМ – «атом мирный» – добавилось уточнение «большой». Число «100» в названии тоже несло вполне определенный смысл: «сотка» обозначала электрическую мощность ядерной установки, измеряемую в мегаваттах (миллионах ватт). Энергоблок с реактором АМБ-100 был запущен на Белоярской АЭС в 1964 году. Чуть позже, в 1967 году, на этой же станции заработал его собрат – реактор АМБ-200. Расшифровать его название не составит никакого труда: «Атом мирный большой» электрической мощностью 200 мегаватт.

В 1959 году стройплощадку АМБ-100 посетил будущий президент США Ричард Никсон. Легенда рассказывает о незапланированном эпизоде, произошедшем во время его визита: один мужик-водовоз, не предупрежденный о приезде заокеанского гостя, гордо выехал на своей телеге прямо под вспышки камер. Западные газеты не упустили такого случая поглумиться над нами и радостно донесли до своих читателей весть о том, что в СССР строят реакторы «на лошадиной тяге».

Здание первой очереди Белоярской АЭС: здесь установлены реакторы АМБ-100 и АМБ-200. И тот, и другой давно остановлены

Советские инженеры вдоволь «порулили» первыми канальными реакторами: обкатывали различные рабочие режимы, выявляли недочеты, пытались нащупать возможные подводные камни. И, наконец, пришли к выводу о том, что время «детских забав» кончилось, настала пора сыграть по-крупному. АМБ-200 еще не успели запустить, а на берегу Финского залива, в сорока километрах от Ленинграда, уже вовсю кипела работа: там рыли котлован для первой очереди Ленинградской АЭС – первой станции с реактором типа РБМК-1000.

Вот почему логичнее начать с РБМК: эти реакторы ведут свою родословную от первых уран-графитовых «котлов» для получения плутония, от Обнинской АЭС.

Можно говорить о самой настоящей цепи поколений уран-графитовых реакторов: промышленные реакторы → АМ-1 (Первая в мире АЭС) → АМБ-100/200 → РБМК-1000.

«Мирный», «Мирный большой». И очень большой...

Задание на проектирование первого энергоблока с РБМК-1000 глава Минсредмаша (предшественника Росатома) Ефим Павлович Славский подписал в апреле 1966 года. Проект был сделан очень быстро, всего за четыре с половиной месяца. В ноябре того же года Совет Министров СССР принял соответствующее постановление, дав таким образом отмашку: «Начинайте!» Собственно, и начали, не откладывая дело в долгий ящик: уже в июле 1967 года принялись рыть котлован под фундамент главного здания, в сентябре уложили первый бетон в основание энергоблока, в июне 1971 года сдали шахту, в которой должен был разместиться реактор, а в начале августа 1972 года взялись за сборку самого графитового реактора. Наконец, в июле 1973 года приступили к пусконаладочным работам. Близилась дата физического пуска…

О стройке первого энергоблока с РБМК-1000 следует сказать несколько отдельных слов, поскольку протекал этот процесс весьма непросто. С одной стороны, сам срок строительства – шесть лет – нельзя назвать совсем уж сжатым. Но все же этот энергоблок был первым в своем роде, ведь таких мощных ядерных установок в нашей стране еще не запускали. Поэтому стройка находилась под самым пристальным вниманием. В процессе выполнения работ площадку постоянно посещали всевозможные визитеры: партийные функционеры всех уровней, ученые, «замы» министра (многие из начальников прошли школу эксплуатации первых промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГРов) и давали ценные советы работникам станции, монтажникам и наладчикам). Да и сам министр Ефим Славский то и дело наведывался, чтобы проверить, как идут дела.

Реактор типа РБМК-1000 часто называли «тысячником», так как он выдавал электрическую мощность 1000 мегаватт, – но еще чаще звали «миллионником», поскольку тысяча мегаватт, как несложно подсчитать, равна миллиону киловатт.  Так что оба варианта равноправны: «тысячник», «миллионник» на деле означают одну и ту же мощность, выраженную в различных единицах. Кому как больше нравится.

Каждого более-менее высокого гостя надо было встретить, все рассказать и показать, накормить-напоить, развлечь, в конце концов. Но помимо гостей с лихвой хватало и других проблем – чисто технических. Проблемы обусловливались слишком короткими сроками разработки проекта, что делало его отчасти «сырым», – следовательно, «досушивать» приходилось непосредственно в процессе строительства. Различные неприятные сюрпризы сыпались градом, поэтому можно считать большой удачей, что строительством и пуском Ленинградской АЭС заведовали люди, имеющие крепкое техническое образование, хорошие организаторские способности и большой опыт работы в ядерной сфере.

К спущенным сверху проектным документам первые руководители ЛАЭС относились критически: отыскивая слабые места, они их решительно «резали», перекраивали в соответствии со своими знаниями и опытом и, что немаловажно, не боялись отстаивать свою точку зрения перед высоким начальством. Может, люди, о которых идет речь, и не являются звездами первой величины, но они вполне заслужили право на то, чтобы их помнили: директор ЛАЭС В.П. Муравьев, главный инженер А.П. Еперин, его заместитель по науке В.И. Рябов. Кроме того, управленцам повезло с коллективом: специалисты высокого уровня с отличными инженерными навыками были грамотно расставлены на всех ключевых участках.

Если верить погодному архиву, сентябрь 1973 года в Ленинграде выдался довольно теплым. Но на берегу Финского залива в это время было не просто тепло, – было жарко сверх всякой меры: специалисты готовились к физическому пуску первого энергоблока Ленинградской АЭС. Начальники и инженеры буквально дневали и ночевали на станции, градус эмоционального накала был невероятно высок. Пожалуй, люди волновались ничуть не меньше, чем участники пуска Первой в мире АЭС. Вот что вспоминают очевидцы о запуске первого реактора Ленинградской атомной станции: «Больше всего запомнилась необычайно волнующая обстановка физического пуска. Уникальность и ответственность момента, до предела взвинченные нервы. Смотрел на лица людей и на некоторых даже читал… страх. Но все это можно было понять! Страх, что вдруг пойдет не так, как намечено, не так, как должно быть. Но напрасны были все страхи и опасения. Пуск прошел успешно…» (из воспоминаний начальника цеха автоматики и измерений Г.П. Негриводы).

Итак, 12 сентября 1973 года в активной зоне первого ядерного «тысячника» началась цепная реакция деления. А в декабре этого же года государственная комиссия приняла объект в эксплуатацию, и ядерный энергоблок стал полноправным членом сети Ленэнерго.

Надо сказать, что с пуском РБМК хлопоты персонала не закончились. «Темная лошадка» оказалась с норовом: процесс в активной зоне с большим трудом удавалось удержать в узде. Еще многие месяцы после пуска РБМК-1000 никак не мог достичь проектной мощности – 1000 мегаватт. Точнее, достичь-то он мог, а вот устойчиво работать – нет. Реактор упорно стремился «разогнаться», выйти из-под контроля; операторы к концу смены буквально истекали потом, настолько трудно оказалось управлять новым ядерным «котлом». Потребовалось немало усилий проектировщиков и персонала станции, чтобы  усовершенствовать проект, и еще «энное» количество времени на реализацию требуемых изменений. Происходившее во время и после стройки можно вкратце выразить словами одного из непосредственных участников событий: «Реакторы, как дети, рождаются каждый по-своему. У них, как у людей, у каждого свой характер. Самым трудным для нас был реактор первого блока, – на то он и первый!» (из воспоминаний начальника научно-исследовательского отдела И.А. Варовина).

Графит: нужен не только для карандашей

Как устроен и как работает этот объект, в создание которого было вложено столько усилий – ядерный энергоблок с «тысячником» РБМК? Есть желание рассказать о нем поподробнее, но, с другой стороны, для этого есть специальные учебники. В то же время не хотелось бы опускаться до совсем уж примитивного, «интернетного» уровня, поэтому здесь выбран средний по сложности, гибридный вариант. А для облегчения восприятия схема ядерной установки будет разбита на отдельные элементы. С чего лучше начать? Пожалуй, с главного узла – ядерного реактора.

Итак, РБМК-1000 – уран-графитовый реактор. Графит – замедлитель и отражатель, то есть он «тормозит» быстрые нейтроны и препятствует к их утечке из активной зоны. И при этом графит формирует сам остов реактора. По сути, реактор, как домик дядюшки Тыквы, складывают из графитовых «кирпичей». Конечно, термин «кирпичи» здесь использован чисто условно: внешнего сходства с привычными строительными материалами нет. «Кирпичи», из которых сооружен реактор, – продолговатые блоки с квадратным сечением. По центру большинства блоков просверлены круглые отверстия. Блоки ставят один на другой, формируя из них колонны, а из колонн, вплотную прижатых друг к другу, складывается реактор. Очевидно, получившееся сооружение будет покрупнее домика дядюшки Тыквы: РБМК по форме напоминает огромный приплюснутый цилиндр высотой в семь метров и диаметром около двенадцати метров.

Реактор типа РБМК: сборка из «кирпичей»

Графит замедляет быстрые нейтроны, превращая их в нейтроны тепловые, которые движутся с гораздо более низкой скоростью. Поэтому аппараты типа РБМК относятся к семейству тепловых реакторов.

Надо отметить, что графит в блоках кладки реактора отличается от графита, который используют для изготовления карандашей. Для реактора требуется исключительно чистое вещество (как говорят, «ядерной чистоты»), ведь даже мизерное количество примесей крайне негативно влияет на процессы, протекающие в активной зоне.

Таким образом, конструкция РБМК достаточно проста по сравнению с реакторами другого типа – в этом его несомненное преимущество.

Будет ошибкой считать, что уран-графитовый реактор можно возвести по принципу «тяп-ляп и готово», просто нагромоздив друг на друга графитовые блоки. При подгонке элементов кладки друг к другу от монтажников требовалась буквально ювелирная точность. Сами «кирпичи» тоже подвергали придирчивому анализу: недопустимы были даже малейшие сколы и повреждения поверхности.

А вот, собственно, и каналы

Можно считать, что основа реактора собрана; и что дальше? Ну, стоит напомнить про отверстия в блоках, пронизывающие кладку насквозь, сверху донизу. В эти отверстия вставляются трубы из жаропрочного сплава циркония – это и есть технологические каналы, благодаря которым подобные реакторы называют канальными. Каналов, кстати, очень много – 1693.

Как уже было сказано, в реактор загружается ядерное топливо – диоксид урана, обогащенного по урану-235. Уран-235 – главный компонент топлива, «ответственный» за весь процесс (именно этот изотоп принимает участие в цепной реакции деления). Диоксид урана спрессовывают в таблетки, таблетки помещают в тонкие трубки из жаропрочного сплава циркония, заполняют их чистейшим гелием и запаивают по концам. Трубка с таблетками называется тепловыделяющим элементом – твэлом. Однако в каналы реактора устанавливают не отдельные трубки: твэлы объединяют в тепловыделяющие сборки (ТВС).

 Тепловыделяющая сборка для РБМК-1000 состоит из восемнадцати трубок с ядерным топливом (твэлов)

Каждая тепловыделяющая сборка для канального реактора содержит восемнадцать твэлов. В каналы РБМК загружают по две тепловыделяющие сборки, сцепленные друг с другом концами (кстати, подобную конструкцию, содержащую две и более сборки, атомщики называют кассетой).

Таким образом, тепловыделяющие сборки размещаются в технологических каналах, которые вставлены в отверстия, просверленные в графитовых блоках. Однако не все каналы предназначены для тепловыделяющих сборок. Цепную реакцию деления в любом реакторе нужно держать под надежным контролем, а для этого используют так называемые поглощающие стержни. Они поглощают те самые нейтроны, которые летают туда-сюда в активной зоне, вызывая реакцию деления. Логика простая: нет нейтронов – нет деления. Поэтому, когда нужно остановить реактор, поглощающие стержни вводят внутрь активной зоны. Они «хватают» нейтроны, и цепная реакция прекращается. Если же, наоборот, требуется поднять мощность, «разогнать» реактор, стержни, напротив, извлекают из активной зоны.

Кроме регулирующих поглощающих стержней, позволяющих плавно управлять процессом в реакторе, существуют еще и аварийные стержни. В нормальной ситуации они всегда находятся снаружи реактора – нависают над активной зоной. При выдаче аварийного сигнала эти стержни моментально падают вниз, и ядерная реакция останавливается буквально за пару секунд.

И регулирующие, и аварийные стержни являются основными «рабочими» элементами системы контроля, управления и защиты реактора – СКУЗ.

В «обычных» каналах, как уже говорилось, размещено ядерное топливо. Если мысленно рассечь графитовую кладку поперек и взглянуть на нее сверху, можно увидеть следующую картину: графитовые блоки, тепловыделяющие сборки, собранные из твэлов, и … вода. Да, внутри каналов, омывая стенки твэлов, течет вода. Причем тут она? Притом, что результатом цепной реакции является тепло: в таблетках уранового топлива, которые мирно лежат в металлических трубках из сплава циркония, идет цепная реакция деления, и таблетки нагреваются. Соответственно, нагреваются и стенки трубок. Если позволить им перегреться, то они попросту расплавятся. Но этого не происходит, потому что в каналы реактора снизу закачивают воду. Эта вода омывает твэлы и вбирает в себя ту тепловую энергию, которую выделяет уран-235 при делении; собственно, поэтому воду называют теплоносителем.

Фрагмент активной зоны РБМК: вид сверху

Естественно, что теплоноситель-вода, получив тепло, тоже нагревается. Что происходит с водой при нагревании в обычном чайнике? Она закипает и улетает в виде пара. Что происходит с водой в активной зоне реактора? То же самое.

Вода в реакторе превращается в пароводяную смесь

Чайник кипит, пар идет

Итак, в реакторе вода нагревается, кипит и превращается в пар. Но – не полностью. Поэтому из реактора выходит не пар (как из носика чайника), а смесь пара и воды.

И эта смесь дальше направляется в специальный аппарат – барабан-сепаратор. Конечно, с обычным музыкальным инструментом барабан-сепаратор имеет мало общего. В данном случае барабан – это емкость, которая выглядит как длинная стальная «колбаса» длиной 30 метров, примерно на две трети заполненная водой. Смесь пара и воды входит в нижнюю часть барабана-сепаратора.

В барабане-сепараторе пароводяная смесь разделяется на жидкую воду и пар

Вода, находящаяся в нижней части барабана, смешивается с той водой, которая пришла с пароводяной смесью; пар же, оставшись в одиночестве, вырывается из верхней части «колбасы» и направляется дальше – к паровой турбине. Основное назначение барабана-сепаратора – разделить пар и воду: отсюда и название.

Воду можно пока оставить в покое, и заняться паром, который рвется к турбине. Вообще, паровая турбина – это аппарат, который используют для превращения энергии пара в механическую работу. Турбина состоит из нескольких модулей, насаженных на один общий вал, как куски мяса на шампур. Эти модули называются цилиндрами. Однако цилиндр паровой турбины мало похож на известный головной убор и на знакомую геометрическую фигуру: если смотреть сбоку, то «внутренность» цилиндра, скорее, напоминает бабочку.

Вариант конструкции цилиндра турбины: «бабочка»

Есть и другой вариант конструкции цилиндра турбины, похожий на «рупор»: пар входит в узкую часть и выходит из широкой.

Вариант конструкции цилиндра турбины: «рупор»

А вообще, «бабочка» получается как раз из двух «рупоров», соединенных узкими концами.

«Внутренности» цилиндра турбины: лопатки, насаженные на вал

У каждого цилиндра есть оболочка – кожух, без которого пар просто уйдет в воздух. Внутри этой оболочки располагаются лопатки, насаженные на вал.

Пар врывается внутрь кожуха через сопла и, расширяясь, приводит в движение лопатки турбины. Лопатки начинают вращаться и вращают вал, на котором они закреплены: таким образом энергия пара превращается в энергию вращения вала.

Пар, попадая внутрь цилиндра турбины, приводит в движение лопатки

Может возникнуть вопрос: зачем нужно разделять пароводяную смесь на пар и воду? Разве нельзя направить на турбину эту смесь, как говорится, «прямо так»? А вот и нельзя: если в паре будет слишком много воды, то произойдет повреждение элементов турбины мелкими капельками жидкости, разогнанными до сверхзвуковых скоростей, – настолько большую кинетическую энергию они приобретают. Поэтому пар должен быть сухим.

Итак, пар заставляет вращаться вал турбины. Однако энергия вращения вала – это еще не электроэнергия. Чтобы получить электричество, к концу вала подсоединяют «прицеп» – ротор электрогенератора.

Превращение энергии пара в электроэнергию

Ротор – это движущаяся часть, которая вращается вместе с валом турбины. При этом ротор заключен внутри неподвижной части – статора электрогенератора. И когда ротор вращается, в обмотках статора возникает столь необходимый населению и промышленности электрический ток.

И вот складывается цепочка: пар бьет по лопаткам турбины → вал турбины вращается → ротор электрогенератора вращается вместе с валом → в статоре зарождается электрический ток.

Цель достигнута: ядерная энергия превратилась в электрическую!

Вариант конструкции цилиндра турбины: «бабочка»

Электроэнергия получена. Дело сделано?

Да, достигнут несомненный успех – электроэнергия получена. Но процесс в целом на этом не заканчивается, поскольку еще остается пар, из которого лопатки турбины «высосали» почти всю энергию. Что с ним делать, выбросить в атмосферу? Нет, выбрасывать нельзя: во-первых, пар слегка радиоактивный, а во-вторых, – жалко, он еще пригодится. Поэтому пар после турбины направляют в большие аппараты – конденсаторы. В них он встречается с холодной водой, которую качают прямо из природного источника или специально сооруженного пруда-охладителя. Важно, что контакт между ними происходит через стенку, как разговоры с заключенными в фильмах. Поэтому радиоактивные вещества из пара не могут попасть в природный водоем. И даже если в стенке возникают микроскопические щели, пар все равно не может просочиться в охлаждающую воду – у нее давление больше, так что окружающая среда надежно защищена.

Превращение отработавшего пара в воду (конденсация)

Пар охлаждается, превращается обратно в воду. Этот процесс называется конденсацией, – отсюда и название аппаратов. Теперь воду, полученную из пара, можно снова подавать в реактор? Не так быстро. Во-первых, пар, пока его охлаждают, через мельчайшие щели хватает из охлаждающей воды всякие примеси, способные вызывать коррозию сталей и других сплавов, а во-вторых, полученный конденсат – слишком холодный.

Воду, которую получают из пара, нужно очистить от веществ, вызывающих появление ржавчины, а потом подогреть. Реактор и так работает в очень напряженных условиях – при высокой температуре и давлении, поэтому «лишние» соединения, которые могут разъедать циркониевые оболочки твэлов и стальные трубопроводы, следует тщательно удалять из воды. Для этого воду, полученную из пара, сразу после конденсаторов прогоняют через обессоливающую установку.

Очистка воды от солей

На рисунке она показана в виде простого значка, а на самом деле обессоливающая установка – это целый ряд фильтров, которые убирают из воды попавшие в нее соли.

У многих на кухне под мойкой смонтирована система водоочистки, состоящая из нескольких фильтров. Они выполняют, по сути, ту же функцию, что и обессоливающая установка на АЭС – удаляют вредные вещества. Правда, фильтры ядерного энергоблока под раковину не запихнешь, – это крупные стальные аппараты диаметром в несколько метров.

После обессоливающей установки очищенную воду подогревают. Аппараты, в которых это происходит, вполне логично называют подогревателями.

Температуру воды повышают в подогревателях

Для нагрева воды используют пар, которым «делится» турбина. Так удается использовать энергию пара более эффективно. Стоит пояснить: если бы весь пар, который отработал на турбине, шел в конденсаторы, то все тепло пара утекало бы вместе с охлаждающей водой, и вся тепловая энергия, не преобразованная в электричество, уходила бы наружу, в окружающую среду. А в данном случае некоторая доля пара подогревает очищенную воду, то есть хотя бы часть вырабатываемого тепла остается в системе. В общем, благодаря подогревателям ядерная установка работает с большей эффективностью – тут уж предлагается поверить на слово.

Чистим как следует...

Теперь, когда воду очистили и подогрели, ее, наверное, можно вернуть в реактор? Еще нет, потому что она все еще не совсем чистая. Ведь фильтры обессоливающей установки, как следует из названия, убирают из воды только соли, а нужно еще удалить растворенные газы: кислород и углекислый газ. И тот, и другой содержатся в воздухе, – собственно, именно из воздуха они попадают в воду сквозь разнообразные неплотности. Механизмы воздействия кислорода и углекислого газа на металлы различны, но результат один – коррозия. Чтобы удалить из воды растворенные газы, приходится задействовать специальный аппарат – деаэратор.

Во многих домах на краны в ванной и на кухне навинчены специальные насадки –аэраторы. Это слово происходит от греческого «аэр» – воздух. Аэраторы предназначены для того, чтобы насытить воду воздухом. Роль деаэраторов на АЭС, как следует из названия, прямо противоположная – удалить воздух из воды, а точнее, убрать опасные для металла компоненты – кислород и углекислый газ.

Очистка воды от углекислого газа и кислорода

Вот как происходит процесс: на верхней части бака, напоминающего по форме цистерну, устанавливают специальную колонку. В эту колонку сверху подводится очищаемая вода, далее она льется вниз. В нижнюю часть колонки входит пар, который берут с турбины. Итак: вода течет вниз, пар поднимается наверх. Этот пар, подогревая воду, «выдергивает» из нее вредные газовые примеси и улетает вместе с ними из верхней части колонки. А очищенная от газов вода стекает в бак.

Вот теперь вода полностью готова к делу: она очищена от солевых и газовых примесей, подогрета. Эта вода, которую уже можно вновь закачивать в реактор, приобретает особый статус – ее называют питательной водой.

Термин «питательная вода» пришел в атомную сферу из тепловой энергетики. Там «питательной» называют воду, подаваемую в паровой котел – аппарат, в котором вода кипит и превращается в пар. Может, логика инженеров, придумавших для питательной воды такое «пищевое» название, заключалась в том, что котел «съедает» воду, «переваривает» ее и превращает в пар?

Из бака деаэратора питательная вода подается в реактор. Правда, по пути к активной зоне она делает небольшой крюк: перед реактором воду загоняют в уже знакомую «колбасу» – барабан-сепаратор.

Возвращение воды, полученной из пара, в барабан-сепаратор

Следует напомнить, что нижняя часть барабана-сепаратора заполнена жидкостью, – и питательная вода в нем попросту смешивается с остальной водой, находящейся в «колбасе». Из нижней части вода направляется к главным циркуляционным насосам (в полном соответствии со своим названием эти агрегаты являются самыми большими и мощными насосами на атомной станции).

Главные циркуляционные насосы направляют водный поток к активной зоне. Цикл замыкается там, где и начинался, – в активной зоне ядерного реактора. Теперь вышеприведенные «кусочки» картинки собираются во вполне понятную мозаику: все не так сложно, как могло показаться сначала.

Получение электроэнергии на установке с РБМК

Ракета, которая не летает

Момент, на котором стоит остановиться подробнее – это перегрузка ядерного топлива на РБМК. Канальная конструкция реактора позволяет осуществить эту процедуру на работающем энергоблоке, – как говорят специалисты, «на ходу». Это довольно удобно – менять топливо, пока ядерная установка работает и дает электроэнергию. Чтобы разобраться в том, как это происходит, нужно заглянуть в реакторный зал, на полу которого виден широкий «блин», состоящий из многочисленных квадратиков.

Этот «блин», который еще называют «пятаком», находится прямо над реактором: он в точности повторяет геометрию активной зоны. Тем не менее, когда энергоблок работает, в реакторный зал можно запросто зайти и даже погулять по «квадратикам». Правда, гостю станции этого сделать не разрешат: как-никак, под «блином» идет цепная реакция деления.

Однако человек все же может постоять прямо в центре «пятака», не подвергая себя серьезной опасности. Это возможно потому, что между ним и реактором лежат слои биологической защиты: толстая бетонная плита, над которой находится пространство, засыпанное жаропрочным минералом, поглощающим радиацию, – серпентинитом.

Серпентинит применяется не только в ядерной энергетике – это достаточно известный минерал, который широко используют для изготовления всяких сувенирных мелочей типа шкатулок, подставок и украшений.

 

Канцелярский набор из серпентинита

Биологическая защита ослабляет излучение, поэтому в реакторном зале «фонит» серьезно, но терпимо.

Тем не менее, вернемся к рассказу о перегрузке ядерного топлива. Одним из важнейших элементов реакторного зала является разгрузочно-загрузочная машина. Этот аппарат, который внешне чем-то напоминает ракету, основное время проводит в углу зала.

«Пятак» реактора и разгрузочно-загрузочная машина

Когда наступает момент перегрузки, «ракета» трогается со своего места и подъезжает к «пятаку». «Квадратики», формирующие «пятак», – верхние части тяжелых защитных пробок, которые надежно закрывают каналы с ядерным топливом. Разгрузочно-загрузочная машина наводится на нужный «квадратик», стыкуется, выворачивает защитную пробку и разгерметизирует канал. Потом специальный механизм извлекает из канала кассету с отработавшим топливом и втягивает ее внутрь «ракеты». На освободившееся место машина устанавливает новую кассету. (Последняя, как уже говорилось, представляет собой две сцепленные друг с другом тепловыделяющие сборки).

Отработавшая кассета, которая отслужила в реакторе, является мощным источником радиации. Кроме того, она постоянно греется за счет энергии, выделяющейся при распаде продуктов деления урана, – и ее надо непрерывно охлаждать. Поэтому «ракета» отвозит кассету к бассейну выдержки, который находится здесь же, в реакторном зале, и погружает ее под слой воды.

Если заглянуть в бассейн, то можно увидеть, что кассеты, находящиеся внутри него, окутаны ярким сине-фиолетовым ореолом. В физике это явление известно под названием «излучение Черенкова-Вавилова». Зрелище, действительно, эффектное; но при этом можно получить повышенную дозу радиации, поэтому экскурсантам его обычно не показывают.

 Отработавшие сборки, помещенные в воду, испускают сине-фиолетовое свечение

Труба, которая не дымит

Непременным атрибутом ядерного энергоблока является высокая труба.

 

«Совместная» труба двух первых энергоблоков Ленинградской АЭС

Логика подсказывает, что раз труба есть, значит, из нее должно что-то выбрасываться. А в случае с АЭС этим «чем-то», очевидно, являются радиоактивные изотопы? Что ж, следует признать правду – так и есть. Тем не менее, этот факт ровным счетом ничего не значит и никакой угрозы не несет. Спрашивается, почему?

Радиоактивно загрязненный воздух образуется в процессе нормальной работы энергоблока – тут уж никуда не денешься. Вентиляционная система собирает его со всего здания, чтобы работники АЭС не подвергали себя излишнему риску. Собранный воздух выдерживается в специальных аппаратах (газгольдерах), чтобы дать изотопам время на распад, и вдобавок очищается на специальных фильтрах. Какая-то часть излучающих веществ все равно вылетает из трубы, но их радиоактивность, как ни странно это звучит, в данном случае играет на руку. Ведь радиоактивные изотопы хороши именно тем, что распадаются: спустя какое-то время они просто перестают быть радиоактивными!

Именно поэтому труба должна быть достаточно высокой, – чтобы источники радиации распались до того, как достигнут приземного слоя, где получат шанс попасть в легкие.

Короткоживущие изотопы, вылетающие из трубы АЭС, распадаются до того, как достигнут земли

Поэтому при нормальной эксплуатации радиационный фон рядом с АЭС не отличается от природного фона, а та доля, которую искусственные изотопы «из трубы» добавляют к природному облучению, крайне мала и абсолютно безопасна.

Тепловые станции, работающие на угле, могут выбрасывать в воздух гораздо больше радиоактивных веществ, чем АЭС. Причина в том, что некоторые сорта угля содержат значительное количество природных радиоактивных изотопов калия, радия, свинца, полония и так далее. Соответственно, когда уголь сжигают, эти изотопы поступают в атмосферу вместе с дымом. Итог таков: люди, которые живут рядом с угольными станциями, могут получить гораздо более значительный довесок к естественной, природной дозе, чем жители городов-спутников АЭС. Проще говоря, при нормальном режиме работы угольная энергетика оказывает более сильное радиационное воздействие на население, чем ядерная.

Уголь и другие виды ископаемого топлива содержат множество радиоактивных изотопов

Уран-графитовые «котлы»: затухающая реакция

Ленинградская АЭС стала первой площадкой, где заработал головной энергоблок с РБМК-1000. Потом энергоблоки с уран-графитовыми «тысячниками»  начали строить по всей стране, а в Литве, на Игналинской АЭС, даже успели реализовать следующую ступень – там запустили две установки с РБМК-1500. «1500» означает то же, что и раньше – электрическую мощность в мегаваттах. Как несложно подсчитать, литовские реакторы были в полтора раза мощнее ленинградских. Кроме того, были проекты установок с РБМК-2000 и с некогда перспективным РБМКП-2400.

Всего было запущено семнадцать энергоблоков с РБМК. Одиннадцать из них сейчас вполне успешно работают в России на трех атомных электростанциях: Ленинградской, Смоленской и Курской, давая чуть меньше половины от общего количества «ядерной» электроэнергии, производимой всеми отечественными АЭС.

Уран-графитовые реакторы обладают рядом весомых достоинств; кроме того, крупных ядерных «котлов» такого типа не строили ни в одной другой стране, кроме СССР, – это наше ноу-хау. Тем не менее, на дальнейшем развитии данной технологии поставлен жирный крест. И на вопрос «почему?» многие, наверное, знают ответ. А для тех, кто не в курсе, достаточно будет одного слова – Чернобыль.

Да, именно РБМК-1000 был установлен на четвертом блоке Чернобыльской АЭС, и трагедия, случившаяся в 1986 году, определила его дальнейшую судьбу. Рассказывая об успехах отечественной атомной промышленности, нельзя делать вид, будто аварии на Чернобыльской АЭС не было. В конце концов, эта книга – вовсе не глянцевая агитка. Чернобыльские события обязательно будут раскрыты с точки зрения их значимости для развития атомной энергетики, но – чуть позже.

А пока можно задать вопрос, отчасти философский, отчасти технический: следовало ли из-за аварии на ЧАЭС полностью «хоронить» технологию уран-графитовых реакторов? В конце концов, те РБМК-1000, которые эксплуатировались на наших АЭС, не были остановлены в связи с аварией. Они продолжали работать; мало того, они и по сей день работают, обеспечивая регионы электроэнергией. А ведь многие из них старше «рванувшего» на четвертом блоке реактора: тот «котел» был запущен в 1983 году, и системы обеспечения безопасности, заложенные в проект, были более современными и продвинутыми по сравнению с первой очередью той же Ленинградской АЭС. Получается, жители современных городов – Петербурга, Курска, Смоленска – сидят на пороховых бочках?

Разумеется, это не так. В аварию на Чернобыльской АЭС внесли вклад определенные особенности конструкции РБМК, – но ведь эти особенности сами по себе не являются непреодолимым препятствием. Технические недочеты поддаются изучению и устранению. Собственно говоря, эта работа и была проделана после аварии: можно сказать, что РБМК, реактор «чернобыльского» типа, был исследован вдоль и поперек. Пожалуй, ни один другой ядерный реактор не подвергался столь тщательной вивисекции. В процессе изучения причин аварии был накоплен огромный объем ценной информации, значительную часть которой использовали в первую очередь для выполнения масштабных работ по повышению уровня безопасности на всех ныне работающих блоках с РБМК.

Но конструкторская мысль не остановилась на модернизации РБМК. Вероятно, большинству неизвестен факт разработки энергоблоков с уран-графитовыми «котлами» нового поколения «МКЭР» – многопетлевыми кипящими энергетическими реакторами. Всего было придумано три варианта: МКЭР-800, МКЭР-1000 и МКЭР-1500. Новые реакторы похожи и не похожи на предшественника. Слово «многопетлевой» означает, что «эм-ка-эры» должны были иметь больше независимых петель охлаждения (на энергоблоках с РБМК таких петель всего две). Эта мера позволила бы обеспечить более эффективный отвод тепла в случае проблем с циркуляцией воды в каком-либо канале. Вдобавок в МКЭР значительно усовершенствована «физика» реактора, – чтобы полностью исключить повторение ситуации с четвертым блоком Чернобыльской АЭС. Установка с МКЭР обладала бы полным комплектом систем безопасности, которые требуются современным АЭС. К примеру, новый реактор, в отличие от РБМК, предполагалось заключить в куполообразную защитную оболочку – контайнмент.

 

Реакторное здание энергоблока с МКЭР-1500

Можно задать себе вопрос: имея на руках опыт чернобыльской трагедии, разве стали бы конструкторы «продавать» заведомо опасный проект очередной мины замедленного действия? Едва ли, ведь в атомных проектных организациях, к счастью, работают умные люди. В новый проект МКЭР были вложены все знания, весь опыт, полученный на установках с РБМК.

И все же данная идея легла под сукно. С политической точки зрения это, может, и верно: атомная отрасль вроде как открестилась от «опасных» уран-графитовых «котлов» и нацелилась на светлое будущее с реакторами другого типа с чистой репутацией. Если же рассуждать технически, то установки с МКЭР могли бы, пожалуй, составить достойную конкуренцию ныне строящимся блокам. Однако теперь уже очевидно, что МКЭР был и останется чисто виртуальным проектом. Не очень-то справедливо, но что поделаешь, – как говорится, «се ля ви».

Отдав должное РБМК, нельзя не упомянуть об их меньших братьях, использующих графитовый замедлитель. Речь пойдет о Билибинской АЭС – самой северной в мире. Она работает на Чукотке, что и определило некоторые особенности проекта.

Зимой температура на улице опускается до шестидесяти градусов ниже нуля, а полгода приходится на полярную ночь. Билибинская АЭС была построена, чтобы обеспечить теплом и электричеством предприятия, занимающиеся добычей золота. Возводить в тех краях крупный энергоблок вроде «тысячника» РБМК не имело смысла: слишком дорого, да и в таком большом объеме электроэнергии регион не нуждался. Поэтому на Билибинской АЭС был реализован проект с крошечными, в сравнении с РБМК-1000, реакторами: общая мощность четырех «котлов» ЭГП-6 составляет всего-навсего 48 мегаватт. Кстати, ЭГП, как и РБМК, относятся к уран-графитовым канальным реакторам, – поэтому упоминание о них здесь вполне к месту.

ВВЭР: ВОДА, ВОДА, КРУГОМ - ВОДА

Уран-графитовое направление в отечественной энергетике постепенно уходит в прошлое. Доля электричества, вырабатываемого на АЭС с РБМК, на сегодняшний день весьма велика, но будет неуклонно снижаться, ведь все энергоблоки, и ядерные в том числе, с годами изнашиваются, и постепенно, один за другим, их будут останавливать и выводить из эксплуатации. Но отказ от канальных реакторов вовсе не означает отказ от ядерной энергетики вообще. В нашей стране с 1964 года работают совершенно иные установки, которые должны заменить собой устаревающие «чернобыльские» блоки: установки с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Само сочетание «водо-водяной» в названии типа реактора кажется странным. С точки зрения русского языка здесь налицо какой-то речевой недочет. Однако прежде чем выписывать инженерам-проектировщикам двойку по русскому, стоит разобраться, откуда это имя взялось. Реактор типа ВВЭР схож с уже знакомым РБМК тем, что работает на низкообогащенном урановом топливе, а тепло в нем переносится обычной, «легкой» водой. А вот замедлитель в ВВЭР другой. Если в РБМК замедлителем и отражателем нейтронов является графитовая кладка, то в ВВЭР эту роль играет… тоже вода. Таким образом, в ВВЭР она и теплоноситель, и замедлитель/отражатель. Собственно, эту двойственность и решили отразить в названии (водо-водяной).

Еще одно важное свойство, объединяющее ВВЭР и РБМК: быстрые нейтроны в них замедляются до тепловой энергии, – поэтому ВВЭР, как и РБМК, относится к тепловым реакторам.

К вопросу об устройстве энергоблока с водо-водяным реактором еще предстоит вернуться, а пока нужно сказать пару слов о том, откуда он вообще взялся. Перелистывая архивные документы, повествующие об истории создания этого аппарата, встречаешь уже известные имена – академиков И.В. Курчатова и А.П. Александрова. Еще в 1954 году под их руководством в Курчатовском институте был создан исследовательский водо-водяной реактор ВВР-2 с бесканальной активной зоной. Казалось бы, зачем делать лишнюю работу, если Первая АЭС с уран-графитовым реактором уже была запущена? Не разумнее было бы двигаться дальше по известному направлению, полностью на нем сосредоточившись? Но классики жанра были людьми разносторонними и предусмотрительными. И известный принцип, взятый за основу, – не класть все яйца в одну корзину, – в данном случае себя полностью оправдал.

Идея водо-водяного реактора была предложена С.М. Фейнбергом. Он же работал над активной зоной реактора АМ-1 для Первой в мире АЭС и был одним из тех ученых, кто входил в ближний круг самого И.В. Курчатова.

А вот и конкурент...

Как известно, конкуренция – в целом положительное явление. Она позволяет достичь улучшения качества и дает возможность рассмотреть несколько вариантов, выбрать лучший из них. Возможно, это была одна из целей, которую преследовали руководители, – искусственным образом создать в ядерной сфере соперничество между разными научными и проектными группами. Известно, чем это дело завершилось: РБМК, шедший по своей дорожке фактически ноздря в ноздрю с соперником, ухнул в яму Чернобыля, полностью освободив путь «вэ-вэ-эрам».

Выше уже разъяснялось, откуда взялась идея РБМК – мощные уран-графитовые реакторы ведут родословную напрямую от первых промышленных реакторов, в которых в советские годы нарабатывали плутоний для бомб. В случае ВВЭР таких явных аналогов нет. Впервые технология водо-водяных реакторов была в полной мере опробована на воде. И… под водой. Ядерные реакторы схожего типа были установлены и на первой советской атомной подводной лодке «Ленинский комсомол», и на первом атомном ледоколе «Ленин». Мощные современные ВВЭР, можно сказать, выбрались на берег из вод морских. Естественно, метафорически.

Родство лодочных установок с наземными энергоблоками не могло не наложить на последние определенный отпечаток, и с этой точки зрения интересно познакомиться с их отличиями от уран-графитовых собратьев.

Для начала – РБМК и ВВЭР отличаются размерами активной зоны: у водо-водяных реакторов она гораздо компактнее. Следует напомнить, что РБМК представляет собой цилиндр диаметром около двенадцати метров и высотой семь метров, – это более чем крупная конструкция! Правда, если энергоблок строится в чистом поле, то большие размеры не являются ограничивающим фактором. Но совсем другое дело, когда необходимо поместить реактор в ограниченный объем отсека подводной лодки. Здесь уже принципиально иная игра, ведь на судне нет лишнего места, и каждый кубометр свободного пространства у конструкторов идет на вес золота. Вот одна из причин, по которой для кораблей на атомной тяге пришлось искать другие решения, – уран-графитовые реакторы оказались для них слишком громоздкими, а водо-водяные как раз подошли по размеру.

Во-вторых, активную зону водо-водяного реактора пришлось поместить в прочный стальной корпус с толстыми стенками, способными выдержать высокую температуру и большое давление. Этот корпус является дополнительным барьером, позволяющим справиться с последствиями аварии, – совсем не лишним рубежом защиты, если учесть, что в случае неприятностей с атомной подлодки так просто не сбежишь.  

Наконец, на установках с ВВЭР электроэнергию получают по двухконтурной схеме. Что это такое, будет объяснено чуть позже, а пока можно сказать, для чего это сделали: разделение водных потоков на два контура позволяет пустить на турбину нерадиоактивный пар. Это тоже является мерой обеспечения радиационной безопасности, особенно важной в замкнутом пространстве подводного судна.

На этом разговор об атомных кораблях временно завершается, но атомному флоту еще будет уделено время, достойное его роли (см. главу 8).

Вот основные черты, которые «наземные» установки с ВВЭР переняли от лодочных систем: компактная активная зона, заключенная в толстостенный корпус, разделение воды на два контура и турбина, работающая на нерадиоактивном паре.

«Донская» ядерная энергетика

Над проектом первого ВВЭР довелось трудиться специалистам подольского опытно-конструкторского бюро «Гидропресс» (предприятие Росатома), получившим задание в июне 1955 года, – всего год спустя после запуска Первой АЭС в Обнинске. Разработка документов по проекту ВВЭР-1 была завершена в 1959 году.

Пока конструкторы, полируя проект, стачивали карандаши, у излучины Дона, в 42 километрах от Воронежа, уже полным ходом шли работы на строительной площадке. Новую АЭС решили назвать, сильно не мудрствуя, Нововоронежской. Строительство было завершено к концу 1963 года: в декабре состоялся физический пуск реактора. После этого новую ядерную установку обкатывали еще девять месяцев, прежде чем дело дошло до подключения к энергосистеме. Первый ток Нововоронежская АЭС дала 30 сентября 1964 года.

Кстати говоря, на одном из этапов первый реактор для этой АЭС – ВВЭР-1 – сменил имя и стал именоваться «ВВЭР-210» в соответствии со своей электрической мощностью (210 мегаватт). Можно прибавить, что и это название реактор носил не совсем справедливо, ведь первый ВВЭР «обманул» проектировщиков, достигнув вскоре после пуска мощности 250 мегаватт вместо запланированных 210.

Дальнейший ход дел предсказуем: поняв, что идея с водо-водяными реакторами себя оправдывает, взялись за строительство более крупного блока с ВВЭР-365, который был введен в действие в 1969 году, затем в 1971 году заработал энергоблок с ВВЭР-440, вскоре – еще один. Так наряду с донскими казаками один за другим появились донские ядерные энергоблоки… В мае 1980 года, в последний день весны, был введен в эксплуатацию первый водо-водяной «тысячник» – ВВЭР-1000.

На каждом шаге увеличения мощности конструкторы следили за тем, чтобы сохранялась возможность перевозки корпуса «котла» с завода-изготовителя к месту установки на АЭС по железной дороге.

Можно сказать, что в случае с ВВЭР атомщики шли небольшими шагами, от ступеньки к ступеньке, реализуя своего рода «принцип матрешки»: освоив первый, маленький энергоблок, взялись за аппарат побольше, потом – еще больше и так далее. Сегодня всю историю «вэ-вэ-эров» можно проследить, побывав на площадке Нововоронежской АЭС, – эта атомная станция представляет собой уникальный полигон, на котором, начиная с 60-х годов прошлого века, велась отработка технологии энергоблоков с водо-водяными реакторами.

 

Нововоронежская АЭС ночью

Блоки с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, впервые построенные здесь, на Дону, стали головными: они дали начало целой серии установок с такими же реакторами, поэтому о ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 говорят как о серийных проектах. Причем если РБМК работали только в СССР, то водо-водяные реакторы шагнули за пределы бывшего Советского Союза. Экспортные ядерные энергоблоки с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 были запущены в Венгрии, Чехословакии, Финляндии, Германии, Болгарии.

С наступлением XXI века история атомной энергетики на Дону получила импульс к дальнейшему развитию: новый энергоблок с самым современным реактором ВВЭР-1200 был подключен к сети в августе 2016 года. Таким образом, за Нововоронежской АЭС сохраняется статус главного испытательного полигона страны для «обкатки» водо-водяных реакторов.

ВВЭР - это вам не чайник!

На всех энергоблоках с ВВЭР, от самого маленького до самого большого, электроэнергия вырабатывается схожим образом. Настало время поподробнее разобраться, как это происходит.

Начать, конечно, следует с реактора. Раньше уже говорилось, что активная зона в ВВЭР заключена в стальной корпус с прочными стенками.

«Пустой» корпус ВВЭР в разрезе

При этом тепловыделяющие сборки (ТВС) располагаются в нижней части корпуса, который, как видно из рисунка, напоминает по форме вытянутый в высоту котел. Сверху к этому «котлу» привинчен модуль, в котором нет ядерного топлива: там находятся механизмы, управляющие движением стержней с материалами-поглотителями нейтронов. Этот верхний блок с органами регулирования является частью системы контроля, управления и защиты (СКУЗ) реактора.

Форма, в которой топливо загружается в активную зону ВВЭР, отличается от принятой для канальных реакторов. Если в топливной кассете РБМК-1000 всего восемнадцать твэлов (циркониевых трубок с таблетками диоксида урана), то в сборке для ВВЭР-1000 их более трех сотен (312, если быть точным). Соединенные вместе, твэлы ВВЭР образуют правильный шестигранник.

 

 

Тепловыделяющая сборка реактора типа ВВЭР-1000

Если смотреть сверху, можно заметить, что в активной зоне водо-водяного реактора ТВС располагаются по тому же принципу, что и соты в пчелином улье.

Размещение сборок с ядерным топливом в активной зоне ВВЭР (вид сверху)

Вода, попадая внутрь корпуса реактора, движется по хитрому маршруту: вначале она опускается вниз по зазору между активной зоной и стенкой корпуса.

Вода первого контура: движение внутри реактора

Благодаря этому вода охлаждает корпус и вдобавок образует слой, отражающий нейтроны. Затем она попадает в нижнюю часть и оказывается под активной зоной. Сама активная зона располагается в металлической корзине, но днище этой корзины имеет перфорацию, – проще говоря, оно все в «дырках». Вода заходит через эти «дырки» и прогоняется через активную зону снизу вверх. По пути она работает замедлителем нейтронов, а также омывает твэлы и поэтому нагревается, но… не кипит.

Вот и первое принципиальное отличие от ядерной установки с РБМК. Сравнение реактора типа РБМК с чайником нельзя применить к ВВЭР, потому что в активной зоне водо-водяного реактора вода не закипает, и пар внутри реактора не образуется. Чтобы вода не кипела, ее приходится держать под очень большим давлением, которое достигает 160 атмосфер (такое давление оказывает столб воды высотой 1,6 километра).

В конце концов нагретая вода поднимается наверх и выходит из корпуса реактора.

Следует подчеркнуть, что вышеописанная схема движения воды – это один из элементов безопасности. Как видно из рисунка выше, при существующей схеме и входные, и выходные отверстия расположены в верхней части корпуса. Соответственно, даже в случае серьезной аварии активная зона всегда будет прикрыта водяной «шапкой», и тяжелых последствий удастся избежать.

Следует упомянуть и о верхнем блоке с механизмами системы управления и защиты, расположенными над активной зоной. Электромагниты, расположенные внутри этого блока, создают магнитное поле – настолько мощное, что оно способно удерживать на весу противоаварийные стержни. Это тоже является мерой безопасности: при обесточивании энергоблока в результате аварии или стихийного бедствия подача электричества на магниты прекратится. Тогда магнитное поле исчезнет, и стержни просто ухнут вниз, в активную зону, под действием силы тяжести – цепная реакция деления моментально остановится.

А где чайник? А вот он...

Пора последовать за нагретой водой, которая покинула активную зону и вышла из корпуса реактора сверху. Вода несет в себе тепловую энергию – это хорошо, но турбине нужен пар. Поэтому вода из реактора направляется в аппарат, который его вырабатывает. Он так и называется – парогенератор.

Вода первого контура ходит по кругу «реактор → парогенератор → реактор»

 

Вода из реактора – ее называют водой первого контура – заходит в парогенератор и течет внутри многочисленных трубок, заполняющих объем этого аппарата. Через отдельную трубу в корпус парогенератора заходит вода второго контура. Итак, картина следующая: горячая вода первого контура течет внутри трубок, а холодная вода второго контура омывает эти трубки снаружи. Вода второго контура получает тепло от воды первого контура и нагревается. Нагревается – и закипает. Закипает – и превращается в пар. Тот самый пар, который нужен, чтобы получить электроэнергию.

Вода первого контура выходит из парогенератора и мощным агрегатом – главным циркуляционным насосом – вновь загоняется в корпус реактора: цикл замыкается. Вообще говоря, именно главный циркуляционный насос создает тот огромный напор в 160 атмосфер, который не позволяет воде первого контура закипеть.

Кстати говоря, напор воды в первом контуре может превратиться в источник больших проблем. Если в связи с теми или иными причинами произойдет скачок давления, это может привести к разрыву стальных труб, по которым течет вода, – ведь она обращается по замкнутой системе между реактором и парогенератором. Чтобы этого не произошло, воде требуется «отдушина», через которую можно сбросить давление. Этой отдушиной является компенсатор давления.

Компенсатор давления – большой резервуар, напрямую соединенный с трубами первого контура. Когда напор воды в первом контуре превышает определенный предел, открывается предохранительный клапан, и избыточное давление сбрасывается в компенсатор – угроза разрыва труб устраняется.

 

Компенсатор давления: «отдушина» для предотвращения разрыва труб первого контура

Вот так выглядит первый контур современного энергоблока с ВВЭР «в сборе».

Первый контур установки с ВВЭР «в сборе»

Итак, в центре находится реактор, рядом с ним – компенсатор давления. Вокруг реактора расположены четыре парогенератора; также на рисунке показаны емкости, содержащие запас воды на случай аварии.

Как процесс протекает дальше, уже известно из рассказа об уран-графитовых реакторах: пар направляется на турбину.

 

Второй контур: парогенератор → турбина + электрогенератор

Паровая турбина установки с ВВЭР, как и любая серьезная турбина, состоит из нескольких цилиндров, которые закреплены на одном валу. Пар вращает лопатки турбины, – соответственно, начинает вращаться и ее вал.

Вал турбины сцеплен с ротором электрогенератора: вращается вал турбины – вращается ротор. А когда он крутится, в обмотках статора возникает напряжение, и от статора по кабелям бежит электрический ток.

 

Турбина энергоблока с ВВЭР: под желтыми «колпаками» скрыты цилиндры турбины; электрогенератор выкрашен в сине-голубой цвет

Важный момент, который следует подчеркнуть: на установке с ВВЭР вода первого контура не смешивается с водой второго контура. Почему это так важно? Потому, что вода первого контура, проходя через активную зону, становится радиоактивной. А вода второго контура чистая. Поскольку потоки не смешиваются, то пар, который идет на турбину, тоже чистый, нерадиоактивный. А значит, и турбина, и прочие аппараты второго контура не опасны с радиационной точки зрения: к ним рабочий может спокойно подойти для того, чтобы, к примеру, выполнить ремонт. 

Пар с турбины: «я устал, я ухожу...»

«Обессилевший» пар, отработавший свое на цилиндрах турбины, идет по уже знакомому пути: он превращается в воду в конденсаторах и направляется в блок очистки – систему фильтров, которые удаляют из конденсата соли.

2-й контур: конденсация пара, очистка и подогрев воды

Затем вода нагревается в подогревателях паром, отбираемым с турбины. Подогретая вода закачивается наверх колонки деаэратора, – устройства, в котором она очищается от нежелательных газовых примесей (кислорода и углекислого газа). Очищенная и подогретая питательная вода скапливается в емкости, наверху которой установлена деаэраторная колонка. Эту воду насос вновь закачивает в парогенератор.

 

Питательная вода 2-го контура: возврат в парогенератор

Правда, здесь есть одно небольшое отличие от установки с РБМК: как видно, питательная вода после деаэратора дополнительно нагревается в так называемых подогревателях высокого давления.

Итак, вода второго контура вскипает в парогенераторе, превращается в пар и улетает на турбину. Потом, превратившись обратно в воду, она проходит через ряд аппаратов и вновь возвращается в парогенератор – второй контур замыкается.

А вот и вся схема целиком.

 

Получение электроэнергии на установке с ВВЭР

Вся ядерная установка, работа которой была только что описана, заключена внутри двух главных зданий – ядерного острова и турбинного острова. Ядерный остров, как можно догадаться из названия, включает реактор, а также аппараты первого контура – парогенераторы, главные циркуляционные насосы, компенсатор давления. В современных проектах здание ядерного острова внешне представляет собой круглую башню, увенчанную сверху полусферическим куполом, – это сооружение называется защитной оболочкой, или контайнментом. Смысл контайнмента заключается в том, чтобы изолировать главный источник опасности – ядерный реактор – и сильно «фонящее» оборудование первого контура внутри прочной железобетонной конструкции. Более подробно устройство контайнмента описано в главе, посвященной безопасности атомных электростанций.

 

Разрез современного энергоблока с ВВЭР: 3D-модель

Что касается самого реактора, то он размещен в бетонной шахте. При этом сам «котел» не стоит днищем на бетоне: он подвешен внутри шахты на кольцевой металлической конструкции, фиксируясь на ней опорами.

Тут вашему реактору крышу снесло...

Интересен процесс перегрузки топлива на ВВЭР: ведь активная зона находится внутри стального корпуса, и так просто к ней не подобраться. В общем, на ВВЭР, в отличие от установок с РБМК, невозможна перегрузка топлива «на ходу». Топливо на ВВЭР меняют примерно раз в год. Перед проведением этой процедуры реактор останавливают, после этого требуется снять верхний блок, – то есть реактору в буквальном смысле «срывает крышу». Только тогда открывается доступ к активной зоне, и можно приступать к замене тепловыделяющих сборок (ТВС).

Для выполнения перегрузки в шахте реактора устраивают временный потоп: ее заполняют водой. Зачем? Затем, что контакт ядерного топлива, которое только-только извлекли из реактора, с воздухом крайне нежелателен: на воздухе трубки твэлов начинают быстро разогреваться и могут даже расплавиться. Кроме того, проработав какое-то время в реакторе, тепловыделяющие сборки превращаются в мощный источник радиации. Таким образом, вода, во-первых, охлаждает сборки, а во-вторых, служит защитой от облучения. Поэтому все манипуляции выполняются под толстым слоем воды: перегрузочная машина извлекает сборку из реактора, вытаскивает ее из шахты, под водой перемещает по специальному каналу (тоже затопленному), и опускает «тэ-вэ-эску» в бассейн выдержки. Потом крышку реактора ставят на место, привинчивают, воду откачивают – реактор снова готов к работе!

В здании турбинного острова, как несложно догадаться, находится турбина. Кроме нее, там размещен электрогенератор, конденсаторы, подогреватели, фильтры, деаэратор.

На турбинном острове собрано все основное оборудование второго контура, по трубам которого текут нерадиоактивные потоки. Поэтому персонал может спокойно ходить по помещениям, не опасаясь радиации.

Градирня: не хотите ли освежиться?

Что еще интересного есть на территории АЭС, кроме зданий ядерного и турбинного острова? На площадках многих атомных станций можно увидеть циклопические сооружения, напоминающие по форме башни со стенками, плавно расширяющимися к основанию. Эти башни по высоте значительно превышают сами энергоблоки; они доминируют над местностью, неизбежно притягивая взгляд еще на дальних подступах к АЭС. Их называют градирнями. 

Градирни АЭС

Зачастую над градирнями можно увидеть белый дымок. Ох, и досталось же «атомным» градирням от разного рода экологических организаций: «зеленые» упорно считали, что градирни выбрасывают в атмосферу радиоактивные вещества. Разумеется, подобное утверждение совершенно не соответствует истине. Чтобы это стало понятным, нужно разъяснить, как работает градирня.

В реальности, она является элементом системы охлаждения воды. Нужно вспомнить, что происходит с паром, который отходит с турбины. Он конденсируется, то есть превращается обратно в воду, которую после ряда операций направляют обратно в парогенератор. Для этого пар охлаждают водой из внешнего источника. Естественно, при этом сама охлаждающая вода нагревается: пар через стенку отдает ей свое тепло. Куда деть эту воду? Существует два варианта. В первом воду сбрасывают туда же, откуда ее забрали – во внешний водоем. В частности, так поступают на Ленинградской АЭС, о которой уже шла речь; воду для охлаждения пара берут из Финского залива, а нагретую воду направляют обратно в залив. Это вполне допустимо, поскольку она не содержит радиоактивных веществ. Правда, такой способ обращения с водой вызывает у экологов претензии, поскольку он все же вносит небольшие изменения в сложившуюся экосистему.

Повышенная температура воды на выходе из конденсаторов может принести пользу: подогретые стоки создают благоприятные условия для разведения рыбы; по этой причине ряд российских АЭС соседствует с рыбными хозяйствами. Нужно отметить (хотя это и так очевидно): ни о какой «радиоактивной рыбе» в данном случае речи не идет – вода, отходящая от конденсаторов АЭС, не является источником радиации.

Если подогретая вода сбрасывается в залив или другой крупный водоем, это не наносит серьезного ущерба окружающей среде. Другое дело, если водный источник небольшой – тогда вредное воздействие может оказаться более значительным. Вот здесь-то на помощь приходят градирни: эти башни позволяют сбрасывать тепловую энергию не в воду, а в воздух, снижая нагрузку на водоемы.

Работает градирня следующим образом: подогретая вода, которая отходит от конденсаторов, подается в башню и падает вниз с определенной высоты.

 

Принцип работы градирни

При этом вода льется не сплошным потоком, а дробится на тонкие струйки, либо стекает по внутренним элементам в виде тонкой пленки. Снизу вверх навстречу воде по механизму естественной тяги движется поток воздуха: он охлаждает воду, которая все же успевает частично испариться. Нагретый воздух вместе с паром выходит из верхней части башни. Собственно, белый дым, который можно увидеть над градирнями, – это не что иное, как обычный водяной пар.

А вода стекает вниз и попадает в чашу – большой резервуар, находящийся в основании сооружения. Теперь ее снова можно использовать для конденсации пара. Насосы качают эту охлажденную воду из чаши и опять направляют ее в конденсаторы турбины.

На предприятиях, где установлены градирни, бывали случаи, когда рабочий люд использовал эти конструкции в качестве… душевой, – особенно летом. Действительно, под водой, стекающей вниз в виде тонких струек, вполне можно освежиться в жаркую погоду.

А еще градирни можно использовать для творчества. Тем более, подобные примеры уже есть. Действительно, почему бы не изменить впечатление от унылых серых башен, изобразив на их поверхности что-нибудь художественное.

Справедливости ради следует отметить, что градирни на АЭС все же могут давать кое-какую нагрузку на окружающую среду. Это связано с тем, что в воду в ряде случаев добавляют ингибиторы (т.е. замедлители) коррозии, чтобы стальные конструкции внутри башен меньше ржавели. Эти добавки частично выносятся из градирен в атмосферу вместе с мельчайшими частичками воды. Есть способ, позволяющий отказаться от ингибиторов – внутри градирни можно вместо стали использовать пластик. Но такие «пластиковые» градирни нехороши тем, что на них может возникнуть пожар. Пожар на градирне – зрелище поистине грандиозное и устрашающее.

Даже учитывая, что современные ядерные энергоблоки надежно защищены от пожара, легко согласиться, что угроза такого фейерверка рядом с работающим реактором, мягко говоря, напрягает. Поэтому решили выбрать меньшее из двух зол и остановились на традиционных градирнях со стальными конструкциями; они ржавеют, но хотя бы не горят.

Кроме того, на атомных станциях существует еще один вспомогательный элемент системы охлаждения. Речь идет о брызгальных (от слова «брызги») бассейнах. Выглядят они так, как показано на рисунке.

Брызгальный бассейн на АЭС

Некоторые думают, что эти забавные фонтанчики играют роль чисто декоративного элемента и предназначены лишь для украшения строгого пейзажа промышленной площадки. Но, в конце концов, атомная станция – это не Петергоф. Брызгальные бассейны так же, как и градирни, служат для отвода тепла. Принцип их действия следующий: нагретая вода подается к соплам «фонтанчиков» и распыляется в виде мелких брызг, за счет чего скорость охлаждения значительно повышается. 

БН: БЫСТРЫЕ ЛУЧШЕ «МЕДЛЕННЫХ»?

До сих пор речь шла об энергоблоках с тепловыми реакторами. Стоит напомнить, что слово «тепловой» обозначает не тот факт, что реактор вырабатывает тепло (этим занимаются абсолютно все реакторы), а то, что в его активной зоне «летают» тепловые нейтроны.

Ядерная энергетика во всем мире опирается на тепловые реакторы. Чуть ли не единственная страна, которая выбивается из общего «теплового» ряда – Россия: мощный ядерный энергоблок с быстрым реактором типа БН-600 уже более трех десятков лет благополучно работает в Свердловской области, на Белоярской АЭС, той самой, где в свое время были запущены предшественники РБМК – реакторы АМБ-100 и АМБ-200.

Может возникнуть каверзный вопрос: если у нас лишь один такой реактор, может быть, подобные аппараты вообще не имеют перспектив? Может, наши атомщики, говоря простым языком, решили поиграться, создав реактор, который особо никому не нужен? Ведь подобное уже бывало в истории науки и техники: делали что-то, громко трубили на всю страну об очередной победе инженерной мысли, а после этого… закрывали тему. Может, технология быстрых реакторов – явление из той же серии?

Чтобы прояснить ситуацию, нужно сделать небольшое лирическое отступление и раскрыть некоторые интересные особенности «быстрой» ядерной энергетики.

Для ясности: быстрые реакторы не потому быстрые, что они куда-то быстро едут: они, как и их тепловые коллеги, спокойно стоят в своих шахтах. Название обусловлено тем, что активная зона этих аппаратов наполнена быстрыми нейтронами. Термин говорит сам за себя: быстрые нейтроны движутся с очень высокой скоростью, порядка десятков тысяч километров в секунду.

«Быстрота» нейтронов внутри реактора сама по себе создает массу технических неудобств. Основная загвоздка состоит в невозможности использовать привычную воду в качестве теплоносителя, ведь вода одновременно является замедлителем нейтронов. А поскольку в данном случае требуется, чтобы нейтроны были быстрыми, то из реактора необходимо убрать все замедлители – и воду в том числе. Другое неудобство состоит в том, что в быстрых реакторах приходится использовать более обогащенное топливо по сравнению с тепловыми. Более обогащенное, – следовательно, более дорогое.

Итак, недостатки ясны, а где же достоинства? Основной плюс быстрых реакторов в том, что они позволяют… получить больше ядерного топлива, чем сжигают. Это заявление может показаться в некоторой степени фантастическим: разве такое возможно? Ведь это как если бы организм производил больше пищи, чем съедает.

Однако суть идеи довольно проста: в активную зону быстрого реактора вместе с ядерным топливом загружают сборки, содержащие обедненный уран, состоящий главным образом из изотопа урана-238. Ядра урана-238 захватывают быстрые нейтроны и превращаются в ядра более тяжелого изотопа – урана-239. Этот радиоактивный изотоп отличается высокой нестабильностью: он довольно быстро превращается в плутоний-239. Да-да, тот самый плутоний-239, который используется в ядерных боеприпасах.

Как говорится, вот и весь фокус. Плутоний-239 тоже относится к делящимся изотопам; значит, он может участвовать в цепной ядерной реакции, давая огромную энергию. Уже сегодня плутоний-239 активно используется в ядерной энергетике за рубежом: его подмешивают к урану, а полученный «комбикорм» скармливают тепловым реакторам.

Ядерное топливо, содержащее одновременно изотопы урана-235 и плутония-239, называют МОХ-топливом (читается как «мокс»). Оно представляет собой смесь оксидов урана и плутония (UO2 + PuO2). Стоит напомнить, что традиционное ядерное топливо – это «чистый» диоксид урана UO2.

Правда, надо отметить, что ученые-ядерщики не очень довольны плутонием, когда тот выступает в качестве ядерного горючего. Не залезая в дебри реакторной физики, можно сказать, что реакторы на тепловых нейтронах, составляющие основу мировой ядерной энергетики, хуже работают на смешанном уран-плутониевом топливе, чем на «стандартном» урановом горючем.

Вклад с хорошими процентами

Однако с быстрыми нейтронами получается другая картина: быстрые «котлы», как выяснилось, вполне нормально сжигают плутониевое топливо. Иными словами, плутоний-239, не совсем удобный для тепловой ядерной энергетики, вполне годится для быстрой. Это открывает не то чтобы радужные, но весьма привлекательные перспективы: расходуя в быстрых реакторах 1 килограмм ядерного топлива, можно получить достаточно плутония, чтобы изготовить 1,2-1,3 килограмма нового горючего. Просто превосходно: быстрые реакторы способны произвести больше топлива, чем сжигают! За это качество их часто называют бридерами (от англ. breeder – производитель) или размножителями.

Можно задать вопрос: откуда взять обедненный уран, если уж именно он служит исходником для получения плутония? Но как раз уран-то не является проблемой: этого материала предостаточно накоплено в России. В настоящее время многие тысячи тонн обедненного урана без дела лежат в контейнерах на площадках предприятий, занимающихся обогащением. На сегодняшний день обедненный гексафторид урана – это отходы производства, проще говоря – никому не нужная вещь. Несложно представить, чего можно достичь, если довести до ума технологию быстрых реакторов: бридеры позволили бы обеспечить нас ядерной энергией на тысячи, даже на десятки тысяч лет! Это особенно важно, если вспомнить, что урана-235 для тепловых реакторов хватит лишь лет на восемьдесят; во всяком случае, так получается исходя из оценок доступных запасов природного урана.

Нарисованная картинка может показаться слишком радужной: разговор идет так, будто бы проблема мирового энергетического кризиса уже решена. Но следует признать, что все не так просто. У технологии бридеров есть свои «узкие» места, которые еще только предстоит «расшить». А с другой стороны, разве где-нибудь написано, что все инженерные задачи должны решаться просто? Вроде бы, нигде. Главное понять: проблема быстрых реакторов стоит того, чтобы тратить на нее время и силы. К тому же, в случае бридеров нам нет нужды просить какого-то доброго дядю поделиться этой уникальной технологией: не чьи-нибудь, а именно наши, российские атомщики держат в руках все нужные ключи от практически неисчерпаемой «быстрой» энергии.

Как развивалась «быстрая» ядерная энергетика в нашей стране? Вкратце последовательность событий такова. Исследовательский быстрый реактор БР-5 с жидким натрием в качестве теплоносителя был введен в эксплуатацию в 1959 году в Обнинске (там же, где была запущена Первая в мире АЭС). Затем быстрые реакторы «переехали» в Ульяновскую область, где в 1969 году в НИИ атомных реакторов (входит в Росатом) запустили установку побольше – с реактором БОР-60 («БОР» означает «быстрый опытный реактор»). Это был еще не очень крупный аппарат, предназначенный для отработки технологии, – такие «котлы» называют прототипами. Кстати говоря, БОР-60 все еще работает. Несмотря на солидный для реактора возраст, на нем выполняются важные исследования. 

Первый полноценный энергоблок с быстрым реактором БН-350 построили в Казахстане на берегу Каспийского моря. БН-350 был введен в эксплуатацию в 1973 году, в один год с первым уран-графитовым «тысячником» (РБМК-1000), но судьба этих аппаратов сложилась по-разному: головной блок на Ленинградской АЭС планируется окончательно заглушить только в 2019 году, а БН-350 остановили в 1999 году. 

Шевченковская АЭС – первая атомная станция с крупным бридером БН-350

Пожалуй, советский/казахстанский бридер БН-350 мог бы поработать и подольше, – он совсем неплохо проявил себя на практике. Но после распада СССР этот реактор оказался на территории другого государства, не столь опытного в использовании атомной энергии. Видимо, это и стало одной из главных причин закрытия.

Реактор быстрый - строители медленные...

Следующий энергоблок с гораздо более мощным реактором БН-600 строили долгие тринадцать лет – с 1966 по 1979 год. Новый бридер установили на площадке Белоярской АЭС по соседству с первыми уран-графитовыми аппаратами АМБ-100 и АМБ-200, – видимо, чтобы старшее поколение не скучало в одиночестве. БН-600 дал ток в апреле 1980 года, года московских летних Олимпийских игр. Оправдал ли себя этот атомный «долгострой»? Да, оправдал! Проект БН-600 является, по сути своей, уникальным.

Реакторный зал энергоблока с БН-600

Быстрые реакторы сделали американцы, французы, японцы, китайцы и даже индийцы! Однако одно дело запустить установку, и совсем другое – работать на ней. С точки зрения эксплуатации бридер – весьма непростой объект, и только специалисты высокой квалификации могут заставить быстрый «котел» варить так, как надо. Лишь отечественные инженеры сумели добиться того, чтобы энергоблок с бридером устойчиво проработал в течение нескольких десятков лет; в других странах дело на лад не шло. К примеру, во французских «Фениксах» все время что-то текло и ломалось, и в итоге власти, изрядно напуганные постоянными неполадками, спустили указание: «закрывайте!»

К слову, не так давно, в 2010 году, первый экспериментальный бридер CEFR был запущен в Китае. Однако при ближайшем рассмотрении можно понять, что этот аппарат не такой уж и китайский: в проектировании и строительстве CEFR самое непосредственное участие принимали российские специалисты, которые в этом деле, как говорится, собаку съели.

Как уже упоминалось, соседом БН-600 на Белоярской АЭС стал похожий на него, но более мощный бридер – БН-800. По поводу этого проекта надо отметить, что он являет пример еще более впечатляющего долгостроя, – пожалуй, беспрецедентного в истории отечественного реакторостроения. Энергоблок с БН-800 начали сооружать еще при советской власти, в восьмидесятые годы прошлого века, но первый физический пуск реактора состоялся лишь в конце июня 2014 года. И только в 2016 году блок был принят в промышленную эксплуатацию.

Теперь можно рассмотреть, как работает ядерная установка с натриевым бридером на примере хорошо себя зарекомендовавшего ветерана – блока с БН-600. Но на этот раз разговор начнется не с самого реактора, а с теплоносителя – того агента, который забирает из активной зоны тепловую энергию. Собственно, секрет уже раскрыт: теплоносителем в отечественных реакторах-размножителях служит жидкий натрий. 

Теперь можно рассмотреть, как работает ядерная установка с натриевым бридером на примере хорошо себя зарекомендовавшего ветерана – блока с БН-600. Но на этот раз разговор начнется не с самого реактора, а с теплоносителя – того агента, который забирает у реактора тепло, выделяющееся в ходе цепной реакции деления. Основной секрет уже был раскрыт: теплоносителем в отечественных реакторах-размножителях служит жидкий натрий. 

Жидкий метал в активной зоне: большая глупость или отличная находка?

Вопрос: почему натрий? Как вообще инженеры решились залить расплавленный металл в ядерный реактор, который сам по себе является объектом повышенной опасности? Эта идея даже сейчас кажется если не фантастической, то, по крайней мере, весьма рискованной, – игрой на грани фола. Но в те времена, когда ядерная энергетика в нашей стране только разворачивалась, не отбрасывали ни одного проекта, который мог принести дивиденды в будущем. Поэтому к идее реакторов с жидким металлом отнеслись со всей серьезностью. Сработал все тот же старый добрый принцип: не класть все яйца в одну корзину. И все же: почему именно натрий?

Как уже разъяснялось, воду в бридерах принципиально нельзя использовать, так как она замедляет нейтроны. Это заставило инженеров искать другие пути, и одним из наиболее многообещающих вариантов был признан металлический теплоноситель.

Вообще, можно было попытаться использовать в качестве теплоносителя газ, например, гелий. Однако все газы имеют серьезный недостаток: они плохо передают тепло. Поэтому от газов в ту пору решили отказаться, взяв металл, который хорошо передает тепло и при этом не мешает «летать» нейтронам.

Естественно, что металл должен быть жидким, дабы его можно было прокачать насосом через активную зону и направить в парогенератор. Кстати, натрий выбрали не сразу. Сначала пошли по наиболее очевидному пути и взяли единственный известный металл, который находится в жидком состоянии при комнатной температуре. Речь, как нетрудно догадаться, идет о ртути. Поэтому первым теплоносителем для советского бридера БР-2, пущенного в 1955 году, стала ртуть. Однако эта ветвь оказалась тупиковой: горячая ртуть была слишком агрессивной, она весьма активно «ела» стальные трубы и аппараты. Кроме того, ртуть – очень токсичный металл, крайне вредный для человека. В связи с этим следующий реактор БР-5 и более поздние аппараты работали уже на натрии.

Справедливости ради следует сказать, что натрий – тоже не подарок. На воздухе он бурно окисляется, а при повышении температуры может даже загореться. Если бросить кусок натрия в воду, произойдет взрыв. Однако натрий и вполовину не так токсичен, как ртуть. У него низкая температура плавления: металл переходит в жидкое состояние при температуре всего 98 oС. Жидкий натрий очень хорошо передает тепло и он гораздо «дружелюбнее» по отношению к стальным конструкциям, из которых изготовлен реактор.

Положительные качества натрия – низкая скорость коррозии, низкая температура плавления и очень хорошая теплопередача – сделали этот металл кандидатом № 1 на роль теплоносителя в бридере.

Теперь, разобравшись с теплоносителем, можно переходить к рассказу о самом реакторе. БН-600 представляет собой широкий котел, заполненный жидким натрием.

«Котел» БН-600

Основным элементом БН, как и любого другого реактора, является активная зона, состоящая из тепловыделяющих сборок с таблетками ядерного топлива. Но активная зона у этого реактора маленькая, компактная. Сам же «котел» весьма большой (это видно по человечку на рисунке выше). Внешне он гораздо шире и приземистее по сравнению с «худощавым» ВВЭР. Большой бак нужен «бэ-эну», поскольку в нем, кроме собственно активной зоны, есть еще много чего интересного.

В «котле» БН-600 встречаются два контура – первый и второй. «Место встречи» – шесть теплообменных аппаратов, в которых тепло от первого контура передается второму. И первый, и второй контур заполнены расплавленным натрием. Впрочем, лучше не забегать вперед и двигаться по порядку. 

Натрий: радиоактивный и не очень...

Натрий первого контура подводится к активной зоне снизу и прокачивается через нее снизу вверх. При этом натрий получает тепловую энергию от ядерного топлива и разогревается.

 Передача тепла от радиоактивного натрия «чистому» натрию 2-го контура

Далее горячий натрий первого контура поступает в теплообменные аппараты. С другого конца в эти аппараты загоняется поток натрия, принадлежащий уже второму контуру. Этот поток закачивается в реактор извне: жидкий натрий второго контура забирает тепло у натрия первого контура и выходит наружу, за пределы котла.

«Первый» же натрий, выйдя из теплообменников, далее следует к насосам. Эти насосы установлены тут же, в котле реактора, в объеме жидкого, горячего металла; поэтому их называют погружными насосами. Их назначение – снова и снова гонять по замкнутому кругу натрий первого контура от активной зоны к теплообменным аппаратам и обратно.

Как видно, реактор БН работает по еще более запутанной схеме, чем водо-водяные реакторы. Но так сделали неспроста: на все есть свои причины. В данном случае причина заключается в том, что натрий первого контура, раз за разом проходя через активную зону, становится радиоактивным. Поэтому решили, что лучше не выпускать его наружу: в случае, если прорвет трубу, даже чистый натрий может доставить немало проблем из-за своей чрезвычайно высокой химической активности, а если он вдобавок будет испускать радиацию… ну, наверное, понятно.

Конструкция реактора БН-600, которая только что была представлена на рисунке, позволяет изолировать «первый» радиоактивный натрий внутри котла. Это очень хорошая мера безопасности на случай каких-либо неприятностей с протечками. Ее можно сравнить с карантином в школе, когда больных детей держат в одной аудитории, чтобы они не заразили здоровых. Вот и в случае с «бэ-эном» конструкторы устроили так, чтобы радиоактивный натрий первого контура не мог «заразить радиацией» другие аппараты и помещения.

А потом - то же самое!

Получается, что из бака реактора выходит натрий второго контура – горячий и при этом нерадиоактивный. Куда он идет дальше? Это станет ясным, если вспомнить предыдущие схемы ядерных энергоблоков. Ведь в конечном итоге все упирается в получение электроэнергии, а для этого требуется паровая турбина, – следовательно, нужен пар. Из жидкого натрия пар не получишь. Нужна вода; получается, что необходим третий контур, – заполненный водой, которая превращается в пар.

 Получение пара на энергоблоке с реактором БН

Поэтому на БН, как и на ВВЭР, есть аппарат, который производит пар – парогенератор. Натрий второго контура идет в парогенератор, и там он через стенку отдает тепло воде третьего контура, которая превращается в пар. Последняя часть пути уже хорошо знакома.

 

3-й контур (вода-пар): получение электроэнергии, конденсация пара, очистка и подогрев воды

Пар вращает вал турбины; вал турбины, в свою очередь, вращает ротор электрогенератора – так получается электроэнергия. Сделав свое дело, пар уходит с цилиндров турбины и превращается в воду в конденсаторах. Затем воду прогоняют через фильтры, чтобы очистить от солевых примесей, нагревают в подогревателях и загоняют в деаэратор, чтобы удалить нежелательные газы. После этого еще подогревают и снова направляют в парогенератор: третий контур замыкается.

Вот так выглядит вся схема целиком.

Получение электроэнергии на установке с реактором БН

Получение электроэнергии на установке с БН-600 похоже на эстафету, в которой участвует три «спортсмена». «Спортсмен № 1» – натрий первого контура – забирает тепло от активной зоны и передает его «спортсмену № 2» – натрию второго контура. Этот натрий несет тепловую энергию, как эстафетную палочку, до парогенератора, где происходит передача тепла последнему участнику – воде. И уже вода, превращаясь в пар, доносит энергию до турбины.

Можно также упомянуть, что блок с более мощным БН-800 вырабатывает электроэнергию по аналогичной схеме.

Как уже было сказано, введение дополнительного контура позволяет значительно повысить безопасность в случае каких-либо аварийных ситуаций. Вообще говоря, современный ядерный энергоблок с бридером практически так же безопасен, как и тепловые установки, работающие на воде.

Завершая разговор о бридерах, можно отметить, что натрий – не единственный металл, который годится для использования в быстрых реакторах. К настоящему времени готов проект небольшого реактора СВБР-100, в котором планируют использовать сплав свинца и висмута. В другой опытный бридер БРЕСТ-ОД-300, который тоже пока существует только на чертежах, собираются залить чистый свинец. К этим проектам повествование еще вернется, когда разговор пойдет о перспективных направлениях развития отечественной атомной отрасли (в одиннадцатой главе).

АТОМ - МИРНЫЙ МАЛЫЙ

По всему миру работает достаточно много «зеленых» организаций, которые были бы рады «похоронить» ядерную энергетику. В этом контексте можно вспомнить об интересном случае, когда советские атомщики, будто бы предвосхищая подобные стремления, упрятали ядерный реактор в гроб. Во всяком случае, конструкция, которая представлена на рисунке, действительно сильно смахивает на упомянутое изделие. На самом деле здесь изображен один из модулей передвижной ядерной энергетической установки ТЭС-3.

Модуль ТЭС-3

Это не единственный проект энергоблока с миниатюрным реактором: есть и другие. И тут требуется кое-что пояснить. В данной главе речь пока шла главным образом о «большой» ядерной энергетике. Но какая польза от подобных маленьких АЭС? Можно вспомнить про единственную в своем роде Билибинскую станцию, запущенную на Чукотке, – куда, согласно образному выражению, «Макар телят не гонял». С одной стороны, небольшие АЭС проигрывают по цене электричества и тепла из-за сравнительно высоких затрат на их строительство. Однако достоинство любого ядерного энергоблока в очень малом количестве потребляемого топлива. Подвозить же в отдаленные северные регионы уголь, мазут, либо тянуть туда нить газопровода весьма дорого. И если это учесть, атомная энергия может оказаться лучшим выбором, и даже «малая» АЭС будет в состоянии себя окупить.

Пора-пора добраться до добра...

Но нужно ли вообще развивать энергетику на Крайнем Севере и в Сибири? Не нужно, а совершенно необходимо. С точки зрения полезных ископаемых, это богатейшие места – запасы лежащих в тамошних недрах золота, нефти, олова, вольфрама, ртути, серебра, алмазов, меди и других полезных ископаемых оцениваются числами со многими нулями. Но чтобы получить доступ к этим богатствам, надо рыть рудники, налаживать производства по переработке, линии транспортировки. А для всего этого требуется энергия. Общая логика здесь проста: нужно помнить, что кроме нас существует много тех, кто хотел бы воспользоваться этими ресурсами: США, Евросоюз, восточные страны с завидной регулярностью выражают желание порыться в российских недрах. Поэтому неплохо бы нам самим заняться освоением собственного достояния, пока до него не добрались чужие ручки.

Надо отметить, что возможность развития ядерной энергетики в холодных труднодоступных районах осознается не только нами. К примеру, американцы в свое время активно высказывались против использования атомной энергии в Антарктиде, но это не помешало им протащить на полярный континент маломощный ядерный реактор и запустить его в 1962 году!

К тому же, малые АЭС могут использоваться не только для экономического развития северных регионов – они пригодятся и военным. От обеспеченности энергией военных объектов напрямую зависит обороноспособность страны – это любому ясно и без объяснений. Северные закрытые города, военные части, пограничные заставы тоже нуждаются в надежных, стабильных источниках тепла и электричества; а такими как раз являются небольшие ядерные энергоблоки.

Наверное, следует признать, что ядерные реакторы на военных объектах несут определенную опасность: если по ним ударят во время налета, это может привести к серьезному радиоактивному загрязнению местности. С другой стороны, установки можно обезопасить, поместив в подземные убежища.

Итак, в общих чертах значимость малой ядерной энергетики ясна. Теперь можно рассказать о том, что сделали для развития этого направления наши специалисты.

«Гробы» на гусеницах и конструктор LEGO

Чуть выше уже упоминался реактор для установки ТЭС-3, – тот самый, заключенный в гробоподобный корпус. Проект подобной станции обсуждался главой Минсредмаша Е.П. Славским еще в 1955 году.ТЭС-3 изначально предназначалась для обеспечения энергией объектов Крайнего Севера и Сибири. Спустя два года подготовили эскизный проект, а опытная эксплуатация этого мини-энергоблока началась в 1961 году в Обнинске, по соседству с Первой в мире АЭС.

Внутри установленного на гусеницы корпуса располагался небольшой водо-водяной реактор, который спроектировали, отталкиваясь от идеи реактора для атомных судов и подводных лодок.

Гусеничные платформы, несущие корпус, позаимствовали у тяжелого танка Т-10. Вместе с модулем реактора ядерная установка ТЭС-3 состоит из четырех одинаковых «гробов»: во втором модуле установлены парогенераторы и главные насосы, в третьем – паровая турбина, конденсаторы и подогреватели. Под крышей четвертого модуля размещен пульт управления.

ТЭС-3 изначально предназначалась для обеспечения энергией объектов Крайнего Севера и Сибири. К сожалению, до Севера гусеничные «энергосамоходы» (такое название им придумали) так и не доехали: в 1969 году дальнейшую эксплуатацию ТЭС-3 признали нецелесообразной, и установку законсервировали.

Представляется, что ТЭС-3 может вырабатывать энергию на ходу; но это чистой воды фантазия. В конце концов, ТЭС-3 – это мини-АЭС, а не вездеход на атомной тяге. Чтобы установка заработала, четыре блока нужно разместить на выбранной площадке, соединить трубами и кабелями, возвести вокруг реактора и парогенераторов защиту от радиации.

Несколько позже началась реализация альтернативного проекта, предназначенного для тех же целей. Речь идет о еще одной ядерной мини-установке «АРБУС», название которой расшифровывается как «арктическая блочная установка». Имя говорит само за себя: «арбуз», как его в шутку наименовали, предназначался для освоения северных территорий. Правда, «арбуз», в отличие от ТЭС-3, не самоходный – станция монтировалась на месте из 19 сравнительно легких блоков, которые можно было доставить на тяжелых грузовиках, судах или вертолетах практически в любое место и там собрать ядерную установку – такой вот LEGO «для взрослых». «Арбуз» был чрезвычайно легким: установка целиком весила всего 365 тонн. Для сравнения: только корпус реактора ВВЭР-1200 по массе превышает 330 тонн.

В качестве теплоносителя, забирающего энергию из активной зоны, в случае «АРБУСа» взяли агент, ранее не применявшийся – газойль. Это продукт переработки нефти, который входит в состав «солярки». Получилось занятно: топливом в ядерной установке служил уран, а теплоносителем – вещество, которое обычно используют как топливо.

Арктическая блочная установка была запущена в 1963 году, на два года позже гусеничных «энергосамоходов» ТЭС-3. К сожалению, судьба «АРБУСа» оказалась такой же, как у ТЭС-3: установка была остановлена и выведена из эксплуатации. Одной из причин прекращения работы стали проблемы с теплоносителем: выяснилось, что под действием жесткой радиации в активной зоне газойль портится, из-за чего теплоноситель требует постоянной очистки и подпитки. Короче говоря, «арбуз», как и ТЭС-3, так и не «увезли в тундру, к седым снегам».

Хоть АЭС и не угнать, но колеса лучше снять...

Тем не менее, останов и закрытие первых малых ядерных установок не поставили крест на дальнейших попытках создать мини-энергоблок. Следующий вариант такой конструкции был предложен в отраслевом НИИ «Сосны» в Белоруссии. Сейчас найдутся те, кто не считает белорусский проект «нашим». Не будем, однако, забывать, что речь идет о советских годах, когда система Минсредмаша/Минатома/Росатома объединяла и Беларусь, и Россию, входившие в одну страну.

Белорусский проект назывался «Памир 630Д». Он тоже, как и ТЭС-3, был самоходным. Однако в нем решили отказаться от гусениц: и реактор, и прочее хозяйство установили на прицепы, перевозимые громадными военными грузовиками МАЗ-537. Идеология была все та же: АЭС добиралась до места на собственных колесах, части установки соединялись кабелями и трубами, – и все, можно было приступать к работе!

Время развертывания станции «Памир 630Д» не должно было превышать шесть часов! Кстати, с размещенных на площадке прицепов предписывалось снять колеса. Конечно, желающих угнать АЭС сыщется немного, но кто его знает…

Идея установки родилась еще в шестидесятых, но до воплощения в «железо» прошли долгие годы: много времени заняли эксперименты, направленные, в частности, на то, чтобы отработать инновационную технологию теплоносителя – тетраоксида диазота (N2O4). Не вникая в тонкости процесса, следует отметить, что данное соединение весьма опасно. Тетраоксид не только вызывает сильную коррозию, но и весьма токсичен: при попадании в воздух тетраоксид образует с водяными парами азотную кислоту; был даже случай смертельного отравления сотрудника в ходе экспериментов. Из-за высокой агрессивности N2O4 оборудование часто не выдерживало: на площадке периодически происходили выбросы в виде клубов бурого дыма.

 

Энергоблок «Памир-630Д» в составе двух прицепов

В общем, из-за больших усилий, ушедших на расшивку «узких мест», «Памир-630Д» был пущен уже в перестроечное время – в ноябре 1985 года. А через пять месяцев произошла чернобыльская авария. В этой ситуации высшее руководство приняло в отношении «Памира» самое жесткое, радикальное решение. Мотив был, в общем-то, понятен: коль скоро атомщики не сумели обеспечить безопасность «нормальных» водных реакторов, то установку, по контурам которой текут вредные химикалии, лучше прикрыть, что называется, от греха подальше. В результате проект был свернут, не успев толком развернуться. Наверное, в случае с «Памиром» опасения были небезосновательными: все-таки тетраоксид,  и вправду, – чересчур «злой» реагент. 

Мирный малый: история продолжается

Приходится констатировать, что в советское время малая ядерная энергетика «не пошла». Но похоже на то, что сегодня идея мини-АЭС выходит на новый виток развития. За проекты установок малой мощности всерьез взялись многие страны. Такие игроки, как США, Китай, Франция, Южная Корея, уже дышат нам в затылок. Можно сказать, что мини-АЭС стали «модным трендом».

Какие мысли по поводу «малого атома» есть у российских специалистов на сегодняшний день? Для начала можно упомянуть об отказе от строительства маленьких установок «на колесах». Вместо них теперь предлагается проект мобильного энергоблока совсем иного рода – плавучего. Эту установку назвали «ПАТЭС» – «плавучая атомная теплоэлектростанция». Как следует из названия, ПАТЭС будет давать не только электроэнергию, но и тепло. Первая из этих станций под названием «Академик Ломоносов» находится в завершающей стадии строительства на верфях Балтийского завода в Петербурге. Подробнее о ПАТЭС будет рассказано в главе, посвященной отечественному атомному флоту, поскольку идея плавучих ядерных установок «выплыла» прямо из проектов атомных ледоколов. Выражаясь языком киноиндустрии, ПАТЭС является своего рода сиквелом надводных судов на атомной тяге.

Другое направление развития – строительство стационарных энергоблоков малой мощности. Таким образом, атомщики, отказавшись от прицепов и «гробов»,  вернулись к привычным строительным конструкциям – с фундаментом, стенами и крышей. Такие установки гораздо безопаснее по сравнению с «энергосамоходами», ведь в случае аварии толстые стены реакторного здания станут барьером, который воспрепятствует выходу радиоактивных веществ наружу. Другой очевидный плюс в том, что АЭС, прочно стоящую на земле, уж точно не угонят.

В числе других рассматриваются уже упоминавшиеся малогабаритные энергоблоки с быстрыми реакторами (бридерами): свинцово-висмутовый СВБР-100 и свинцовый БРЕСТ-ОД-300. Однако два данных проекта пока существуют лишь на бумаге, – их только готовятся воплощать в жизнь. 

ТЕРМОЯД: СКОЛЬКО-СКОЛЬКО ГРАДУСОВ?

До сих пор разговор вращался вокруг ядерных установок, вырабатывающих электричество за счет цепной реакции деления. Однако ранее уже заходил разговор об альтернативном варианте, позволяющем отказаться от «тяжелого» ядерного топлива на основе урана и плутония. Вместо больших ядер можно взять «легкие» изотопы, к примеру, дейтерий и тритий и организовать с ними реакцию ядерного синтеза – процесс, когда ядра не делятся, а, наоборот, объединяются. При этом выделяется гораздо больше энергии, чем при цепной реакции деления.

Правда, возникает неловкий момент: реакция соединения двух ядер может протекать только в плазме, нагретой до запредельно высоких температур; недаром процесс называют термоядерным синтезом. Речь идет о сотнях миллионов градусов! Поэтому на сегодняшний день термоядерная энергия может быть использована только в военных девайсах – в термоядерных бомбах. Ученые давно задались идеей перевести «термояд» на мирные рельсы, однако с этим вышла загвоздка. Ведь при взрыве бомбы реакция протекает стремительно, и плазма моментально достигает нужной температуры в миллионы градусов. Понятное дело, сама бомба, а вернее, материалы, из которых она сделана, при взрыве просто-напросто испаряются. Разумеется, в случае  с бомбой так и должно быть, – в конце концов, это «изделие» одноразового применения. Но вряд ли кому-то нужен ядерный реактор, который возьмет и улетучится в процессе выработки энергии. И все же выход есть. 

«Бублик» - несъедобный, но полезный

В первой главе, посвященной истории овладения атомной энергией, упоминалось о создании токамака – тороидальной камеры с магнитными катушками. При этом конструкционные материалы, из которых сделан токамак, не плавятся и не испаряются по той причине, что плазма до них не достает: раскаленная субстанция удерживается внутри тороидальной камеры – «бублика» – мощными магнитными полями. Поэтому токамак позволяет достичь невероятно высоких температур, достаточных для запуска термоядерного синтеза. Впервые, кстати, эту возможность реализовали в нашей стране. В 1968 году в Курчатовском институте научная группа под руководством академика Л.А. Арцимовича сумела разогреть плазму в токамаке Т-3 до десяти миллионов градусов. 

Иностранные ученые поначалу отказывались верить в запредельные температуры, достигнутые в камере нашего аппарата, однако были вынуждены признать свою неправоту: совместная советско-английская команда, проведя лазерные измерения, получила, как потом писали, «результаты даже более высокие, чем сообщалось русскими».

Но токамак – это еще не ядерный реактор; в «бубликах» токамаков плазма существует очень непродолжительное время, – как правило, это доли секунды. Причем плазма внутри камеры нуждается в постоянной подпитке, то есть токамак «кушает» энергию вместо ее производства. Чтобы от экспериментов с плазмой перейти к ядерной установке, нужно добиться времени жизни плазмы не менее 4-6 секунд. Это весьма и весьма непростая задача, ее решение лежит на грани достижений современной науки и техники. Тем не менее, понимая, какую выгоду может принести успех, за эту задачу решили взяться. Правда, ее масштабы при вдумчивом анализе оказались настолько велики, что ввязаться в игру в одиночку никто не решился.

Идея о совместном международном проекте термоядерного реактора была принята еще в 1985 году по инициативе советского и американского лидеров (Рейгана и Горбачева). Но делу дали ход еще очень не скоро, поскольку в процессе обсуждения деталей разгорелась самая настоящая бюрократическая война.

Штатовские политики, выступая против совместного строительства термоядерного реактора, настаивали, что русские-де воспользуются ситуацией, чтобы разузнать все американские ноу-хау. В 1996 году они даже вышли из проекта; потом, правда, решили, что погорячились, и снова зашли.

В итоге из-за всяческих проволочек подробный проект будущего реактора был готов лишь в 2001 году – только проект! Однако прошло еще несколько лет, прежде чем соглашение о создании реактора было подписано; это произошло в 2006 году. Два года спустя начались работы по подготовке площадки под строительство – затянувшаяся «бумажная» стадия наконец-то завершилась, и началось воплощение проекта в жизнь.

Роем яму, льем бетон

Сам аппарат получил название «ИТЭР» – «Интернациональный термоядерный экспериментальный реактор». Кстати, на английском языке оно произносится так же, как на русском – ITER. Сейчас это название уже не считают аббревиатурой, а связывают с латинским словом iter (путь). Отсюда и девиз проекта: «ИТЭР: путь к новой энергии».

На сегодняшний день кроме России в проекте ИТЭР участвует еще шесть сторон: Евросоюз, Индия, Япония, Китай, Южная Корея и США.

Доля нашей страны в данном термоядерном предприятии – около десяти процентов, что автоматически открывает России доступ ко всем технологиям. Кстати, необычность проекта заключается в том, что его «финансирование» подразумевает не привычное перечисление денег, а поставку высокотехнологичного оборудования. Конкретно перед Россией стоит важная задача производства сверхпроводников; кроме того, наши специалисты занимаются разнообразными компонентами реактора (устройствами нагрева плазмы, бланкетами), а также диагностическими датчиками и анализаторами структуры плазмы.

В качестве места для размещения установки был выбран юг Франции: площадка расположена в 60 километрах от Марселя, в исследовательском центре Кадараш. Котлован начали рыть в 2010 году, а три года спустя приступили к заливке плиты основания – массивной железобетонной конструкции толщиной полтора метра, которая покоится на антисейсмических прокладках («страховка» на случай землетрясения). К осени 2014 года этот ответственейший этап был завершен, и в октябре приступили к возведению стен.

Тогда же, в октябре, принялись за работы в «яме» – так называют залитую бетоном площадку под реактор.

Такой вид ИТЭР приобретет к концу строительства. «Брешь» в стене показывает участок, где будет размещен сам реактор

Строительство активно продолжается. Запуск запланирован на 2025 год, возможно, сроки будут сдвинуты еще дальше, поскольку не все страны-партнеры успевают выполнить свою часть работы в срок. Следует отметить, что Россия в число «должников» не входит.

Соответственно, первые опыты с плазмой намечены на год запуска, однако «настоящая» термоядерная энергетика ожидает человечество еще не скоро, ведь сам ИТЭР не предназначен для производства электроэнергии, а выделяемое им тепло будет сбрасываться в окружающую среду. 

Первое термоядерное электричество рассчитывают получить не на ИТЭРе, а на следующей установке – DEMO. В соответствии с названием, DEMO и должна будет продемонстрировать возможность превращения энергии термоядерного синтеза в электрический ток

Даже в случае полного успеха проекта «термоядерный» ток потечет по проводам не ранее пятидесятых годов нашего столетия, и это еще оптимистичный прогноз. Скептики же считают, что получение термоядерного электричества станет возможным лишь в следующем веке. Ну, что будет, то будет…

 

Токамак размера XXXL

Несмотря на то, что ИТЭР строится на юге Франции, ноги проекта растут из России. Стоит напомнить, что токамак – достижение отечественных ученых. А ИТЭР, по сути, является колоссальным токамаком, ведь высота реактора составит 73 метра, что сопоставимо с высотой Спасской башни Московского Кремля. Масштабы ИТЭР-овского «бублика», то есть вакуумной камеры, тоже впечатляют: ее внешний диаметр превысит девятнадцать метров, внутренний («дырка от бублика») – достигнет шести метров, а высота – одиннадцати метров. И весить гигант будет немало – 23 тысячи тонн (для сравнения: весь металл парижской Эйфелевой башни в три раза легче).  

Хотя токамак сам по себе немаленький, сопутствующее ему «хозяйство» займет гораздо больше места – под постройки, входящие в комплекс, отведен участок площадью целых 180 гектаров (почти два квадратных километра). Непосредственно к «пяте» реактора примыкает огромный сборочный цех, чье название говорит само за себя: здесь будут собираться массивные компоненты термоядерной установки перед их монтажом. Зеркальные панели, покрывающие корпус цеха, призваны символизировать «чистую» энергетику, которой, собственно, и должен стать термояд. Кроме сборочного цеха на площадке планируется разместить еще около сорока десятков зданий и сооружений.

По технической сложности проект ИТЭР сопоставим с Большим Адронным Коллайдером, а по стоимости даже превышает его раза в полтора. Что поделать, наука требует жертв, в том числе, – материальных.

А вот теперь можно попробовать разобраться, что собой представляет термоядерный реактор. На рисунке приведена его 3D-модель.

 

ИТЭР: 3D-модель

 Главная часть – кольцевая вакуумная камера («бублик»), в которой будет протекать реакция термоядерного синтеза.

ИТЭР: вакуумная камера

Как видно, «бублик» по форме не круглый: его сечение напоминает букву «D». В середине расположен центральный соленоид.

ИТЭР: центральный соленоид

Он состоит из шести катушек, каждая из которых похожа на стопку блинов; функция соленоида – возбуждать индукционный ток в плазме.

Снаружи вакуумной камеры расположены катушки, создающие вокруг замкнутого в круг плазменного шнура тороидальное (кольцевое) магнитное поле.

ИТЭР: катушки тороидального магнитного поля

Каждая из катушек имеет высоту пятнадцать метров, ширину – девять метров. 

Чтобы изготовить катушки тороидального поля, требуется восемьдесят тысяч километров сверхпроводящих нитей. Их можно дважды (!) обмотать вокруг земного экватора. Россия отвечала за производство двадцати процентов проводников для катушек тороидального поля. Контракт был полностью выполнен нашей стороной: последняя партия была отгружена в сентябре 2015 года, – проводники отправились в Италию, где занимаются изготовлением самих катушек.

За катушками тороидального магнитного поля расположены шесть катушек другого рода, – те, которые создают полоидальное магнитное поле. Это поле обхватит, сожмет плазму и не позволит ей соприкоснуться со стенками камеры; в противном случае, стенки не выдержали бы и постепенно испарились.

 

ИТЭР: катушки полоидального магнитного поля

Самой большой деталью реактора является криостат – оболочка из нержавеющей стали высотой 29 метров и почти такого же диаметра.

 

ИТЭР: криостат

Все остальные элементы – кольцевая камера, соленоид, катушки – расположены внутри криостата. С одной стороны, криостат играет роль защитной оболочки. Но его главное назначение – охлаждать обмотки катушек, чтобы удерживать металл в состоянии сверхпроводимости. К слову, охлаждающими агентами будут жидкие газы – гелий и азот.

Важной частью является элемент, размещенный внизу вакуумной камеры. Это так называемый дивертор.

ИТЭР: дивертор

Функция этой детали – извлекать из плазмы гелий, являющийся «побочным продуктом» термоядерного синтеза. Вдобавок дивертор улавливает пыль, которая образуется при испарении стенок и способна помешать ядерной реакции; за это его еще называют «пепельницей».

Вообще, существуют различные виды термоядерных превращений. На Солнце, к примеру, энергия выделяется в результате слияния двух протонов – ядер атомов водорода. Но ИТЭР изначально «заточен» под работу с двумя более тяжелыми изотопами водорода – дейтерием и тритием. Чтобы началась ядерная реакция слияния, плазму потребуется нагреть до фантастических 100 миллионов градусов.

По расчетам, даже 100 миллионов градусов, необходимых для синтеза дейтерия и трития, для ИТЭРа не предел – температура внутри «бублика» может достигать 150 миллионов градусов.

Отдельный вопрос заключается в том, откуда брать топливо для термоядерного реактора? Ну, с дейтерием все более-менее просто – он содержится в воде, и технология его извлечения давно отработана. С тритием дело обстоит сложнее. Его можно получить только искусственно, в процессе ядерной реакции: берут стабильный изотоп лития-6, облучают нейтронами, и он при этом распадается на гелий и искомый тритий. (Нейтроны выделяются в ходе слияния ядер дейтерия и трития в плазме).

Сейчас тритий стоит намного дороже золота. Мировые запасы этого изотопа составляют всего два десятка килограммов, но предполагается, что полноценно работающий термоядерный реактор сможет нарабатывать достаточно трития, чтобы «прокормить» самого себя. Однако это опять же – дело будущего.

 В перспективе термоядерные реакторы должны стать более экологически чистыми и безопасными источниками энергии по сравнению с ныне работающими АЭС. Во-первых, «термояд» дает гораздо меньше радиоактивных отходов, чем цепная реакция деления. Во-вторых, отсутствует опасность того, что процесс выйдет из-под контроля и реактор «бахнет»: в случае малейшей неполадки плазма моментально тухнет, и ядерная реакция прекращается. Еще один дополнительный бонус заключается в том, что в плазме токамака не образуются делящиеся изотопы, которые можно было бы использовать в атомной бомбе. Таким образом, строительство термоядерных энергоблоков в перспективе позволило бы хоть отчасти решить проблему распространения ядерного оружия.

Не надо ломать то, что не сломалось...

Итак, на этом можно завершить разговор об атомных электростанциях. Кажется, удалось хотя бы кратко рассказать, «откуда есть пошла» российская ядерная энергетика, в каком состоянии она находится сегодня, как функционируют ядерные энергоблоки, какие идеи существуют относительно путей дальнейшего развития данной сферы.

В очередной раз хочется отметить, что атомные электростанции при грамотном использовании являются экологически чистыми и безопасными источниками энергии. Вот почему отечественные ядерные ноу-хау следует не задвигать в дальний угол, а, напротив, развивать и совершенствовать. В связи с этим перед российскими атомщиками встают весьма непростые задачи. С одной стороны, нельзя растерять уже имеющиеся достижения, но не менее важно заниматься разработкой инновационных технологий, а также решать насущные проблемы, которые препятствуют росту отрасли. Цель усилий очевидна: удержать занятые позиции и в перспективе поднять статус мирного атома на еще более высокую ступень.