«Турбоатом» впервые в своей истории поставит турбину для ядерного реактора IV поколения на быстрых нейтронах
Харьковское ОАО «Турбоатом» изготовит и поставит паротурбинную установку для атомной электростанции СВБР-100 в городе Димитровграде в России. Это будет опытно-промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах, в отличие от нынешних тепловых реакторов (атомных реакторов на тепловых нейтронах) – это технология будущего. Ожидается, что мир начнет переходить к промышленному использованию реакторов на быстрых нейтронах в 30-ые годы нынешнего столетия.
Как сообщается на сайте ОАО, подписание соответствующего контракта на поставку турбины между «Турбоатомом» и группой компаний «Комплект Энерго» (РФ), которая представляет интересы харьковского предприятия в проекте, должно состояться в феврале.
В соответствии с контрактом, «Турбоатом» разработает и поставит турбину мощностью 100 МВт с двумя цилиндрами высокого и низкого давления, конденсатор и вспомогательное оборудование. Кроме того, харьковчане выполнят проектирование, шеф-монтаж и примут участие в пуско-наладочных работах.
Срок поставки турбины с оборудованием – IV кв. 2015 г. Пуск станции в Димитровграде намечен на 2017 г.
СВБР-100 является пилотным проектом в атомной энергетике и реализуется в рамках российской Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и перспективу до 2020 года».
Принципиальной особенностью СВБР-100 является использование в качестве теплоносителя висмута и свинца. Напомним: в настоящее время в России на Белоярской АЭС находится в промышленной эксплуатации реактор на быстрых нейтронах БН-600, который использует в качестве теплоносителя жидкий натрий, и там же сооружается БН-800.
Кроме того, в рамках проекта «Прорыв» в России на площадке Северского химического комбината в Томской области буде сооружаться реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт. Вместе с реактором в Северске будет создан пристанционный ядерный топливный цикл по подготовке и переработке топлива для будущего реактора.
Применение в реакторах на быстрых нейтронах жидких металлических теплоносителей вместо воды, (которая используется в действующих водо-водяных реакторах), связано с более высокими нагрузками в активной зоне реактора и их работы в более высоких температурных режимах.
Основное преимущество реактора на быстрых нейтронах перед тепловым заключается в более эффективном использовании ядерного топлива. Так, если тепловой реактор использует потенциал ядерного топлива всего на 4% в виде сжигания изотопа урана-235, то быстрый реактор может преобразовывать и вовлекать в процесс деления ядер оставшиеся в топливе 96% урана-238. То есть, так называемое «отработавшее ядерное топливо», которое Украина после его эксплуатации на АЭС, вывозит на хранение в Россию, может быть впоследствии использовано для переработки и загрузки в качестве свежего топлива в реакторы на быстрых нейтронах. Ведь 96% урана в тепловыделяющих сборках (ТВС), выгружаемых из ядерных реакторов – это не радиоактивные отходы, а ценный топливный продукт, который можно будет сжигать в реакторах IV поколения.
Таким образом, при переходе от тепловых реакторов к реакторам на быстрых нейтронах (или как их еще называют, бридерам), запасы уранового сырья для мировой атомной энергетики практически становятся неисчерпаемыми на сотни лет.
Кроме того, реактор на быстрых нейтронах способен замкнуть ядерный топливный цикл (сколько урана из земли добыли, столько и переработали), обеспечивая природный радиационный баланс Земли, и обладает естественной безопасностью. При эксплуатации быстрого реактора ядерная катастрофа, подобная чернобыльской или фукусимской, полностью исключена. То есть, даже в случае самой тяжелой аварии вся радиация останется внутри энергоблока и не выйдет за его пределы.
В настоящее время мировым лидером по разработке быстрых реакторов является Россия. В свое время в США президент Джеральд Форд запретил доработку бридера, руководствуясь мировыми решениями в области нераспространения ядерного оружия и материалов. Чуть позже инициативу Форда поддержал следующий президент США Джимми Картер. Однако решения американских президентов являлись скорее политическими.
Дело в том, что реактор на быстрых нейтронах нарабатывает плутоний, который используется в ядерной бомбе, однако достать и извлечь его из топливной смеси — это задача, вряд ли посильная для террористов. Тем не менее, США, несмотря на то, что реактор-бридер остановили, продолжают реализовывать программы в области закрытого ядерного топливного цикла, а также создания плотного металлического ядерного топлива.
Однако, возвращаясь к украинским реалиям, следует заметить, что сам факт подписания «Турбоатомом» контракта на поставку турбины для СВБР-100 является знаковым положительным событием. И дело не только в том, что Россия в перспективе может наладить серийное производство свинцово-висмутовых реакторов. Для Украины с ее мощнейшим научно-технологическим и промышленным потенциалом в области «мирного атома» крайне важно не остаться в стороне в эпоху перехода от тепловых реакторов к быстрым.
По мнению директора «НТК «Ядерный топливный цикл» Харьковского физико-технического института Владимира Красноруцкого, Украина нуждается в разработке средне- и долгосрочной концепции создания ядерного топливного цикла для реакторов разных типов – как нынешних тепловых, так и будущих на быстрых нейтронах.
«Украине следует вместе с Россией работать над реакторами на быстрых нейтронах, а также над созданием производства MOX-топлива для тепловых и быстрых реакторов», — считает господин Красноруцкий.
Подписывайтесь на Ukrnews24.net в Telegram, чтобы быть в курсе самых интересных событий.
Последние новости
