Бортовой журнал 3

У нас этим занимаются с пятидесятых годов прошлого века. Транспортные реакторы с ЖМТ стояли на подводных лодках проектов 645, 705, 705к. Были построены одна лодка 645 проекта и семь лодок проекта 705 (705к), уникальные характеристики которых попали в Книгу рекордов Гиннеса (в основном из-за фантастической скорости подводного хода (42 узла), а также из-за потрясающей маневренности (поворот на 180 градусов секунд за сорок).

Но в 1968 году на «К-27» (проект 645) произошла авария с оплавлением активной зоны, а на лодках 705 проекта случались поломки и аварийные происшествия, связанные с выходом из реактора в отсек теплоносителя 1-го контура.

Это было время, когда Советский Союз любой ценой хотел получить океанский флот.

Любая цена означала, что слабо подготовленные люди сядут на уникальные корабли с ядерной установкой на ЖМТ и на полном скаку будут доводить эти установки до ума.

Первая же авария охладила пыл, и желание строить транспортные реакторы с ЖМТ поутихло, и на подводном флоте, и не только на нем, победили водо-водяные реакторы.

В водо-водяном реакторе поддерживается давление почти в двести атмосфер, а все это для того, чтобы получить температуру теплоносителя первого контура (а это вода) в триста градусов.

И опасен он даже не тем, что в нем такое высокое давление, а прежде всего тем, что в нем возможна цепная реакция на мгновенных нейтронах. Если поглотители нейтронов резко вынуть из пусть даже «холодной» активной зоны, плотность нейтронного потока за 2 секунды возрастет в миллионы раз. Вот это и есть взрыв.

Однажды это уже было в бухте Чажма.

Тогда произошел самопроизвольный пуск лодочного реактора при плановой перезарядке активной зоны, и крышка от него летела вверх на полтора километра, а все вокруг здорово загадили радиоактивностью.

А потом был еще один взрыв, известный всему миру как взрыв на Чернобыльской АЭС.

То есть водо-водяные реакторы сложно управляемы и небезопасны.

А еще для него очень трудно приготовить корпус, выдерживающий огромное давление.

Говорят, на сегодняшний день для стационарных реакторов Россия способна создавать только по полкорпуса в год.

То есть в два года мы будем иметь только один корпус, а нам уже сегодня их нужно получать в год никак не меньше четырех.

Что же предлагается взамен?

Предлагается реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем.

Пока в России есть два действующих реакторных стенда в ФЭИ (г. Обнинск) и в НИТИ (г. Сосновый Бор) со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ).

Это реакторы на промежуточных нейтронах. Именно здесь были доработаны те реакторы, которые в свое время были поставлены на 645, 705 проекты подводных лодок.

Это все очень здорово, но сегодня нужен реактор с СВТ на быстрых нейтронах.

Почему на быстрых нейтронах? Потому что реакторы с СВТ на быстрых нейтронах – это реакторы-размножители. Они способны нарабатывать топливо. То есть в недрах активной зоны этих реакторов образуется плутоний-239 и уран-233, которые тоже делятся на быстрых нейтронах. То есть загрузили одно топливо, а в процессе работы оно способно превращаться в другое топливо, которое тут же участвует в процессе деления.

Если хотя бы за пять лет мы получим реактор с СВТ на быстрых нейтронах, то мы будем первыми в мире по темпам роста энергетики.

На сегодня ГЦН РФ-ФЭИ, ОКБ «Гидропресс» и ГНИПКИИ «Атомэнергопроект» разработали концептуальный проект модульной АЭС с двумя блоками мощностью по 1600 МВт на базе реакторной установки на быстрых нейтронах РУ СВБР-75/100.

Что надо? Нужны деньги, и работа по созданию реактора с СВТ на быстрых нейтронах будет завершена.

Каковы же основные преимущества предлагаемых АЭС на базе реакторов с СВТ на быстрых нейтронах перед водо-водяными реакторами, работающими сейчас во всем мире?

Они модульные. Их можно набирать из отдельных модулей, как это происходит с блоком питания от обычных батареек. Каждый модуль – это моноблок.

Внутри моноблока размещены: ядерное топливо, помещенное в тепловыделяющие сборки (ТВС) бескожуховой конструкции, что обеспечивает высокий поперечный тепло– и массообмен и исключает перегрев ТВЭЛ при аварийной остановке насоса; магнито-гидродинамический насос (МГД), парогенератор, буферная емкость и приводы стержней управления (СУЗ). Все это внутри, вместе с источником быстрых нейтронов, навсегда погружено свинцово-висмутовый теплоноситель (СВТ).

То есть тут нет трубопроводов первого контура, и аварии с выходом теплоносителя за пределы активной зоны в принципе исключены.

Что еще? А еще отсутствует высокое давление в контуре.

Оно есть, поскольку создается насосом, перекачивающим теплоноситель внутри реактора, но оно не выше шести атмосфер.

Далее – оперативный запас реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов.

Если переводить на обычный язык, то это означает, что неуправляемая реакция деления невозможна. То есть повторение Чернобыльской аварии исключено технологически.

Что еще? На водо-водяных реакторах температура теплоносителя триста градусов, а тут – шестьсот и выше. То есть эти реакторы компактны и экономичны.