Подавляющее большинство работающих и строящихся атомных энергетических установок предназначено для выработки именно электроэнергии. Не являются исключением и реакторы-размножители на быстрых нейтронах: их также создают с той же целью. Если АЭС с реакторами-размножителями заняли бы всю электроэнергетику, то есть вытеснили бы из нее электростанции, пользующиеся другими видами топлива, это было бы уже довольно удовлетворительным решением энергетической проблемы. Около 40 процентов энергетики обеспечивалось бы атомной. Впрочем, это невозможно. Во-первых, и через 30, и через 40 лет еще будут существовать гидростанции, а в районах залегания углей продол жат свою работу теплоэлектростанции на этом топливе. Во-вторых, АЭС с реакторами-размножителями могут быть использованы только в базисном режиме работы. Вот что это означает.
Потребление электроэнергии в промышленности и быту очень неравномерно. Зимой она расходуется в большем объеме, нежели в теплое время года. Эта неравномерность характерна и для недельного периода: в субботу и воскресенье потребность в электроэнергии резко падает. Даже в течение суток происходит сильное колебание потребления, отражающееся и на производстве электроэнергии. Существуют так называемые утренние и вечерние пики потребления, как и ночные провалы, когда электроэнергии нужно очень мало. Значит, электростанции в соответствии с приведенными фактами вынуждены вырабатывать электроэнергию неравномерно, а часть из них в периоды малого потребления и вообще останавливаться. Если провести анализ баланса рабочего времени всех электростанций, то окажется, что в среднем они простаивают за год около полугода.
Исходя из этого, разумно строить станции различных типов так, чтобы одни из них работали весь год на постоянной, максимально допустимой для них мощности, — про такие электростанции говорят, что они работают в базисном режиме; другим рекомендовать регулярный режим, при котором мощность то поднимается, то снижается; а третьи в основном простаивают, лишь изредка (утром и вечером) поднимается до максимальной их мощность.
Конечно, бессмысленно заставлять работать в таком режиме АЭС с реактором-размножителем, созданным для быстрейшего создания нового ядерного горючего.
Разве можно ему простаивать! Несколько лучше работа в регулируемом режиме. Но самое идеальное — базисный режим. Постоянная работа реактора на предельной мощности позволит создать максимальное количество горючего за минимально возможное время.
Очевидны и минусы такого подхода. Не более половины вырабатываемой электроэнергии могут производить АЭС с реакторами-размножителями. Это означает, что с их помощью возможно обеспечить примерно одну пятую всей потребности в энергии. Но этого мало.
Надо найти и другие пути, которые привели бы к увеличению доли атомной энергетики. Такие пути есть. Скажем, в очень многих отраслях промышленности и в коммунальном хозяйстве в качестве источника энергии могут служить реакторы не на быстрых, а на тепловых нейтронах. Такие реакторы более дешевы, гибки и неприхотливы в работе. Они, правда, не вырабатывают избыточного горючего, а потребляют поступающее извне. Но горючее это можно взять от реакторов-размножителей.
Конечно, при этом возрастет нагрузка на эти реакторы: им придется нарабатывать ядерного горючего не только для себе подобных, но и для реакторов, работающих на Тепловых нейтронах. Но если каждый реактор-размножитель на быстрых нейтронах обеспечит своей продукцией реактор такой же мощности на тепловых нейтронах, то вклад атомной энергетики в энергетику нашей страны сможет в перспективе подняться до 50 процентов или около того. Однако тогда время удвоения загрузки в реакторах-размножителях придется сократить с 10 лет до 7, а то и до 5 лет. А для этого надо интенсифицировать процесс размножения горючего.
Кто же прав?
Подведем итог. Итак, чтобы решить топливную проблему страны, самой атомной энергетике необходимы реакторы-размножители с малым- временем удвоения загрузки ядерного горючего. Казалось бы, ясная и актуальная задача. По крайней мере такой она видится, исходя из сказанного выше.
Однако не все зарубежные и даже советские атомники разделяют такую точку зрения. В 1968 году в Минске состоялась международная конференция специалистов по реакторам-размножителям на быстрых нейтронах. Ученые рассказывали о результатах экспериментальных и расчетных работ по теплофизике, нейтронной физике реакторов, об идеях и новых проектах. Все они отлично понимали друг друга, пока не встал вопрос о том, какое время удвоения загрузки должно быть в реакторах-размножителях?
— Вполне очевидно, что оно должно быть примерно 15–20 лет, — говорили немецкие и американские физики.
— Если не удастся уменьшить время удвоения до 5–7 лет, то атомная энергетика не сможет оправдать возложенных на нее надежд, — заявляли советские специалисты.
— Но ведь создание реактора с таким малым временем удвоения сложнейшая техническая задача.
Кроме того, если такой реактор и удастся создать, то он будет очень дорого стоить, — парировали зарубежные ученые.
Конечно, это так, — отвечали ученые Советского Союза, — но ведь реактор с большим временем удвоения загрузки не может решить топливной проблемы самой ядерной энергетики.
— Возможно, но зато он будет более дешевым и экономичным, чем реакторы на тепловых нейтронах, — стояли на своем зарубежные ученые.
Примерно в таком духе шла дискуссия о путях развития быстрых реакторов. Ее корни в проблемах, которые нужно решить, чтобы существенным образом интенсифицировать процесс наработки нового горючего.
Одно только перечисление этих проблем заняло бы много времени. Поэтому лучше остановиться на некоторых из них.
Для быстрейшего получения из каждого килограмма загруженного в реактор топлива, скажем, полутора килограммов нового, очевидно, нужно, чтобы этот килограмм как можно скорее сгорел. А это означает, что должна быть увеличена мощность каждого тепловыделяющего элемента, в котором и заключено горючее.
С увеличением же мощности повышается и его температура. А это уже проблема. Ведь нужны материалы, способные длительное время работать при высокой температуре в 700–800 градусов в условиях нейтронного облучения и больших механических нагрузок (давление газов внутри твэла будет достигать нескольких десятков атмосфер).
Для отвода такого большого количества энергии нужно увеличить количество натрия, охлаждающего твэлы.
Самое простое решение — раздвинуть их и увеличить проходное сечение для натрия. Однако делать этого нельзя, так как нейтроны так замедлятся, что понизится воспроизводство горючего.
Можно идти и другим путем: поднять скорость течения натрия, не увеличивая проходного сечения. Но тогда возникает новая проблема усиливается эрозия поверхностей тепловыделяющих элементов и их вибрация.
Вдобавок при быстром выгорании ядерного горючего нужно очень часто менять топливные кассеты, заменяя их другими со свежим топливом. А каждая замена — это остановка реактора и потеря драгоценного времени.
Так возникает новая задача — необходимость создать устройства, позволяющие без задержек производить замену топлива.
Нужно сказать, что трудности не кончаются его извлечением из реактора. Топливный цикл может быть завершен, как уже говорилось раньше, очисткой извлеченного топлива от осколков деления, выделения из него плутония, изготовления новых тепловыделяющих элементов. Только после всех этих процессов вторичное топливо разрешается загрузить в тот же самый или во вновь построенный реактор. Только после этого можно сказать, что создано дополнительное топливо. Задача, следовательно, состоит еще и в том, чтобы сократить время, затрачиваемое на переработку извлеченных твэлов и изготовление новых. А сделать это тоже непросто уже потому, что топливо, извлеченное из реактора, нельзя сразу направить на завод по переработке, так как в тепловыделяющих элементах из осколков продолжает выделяться много энергии. Вот и приходится выжидать несколько месяцев — срок, необходимый для того, чтобы ослабло их излучение и их можно было транспортировать. Да и на заводе по переработке сильное излучение твэлов также очень затрудняет проведение процесса отделения плутония.
По-видимому, этого перечисления уже достаточно, чтобы дать себе отчет в том, что проблема создания реактора с малым временем удвоения загрузки горючего требует много времени, сил и средств. Кроме того, созданный реактор будет стоить дороже того, к которому не предъявлялись специальные требования по времени удвоения загрузки.
Вокруг этих сложностей и дискутировали советские и зарубежные ученые, решая вопрос, на чем следует остановиться? Либо делать реактор для сегодняшнего дня с малоинтенсивной наработкой горючего, но зато более дешевый, чем реактор на быстрых нейтронах, и, конечно, неспособный коренным образом решить топливную проблему самой ядерной энергетики, хотя в ближайшее десятилетие он сможет успешно конкурировать по дешевизне энергии с тепловыми реакторами. Либо стать на другой путь, более тяжелый и более долгий.
