В Казахстане развивается наука о ядерных реакторах. Как она устроена?

Некоторые объекты комплекса использовались для научных исследований. Сейчас два атомных реактора, которые сохранились с советских времен, участвуют в международных проектах по безопасности атомной энергетики. Что представляют собой объекты ИГР и "Байкал-1" сегодня, рассказывает Informburo.kz.

Как работает импульсный графитовый реактор (ИГР)

Говорят, инициатором создания комплекса был сам "отец" советской атомной бомбы – выдающийся советский физик Игорь Васильевич Курчатов. В 50-е годы прошлого века атомная энергия в мирных целях ещё не использовалась, но при этом развитие технологий, связанных с управляемыми цепными реакциями, шло очень активно.

Если говорить о сверхзадаче создания ИГР простыми словами, то складывается примерно такая картина. Учёных в те времена интересовал физический предел контролируемый цепной реакции, то есть что может произойти, если дать реактору разогнаться до максимальной мощности за очень короткое время. Другими словами, предметом исследований было некое пограничное состояние между ядерным взрывом (неуправляемой цепной реакцией) и предельной реактивностью, которую ещё можно было контролировать.

Так и появился один из старейших в мире действующих атомных реакторов с аббревиатурой ИГР, что означает "Импульсный графитовый реактор". 13 мая 1958 года вышло постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР о строительстве экспериментальной установки с высокотемпературным гомогенным графитовым реактором на объекте №905 Министерства обороны (Семипалатинский ядерный полигон). Что любопытно, реакторный комплекс на всякий случай построили совсем рядом с объектом "Опытное поле", где в те годы испытывали атомные бомбы. Тогда никто не знал, на что способен реактор, работающий в экстремальных режимах. По всей видимости, специалисты полагали, что он взлетит на воздух при первом же пуске. Исследования начались уже в 1961 году, а на следующий год – в 1962-м – на реакторе начались эксперименты в области создания ЯРД (ядерного ракетного двигателя, об этом чуть позже), а также перспективных реакторных установок. Изучались их топливные и конструкционные материалы.

Конструктивно реактор представляет собой кладку из графитовых блоков, собранных в колонны, которая размещена в стальном герметичном цилиндрическом корпусе, заполненным гелием. Сам корпус расположен в баке с охлаждающей водой. Активная зона ИГР – это куб размером 1400х1400х1400 мм. В реакторе используется высокообогащенный уран-235, концентрация которого составляет 3,1 грамма на 1 кг графита. Графит является хорошим замедлителем нейтронов, обладает большой теплоёмкостью и сохраняет прочность при высокой температуре. Эти свойства графита позволили обойтись без специальной системы охлаждения активной зоны реактора. Всё тепло, выделяемое за один пуск, аккумулируется в графите и отводится небольшим количеством воды в специальные металлические ампулы.

В результате очень компактная установка обладает огромной, можно сказать, беспрецедентной интегральной мощностью. Речь идёт о количестве выделяемых нейтронов и гамма-излучении. Они самые высокие среди аналогичных устройств в мире. Причём выброс нейтронов и гамма-излучения происходит в очень ограниченном пространстве – это полость в центре реактора диаметром 288 мм и высотой 3 825 мм. Реактор может работать как в регулируемом режиме, так и в режиме самогасящейся нейтронной вспышки. Из активной зоны очень быстро извлекаются регулирующие стержни, реактор резко набирает мощность, графитовая кладка активной зоны нагревается и вследствие отрицательного температурного эффекта реакция деления прекращается. Происходит гашение мощности. В результате установка выдаёт короткий интенсивный импульс с экстремальным воздействием радиации и нейтронной вспышки на исследуемый материал.

Для чего все это нужно?

Валерий Гайдайчук, начальник комплекса исследовательского реактора ИГР:

– Наша установка способна смоделировать очень большое энерговыделение за малые промежутки времени. По сути дела это реальный процесс развития аварийной ситуации в энергетическом реакторе. В настоящее время основная тематика испытаний, которые проводятся на нашем реакторе, – это обоснование безопасности перспективных реакторов на быстрых нейтронах. В Японии и во Франции основная доля доля атомной энергетики базируется на реакторах на быстрых нейтронах. Если в России, например, "легководные" реакторы – ВВР-1000, реакторы РБМК, то в Японии и во Франции – именно "быстрые" реакторы.

Cледует отметить, что исследования по безопасности перспективных энергетических атомных реакторов начались на ИГР в 80-х годах. Установка используется для исследования поведения топлива и конструкционных элементов в аварийных процессах, включающих разрушение и плавление топлива в виде ТВЭЛов (тепловыделяющих сборок). Как известно, именно такие аварии произошли в Чернобыле и на Фукусиме. Но за заре атомной эры – в 60 годах – в СССР могли позволить себе и совсем уж экзотические эксперименты. К примеру, на ИГР обкатывались конструктивные материалы ядерного ракетного двигателя. Что самое интересное, прототип такого двигателя был создан (об этом ещё чуть позже). На ИГР изучались радиационная стойкость электронной аппаратуры и элементов автоматики космических аппаратов. Также изучались газообразные продукты работы экспериментальных атомных реакторов и т.п.

Но с развалом Союза судьба установки ИГР оказалась крайне неопределённой. Спасли её программы международного сотрудничества. Самый крупный проект EAGLE был запущен в 1996-м году с Японским агентством по атомной энергии (JAEA). Исследования касались безопасности создающихся в Японии перспективных промышленных реакторов на быстрых нейтронах. Такие установки ещё называют бридерами.

Их особенность в том, что атомная реакция построена на нейтронах очень высоких энергий – более 0,1 МэВ (для сравнения, энергия тепловых нейтронов на атомных электростанциях – 0,025 эВ ). И кроме того, быстрые реакторы способны не только расходовать топливо, но и производить его в тех количествах, которые превышают потребности самого реактора. Для Японии с её ограниченными ресурсами такие электростанции могут решить, хотя бы частично, энергетическую проблему. Эксперимент проходил в два этапа – EAGLE-1 и EAGLE-2 (2012 г).

– В настоящее время работы ведутся по нескольким программам, – рассказывает Валерий Гайдайчук. – Продолжаются работы в рамках 3-го контракта с японскими научными центрами по обоснованию безопасности перспективных энергетических реакторов на быстрых нейтронах. В следующем году, в первой половине, планируется проведение первого полномасштабного эксперимента в рамках этого контракта. На сегодняшний день изготавливается само экспериментальное устройство в соответствии с требованиями заказчика. В стадии подписания контракт с Комиссариатом атомной энергетики Франции (СEA). Мы также будем проводить совместные работы по обоснованию энергетических реакторов на быстрых нейтронах разработки французских компаний. Там немного другие задачи стоят.

– Известно, что реакторы на быстрых нейтронах существуют уже несколько десятилетий. Первым был ныне остановленный БН-350 в Актау (Шевченко). В целом они признаны безопасными. Для чего нужны дополнительные исследования?

– Уровень безопасности – на сегодняшний день понятие весьма относительное. Тяжело сказать, что, например, реактор ВВР-1000 (серия российских промышленных реакторов) с современными системами безопасности либо перспективные "легководные" реакторы – есть разработки намного опаснее, чем "быстрые". В принципе, "быстрые" реакторы изначально должны быть безопаснее. Но аварий на "быстрых" реакторах не было, поэтому делать какие-либо выводы сложно. В принципе, да – они безопаснее. "Быстрые" реакторы в России давно работают, Россия лидирует сейчас в этом направлении. Самым первым был еще советский БН-350, который находится в Актау и сейчас демонтирован. В Заречном, в Свердловской области – БН-600 работает давно уже, его в 80-х годах запустили. Года два назад запустили новый реактор БН-800. Но для России они не основные.

– А вообще как идет сотрудничество с Россией сегодня?

– Весной этого года в рамках празднования 25-ления Национального ядерного центра в Курчатове присутствовали представители российских предприятий. Были специалисты ФГУП "Луч" (Подольск). Это предприятие, кстати, разрабатывало топливо для ИГР. Был подписан между НЯЦ и Научно-исследовательским и конструкторским институтом энерготехники им. Н. А. Доллежаля (АО "НИКИЭТ") меморандум о сотрудничестве в области исследований по безопасности атомной энергетики. На сегодняшний день в РФ нет реактора, на котором можно было проводить испытания, такого как ИГР.

– Сотрудничеством с Японией и Францией вы не ограничиваетесь?

– Ещё одна программа, по которой в настоящее время мы работаем, – это конверсия исследовательских реакторов на низкообогащённое топливо. ВВРК, который находится в посёлке Алатау под Алматы, уже перевели на низкообогащённое топливо. То есть там обогащение ниже 20%. А у нас эти работы ведутся. По ИВГ (об этом далее) достаточно далеко продвинулись, по конверсии реактора ИГР есть определённые проблемы из-за его конструктивных особенностей. Одним из условий конверсии является сохранение, по возможности, его нейтронно-физических характеристик. Если на ВВРК и ИВГ это получается, то здесь сходу не получилось и на сегодняшний день ведутся дальнейшие экспериментальные теоретические исследования по возможности снижения обогащения топлива.

– А что такое конверсия реактора?

– Конверсия производится в рамках снижения глобальной угрозы распространения ядерного оружия. Это международная программа. Основные спонсоры – США, они по всему мира работают в этом направлении. Производится снижение обогащения топлива в исследовательских реакторах ниже 20%. Высокообогащенное топливо было загружено в реактор в 1968 году, и до сих пор на нём проводятся все исследования. Обогащение топлива 90%. Это уран-235. Реактор получился уникальный и работает до сих пор. Мы не почувствовали изменения его характеристик к настоящему времени, замены активной зоны не требуется.

– Валерий Александрович, ваш реактор построен в начале 60-х годов. Это один из старейших действующих реакторов в мире. Насколько его ещё хватит?

– Та зона, на которой мы работаем, была смонтирована в реакторе в 1968 году. Это вторая зона в реакторе. Первая зона была демонтирована в 1967 году с целью повышения нейтронно-физических параметров реактора. Была проведена оптимизация и увеличение его экспериментальных возможностей – увеличение диаметра центрального экспериментального канала, в котором можно размещать объекты испытаний. Реактор является импульсным, то есть он не работает постоянно. Длительность пуска реактора, работа на мощности, может составлять как доли секунды, так и десятки тысяч секунд. Всё зависит от энерговыделения в активной зоне реактора. То есть для нашего реактора установлен эксплуатационный предел по температуре активной зоны. Максимальная температура не может превышать 1 100 градусов Цельсия. Когда достигли этой температуры, мощность реактора надо снижать – реактор гасится, приводится в безопасное состояние. Активная зона охлаждается, и только потом можно опять выводить его на мощность. Поэтому наработанный ресурс на сегодняшний день не сказывается на выгорании топлива. На сегодняшний день проведено уже более 2 тысяч пусков. Пуски самые разные по энерговыделению.

– Но ведь есть какие-то критерии, по которым определяется функциональность?

– Для этого реактора – износ элементов конструкции. Это первый и основной критерий по которому реактор может быть выведен из эксплуатации. Сам вывод из эксплуатации – это довольно продолжительная процедура, потому что она связана в первую очередь с радиационной безопасности при выполнении этих работ. Это выгрузка топлива, демонтаж графитовой кладки реактора. Я думаю, что времени на подготовку уйдет больше, чем на демонтаж. Думаю, лет 5 еще он точно проработает. Все зависит от финансирования. Сами элементы конструкции постоянно находятся под контролем: каждые 3 года проводится техническое обследование всех основных металлоконструкций. Мы получили разрешение на эксплуатацию от Комитета по атомно-энергетическому надзору. В этом году провели обследование и будем работать в ближайшие 3 года.

– А сколько людей у вас сейчас работает?

– Комплекс обслуживают 40-50 человек – пусковая смена, которая занимается подготовкой и включением реактора. Это при условии, что системы комплекса задействованы в полном объёме. Это и системы, которые обеспечивают охлаждение объекта испытаний, и т.п. Сам реактор достаточно компактный, и есть к нему гидравлический комплекс, который обеспечивает его охлаждение, необходимые диаграммы подачи теплоносителя и объекта испытаний. Вот на обслуживание этих систем больше требуется рабочих мест, чем на самом реакторе. Планируется проведение пуска по бюджетной программе – это государственная научно-техническая программа по оценке возможности использования нейтронно-активационного анализа проб различных пород, грунта. Цель эксперимента – определение содержания элементов: золота, серебра и т.п. Cейчас отрабатывается методика таких исследований. Методика отрабатывается для реакторов НЯЦ РК – ИГР и ВВРК (Алматы, посёлок Алатау). В различных реакторах различный спектр и плотность нейтронов. Поэтому есть свои тонкости.

Как работает ядерный ракетный двигатель?

Один из самых удалённых и крупных объектов Национального ядерного центра расположен далеко в безлюдной семипалатинской степи. Даже сегодня идея, ради которой он был придуман и построен, поражает воображение. В середине 70-х годов на территории СИП был создан создан стендовый комплекс "Байкал-1". Исследовательский реактор ИВГ.1 был одной из основных экспериментальных установок, входящих в состав комплекса. Этот реактор является первым наземным прототипом ЯРД (ядерного ракетного двигателя). На таких двигателях в Советском Союзе планировали осуществлять длительные космические экспедиции к планетам Солнечной системы. Но, пожалуй, самое грандиозное в том, что такой двигатель работал и был признан перспективным.

Собственно, ИВГ.1 создавался для испытаний тепловыделяющих элементов (ТВЭ) и отработки активных зон реакторов ЯРД и ЯЭДУ (ядерная энергетическая двигательная установка), которая могла быть источником питания на межпланетных космических кораблях. Сам по себе реактор был газоохлаждаемым. В качестве теплоносителя первого контура в нём использовался водород. Работать такая установка должна была уже в космосе. Перегретый газ под огромным давлением выбрасывался в вакуум, создавая реактивный импульс. В процессе испытаний на реакторе были достигнуты выдающиеся научно-технические результаты. В частности, была продемонстрирована работоспособность тепловыделяющих сборок в течение 4000 секунд при средней удельной мощности 25 кBт на кубический сантиметр и температуре водорода на выходе до 3100 градусов Кельвина.

Однако на излёте горбачёвской перестройки космические идеи, связанные с атомной энергией, окончательно канули в Лету. В 1989 году была проведена модернизация реактора ИВГ.1, основными целями которой были повышение экологической безопасности реакторных испытаний и расширение функциональных возможностей реактора. Можно предполагать, что здесь свою роль сыграли события на Чернобыльской электростанции 1986 года. Модернизация реактора завершилась в 1990-м, а установка получила индекс ИВГ.1 М. Активная зона была укомплектована каналами типа ВОТК (водоохлаждаемые технологические каналы), то есть теперь вместо взрывоопасного водорода была обычная вода.

В настоящее время модернизированный ИВГ.1М остается уникальным действующим исследовательскими ядерным реактором, на котором возможно проведение широкого спектра экспериментальных исследований. Главная задача установки – обкатка различных типов тепловыделяющих сборок для атомных электростанций. Комплекс находится глубоко под землей и охраняется специальным подразделением Национальной гвардии. С 1991 по 2013 год на ИВГ.1М проведено более 150 экспериментов. В частности, проводились эксперименты по исследованию взаимодействия конструкционных материалов с водородом и его изотопами в условиях реакторного облучения. Были изучены свинцово-литиевые сплавы, графит, бериллий, различные марки стали. Результаты этих исследований вошли в базу данных международного проекта создания первого в истории термоядерного реактора ITER.

C Россией и Японией была также проведена серия успешных уникальных экспериментов по исследованию рассеяния реакторного излучения в атмосфере. Получены экспериментальные данные о характеристиках нейтронного и гамма-излучения на высоте 1 метр от поверхности земли и на расстоянии до 1 километра от реактора. Эти данные используются для верификации программ расчётов радиационных полей от ядерных источников излучения. Как считают в Национальном ядерном центре, для реализации потенциальных возможностей ИВГ.1М необходимо в полном объёме завершить реконструкцию системы подачи воды в реактор и создать петлевые установки. В настоящее время ведутся работы по замене высокообогащённого на низкообогащённое топливо.

Вячеслав Гныря, начальник комплекса "Байкал-1":

– Практически 3 года подряд мы ставили биологические эксперименты совместно с Семипалатинской медакадемией. Это была идея японских коллег – исследовать воздействие внутреннего излучения на биологические объекты. Провели серию пусков в течение 2 лет. Получены уникальные результаты, впервые, можно сказать, в мире. Это широкий спектр исследований, который продолжается еще с 60-х годов: как различные изотопы при внешнем и внутреннем облучении воздействуют на организм человека.

Понятно, что есть биологические объекты, на которых проводятся такие эксперименты – это лабораторные крысы, – продолжает Вячеслав. – В частности, японские коллеги активно занимаются последствиями бомбардировки Хиросимы и Нагасаки. Там один из активных изотопов, которые в первый момент взрыва серьёзно поражают внутренние органы, – марганец. Мы исследовали воздействие именно этого изотопа. Наши задачи сводились к обеспечению навески этого марганца. Это мелкодисперсионный порошок, и необходимо было как можно быстрее обеспечить его доставку к биологическим объектам. Дозиметрическими и медицинскими аспектами занимались уже наши коллеги. Проблема в том, что у марганца очень короткий период полураспада – порядка 20 минут. И эксперимент необходимо было проводить очень быстро.

– По проекту ITER продолжаете сотрудничество?

– Одна из задач – работы по изучению литиевой капиллярно-пористой системы. Она является одним из возможных вариантов первой стенки на термоядерных реакторах. Это очень хороший материал, необходимо исследовать его поведение в условиях нейтронного облучения. У нас есть действующая программа по этой тематике. Занимаемся исследованиями уже второй год.

– Cейчас речь идёт о дальнейшей модернизации ИВГ.1М. Какие планы?

– С 2010 года совместно с Аргоннской национальной лабораторией, которая находится в США, мы занимаемся программой конверсии. В первую очередь задача проекта – снижение обогащения топлива. У нас реактор работает на уране-235 с обогащением 90% . Сейчас принятый стандарт МАГАТЭ – до 20% для исследовательских реакторов. И задача – перевести реактор на низкообогащённое топливо – поменять его в установке. В итоге обогащение составит 19,75%. При этом необходимо не потерять характеристики реактора. И даже желательно приобрести какие-то дополнительные возможности, то есть расширить экспериментальные возможности. Например, увеличить кампанию, чтобы реактор мог работать дольше – больше проводить экспериментов уже с новой активной зоной, до момента, когда кампания топлива закончится. При этом работаем над тем, чтобы модернизировать системы реактора, чтобы реактор с новой активной зоной был уже с новыми технологическими системами. В целом это повысит безопасность. Она и без того у нас на достаточно высоком уровне, отвечает всем требованиям, но тем не менее нет пределов совершенству. Ну и, конечно, новая элементная база – измерительные системы. У нас сейчас реализуется проект модернизации информационно-измерительной системы реактора. Часть работ проводим в рамках грантового финансирования. Сейчас работы выполняются в рамках кооперации с МАГАТЭ: мы из пяти подсистем уже три модернизировали. В следующем году на очереди две небольшие подсистемы.

– Сколько времени уйдёт на модернизацию?

– Если говорить о нынешнем состоянии дел – у нас 2 экспериментальных технологических канала из 30 загружены. Это уже новые каналы с топливом низкого обогащения. В ближайшее время мы планируем начать опытную эксплуатацию этих каналов. Цель – убедиться, что они обеспечивают критерии конверсии. Эта работа будет проводиться в течение 3-5 лет.

– Например, изменится ситуация по количеству пусков, которые мы можем реализовать в течение года, – продолжает рассказ Вячеслав Гныря. – Сейчас мы приступаем к созданию системы охлаждения теплоносителя. Это будет дополнительная такая система на реакторе, которая сократит межпусковой период. Дело в том, что тепло, которое нарабатывает реактор, снимается теплоносителем, который остывает естественным образом. Если мы его принудительно будем охлаждать, мы раза в 3-4 межпусковые периоды сократим. При большом объёме бюджетных программ, каких-то контрактов международных мы просто сможем больше проводить экспериментальных исследований. Это реальное расширение экспериментальных возможностей. С новой активной зоной, имея такие характеристики как запас реактивности, можно будет использовать больше экспериментальных устройств, они будут более сложные. Расширится спектр исследований в области безопасности атомной энергетики. Возможно, вопросы сертификации топлива можно будет рассмотреть. Перспективы хорошие.

– А вообще сколько ещё, в принципе, может проработать ИВГ.1М?

– Для нашего реактора проектом не заложен срок его эксплуатации. Этим исследовательские реакторы отличаются от энергетических. Для энергетических срок – в среднем 60 лет. Это связано с экономической целесообразностью. У нас есть процедура – каждые 3 года проводим обследование состояния и конструкционных элементов и его систем. И комиссия дает заключение о возможности дальнейшей эксплуатации. Если с чисто технической точки зрения, то у нас очень небольшой флюенс на конструкционных элементах, который очень ещё далёк от деградации. Поэтому говорить о каких-то критических повреждениях в корпусе даже не приходится. Ограничения идут по кампании топлива. Если модернизация удовлетворит всем нашим требованиям, то будет новая активная зона, новая кампания – это лет 10 активной эксплуатации будет гарантировано. Меняется технология, появляются новые задачи. У нас ещё и старые задачи не до конца решены, которые достались в наследство с прошлого века.

– Компания по старому советскому топливу близится к завершению. У нас нет уже того запаса реактивности. Поэтому модернизация проводится в рамках жизненного цикла установки, – завершает рассказ Вячеслав Гныря. – Топливо было в последний раз загружено в 1990 году. Топлива 5,5 килограммов. Первоначальная загрузка была 5,6. Выгорело всего 150 граммов. На атомной электростанции в сутки сгорает около 3 килограммов топлива, которые дают где-то 100 МBт тепловой энергии. Это эквивалентно нескольким эшелонам угля. Программа по замене топлива реализуется совместно с Подольским предприятием ФГУП "НИИ НПО "Луч". В Казахстане такого топлива не производится. В 1990-м году топливо, загруженное в реактор, также было произведено НПО "Луч". Это их авторская разработка.