Компактные и сравнительно маломощные на фоне реакторов АЭС ядерные установки для космических кораблей планируется создать к концу 2010-х годов, а вот реакторы нового типа – перспектива, достижимая уже к 2014 году. По крайней мере, если следовать тому прогнозу, который дал в своей речи Дмитрий Медведев.

А еще через несколько лет, в 2016 -18 годах должна зажечься плазма и в международном термоядерном реакторе ITER, реакторе, который разрабатывается и строится при участии российских ученых и инженеров.

Каким будет ядерный реактор будущего, о котором упомянул глава государства? GZT.RU собрал информацию о тех проектах ядерных реакторов, которыми сейчас занимаются в российских исследовательских лабораториях.

Если говорить о крупных АЭС, которые сейчас производят примерно 19% электроэнергии страны – то это, прежде всего, детище «Энергоатома» – ВВЭР-1200, именно такие реакторы будут введены в строй на уже строящейся Нововоронежской АЭС.

ВВЭР означает «водно-водяной энергетический реактор». И если последние две буквы несут не так много информации (из них понятно лишь то, что реактор спроектирован для электростанции, а не для исследовательских или оружейных целей), то вот «водно-водяной» – уже куда как более содержательное определение.

 

Схема реактора типа ВВЭР (рисунок пользователя Panther проекта Wikipedia). Условные обозначения: 1) стержни, при помощи которых осуществляется управление реактором 2) крышка реактора 3) прочный внешний корпус, одно из преимуществ ВВЭР 4) трубопроводы, по которым поступает остывшая и отводится перегретая вода 5) внутренняя часть 6) активная зона 7) стержни системы управления и ядерное топливо в специальных ТВЭЛ-ах (ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент)

Вода в этой установке используется в качестве теплоносителя. Иными словами, именно она поглощает выделяемое ядерным топливом тепло, превращается в пар и после этого поступает в теплообменник. Там ее тепло передается снова воде, но циркулирующей в отдельном контуре, герметично изолированным от проходящего через реактор: эта вода снова превращается в пар, пар крутит турбину, турбина вращает вал генератора.

Зачем два контура и какие есть альтернативы такой схеме? По замыслу конструкторов два контура повышают безопасность системы в целом, так как разрыв лишь первого из них приводит к утечке радиации; а вот сам реактор можно охлаждать как водой, так и другими веществами. Например, жидким натрием. Или газом. А возможен и вариант с водой, но проходящей через реактор по трубам, а не непосредственно омывающей активную зону – у каждого из этих вариантов есть как достоинства, так и недостатки.

Серия ВВЭР (ВВЭР-1200 лишь самая новая модель), насчитывающая несколько десятков установок, стала одной из наиболее надежных (авария в Чернобыле – реактор типа РБМК-1000), несколько реакторов было построено (или строится сейчас) в Болгарии, Венгрии, Индии, Китае и Финляндии – однако на ней возможные варианты развития отечественной атомной энергетики не заканчиваются.

Наряду с хорошо зарекомендовавшей себя серий ВВЭР есть и ряд других разработок – не дошедших, правда, пока до строительных площадок или проектируемых АЭС (на новой Томской АЭС будет стоять ВВЭР-1000). Так, специалисты Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники (НИКИЭТ) предложили и проекты установок БРЕСТ-1200 и МКЭР-1500.

В чем разница с ВВЭР? Как было отмечено выше, погружение реактора в воду (правда «погружение» довольно условное – вода там находится под большим давлением) не является единственным вариантом. Детище специалистов НИКИЭТ, например, залито изнутри расплавленным свинцом – как считают авторы проекта, это, среди всего прочего, повышает и безопасность системы.

Свинец играет роль не только теплоносителя, но и дополнительной защиты; согласно выполненным специалистами НИКИЭТ расчетам их реактор даже в случае полного разрушения (например прямое попадание начиненного взрывчаткой самолета или крупного метеорита) не выбросит в атмосферу столько радионуклидов, как четвертый блок Чернобыльской АЭС. Это, безусловно, достаточно весомый аргумент.

А вот МКЭР-1500 такого достоинства, по крайней мере в глазах общественности, лишен. Его конструкция – это развитие того самого РБМК-1000, который получил печальную известность после аварии в Чернобыле. Впрочем, та трагедия заставила пересмотреть многие требования к безопасности, и новый вариант реактора имеет прочную внешнюю оболочку, четыре независимые друг от друга системы охлаждения, а также доработки, не позволяющие установке выйти в режим с неконтролируемым набором мощности вместо ее снижения.

Сможет ли комбинация высокой экономичности с возможностью производства на реакторе необходимых для медиков () и технологов изотопов перебороть предубеждение к этому типу реакторов, оставшееся после аварии на ЧАЭС, пока неясно. Напомним только, что на Томской АЭС строятся установки иного типа.

О перспективах развития плавучих АЭС, ядерных космических установках и международном проекте ITER мы уже писали – поэтому в рамках данного материала имеет смысл скорее обратится к будущему ядерной энергетики в целом.

Сейчас в России одна лампа из шести (а также один из шести любых других приборов) работает на энергии, получаемой в реакторах АЭС. И хотя большую часть урана Россия пока вынуждена импортировать (крупные месторождения остались на Украине и в Казахстане, основное российское находится в Читинской области) – у этого топлива есть ряд достоинств.

Во-первых, экологическая чистота. Вопреки распространенному мнению, при безаварийной работе (а опыт Франции и Японии возможность таковой подтверждает, все аварии на АЭС в этих странах ограничивались сравнительно небольшими происшествиями без опасного облучения живущих рядом людей) ТЭЦ на угле выбрасывает в воздух больше радиоактивных веществ, чем ядерный реактор той же мощности.

Из золы, которая остается после года работы ТЭЦ, по некоторым оценкам, можно было бы сделать две ядерные бомбы, а уровень облучения живущих рядом с ТЭЦ людей в разы больше, чем та доза радиации, которую получают жители примыкающих к атомной электростанции кварталов (кстати, за рубежом вокруг АЭС санитарных зон в несколько километров часто нет).

Во-вторых, возможность строить так называемые бридеры – реакторы, которые не были упомянуты выше в числе промышленных, но которые тоже достаточно перспективны. Реактор БН-1800, проектируемый сразу несколькими научными и производственными объединениями (включая завод «Гидропресс» и Физико-энергетический институт) в 2012 году должен начать строится на Белоярской АЭС – и электроэнергия будет далеко не самым главным его продуктом.

Этот реактор будет производить плутоний: облучая уран-238, основной компонент добываемого из руды урана и торий, радиоактивный, но тоже непригодный для использования в качестве топлива элемент. Произведенный плутоний же сможет дать энергию, причем большую чем была затрачена на его получение – в перспективе это существенно расширяет запасы доступного топлива и разрешает проблему отсутствия у России урановых рудников в достаточном количестве.