Под Петербургом запущен самый мощный в стране ядерный реактор ВВЭР-1200. Как он работает

Вот он — водо-водяной энергореактор на 1200 мегаватт. На Ленинградской АЭС, точнее — на ЛАЭС-2, он уже второй. Первый, точно такой же, запустили в 2018 году, и он заменил собой один из четырёх старых энергоблоков. Нынешний ВВЭР-1200 построен на замену ещё одному, который окончательно отключат к концу года. Оставшиеся два много лет работающих реактора тоже планируется заменить новыми.

А тем временем там же, под Петербургом, построили плавучую атомную электростанцию — единственную в своём роде. Она работает по тому же принципу, правда, довольно скромная по мощности — два реактора по 35 мегаватт. И всё-таки обеспечивает жителей чукотского города Певека не только электричеством, но и теплом. В ближайшее время планируется закладка новых плавучих АЭС с энергоблоками нового поколения, которые будут выдавать уже по 50 мегаватт мощности.

Если говорить о ВВЭР-1200 в Ленинградской области, то она вырабатывает 1200 мегаватт, то есть на 20% больше, чем реакторы прошлого поколения — те дают 1000 мегаватт.

Считается, что один ВВЭР-1200, в принципе, способен обеспечить электричеством половину Санкт-Петербурга. В реальности на сегодняшний день четыре энергоблока ЛАЭС снабжают электроэнергией полгорода и вдобавок половину Ленинградской области. Эта атомная станция — крупнейший производитель электричества на всём северо-западе России.

Если смотреть в мировом масштабе, то можно сказать, что по количеству мегаватт ВВЭР-1200 входит в десятку мощнейших ядерных энергореакторов на земном шаре.

Во-первых, на Нововоронежской АЭС. Там уже не первый год работает два ВВЭР-1200. Во-вторых, такие же реакторы сейчас строят на АЭС в шести зарубежных странах:

И это не всё: уже заключены контракты на возведение ВВЭР-1200 для двух атомных станций в Китае — Тяньваньской и "Сюйдапу".

Эти капсулы состоят из диоксида урана, при этом урана обогащённого, то есть в него добавлено побольше нужной разновидности этого радиоактивного вещества, чем встречается в природном уране. Он бывает двух видов — уран-235 и уран-238. Эти цифры обозначают количество протонов в ядре атома. Большая часть урана в таблетках — это уран-238, но самый драгоценный ингредиент — несколько процентов урана-235. Дело в том, что именно с таким количеством протонов он может самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядра. А именно это нужно для высвобождения огромной энергии.

Таблетки помещают в трубки, а сборка из 36 таких трубок — это тепловыделяющая кассета, или тепловыделяющая сборка (ТВС). Вот так и выглядит топливо для ядерного реактора.

Процесс идёт примерно так: сначала некий первичный нейтрон разбивает ядро на две части. При этом от каждой половинки тоже откалываются нейтроны. Они летят дальше, сталкиваются с соседними ядрами, те разбиваются, опять отлетают нейтроны, опять они врезаются в ядра и так далее.

Иногда нужен какой-то внешний источник нейтронов, можно сказать, нейтронная пушка, чтобы запустить этот процесс. Но в большинстве случаев это излишне: уран-235, если ему не мешать, разбивается сам собой. Тут, скорее, приходится, наоборот, сдерживать реакцию, чтобы всё не взлетело на воздух. Для этого есть специальные регулирующие стержни, их помещают прямо туда, где идёт реакция — в активную зону. Они состоят из такого вещества, которое поглощает лишние нейтроны. Это алюминий либо цирконий. Чтобы реакция пошла, их надо убрать, чтобы реакция не была слишком сильной — надо опустить в активную зону.

И требуется ещё кое-что, чтобы реакция шла максимально эффективно, то есть чтобы нейтроны как можно чаще попадали в ядра и разбивали их. Дело в том, что они носятся, как первоклашки на перемене. Только если первоклашки как раз очень успешно сбивают всё и всех на своём пути, то нейтроны на своих сверхскоростях просто проносятся мимо ядер, и от их мельтешения никакого толку нет. Чтобы они с чувством, с толком, с расстановкой встречались с ядром и разделяли его надвое, их нужно немножко притормозить. С помощью какого-нибудь подходящего вещества. Потому такое вещество в реакторе называют замедлителем. Идеальный замедлитель — это молекулы, которые замедляют нейтроны, но не берут их себе, не включают в свой состав. Потому что, извините, нам эти нейтроны самим нужны. В качестве замедлителей в реакторах используют графит, бериллий и воду.

Так вот, в новом реакторе, запущенном в Сосновом Бору (как и во многих других ему подобных), используют воду. Это водо-водяной энергореактор (ВВЭР). Водо-водяной — потому что вода используется и для замедления нейтронов, и для выработки потом электричества. То есть от неё двойная польза.

Почему именно вода? Потому что она очень доступная, недорогая и при этом достаточно неплохо замедляет. Правда, она большой любитель захвата нейтронов, поэтому ради неё приходится побольше обогащать уран 235-м изотопом. Плюс она не должна закипеть в активной зоне, а там температура — градусов 300. Для этого приходится использовать её под сильнейшим давлением — примерно 160 атмосфер. Из-за давления температура кипения повышается.

Тепловая энергия от деления ядер урана нагревает теплоноситель в парогенераторе. Туда и отправляется вода после того, как выполнит свою работу в активной зоне. Вот там ей уже разрешено и положено находиться в газообразном состоянии. Пар идёт в турбину, вал турбины крутится, и энергия этого вращения подпитывает генератор. Генератор вырабатывает электричество.

Реактор оснащён системой безопасности третьего поколения. Многие называют её постфукусимской, хотя в "Росатоме" подчёркивают, что начали работу над ней задолго до аварии в Японии.

Случилось землетрясение, цунами и полное обесточивание АЭС. Резервные источники питания тоже отказали. Как следствие, перестала работать аварийная система охлаждения. В активных зонах реакторов топливо расплавилось. В итоге на трёх энергоблоках взорвался водород. Произошёл выброс радиации. Япония пережила аварию, мощность которой оценивают примерно так — 20% Чернобыля.

Надо сказать, что на Фукусиме работали реакторы на 1000 мегаватт, но они несколько другого типа — это кипящие водо-водяные реакторы. У них пар вырабатывается прямо в активной зоне, где идёт реакция. С одной стороны, удобно: и отдельный парогенератор не нужен, и давление не нужно такое сильное, как на ВВЭР. Но есть и минусы. Например, в случае чего ядерную реакцию на ВВЭР можно глушить бором, точнее — боросодержащей водой (бор отлично поглощает нейтроны). Но в кипящем реакторе этого не получится: в паре этот бор очень быстро улетучивается в турбину.

Там установлена система пассивного отвода тепла (СПОТ). Во-первых, есть баки с водой, которой хватит на 24 часа. Если станция оказывается полностью обесточена, вода с бором сразу идёт в активную зону и, как уже было упомянуто, тормозит ядерную реакцию. Из реактора вода попадает в парогенератор, а оттуда — к специальным устройствам под названием "теплообменники". В итоге лишнее тепло уходит в воздух и реактор охлаждается. Как отметили в "Росатоме", эта система в случае аварии включается самостоятельно.

Далее. Имеется насос для дополнительной подачи воды в баки. Он работает от передвижного дизель-генератора, который находится где-то на площадке АЭС либо в непосредственной близости от неё. И плюс ещё две дополнительные, "дублирующие" дизельно-насосные установки. Они мобильные и находятся тут же, на площадке. Каждый реактор положено укомплектовать двумя штуками, повторимся, 24 часов должно хватить, чтобы подключить дизель к насосу и одну дополнительную установку. Даже если откажет дизель, на одной ДНУ ситуацию можно будет держать под контролем ещё минимум двое суток. А, как рассчитали разработчики системы, при максимальном использовании возможностей подпитки баков можно будет предотвращать разогрев активной зоны в течение целых 13–15 суток.

На самый катастрофический случай под реактором есть конусообразная чаша, заполненная в основном оксидами железа и алюминия. Оксид железа — это, кстати, ржавчина. Довольно широко известно, что она защищает от радиации. Так вот, чаша называется ловушкой расплава, а ржавчина и прочее — "жертвенный материал". Расплавленный ужас падает туда, впитывается этими оксидами и заливается водой. И взрыва не происходит.

На Курской и Смоленской АЭС уже возводят ещё более совершенные реакторы — ВВЭР-ТОИ, то есть типовые оптимизированные и информатизированные. Они будут отличаться ещё более внушительной мощностью — 1300 мегаватт. И одновременно идёт работа над созданием ВВЭР-С — это реактор со спектральным регулированием. В нём поток нейтронов регулируется таким образом, чтобы они никем не поглощались и просто так не летали, а именно выполняли свои прямые обязанности — эффективно дробили ядра урана. За счёт этого получается 30-процентная экономия топлива. Кроме того, такой реактор сможет работать на переработанном топливе, то есть будет закрытый ядерный топливный цикл.

Кстати, ТВЭЛы с ВВЭР-1200 захоранивать не будут: после положенного срока их сначала отправят остывать в бассейне выдержки, а потом сдадут на переработку либо на горно-химический комбинат в Железногорске Красноярского края, либо на производственное объединение "Маяк" в Озёрске Челябинской области. В "Росатоме" уточнили, что бывшие в употреблении урановые "кассеты" называются не отработанными, а отработавшими. Это большая разница.