Нейтронные заводы
ОБЗОР / #9_2018
Текст: Ингард ШУЛЬГА / Фото: Росатом, ТАСС, Flickr/Magnox Ltd., Flickr/U.S. Department of Energy, Ife.no, Flickr.com, WikiMedia.com
Увлекшись борьбой за сохранение АЭС в энергобалансе, атомная индустрия, похоже, забывает о секторе, с которого началось ее становление. После бурного развития 1940−1970-х годов исследовательские реакторы переживают период некоторого застоя. В итоге отрасль рискует потерять одну из точек опоры.
История практического освоения атомной энергии началась именно с исследовательских реакторов (ИР): с пуска 2 декабря 1942 года в США первого в мире устройства, способного поддерживать цепную реакцию деления тяжелых ядер, — реактора CP‑1. После этого разнообразные конструкции такого рода стали появляться по всему миру как грибы после дождя.
На протяжении нескольких десятилетий их развитие всегда шло на шаг впереди даже бурно росшей ядерной генерации. Не случайно география распространения ИР в итоге оказалась шире, чем у всех остальных секторов атомной отрасли: сегодня в мире насчитывается порядка 250 действующих исследовательских реакторов в 55 странах. США и Россия делят первое и второе места по количеству и разнообразию внедренных (соответственно около 300 и ~120) и действующих (~50 и ~60) исследовательских реакторов, из которых часть в обоих государствах не используется. С большим отрывом за лидерами следуют Китай (17 формально действующих), Япония (12), Германия (8), Канада (6), Аргентина (6), Индия (6), Франция (5).
На протяжении нескольких десятилетий их развитие всегда шло на шаг впереди даже бурно росшей ядерной генерации. Не случайно география распространения ИР в итоге оказалась шире, чем у всех остальных секторов атомной отрасли: сегодня в мире насчитывается порядка 250 действующих исследовательских реакторов в 55 странах. США и Россия делят первое и второе места по количеству и разнообразию внедренных (соответственно около 300 и ~120) и действующих (~50 и ~60) исследовательских реакторов, из которых часть в обоих государствах не используется. С большим отрывом за лидерами следуют Китай (17 формально действующих), Япония (12), Германия (8), Канада (6), Аргентина (6), Индия (6), Франция (5).
Многофункциональность
Исследовательские реакторы — весьма обширный и самобытный сектор атомной индустрии; их назначение и технологические приоритеты иные, нежели у отрасли в целом. Вопреки названию, этот сегмент выполняет разнообразные, а не только научные функции. Если АЭС предназначены для выработки электрической энергии, реже — для поставки небольших количеств тепла и пресной воды за пределы площадки, то ИР представляют собой своего рода заводы по производству нейтронов и в меньшей степени — других видов излучения, используемых для различных целей. При этом генерация тепловой и тем более электрической энергии сведена к минимуму: совокупная тепловая производительность всех действующих ИР мира приблизительно равна мощности одного гигаваттного энергоблока АЭС.
Ни одна из функций, ни одно из важнейших направлений использования ИР не уникальны: источниками нейтронов и других видов излучения служат также некоторые энергетические и промышленные реакторные установки, ускорители и радионуклидные источники ионизирующего и нейтронного излучения; параметры излучения в некоторых из них выше, чем у большинства ИР. Тем не менее, в силу ряда технических особенностей и традиции, именно ИР стали «фабриками нейтронов», а также других видов излучения для многих научных и прикладных задач.
Первая специализация рассматриваемых реакторов —исследования в области физики, химии, материаловедения, биологии, медицины, археологии, изучения геосферы и т. д. В основе их использования для этих целей — прежде всего способность нейтронного потока изменять материю, отражать ее структуру и состав за счет анализа эффектов рассеяния и поглощения нейтронов веществом, а также магнитных свойств. Наряду с фундаментальными и прикладными научными изысканиями по вопросам, не относящимся к ядерным технологиям, стоит назвать такое направление использования ИР, как прикладные исследования, касающиеся атомной энергетики — ядерно-физические и материаловедческие: они связаны с совершенствованием реакторных технологий, созданием новых и продлением сроков службы применяемых в ядерной инженерии конструкционных материалов, разработкой более современных и безопасных видов топлива и т. д. То есть ИР служат, среди прочего, полигонами для исследований и испытаний, необходимых для создания серийных образцов ядерной техники, топлива и материалов.
ИР применяются также для рутинного неразрушающего контроля изделий, различных измерений, калибровки устройств, а еще — служат эталонами ряда физических характеристик (в таком качестве несколько десятилетий использовались первые в Евразии реакторы — советский Ф‑1 и британский GLEEP). Некоторые методы таких исследований отражены в Справке 1.
Исследовательские реакторы — весьма обширный и самобытный сектор атомной индустрии; их назначение и технологические приоритеты иные, нежели у отрасли в целом. Вопреки названию, этот сегмент выполняет разнообразные, а не только научные функции. Если АЭС предназначены для выработки электрической энергии, реже — для поставки небольших количеств тепла и пресной воды за пределы площадки, то ИР представляют собой своего рода заводы по производству нейтронов и в меньшей степени — других видов излучения, используемых для различных целей. При этом генерация тепловой и тем более электрической энергии сведена к минимуму: совокупная тепловая производительность всех действующих ИР мира приблизительно равна мощности одного гигаваттного энергоблока АЭС.
Ни одна из функций, ни одно из важнейших направлений использования ИР не уникальны: источниками нейтронов и других видов излучения служат также некоторые энергетические и промышленные реакторные установки, ускорители и радионуклидные источники ионизирующего и нейтронного излучения; параметры излучения в некоторых из них выше, чем у большинства ИР. Тем не менее, в силу ряда технических особенностей и традиции, именно ИР стали «фабриками нейтронов», а также других видов излучения для многих научных и прикладных задач.
Первая специализация рассматриваемых реакторов —исследования в области физики, химии, материаловедения, биологии, медицины, археологии, изучения геосферы и т. д. В основе их использования для этих целей — прежде всего способность нейтронного потока изменять материю, отражать ее структуру и состав за счет анализа эффектов рассеяния и поглощения нейтронов веществом, а также магнитных свойств. Наряду с фундаментальными и прикладными научными изысканиями по вопросам, не относящимся к ядерным технологиям, стоит назвать такое направление использования ИР, как прикладные исследования, касающиеся атомной энергетики — ядерно-физические и материаловедческие: они связаны с совершенствованием реакторных технологий, созданием новых и продлением сроков службы применяемых в ядерной инженерии конструкционных материалов, разработкой более современных и безопасных видов топлива и т. д. То есть ИР служат, среди прочего, полигонами для исследований и испытаний, необходимых для создания серийных образцов ядерной техники, топлива и материалов.
ИР применяются также для рутинного неразрушающего контроля изделий, различных измерений, калибровки устройств, а еще — служат эталонами ряда физических характеристик (в таком качестве несколько десятилетий использовались первые в Евразии реакторы — советский Ф‑1 и британский GLEEP). Некоторые методы таких исследований отражены в Справке 1.
Справка 1. Изучение и контроль с помощью нейтронов
Изучение вещества посредством нейтронного потока, получаемого прежде всего с помощью ИР, основано на анализе рассеяния, отражения и поглощения нейтронов при их прохождении через образцы и возникающих в результате эффектов, обусловленных различными реакциями. Кроме того, имеющийся у нейтрона магнитный момент дает возможность исследовать магнитные свойства вещества. Эти явления используются как в НИОКР, так и при утилитарных измерениях параметров исследуемых образцов. В одних случаях добиваются коренных, деструктивных изменений в таких образцах, в других, наоборот, ставят целью неразрушающий контроль.
Например, длительное интенсивное воздействие нейтронов на образцы дает возможность моделировать изменение свойств конструкционных материалов и топлива в разрабатываемых ядерных реакторах или действующих конструкциях (за счет процессов ускоренного радиационного охрупчивания или распухания, коррозии в среде теплоносителя и т. п.). Это помогает проектировать атомную технику и продлевать сроки эксплуатации существующей. К неразрушающим методам исследования и контроля относятся нейтронно-активационный анализ (НАА) и нейтронная радиография.
НАА — один из способов определения химического (точнее, элементного) состава, позволяющий количественно установить малейшие включения каких-либо элементов в исследуемых образцах (чувствительность при определенных условиях достигает десятимиллиардных долей процента). Это важно для получения веществ, к которым предъявляются особо высокие требования, например, ядерно-чистых материалов. Нейтронно-активационный анализ также полезен для геологии, изучения биосферы, экологических исследований, археологии, медицины, генетики и т. д. НАА применяется на 45% исследовательских реакторов примерно в 50 странах мира (вторая по охвату специализация ИР после функции подготовки кадров).
Суть этого метода — облучение материала нейтронами и спектральный анализ возникающего в результате вторичного гамма-излучения. Такой анализ проводится параллельно с нейтронным облучением (так называемый нейтронно-активационный анализ на мгновенных гамма-квантах) либо последовательно, после вывода образца из нейтронного потока. НАА дает возможность с высокой точностью идентифицировать большинство элементов таблицы Менделеева. При невысоких требованиях к исследованию НАА может осуществляться с помощью радиоизотопных источников нейтронов, однако во многих случаях предпочтительны ИР с выраженным тепловым спектром, минимальной мощностью в десятки киловатт и потоком нейтронов не ниже 10¹⁰-10¹¹ н/см²·с.
Другой метод — нейтронная радиография — основан на анализе не вторичных эффектов от возбуждения ядер вещества нейтронами, а самого параллельного потока нейтронов, прошедших через образец (хотя их детектирование технически может осуществляться посредством вторичного гамма-излучения). При этом оцениваются различия в ослаблении нейтронного потока (за счет рассеяния и поглощения), проходящего через материалы, неоднородные по химическому и механическому составу или имеющие какие-либо дефекты и внутренние напряжения. Используемый принцип схож с принципами гамма- и рентгеновской радиографии, осуществляемой чаще всего с помощью радиоизотопных приборов. Однако в этих методах применяются электромагнитные волны «сверхкоротких» спектров (для которых наименее прозрачны тяжелые элементы с высокой удельной массовой плотностью); а поток тепловых нейтронов лучше задерживается легкой материей: наиболее серьезным препятствием для него служат вещества, включающие такие элементы, как водород, бор, бериллий, литий, углерод, кислород. Это позволяет идентифицировать их на фоне ряда сравнительно тяжелых элементов, более прозрачных для нейтронов, чем для электромагнитного излучения (железо, свинец, вольфрам, титан и др.). К тому же разница свойств потока нейтронов и волн рентгеновского и гамма-спектров дает возможность для сравнения результатов гамма- и нейтронной радиографии, что обеспечивает более информативный анализ образцов.
Созданные в последние два десятилетия средства компьютерной обработки и детектирования нейтронного потока позволяют получать трехмерное изображение внутренней структуры образца, то есть по существу перейти к нейтронной компьютерной томографии неодушевленных объектов (в отличие от томографии живых организмов, фиксирующей проходящее через ткани первичное или вторичное электромагнитное излучение ультракороткого спектра). Структурный анализ с помощью нейтронов дает возможность выявлять различные дефекты внутри образцов (включения посторонних элементов, перепады плотности, трещины, пористость, коррозию и т. п.). Этот способ изучения и диагностики применяется в промышленности (контроль качества в автомобильной, авиационной, космической и др. отраслях), энергетике (включая атомную, например, при анализе ядерного топлива), геологии, биологии, археологии, криминалистике, экспертизе произведений искусства и т. д. Для нейтронной радиографии предпочтителен поток тепловых нейтронов свыше 10⁵ н/см²·с. Этот метод используется примерно в 40 странах на ¼ ИР мира.
Например, длительное интенсивное воздействие нейтронов на образцы дает возможность моделировать изменение свойств конструкционных материалов и топлива в разрабатываемых ядерных реакторах или действующих конструкциях (за счет процессов ускоренного радиационного охрупчивания или распухания, коррозии в среде теплоносителя и т. п.). Это помогает проектировать атомную технику и продлевать сроки эксплуатации существующей. К неразрушающим методам исследования и контроля относятся нейтронно-активационный анализ (НАА) и нейтронная радиография.
НАА — один из способов определения химического (точнее, элементного) состава, позволяющий количественно установить малейшие включения каких-либо элементов в исследуемых образцах (чувствительность при определенных условиях достигает десятимиллиардных долей процента). Это важно для получения веществ, к которым предъявляются особо высокие требования, например, ядерно-чистых материалов. Нейтронно-активационный анализ также полезен для геологии, изучения биосферы, экологических исследований, археологии, медицины, генетики и т. д. НАА применяется на 45% исследовательских реакторов примерно в 50 странах мира (вторая по охвату специализация ИР после функции подготовки кадров).
Суть этого метода — облучение материала нейтронами и спектральный анализ возникающего в результате вторичного гамма-излучения. Такой анализ проводится параллельно с нейтронным облучением (так называемый нейтронно-активационный анализ на мгновенных гамма-квантах) либо последовательно, после вывода образца из нейтронного потока. НАА дает возможность с высокой точностью идентифицировать большинство элементов таблицы Менделеева. При невысоких требованиях к исследованию НАА может осуществляться с помощью радиоизотопных источников нейтронов, однако во многих случаях предпочтительны ИР с выраженным тепловым спектром, минимальной мощностью в десятки киловатт и потоком нейтронов не ниже 10¹⁰-10¹¹ н/см²·с.
Другой метод — нейтронная радиография — основан на анализе не вторичных эффектов от возбуждения ядер вещества нейтронами, а самого параллельного потока нейтронов, прошедших через образец (хотя их детектирование технически может осуществляться посредством вторичного гамма-излучения). При этом оцениваются различия в ослаблении нейтронного потока (за счет рассеяния и поглощения), проходящего через материалы, неоднородные по химическому и механическому составу или имеющие какие-либо дефекты и внутренние напряжения. Используемый принцип схож с принципами гамма- и рентгеновской радиографии, осуществляемой чаще всего с помощью радиоизотопных приборов. Однако в этих методах применяются электромагнитные волны «сверхкоротких» спектров (для которых наименее прозрачны тяжелые элементы с высокой удельной массовой плотностью); а поток тепловых нейтронов лучше задерживается легкой материей: наиболее серьезным препятствием для него служат вещества, включающие такие элементы, как водород, бор, бериллий, литий, углерод, кислород. Это позволяет идентифицировать их на фоне ряда сравнительно тяжелых элементов, более прозрачных для нейтронов, чем для электромагнитного излучения (железо, свинец, вольфрам, титан и др.). К тому же разница свойств потока нейтронов и волн рентгеновского и гамма-спектров дает возможность для сравнения результатов гамма- и нейтронной радиографии, что обеспечивает более информативный анализ образцов.
Созданные в последние два десятилетия средства компьютерной обработки и детектирования нейтронного потока позволяют получать трехмерное изображение внутренней структуры образца, то есть по существу перейти к нейтронной компьютерной томографии неодушевленных объектов (в отличие от томографии живых организмов, фиксирующей проходящее через ткани первичное или вторичное электромагнитное излучение ультракороткого спектра). Структурный анализ с помощью нейтронов дает возможность выявлять различные дефекты внутри образцов (включения посторонних элементов, перепады плотности, трещины, пористость, коррозию и т. п.). Этот способ изучения и диагностики применяется в промышленности (контроль качества в автомобильной, авиационной, космической и др. отраслях), энергетике (включая атомную, например, при анализе ядерного топлива), геологии, биологии, археологии, криминалистике, экспертизе произведений искусства и т. д. Для нейтронной радиографии предпочтителен поток тепловых нейтронов свыше 10⁵ н/см²·с. Этот метод используется примерно в 40 странах на ¼ ИР мира.
Другое распространенное предназначение ИР — наработка радиоизотопов, используемых в медицине, промышленности, сельском хозяйстве, геологии и иных сферах. ИР —крупнейший производственный сегмент изотопного рынка, наряду с энергетическими и промышленными реакторными установками, а также ускорителями, занимающими наибольшие доли рынка лишь по отдельным радионуклидам. ИР производят десятки «ходовых» утилитарных изотопов (см. Справку 2). Исходя из данных МАГАТЭ, для этой цели применяется около 1/3 глобального парка действующих ИР в 40 странах мира. Кроме того, многие ИР нарабатывают незначительное количество изотопов для исследовательских задач и обеспечения близко расположенных потребителей, таких как местные клиники, применяющие технологии ядерной медицины.
Следующее направление использования ИР — изменение свойств материалов под воздействием нейтронов или гамма-излучения. Наиболее распространенные варианты подобного применения — ядерное легирование кремния (улучшающее полупроводниковые свойства) для его использования в ответственной электронике, а также нейтронная обработка драгоценных камней (изменяющая их цвет). Модификация кремния осуществляется на 22 функционирующих ИР в 15 странах мира (включая Китай, Бельгию, Нидерланды, Россию, Австралию, США, Южную Корею); колеровка драгоценных камней — на 18 ИР в 11 странах (в том числе Китае, России, США, Индонезии, Польше). Суть этих технологий изложена в Справке 2.
Важный и наиболее широко распространенный профиль ИР — подготовка кадров: обучение студентов, повышение квалификации специалистов. Широкое распространение получило размещение ИР в высших учебных заведениях. Первым И Р, построенным в вузе, был советский ИРТ‑2000, пущенный в 1967 году в МИФИ. Не только вузы, но и многие специализированные научно-исследовательские центры выделяют время для подготовки собственных и сторонних кадров на своих исследовательских реакторах. Практически любой ИР подходит для обучения. Для этой цели используется свыше 60% действующих ИР в более чем 50 странах мира. Проводятся показательные туры на исследовательские площадки, способствующие популяризации ядерных технологий и образования, привлечению молодого поколения в отрасль.
Относительно новое и перспективное применение ИР —нейтронзахватная терапия (уничтожение раковых клеток при их облучении нейтронами): возникающие в результате вторичные эффекты приводят к передаче большей части деструктивной энергии злокачественным образованиям. Этот метод, применяемый в двух вариантах, пока использовался лишь на 14 ИР в 11 странах мира (подробнее — в Справке 2).
Следующее направление использования ИР — изменение свойств материалов под воздействием нейтронов или гамма-излучения. Наиболее распространенные варианты подобного применения — ядерное легирование кремния (улучшающее полупроводниковые свойства) для его использования в ответственной электронике, а также нейтронная обработка драгоценных камней (изменяющая их цвет). Модификация кремния осуществляется на 22 функционирующих ИР в 15 странах мира (включая Китай, Бельгию, Нидерланды, Россию, Австралию, США, Южную Корею); колеровка драгоценных камней — на 18 ИР в 11 странах (в том числе Китае, России, США, Индонезии, Польше). Суть этих технологий изложена в Справке 2.
Важный и наиболее широко распространенный профиль ИР — подготовка кадров: обучение студентов, повышение квалификации специалистов. Широкое распространение получило размещение ИР в высших учебных заведениях. Первым И Р, построенным в вузе, был советский ИРТ‑2000, пущенный в 1967 году в МИФИ. Не только вузы, но и многие специализированные научно-исследовательские центры выделяют время для подготовки собственных и сторонних кадров на своих исследовательских реакторах. Практически любой ИР подходит для обучения. Для этой цели используется свыше 60% действующих ИР в более чем 50 странах мира. Проводятся показательные туры на исследовательские площадки, способствующие популяризации ядерных технологий и образования, привлечению молодого поколения в отрасль.
Относительно новое и перспективное применение ИР —нейтронзахватная терапия (уничтожение раковых клеток при их облучении нейтронами): возникающие в результате вторичные эффекты приводят к передаче большей части деструктивной энергии злокачественным образованиям. Этот метод, применяемый в двух вариантах, пока использовался лишь на 14 ИР в 11 странах мира (подробнее — в Справке 2).
Справка 2. Производство, обработка, терапия с помощью нейтронов
Радиоактивные изотопы производятся на ИР чаще всего путем облучения нейтронами стабильных изотопов сравнимой с целевым нуклидом атомной массы; в отдельных случаях — с использованием реакции деления тяжелых ядер (так получают йод‑131, ксенон‑133, иттрий‑90, стронций‑89 и наиболее востребованный в медицине изотоп молибден‑99). Промышленная наработка изотопов требует определенных характеристик ИР и режимов его работы. Ряд нуклидов может производиться на среднепоточных реакторах (10¹²−10¹⁴ н/см²·с), работающих в цикле, измеряемом сутками или неделями. К ним относятся молибден‑99, йод‑131 и йод‑125, ксенон‑133, иттрий‑90, фосфор‑32, хлор‑38, медь‑64, золото‑198 и некоторые другие. Для эффективного промышленного производства ряда изотопов требуются высокопоточные ИР (>10¹⁴ н/см²·с), работающие в месячном цикле: к таким радионуклидам относятся кобальт‑60, иридий‑192, углерод‑14, сера‑35, стронций‑89, самарий‑153, иттербий‑169, хром‑51, тулий‑170. На современном рынке все бóльше радиоизотопов производится на ускорителях, энергетических и промышленных (двухцелевых, изотопных) реакторах. В то же время ИР могут сохранить существенную долю рынка благодаря вводу в строй высокопоточных ИР нового поколения. Рост применения ИР на изотопном рынке возможен, в частности, в случае внедрения новых гомогенных реакторов (см. основной текст), способных обеспечить наработку качественной изотопной продукции при снижении ее себестоимости.
Модификация материалов (например, нейтронное легирование кремния) на ИР требует использования, как правило, средне- или высокопоточных ИР, в ряде случаев — применения очень однородного (в отношении теплового спектра) потока нейтронов. В нашем примере кремниевые кристаллы облучаются на ИР, в результате единичные атомы кремния‑30 (одного из трех стабильных природных изотопов этого элемента) превращаются в фосфор‑31 — единственный стабильный изотоп фосфора в природе. По сравнению с альтернативными технологиями, ядерное легирование обеспечивает бóльшую однородность получаемого материала и его свойств, то есть более высокое качество полупроводника.
Изменение цвета драгоценных камней с помощью нейтронного потока ИР — один из способов их модификации с использованием ядерных технологий, наряду с интенсивным гамма-облучением. Наиболее распространенный вариант применения ИР для этой цели — колеровка топаза для придания ему синих оттенков. Ее желательно осуществлять посредством быстрых нейтронов, поскольку тепловые приводят к длительному сохранению наведенной активности в облученном камне. Хотя быстрый реактор предпочтителен, дефицит таких исследовательских установок в мире приводит к тому, что нейтронная колеровка проводится на тепловых ИР, так как в их спектре тоже присутствуют быстрые нейтроны. Используя специальное оборудование, в среднемощном (несколько мегаватт) тепловом реакторе топаз облучают в течение нескольких суток, в зависимости от качеств исходного природного сырья и требуемого продукта.
Нейтронзахватная терапия онкологических заболеваний применяется в двух видах: с использованием быстрых нейтронов либо тепловых (эпитепловых). На И Р апробирован в основном второй метод — так называемая бор-нейтронзахватная терапия (БЗНТ). Ее суть — в адресной доставке биохимическими средствами к клеткам опухоли бора, обогащенного стабильным изотопом бор‑10 —исключительно эффективным замедлителем нейтронов разного спектра. Последующее облучение пораженного раком участка тепловыми или эпитепловыми нейтронами (в зависимости от особенностей расположения опухоли), выведенными из ИР по специально оборудованному каналу, приводит к их поглощению преимущественно в злокачественных клетках. В результате возникает интенсивное альфа-излучение, энергия которого поглощается на дистанциях, сравнимых с размерами целевых клеток, поражая в основном их и гораздо слабее затрагивая здоровые ткани. Это паллиативное лечение труднодоступных, неоперабельных или радиорезистентных (устойчивых к другим видам лучевой терапии) опухолей. Для БЗНТ достаточно реактора малой мощности, с выводом для этой цели нейтронного потока невысокой плотности. Наибольший опыт БЗНТ на ИР накоплен в Японии и Финляндии.
Модификация материалов (например, нейтронное легирование кремния) на ИР требует использования, как правило, средне- или высокопоточных ИР, в ряде случаев — применения очень однородного (в отношении теплового спектра) потока нейтронов. В нашем примере кремниевые кристаллы облучаются на ИР, в результате единичные атомы кремния‑30 (одного из трех стабильных природных изотопов этого элемента) превращаются в фосфор‑31 — единственный стабильный изотоп фосфора в природе. По сравнению с альтернативными технологиями, ядерное легирование обеспечивает бóльшую однородность получаемого материала и его свойств, то есть более высокое качество полупроводника.
Изменение цвета драгоценных камней с помощью нейтронного потока ИР — один из способов их модификации с использованием ядерных технологий, наряду с интенсивным гамма-облучением. Наиболее распространенный вариант применения ИР для этой цели — колеровка топаза для придания ему синих оттенков. Ее желательно осуществлять посредством быстрых нейтронов, поскольку тепловые приводят к длительному сохранению наведенной активности в облученном камне. Хотя быстрый реактор предпочтителен, дефицит таких исследовательских установок в мире приводит к тому, что нейтронная колеровка проводится на тепловых ИР, так как в их спектре тоже присутствуют быстрые нейтроны. Используя специальное оборудование, в среднемощном (несколько мегаватт) тепловом реакторе топаз облучают в течение нескольких суток, в зависимости от качеств исходного природного сырья и требуемого продукта.
Нейтронзахватная терапия онкологических заболеваний применяется в двух видах: с использованием быстрых нейтронов либо тепловых (эпитепловых). На И Р апробирован в основном второй метод — так называемая бор-нейтронзахватная терапия (БЗНТ). Ее суть — в адресной доставке биохимическими средствами к клеткам опухоли бора, обогащенного стабильным изотопом бор‑10 —исключительно эффективным замедлителем нейтронов разного спектра. Последующее облучение пораженного раком участка тепловыми или эпитепловыми нейтронами (в зависимости от особенностей расположения опухоли), выведенными из ИР по специально оборудованному каналу, приводит к их поглощению преимущественно в злокачественных клетках. В результате возникает интенсивное альфа-излучение, энергия которого поглощается на дистанциях, сравнимых с размерами целевых клеток, поражая в основном их и гораздо слабее затрагивая здоровые ткани. Это паллиативное лечение труднодоступных, неоперабельных или радиорезистентных (устойчивых к другим видам лучевой терапии) опухолей. Для БЗНТ достаточно реактора малой мощности, с выводом для этой цели нейтронного потока невысокой плотности. Наибольший опыт БЗНТ на ИР накоплен в Японии и Финляндии.
Из всего вышесказанного видно, что большинство реакторов, по традиции называемых исследовательскими, было бы точнее именовать многоцелевыми. В то же время из массы ИР можно выделить несколько обособленных категорий. К первой относятся материаловедческие реакторы. Ко второй — "классические" ИР, адаптированные для фундаментальных и других исследований, главным образом на нейтронных потоках. Третью группу образуют установки, являющиеся прототипами для некоторых реакторных технологий. На них проводятся в основном эксперименты и исследования, касающиеся определенных конструкций реакторов — как правило, «неисследовательского» назначения: энергетических, промышленных, корабельных. То есть нейтронное и другое излучение этих установок используется для исследований, связанных с данным прикладным, технологическим направлением. Такие Р У не являются исследовательскими ядерными установками универсального назначения, но все же формально причисляются МАГАТЭ к ИР, хотя было бы точнее выделить их в особую категорию опытных прототипов. Нередко они применяются и как источники тепловой и (или) электрической энергии, поставляемой в сети, что для ИР также нехарактерно. Примерами могут служить выведенный из эксплуатации немецкий корпусной тяжеловодный реактор MZFR в Карлсруэ; действующий российский корпусной кипящий реактор ВК‑50 в Димитровграде; действующий китайский быстрый натриевый реактор CEFR в пригороде Пекина; строящийся аргентинский реактор с водой под давлением CAREM в районе Лимы и другие. Конструктивно эта категория разнообразна, каждый ее представитель уникален. Большинство таких реакторных технологий, созданных за всю историю, так и остались в единственном числе, хотя некоторые послужили основой для создания новых разновидностей РУ энергетического или транспортного назначения, как это произошло, например, в случае MZFR (послужившего прототипом для двух действующих реакторов на АЭС «Атуча» в Аргентине) и планируется в отношении CAREM.
Впрочем, некоторые опытные установки были перепрофилированы в ИР, например, норвежский Halden, который создавался как демонстрационный кипящий энергетический реактор, а в итоге стал одним из наиболее востребованных ИР. Ряд прототипов уникальны как источники энергии, например, ВК‑50 считается мощнейшим в России и вторым в мире по тепловой производительности ИР; в то же время это единственный функционирующий кипящий энергетический реактор со всережимной циркуляцией теплоносителя и старейший действующий, когда-либо работавший атомный энергоблок на планете (в декабре 2018 года исполняется 53 года с момента его пуска).
Впрочем, некоторые опытные установки были перепрофилированы в ИР, например, норвежский Halden, который создавался как демонстрационный кипящий энергетический реактор, а в итоге стал одним из наиболее востребованных ИР. Ряд прототипов уникальны как источники энергии, например, ВК‑50 считается мощнейшим в России и вторым в мире по тепловой производительности ИР; в то же время это единственный функционирующий кипящий энергетический реактор со всережимной циркуляцией теплоносителя и старейший действующий, когда-либо работавший атомный энергоблок на планете (в декабре 2018 года исполняется 53 года с момента его пуска).
Основной продукт
Поскольку главный продукт ИР — нейтроны, он характеризуется прежде всего их количеством (плотностью нейтронного потока) и качественным показателем (характерным спектром, иногда двумя выраженными). И хотя оба параметра относительны и могут меняться в зависимости от того, как организован доступ к нейтронному потоку и как он обрабатывается (об этом ниже), отправные характеристики все равно играют важнейшую роль, задавая верхний предел возможностей, а также их набор: мощный поток обеспечивает больше вариантов его использования, расширяет сферы применения.
Сопоставлять интенсивность потока нейтронов разного спектра во многих случаях некорректно. Большинство задач, решаемых сегодня ИР, связано с тепловыми нейтронами; источников быстрых нейтронов в мире мало, но и потребности в них пока более узкоспециальны. Поэтому реакторы чаще сопоставляют по наиболее востребованному тепловому спектру, если, конечно, речь не идет о сравнении источников быстрых нейтронов. Наиболее значимыми считаются так называемые высокопоточные ИР, обеспечивающие плотность потока тепловых нейтронов ~10¹⁴ н/см²·с и более. Среди действующих реакторов таких в мире порядка 40 (~15 % парка). Они есть в России (7 реакторов), США (4), Китае (3), Франции (2), Германии (2), а также (по одному) в Бельгии, Канаде, Чехии, Египте, Венгрии, Индии, Австралии, Казахстане, Северной и Южной Корее, Нидерландах, Иране, Польше, Японии, ЮАР, Пакистане, Румынии, Иордании, Индонезии, Украине, Алжире, Узбекистане, Перу и Ливии. Некоторые из этих ИР интенсивно используются, другие простаивают, хотя большинству из них по плечу любые задачи «в сфере их компетенции». Последняя зависит не только от конструктивных особенностей реактора, но и от его экспериментальной и производственной инфраструктуры (например, часть реакторов больше ориентирована на пучковые исследования, другие — на материаловедческие, что требует разного оборудования).
Поскольку главный продукт ИР — нейтроны, он характеризуется прежде всего их количеством (плотностью нейтронного потока) и качественным показателем (характерным спектром, иногда двумя выраженными). И хотя оба параметра относительны и могут меняться в зависимости от того, как организован доступ к нейтронному потоку и как он обрабатывается (об этом ниже), отправные характеристики все равно играют важнейшую роль, задавая верхний предел возможностей, а также их набор: мощный поток обеспечивает больше вариантов его использования, расширяет сферы применения.
Сопоставлять интенсивность потока нейтронов разного спектра во многих случаях некорректно. Большинство задач, решаемых сегодня ИР, связано с тепловыми нейтронами; источников быстрых нейтронов в мире мало, но и потребности в них пока более узкоспециальны. Поэтому реакторы чаще сопоставляют по наиболее востребованному тепловому спектру, если, конечно, речь не идет о сравнении источников быстрых нейтронов. Наиболее значимыми считаются так называемые высокопоточные ИР, обеспечивающие плотность потока тепловых нейтронов ~10¹⁴ н/см²·с и более. Среди действующих реакторов таких в мире порядка 40 (~15 % парка). Они есть в России (7 реакторов), США (4), Китае (3), Франции (2), Германии (2), а также (по одному) в Бельгии, Канаде, Чехии, Египте, Венгрии, Индии, Австралии, Казахстане, Северной и Южной Корее, Нидерландах, Иране, Польше, Японии, ЮАР, Пакистане, Румынии, Иордании, Индонезии, Украине, Алжире, Узбекистане, Перу и Ливии. Некоторые из этих ИР интенсивно используются, другие простаивают, хотя большинству из них по плечу любые задачи «в сфере их компетенции». Последняя зависит не только от конструктивных особенностей реактора, но и от его экспериментальной и производственной инфраструктуры (например, часть реакторов больше ориентирована на пучковые исследования, другие — на материаловедческие, что требует разного оборудования).
Руководитель группы микротрона И.М. Матора и начальник смены эксплуатации импульсного реактора В.Д. Ананьев (справа) осматривают устройства системы ввода ускоренных электронов. Дубна. 1 июля 1965 года
К среднепоточным принято относить ИР с плотностью в диапазоне ~10¹2–10¹4 н/см²·с. На них приходится около 1/3 исследовательских установок на планете. Им доступны многие применения, а некоторые задачи (не требующие большой интенсивности) они могут выполнять не хуже, чем более мощные собратья.
Наконец, низкопоточными считаются ИР с интенсивностью менее ~10¹² н/см²·с. Как правило, это «пехота» ядерного исследовательского сектора — реакторы, нередко справившие 40- или 50-летний юбилей, установленные в развивающихся странах или учебных заведениях. Впрочем, иногда речь идет о весьма прогрессивных небольших установках, созданных под специфические, узкие задачи, для отработки отдельных технологий: например, о критических стендах, моделирующих процессы в реакторной установке нового поколения, или о миниреакторе, обкатывающем новое, необычное топливо (например, индийский KaMini, работающий на уране‑233, имея поток в двух спектрах, кратный 10¹² н/см²·с).
При прочих равных условиях интенсивность потока пропорциональна мощности реактора, хотя зависимость не вполне жесткая. Если для энергетического реактора большое количество выделяемой в активной зоне тепловой энергии — главное достоинство, то у исследовательского это скорее недостаток. Для ИР важно получить от ядерной реакции как можно больше нейтронов заданного спектра, выработав при этом по возможности меньше тепла — как для лампочки важно дать больше света при минимальном разогреве. Получается замкнутый круг, из-за которого для реакторов, работающих в стационарном режиме, существует практический предел повышения плотности потока за счет наращивания мощности, сверх которого термодинамические параметры становятся неприемлемыми, отвод тепла неэффективен (высокие температуры мешают использовать наиболее востребованные тепловые или «холодные» нейтроны). Лишь у нескольких ИР в мире стационарный поток тепловых нейтронов подходит к этому пределу, который сопоставим с ~10¹⁵ н/см²·с. Среди них действующий российский СМ‑3 (5∙10¹⁵ н/см²·с), американский HFIR (2,5∙10¹⁵ н/см²·с), французский HFR в Гренобле (1,5∙10¹⁵ н/см²·с), реактор BR‑2 в Бельгии (1∙10¹⁵ н/см²·с). Перспективный российский реактор ПИК имеет поток 5∙10¹⁵ н/см²·с. Эти установки достигают столь высоких параметров в числе прочего благодаря эффективно использованной большой мощности (от ~60 до 100 МВт). Cоотношение мощности и стационарного потока тепловых нейтронов считается чем-то вроде КПД для ИР и характеризует техническую эффективность его конструкции. В этом отношении среди крупных высокопоточных ИР выделяется реактор FRM–II в Германии: его поток теплового спектра достигает 8∙10¹⁴ н/см²·с при мощности «всего» 20 МВт.
Превысить приведенные рекордные показатели потока возможно за счет принципиально иной конструкции и режимов работы ИР: вместо устойчивой цепной реакции в активной зоне, как это происходит в большинстве обычных реакторов, возможен ее перевод в надкритические состояния на короткое время — в виде импульса (поэтому такие реакторы называют импульсными). В подобной конструкции возникает короткий всплеск нейтронного потока, который может на несколько порядков превосходить по плотности поток в активной зоне, функционирующей в стационарном режиме. На импульсных ИР, работающих в так называемом апериодическом режиме (однократный импульс), могут создаваться гигантские пики мощности (иногда десятки гигаватт) и нейтронного потока, позволяющие моделировать экстремальные воздействия излучения на материалы и процессы. Подобные установки имеются, в частности, в России (во ВНИИЭФе в Сарове) и в США (реактор TREAT в Айдахской национальной лаборатории).
В то же время были созданы ИР, в которых происходит циклическое изменение реактивности с периодическим достижением критичности активной зоны — это так называемые пульсирующие ИР. Пульсирующий режим обеспечивается принудительными колебаниями реактивности посредством, например, быстрых циклических перемещений частей активной зоны или отражателей (модуляторов реактивности). Такие реакторы могут достигать в импульсе потока тепловых нейтронов выше, чем у обычных «стационарных» ИР (более ~10¹⁵–10¹⁶ н/см²·с), но при этом их средняя тепловая мощность (усредненная по множеству повторяющихся циклов) намного ниже, чем у обычных высокопоточных реакторов. Благодаря этому не происходит пропорционального «разогрева» активной зоны, который в реакторе со стационарным потоком при подобных невероятных параметрах оказывал бы негативное воздействие на конструкционные материалы и характеристики нейтронов, затрудняя исследования. Пульсирующие реакторы используются как для материаловедческих испытаний, так и для фундаментальных исследований на пучках нейтронов. Первый пульсирующий реактор (ИБР) был пущен в Дубне в 1960 году; современный потомок этого семейства — ИБР‑2М в том же атомном центре. Некоторые ИР могут работать как в стационарном, так и в импульсном режиме —к примеру, разновидности американского реактора TRIGA. В других сферах приложения реакторных технологий импульсный режим, как правило, не нужен и даже опасен.
Наконец, низкопоточными считаются ИР с интенсивностью менее ~10¹² н/см²·с. Как правило, это «пехота» ядерного исследовательского сектора — реакторы, нередко справившие 40- или 50-летний юбилей, установленные в развивающихся странах или учебных заведениях. Впрочем, иногда речь идет о весьма прогрессивных небольших установках, созданных под специфические, узкие задачи, для отработки отдельных технологий: например, о критических стендах, моделирующих процессы в реакторной установке нового поколения, или о миниреакторе, обкатывающем новое, необычное топливо (например, индийский KaMini, работающий на уране‑233, имея поток в двух спектрах, кратный 10¹² н/см²·с).
При прочих равных условиях интенсивность потока пропорциональна мощности реактора, хотя зависимость не вполне жесткая. Если для энергетического реактора большое количество выделяемой в активной зоне тепловой энергии — главное достоинство, то у исследовательского это скорее недостаток. Для ИР важно получить от ядерной реакции как можно больше нейтронов заданного спектра, выработав при этом по возможности меньше тепла — как для лампочки важно дать больше света при минимальном разогреве. Получается замкнутый круг, из-за которого для реакторов, работающих в стационарном режиме, существует практический предел повышения плотности потока за счет наращивания мощности, сверх которого термодинамические параметры становятся неприемлемыми, отвод тепла неэффективен (высокие температуры мешают использовать наиболее востребованные тепловые или «холодные» нейтроны). Лишь у нескольких ИР в мире стационарный поток тепловых нейтронов подходит к этому пределу, который сопоставим с ~10¹⁵ н/см²·с. Среди них действующий российский СМ‑3 (5∙10¹⁵ н/см²·с), американский HFIR (2,5∙10¹⁵ н/см²·с), французский HFR в Гренобле (1,5∙10¹⁵ н/см²·с), реактор BR‑2 в Бельгии (1∙10¹⁵ н/см²·с). Перспективный российский реактор ПИК имеет поток 5∙10¹⁵ н/см²·с. Эти установки достигают столь высоких параметров в числе прочего благодаря эффективно использованной большой мощности (от ~60 до 100 МВт). Cоотношение мощности и стационарного потока тепловых нейтронов считается чем-то вроде КПД для ИР и характеризует техническую эффективность его конструкции. В этом отношении среди крупных высокопоточных ИР выделяется реактор FRM–II в Германии: его поток теплового спектра достигает 8∙10¹⁴ н/см²·с при мощности «всего» 20 МВт.
Превысить приведенные рекордные показатели потока возможно за счет принципиально иной конструкции и режимов работы ИР: вместо устойчивой цепной реакции в активной зоне, как это происходит в большинстве обычных реакторов, возможен ее перевод в надкритические состояния на короткое время — в виде импульса (поэтому такие реакторы называют импульсными). В подобной конструкции возникает короткий всплеск нейтронного потока, который может на несколько порядков превосходить по плотности поток в активной зоне, функционирующей в стационарном режиме. На импульсных ИР, работающих в так называемом апериодическом режиме (однократный импульс), могут создаваться гигантские пики мощности (иногда десятки гигаватт) и нейтронного потока, позволяющие моделировать экстремальные воздействия излучения на материалы и процессы. Подобные установки имеются, в частности, в России (во ВНИИЭФе в Сарове) и в США (реактор TREAT в Айдахской национальной лаборатории).
В то же время были созданы ИР, в которых происходит циклическое изменение реактивности с периодическим достижением критичности активной зоны — это так называемые пульсирующие ИР. Пульсирующий режим обеспечивается принудительными колебаниями реактивности посредством, например, быстрых циклических перемещений частей активной зоны или отражателей (модуляторов реактивности). Такие реакторы могут достигать в импульсе потока тепловых нейтронов выше, чем у обычных «стационарных» ИР (более ~10¹⁵–10¹⁶ н/см²·с), но при этом их средняя тепловая мощность (усредненная по множеству повторяющихся циклов) намного ниже, чем у обычных высокопоточных реакторов. Благодаря этому не происходит пропорционального «разогрева» активной зоны, который в реакторе со стационарным потоком при подобных невероятных параметрах оказывал бы негативное воздействие на конструкционные материалы и характеристики нейтронов, затрудняя исследования. Пульсирующие реакторы используются как для материаловедческих испытаний, так и для фундаментальных исследований на пучках нейтронов. Первый пульсирующий реактор (ИБР) был пущен в Дубне в 1960 году; современный потомок этого семейства — ИБР‑2М в том же атомном центре. Некоторые ИР могут работать как в стационарном, так и в импульсном режиме —к примеру, разновидности американского реактора TRIGA. В других сферах приложения реакторных технологий импульсный режим, как правило, не нужен и даже опасен.
Конструктив
Для ИР характерно бóльшее разнообразие технологий, чем для РУ в других сферах их применения: практически все конструктивные концепции, созданные за атомную историю «в железе», были воплощены в виде исследовательских или опытных реакторных установок; некоторые из них остались уникальными или тупиковыми конструкциями, другие нашли продолжение. Хотя по физическим принципам работы ИР имеют много общего с другими, у них немало экзотических особенностей, которые в иных областях не встречаются или чрезвычайно редки. Да и сопоставление конструкций некоторых ИР порой сродни сравнению кислого с зеленым.
В ИР применялись различные характерные спектры нейтронов (быстрый, тепловой, промежуточный), замедлители (обычная и тяжелая вода, графит, бериллий, металлогидриды), теплоносители (вода, металлы, газы, растворы солей, органические соединения), варианты топлива (дисперсионное с использованием урана‑235 или плутония; в единичных случаях — тория и урана‑233), его фазы (твердое, жидкое). В действующих энергетических реакторах быстрые нейтроны используются реже (только на двух российских РУ), а промежуточный спектр как основной не применяется. По разнообразию замедлителей исследовательские реакторы опережают энергетические (в последних не встречаются в качестве замедлителей бериллий, гидриды, жидкофазное топливо) и в еще большей степени — флотские РУ, в которых сегодня замедлителем служит исключительно вода природного изотопного состава (хотя в прошлом были опыты с другими материалами). В действующих энергетических и тем более флотских реакторах также не применяются солевые растворы и органика в качестве теплоносителей.
Конструкция топлива ИР имеет общие черты с активными зонами корабельных РУ (и там, и там применяется дисперсионное топливо), однако конфигурации «исследовательских» ТВС сегодня отличаются бóльшим разнообразием, а торий и уран‑233 ни на флоте, ни в энергетике пока не используются. По уровню обогащения (до ~93−94%) топливо исследовательских реакторов до начала нынешнего века напоминало корабельное; однако к настоящему времени значительная часть мирового исследовательского парка переведена на обогащение до 20%, что нечасто встречается во флотской атомной энергетике. При этом средняя концентрация урана‑235 для ИР остается намного выше уровня, характерного для почти всех АЭС мира (не более 5%). Тяжеловодные исследовательские реакторы нередко также использовали обогащенный уран, что не характерно для энергетических РУ аналогичного типа (хотя отдельные прецеденты имеются).
Еще один специфический тип конструкций, которые прижились пока только в исследовательской сфере, — гомогенные реакторы, в которых топливо и замедлитель обычно представляют собой однородную смесь. Эта группа состоит преимущественно из растворных ИР, в которых высокообогащенное топливо и замедлитель образуют жидкость. К гомогенным относятся советские установки, построенные в разное время в России («Аргус», ИИН-3/ИИН-3М, «Гидра», «Игрик») и Узбекистане (ИИН-3М); индийский Purnima-II и ряд других. Большинство из них импульсные. В отличие от ИР, все действующие энергетические и флотские реакторы содержат исключительно гетерогенные активные зоны, в которых замедлитель и топливо пространственно разграничены.
Для ИР характерно бóльшее разнообразие технологий, чем для РУ в других сферах их применения: практически все конструктивные концепции, созданные за атомную историю «в железе», были воплощены в виде исследовательских или опытных реакторных установок; некоторые из них остались уникальными или тупиковыми конструкциями, другие нашли продолжение. Хотя по физическим принципам работы ИР имеют много общего с другими, у них немало экзотических особенностей, которые в иных областях не встречаются или чрезвычайно редки. Да и сопоставление конструкций некоторых ИР порой сродни сравнению кислого с зеленым.
В ИР применялись различные характерные спектры нейтронов (быстрый, тепловой, промежуточный), замедлители (обычная и тяжелая вода, графит, бериллий, металлогидриды), теплоносители (вода, металлы, газы, растворы солей, органические соединения), варианты топлива (дисперсионное с использованием урана‑235 или плутония; в единичных случаях — тория и урана‑233), его фазы (твердое, жидкое). В действующих энергетических реакторах быстрые нейтроны используются реже (только на двух российских РУ), а промежуточный спектр как основной не применяется. По разнообразию замедлителей исследовательские реакторы опережают энергетические (в последних не встречаются в качестве замедлителей бериллий, гидриды, жидкофазное топливо) и в еще большей степени — флотские РУ, в которых сегодня замедлителем служит исключительно вода природного изотопного состава (хотя в прошлом были опыты с другими материалами). В действующих энергетических и тем более флотских реакторах также не применяются солевые растворы и органика в качестве теплоносителей.
Конструкция топлива ИР имеет общие черты с активными зонами корабельных РУ (и там, и там применяется дисперсионное топливо), однако конфигурации «исследовательских» ТВС сегодня отличаются бóльшим разнообразием, а торий и уран‑233 ни на флоте, ни в энергетике пока не используются. По уровню обогащения (до ~93−94%) топливо исследовательских реакторов до начала нынешнего века напоминало корабельное; однако к настоящему времени значительная часть мирового исследовательского парка переведена на обогащение до 20%, что нечасто встречается во флотской атомной энергетике. При этом средняя концентрация урана‑235 для ИР остается намного выше уровня, характерного для почти всех АЭС мира (не более 5%). Тяжеловодные исследовательские реакторы нередко также использовали обогащенный уран, что не характерно для энергетических РУ аналогичного типа (хотя отдельные прецеденты имеются).
Еще один специфический тип конструкций, которые прижились пока только в исследовательской сфере, — гомогенные реакторы, в которых топливо и замедлитель обычно представляют собой однородную смесь. Эта группа состоит преимущественно из растворных ИР, в которых высокообогащенное топливо и замедлитель образуют жидкость. К гомогенным относятся советские установки, построенные в разное время в России («Аргус», ИИН-3/ИИН-3М, «Гидра», «Игрик») и Узбекистане (ИИН-3М); индийский Purnima-II и ряд других. Большинство из них импульсные. В отличие от ИР, все действующие энергетические и флотские реакторы содержат исключительно гетерогенные активные зоны, в которых замедлитель и топливо пространственно разграничены.
Реактор Halden, Норвегия
Некоторые ИР получили графитовый замедлитель, при котором могут применяться разные теплоноситель и конструкция. Первые в истории реакторы, построенные в США, СССР и Великобритании, относились к уран-графитовым и представляли собой реакторные сборки или канальные РУ с охлаждением воздухом или водой. Они были предназначены в основном для специфических исследований: отработки процессов, необходимых при создании промышленных РУ для производства оружейных материалов. В дальнейшем разрабатывались более сложные реакторы с этим замедлителем, в том числе упоминавшиеся импульсные ИР ациклического режима: например, американский TREAT, советские БИГР (ВНИИЭФ в Сарове, Россия) и ИГР (Семипалатинский ядерный полигон, Казахстан). Подобные установки приспособлены для исследования материалов в экстремальных условиях.
Нередко в отдельную категорию выделяют тяжеловодные ИР, содержащие в качестве замедлителя (иногда —теплоносителя) оксид дейтерия. При этом по архитектуре они могут быть канальными, баковыми или корпусными. Первые тяжеловодные ИР были построены в 1944—1949 годах в США, Канаде и Советском Союзе. К ИР этого типа относятся, в частности, канадские NRX и NRU; советские ТВР и ТВР-С; внедренные в Индии канадский CIRUS и отечественные Dhruva и Zerlina; упомянутые немецкий MZFR, норвежский Halden и т. д. Преимущество тяжеловодных ИР — более «чистый» тепловой спектр нейтронов, что важно для некоторых направлений их применения. Среди И Р этого типа есть выдающиеся по характеристикам установки: как было показано выше, французский HFR в Гренобле — один из самых высокопоточных в мире реакторов, а немецкий FRM-II — один из наиболее технически эффективных.
В первые десятилетия атомной эры развитые страны активно экспортировали тяжеловодные реакторы: например, Канада построила их в Индии и Пакистане, Франция — в Израиле, Советский Союз — в Китае и Югославии. Однако эта практика прекратилась после того, как некоторые импортеры подобных установок превратились в «неофициальные» ядерные державы. Тяжеловодные ИР дают особенно широкие возможности для нецелевого использования. Большой интерес к исследовательским технологиям «тяжелого спектра» проявлял Иран, пытавшийся самостоятельно построить подобный реактор в Араке; но международным соглашением 2015 года об ограничении ядерной программы Тегерана эта стройка была остановлена, основное оборудование демонтировано и на проект наложены серьезные ограничения.
К особой, исторически довольно многочисленной и пестрой категории можно отнести ИР на быстрых нейтронах. Среди таких реакторов значимой мощности превалировали конструкции с натриевым теплоносителем и плутониевым топливом, но были и другие варианты. Хотя в прошлом почти все страны — поставщики ядерных технологий создавали быстрые исследовательские и опытные реакторы (США, Россия, Великобритания, Франция, Германия, Япония, Италия, Индия), сегодня работоспособные (но не всегда регулярно действующие) ИР такого рода имеются, если не считать мелких критсборок, только в России (БОР‑60), Китае (CEFR), Индии (FBTR) и Японии (JOYO, FCA). В этих и других государствах преобладают ИР на тепловых нейтронах. Иногда встречаются ИР с промежуточным спектром нейтронов, например, российский СМ‑3.
По общей конструкции большинство ИР относятся к бассейновому, баковому, корпусному, канальному типам либо представляют собой их комбинации. Вне исследовательской сферы получили распространение почти исключительно корпусные и канальные реакторы.
У бассейновых ИР активная зона погружена в большую открытую емкость с водой, служащую одновременно замедлителем, биологической защитой и теплоносителем, объем которого сильно избыточен для этой мощности, что обуславливает большую тепловую инерцию и способствует безопасности. Другая отличительная черта этого устройства — низкие параметры теплоносителя и замедлителя: сопоставимое с атмосферным давление и температура менее 100 °C. Такие особенности обеспечивают легкий и оперативный доступ к реактору, что удобно для исследовательских целей. К подобным конструкциям относятся французский OSIRIS, австралийский OPAL, российские РБТ‑6 и РБТ‑10/2 (в НИИАРе), ИР‑8 (в НИЦ «Курчатовский институт»), ИВВ‑2М (на площадке ИРМ в Заречном), семейства канадских реакторов SLOWPOKE, внедренных в Канаде и на Ямайке, а также типовых советских ИРТ, построенных в России (Курчатовский институт, МИФИ, Томский политехнический университет), Белоруссии, Латвии, Грузии, Болгарии, Ливии, Северной Корее.
Другой, похожий тип конструкции — баковые ИР: их активная зона размещается в закрытой емкости с теплоносителем. Биологической защитой могут служить твердые материалы, окружающие бак, например бетон; отражателями бывают металлический бериллий, графит и т. д. Параметры теплоносителя и замедлителя, как правило, несколько выше, а циркуляция интенсивнее, чем в бассейновом реакторе; однако эти параметры все равно далеки от показателей энергетических реакторов, поэтому баки рассчитаны на меньшее давление (нередко делаются из легких сплавов, а не из стали). Примеры таких конструкций: российский ОР (построен в НИЦ «Курчатовский институт»), исследовательские легководные реакторы семейства ВВР (строились в России, Узбекистане, Казахстане, Польше, Египте, Венгрии, Болгарии, Румынии и т. д.), а также чешский LVR‑15 (бывший советский ВВР-С, переделанный при продлении эксплуатации).
Нередко встречаются и гибридные конструкции типа «бак в бассейне» или «каналы в бассейне» — по существу, разновидности бассейнового реактора, в которых активная зона закрыта и иначе организована циркуляция теплоносителя. К первому варианту относятся, например, HFR в Нидерландах, Safari‑1 в ЮАР, канадские Maple и их усовершенствованный и более мощный южнокорейский вариант HANARO. Примеры бассейновых канальных — российские реакторы МИР-М1 (на площадке НИИАРа) и МР (работавший до 1993 года в Курчатовском институте); польский Maria. Все названные установки имеют мощность от ~10 до ~100 МВт и занимают заметное место в глобальном секторе ИР.
Существует немало корпусных исследовательских реакторов, активная зона которых помещается под повышенное давление, иногда сравнимое с этим параметром некоторых РУ неисследовательского назначения. В числе таких установок, например, российские СМ‑3 (на площадке НИИАРа) и ПИК (Гатчина), реактор ИВГ‑1М в Казахстане, Halden в Норвегии и др.
Многие перечисленные особенности исследовательских реакторов применяются в различных комбинациях, что умножает число вариантов конструкции. Так, строились исследовательские водо-водяные баковые (российское семейство ВВР) и водо-водяные корпусные (советские СМ‑3, «Гамма») реакторы; реакторы с естественной водой в качестве теплоносителя и замедлителя (российские ОР), с тяжелой водой в обоих качествах (индийские Dhruva, французский HFR); канальные графитовые (первые американские, британские и советские ИР), канальные бассейновые (российский МР), баковые бассейновые (HFR в Нидерландах); импульсные гомогенные (реакторы типа ИИН в России и Узбекистане, российский «Гидра»), импульсные гетерогенные (российские типа ИБР, ИГР, БИГР, критсборка «Маяк»); баковые с легководным замедлителем (семейство ВВР), баковые с тяжеловодным замедлителем (JEEP‑2 в Норвегии, советский ТВР); импульсные быстрые (ИБР‑2М), импульсные на тепловых нейтронах (TREAT в США) и т. д.
Конструкции И Р, как правило, более индивидуальны, менее унифицированы, чем у энергетических и флотских установок (последние, как минимум, в точности дублируются на целом ряде кораблей и подводных лодок). Однако и в исследовательской сфере имеются «серийные», растиражированные варианты, повторяющие друг друга во многих основных чертах. К таким семействам относятся американские TRIGA нескольких серий, советские ИРТ и ВВР, канадские Maple и SLOWPOKE. Благодаря такому тиражированию, в мире среди ИР значимой производительности преобладают разновидности бассейновых и баковых на тепловых нейтронах с естественной водой в качестве замедлителя и теплоносителя.
В отличие от энергетических, в исследовательских реакторах широко используется как принудительная, так и естественная циркуляция теплоносителя. В действующих энергетических реакторах естественная циркуляция теплоносителя на номинальной мощности не применяется. В ИР, имеющих незначительную мощность, теплоноситель вообще не предусматривается — например, в критических сборках, называемых иногда ИР нулевой мощности. Некоторые ранние графитовые ИР также не имели теплоносителя и охлаждались воздухом снаружи (например, первый реактор в Евразии — советский Ф‑1 в Москве), либо воздух пропускался через специальные каналы в реакторе (первые британские реакторы).
Обычно И Р не содержат ряда элементов, характерных для АЭС или флотских силовых установок. В частности, ИР обычно не подключены к турбинам и не имеют внешних защитных гермооболочек или герметичных контейнментов, рассчитанных на удержание высокого давления и радиоактивности. Это возможно благодаря невысокой мощности большинства исследовательских установок, низким параметрам теплоносителя у многих из них, а также большой тепловой инерции и практическому отсутствию риска выхода цепной реакции из-под контроля. Для маленьких исследовательских ядерных установок (таких как критические сборки) требования к барьерам безопасности еще ниже, поскольку их мощность, температурные параметры, объемы топлива несущественны.
Есть и еще одна причина, по которой даже ИР с ощутимой тепловой мощностью в десятки мегаватт не принято (за редкими исключениями — в основном опытных реакторов) использовать для поставки энергии за пределы площадки: по сравнению с АЭС, режим работы исследовательских установок чрезвычайно неустойчив и связан с реализуемыми на них исследовательскими и производственными программами. Из-за этого многие ИР останавливаются чаще, чем раз в месяц; их мощность используется в гораздо меньшей степени, чем большинства энергоблоков АЭС — за редкими исключениями, к которым относились закрытый в 2018 году канадский NRU (чей КИУМ достигал 75−80%) и некоторые материаловедческие реакторы (см. ниже). Поэтому ряд ИР содержат три контура, так что «лишнее» тепло через посредство теплообменников отдается в конечном итоге окружающей среде.
Нередко в отдельную категорию выделяют тяжеловодные ИР, содержащие в качестве замедлителя (иногда —теплоносителя) оксид дейтерия. При этом по архитектуре они могут быть канальными, баковыми или корпусными. Первые тяжеловодные ИР были построены в 1944—1949 годах в США, Канаде и Советском Союзе. К ИР этого типа относятся, в частности, канадские NRX и NRU; советские ТВР и ТВР-С; внедренные в Индии канадский CIRUS и отечественные Dhruva и Zerlina; упомянутые немецкий MZFR, норвежский Halden и т. д. Преимущество тяжеловодных ИР — более «чистый» тепловой спектр нейтронов, что важно для некоторых направлений их применения. Среди И Р этого типа есть выдающиеся по характеристикам установки: как было показано выше, французский HFR в Гренобле — один из самых высокопоточных в мире реакторов, а немецкий FRM-II — один из наиболее технически эффективных.
В первые десятилетия атомной эры развитые страны активно экспортировали тяжеловодные реакторы: например, Канада построила их в Индии и Пакистане, Франция — в Израиле, Советский Союз — в Китае и Югославии. Однако эта практика прекратилась после того, как некоторые импортеры подобных установок превратились в «неофициальные» ядерные державы. Тяжеловодные ИР дают особенно широкие возможности для нецелевого использования. Большой интерес к исследовательским технологиям «тяжелого спектра» проявлял Иран, пытавшийся самостоятельно построить подобный реактор в Араке; но международным соглашением 2015 года об ограничении ядерной программы Тегерана эта стройка была остановлена, основное оборудование демонтировано и на проект наложены серьезные ограничения.
К особой, исторически довольно многочисленной и пестрой категории можно отнести ИР на быстрых нейтронах. Среди таких реакторов значимой мощности превалировали конструкции с натриевым теплоносителем и плутониевым топливом, но были и другие варианты. Хотя в прошлом почти все страны — поставщики ядерных технологий создавали быстрые исследовательские и опытные реакторы (США, Россия, Великобритания, Франция, Германия, Япония, Италия, Индия), сегодня работоспособные (но не всегда регулярно действующие) ИР такого рода имеются, если не считать мелких критсборок, только в России (БОР‑60), Китае (CEFR), Индии (FBTR) и Японии (JOYO, FCA). В этих и других государствах преобладают ИР на тепловых нейтронах. Иногда встречаются ИР с промежуточным спектром нейтронов, например, российский СМ‑3.
По общей конструкции большинство ИР относятся к бассейновому, баковому, корпусному, канальному типам либо представляют собой их комбинации. Вне исследовательской сферы получили распространение почти исключительно корпусные и канальные реакторы.
У бассейновых ИР активная зона погружена в большую открытую емкость с водой, служащую одновременно замедлителем, биологической защитой и теплоносителем, объем которого сильно избыточен для этой мощности, что обуславливает большую тепловую инерцию и способствует безопасности. Другая отличительная черта этого устройства — низкие параметры теплоносителя и замедлителя: сопоставимое с атмосферным давление и температура менее 100 °C. Такие особенности обеспечивают легкий и оперативный доступ к реактору, что удобно для исследовательских целей. К подобным конструкциям относятся французский OSIRIS, австралийский OPAL, российские РБТ‑6 и РБТ‑10/2 (в НИИАРе), ИР‑8 (в НИЦ «Курчатовский институт»), ИВВ‑2М (на площадке ИРМ в Заречном), семейства канадских реакторов SLOWPOKE, внедренных в Канаде и на Ямайке, а также типовых советских ИРТ, построенных в России (Курчатовский институт, МИФИ, Томский политехнический университет), Белоруссии, Латвии, Грузии, Болгарии, Ливии, Северной Корее.
Другой, похожий тип конструкции — баковые ИР: их активная зона размещается в закрытой емкости с теплоносителем. Биологической защитой могут служить твердые материалы, окружающие бак, например бетон; отражателями бывают металлический бериллий, графит и т. д. Параметры теплоносителя и замедлителя, как правило, несколько выше, а циркуляция интенсивнее, чем в бассейновом реакторе; однако эти параметры все равно далеки от показателей энергетических реакторов, поэтому баки рассчитаны на меньшее давление (нередко делаются из легких сплавов, а не из стали). Примеры таких конструкций: российский ОР (построен в НИЦ «Курчатовский институт»), исследовательские легководные реакторы семейства ВВР (строились в России, Узбекистане, Казахстане, Польше, Египте, Венгрии, Болгарии, Румынии и т. д.), а также чешский LVR‑15 (бывший советский ВВР-С, переделанный при продлении эксплуатации).
Нередко встречаются и гибридные конструкции типа «бак в бассейне» или «каналы в бассейне» — по существу, разновидности бассейнового реактора, в которых активная зона закрыта и иначе организована циркуляция теплоносителя. К первому варианту относятся, например, HFR в Нидерландах, Safari‑1 в ЮАР, канадские Maple и их усовершенствованный и более мощный южнокорейский вариант HANARO. Примеры бассейновых канальных — российские реакторы МИР-М1 (на площадке НИИАРа) и МР (работавший до 1993 года в Курчатовском институте); польский Maria. Все названные установки имеют мощность от ~10 до ~100 МВт и занимают заметное место в глобальном секторе ИР.
Существует немало корпусных исследовательских реакторов, активная зона которых помещается под повышенное давление, иногда сравнимое с этим параметром некоторых РУ неисследовательского назначения. В числе таких установок, например, российские СМ‑3 (на площадке НИИАРа) и ПИК (Гатчина), реактор ИВГ‑1М в Казахстане, Halden в Норвегии и др.
Многие перечисленные особенности исследовательских реакторов применяются в различных комбинациях, что умножает число вариантов конструкции. Так, строились исследовательские водо-водяные баковые (российское семейство ВВР) и водо-водяные корпусные (советские СМ‑3, «Гамма») реакторы; реакторы с естественной водой в качестве теплоносителя и замедлителя (российские ОР), с тяжелой водой в обоих качествах (индийские Dhruva, французский HFR); канальные графитовые (первые американские, британские и советские ИР), канальные бассейновые (российский МР), баковые бассейновые (HFR в Нидерландах); импульсные гомогенные (реакторы типа ИИН в России и Узбекистане, российский «Гидра»), импульсные гетерогенные (российские типа ИБР, ИГР, БИГР, критсборка «Маяк»); баковые с легководным замедлителем (семейство ВВР), баковые с тяжеловодным замедлителем (JEEP‑2 в Норвегии, советский ТВР); импульсные быстрые (ИБР‑2М), импульсные на тепловых нейтронах (TREAT в США) и т. д.
Конструкции И Р, как правило, более индивидуальны, менее унифицированы, чем у энергетических и флотских установок (последние, как минимум, в точности дублируются на целом ряде кораблей и подводных лодок). Однако и в исследовательской сфере имеются «серийные», растиражированные варианты, повторяющие друг друга во многих основных чертах. К таким семействам относятся американские TRIGA нескольких серий, советские ИРТ и ВВР, канадские Maple и SLOWPOKE. Благодаря такому тиражированию, в мире среди ИР значимой производительности преобладают разновидности бассейновых и баковых на тепловых нейтронах с естественной водой в качестве замедлителя и теплоносителя.
В отличие от энергетических, в исследовательских реакторах широко используется как принудительная, так и естественная циркуляция теплоносителя. В действующих энергетических реакторах естественная циркуляция теплоносителя на номинальной мощности не применяется. В ИР, имеющих незначительную мощность, теплоноситель вообще не предусматривается — например, в критических сборках, называемых иногда ИР нулевой мощности. Некоторые ранние графитовые ИР также не имели теплоносителя и охлаждались воздухом снаружи (например, первый реактор в Евразии — советский Ф‑1 в Москве), либо воздух пропускался через специальные каналы в реакторе (первые британские реакторы).
Обычно И Р не содержат ряда элементов, характерных для АЭС или флотских силовых установок. В частности, ИР обычно не подключены к турбинам и не имеют внешних защитных гермооболочек или герметичных контейнментов, рассчитанных на удержание высокого давления и радиоактивности. Это возможно благодаря невысокой мощности большинства исследовательских установок, низким параметрам теплоносителя у многих из них, а также большой тепловой инерции и практическому отсутствию риска выхода цепной реакции из-под контроля. Для маленьких исследовательских ядерных установок (таких как критические сборки) требования к барьерам безопасности еще ниже, поскольку их мощность, температурные параметры, объемы топлива несущественны.
Есть и еще одна причина, по которой даже ИР с ощутимой тепловой мощностью в десятки мегаватт не принято (за редкими исключениями — в основном опытных реакторов) использовать для поставки энергии за пределы площадки: по сравнению с АЭС, режим работы исследовательских установок чрезвычайно неустойчив и связан с реализуемыми на них исследовательскими и производственными программами. Из-за этого многие ИР останавливаются чаще, чем раз в месяц; их мощность используется в гораздо меньшей степени, чем большинства энергоблоков АЭС — за редкими исключениями, к которым относились закрытый в 2018 году канадский NRU (чей КИУМ достигал 75−80%) и некоторые материаловедческие реакторы (см. ниже). Поэтому ряд ИР содержат три контура, так что «лишнее» тепло через посредство теплообменников отдается в конечном итоге окружающей среде.
Справка 3. Многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР)
Многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР), который строится на площадке НИИАР в Димитровграде, должен прийти на смену ИР на быстрых нейтронах БОР‑60, эксплуатируемому с 1969 года.
МБИР станет самой мощной в мире (150 МВт) исследовательской ядерной установкой на быстрых нейтронах и одним из наиболее эффективных высокопоточных реакторов в истории атомной энергетики. Он предназначен для исследований и испытаний по проблемам замкнутого ядерно-топливного цикла, утилизации младших актинидов и долгоживущих продуктов деления; получения новых видов конструкционных материалов и топлива, их тестирования в нормальных, переходных и аварийных режимах; ресурсных испытаний различных компонентов активной зоны перспективных реакторных установок; исследований и испытаний различных теплоносителей; тестирования нового оборудования, средств контроля и управления реактором; решения прикладных задач по верификации расчетных кодов и т. п.
На МБИР планируется осуществлять, среди прочего, пучковые исследования методами нейтронной радиографии и нейтронно-активационного анализа.
Реактор также будет выполнять производственные функции: нарабатывать радиоизотопы, осуществлять радиационную модификацию материалов, включая получение нейтронно-легированного кремния (см. Справку 2). Кроме того, МБИР способен поставлять бытовое тепло и электричество (электрическая мощность — до 55 МВт).
Реактор обладает исключительным набором возможностей для скоростного высокодозного облучения (с плотностью потока быстрых нейтронов — до 5,3∙1015 н/см2∙c) и испытаний топлива и материалов в среде различных теплоносителей в разных термодинамических режимах.
МБИР — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, использующий виброуплотненное MOX-топливо. Реакторная установка построена по трехконтурной схеме с первыми двумя натриевыми и третьим пароводяным контурами.
На базе МБИР планируется сформировать Международный исследовательский центр, который так же будет использовать ресурсы строящегося по соседству с реактором нового Полифункционального радиохимического комплекса.
МБИР станет самой мощной в мире (150 МВт) исследовательской ядерной установкой на быстрых нейтронах и одним из наиболее эффективных высокопоточных реакторов в истории атомной энергетики. Он предназначен для исследований и испытаний по проблемам замкнутого ядерно-топливного цикла, утилизации младших актинидов и долгоживущих продуктов деления; получения новых видов конструкционных материалов и топлива, их тестирования в нормальных, переходных и аварийных режимах; ресурсных испытаний различных компонентов активной зоны перспективных реакторных установок; исследований и испытаний различных теплоносителей; тестирования нового оборудования, средств контроля и управления реактором; решения прикладных задач по верификации расчетных кодов и т. п.
На МБИР планируется осуществлять, среди прочего, пучковые исследования методами нейтронной радиографии и нейтронно-активационного анализа.
Реактор также будет выполнять производственные функции: нарабатывать радиоизотопы, осуществлять радиационную модификацию материалов, включая получение нейтронно-легированного кремния (см. Справку 2). Кроме того, МБИР способен поставлять бытовое тепло и электричество (электрическая мощность — до 55 МВт).
Реактор обладает исключительным набором возможностей для скоростного высокодозного облучения (с плотностью потока быстрых нейтронов — до 5,3∙1015 н/см2∙c) и испытаний топлива и материалов в среде различных теплоносителей в разных термодинамических режимах.
МБИР — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, использующий виброуплотненное MOX-топливо. Реакторная установка построена по трехконтурной схеме с первыми двумя натриевыми и третьим пароводяным контурами.
На базе МБИР планируется сформировать Международный исследовательский центр, который так же будет использовать ресурсы строящегося по соседству с реактором нового Полифункционального радиохимического комплекса.
Справка 4. Центры ядерной науки
и технологий
и технологий
Одну из интересных инициатив, которые могут способствовать выходу сектора исследовательских реакторов из застоя, выдвинул Росатом. Несколько лет назад российская госкорпорация начала продвигать на рынке новый маркетинговый продукт — Центры ядерной науки и технологий (ЦЯНТ). Речь идет о возможности строительства в любом заинтересованном государстве единого научно-технологического комплекса, главным компонентом которого должен стать исследовательский реактор с лабораторной инфраструктурой, а при желании он может быть дополнен комплексами радиационной обработки, стерилизации и модификации материалов, а также центром ядерной медицины.
ЦЯНТ — это альтернатива или дополнение другому виду интегрированного предложения Росатома на зарубежных рынках: созданию или развитию в заинтересованном государстве атомной энергетики, помощи в ее обслуживании и эксплуатации. Последний вариант сопряжен с огромными расходами, на которые решится не каждая страна, особенно если она до сих пор не имела опыта в ядерной сфере. Для таких государств ЦЯНТ выглядит логичной первой ступенькой на пути приобщения к современным ядерным технологиям. Впрочем, это и вполне самодостаточный проект, способный вывести на новый уровень атомную науку и образование в данном государстве, приобщить его к современным технологиям обработки и стерилизации, создать собственное производство изотопов, поднять уровень медицины и т. д.
Поскольку Росатом сегодня — единственный в мире поставщик, обладающий собственными технологиями и материалами абсолютно во всех нишах атомной индустрии, он откровенно пользуется этим конкурентным преимуществом, предлагая странам-заказчикам то, что не может предложить больше никто: создание гражданской атомной отрасли «в любой комплектации». Если к этому добавить всем известные успехи российского поставщика во внедрении своих технологий в собственной стране и по всему миру (число проектов и портфель заказов растут как на дрожжах, давно занимая первое место в мире), то неудивительно, что многие государства, которые подумывают о (дальнейшем) развитии у себя атомных технологий, заинтересовались этим предложением. В их числе Боливия и Замбия, которые уже фактически решились, а так же Судан, Эфиопия, Монголия, Азербайджан и т. д. С точки зрения рассматриваемой в этой статье темы важно, что главной составляющей ЦЯНТ является исследовательский реактор, причем любого масштаба и набора функций: благо по разнообразию созданных и внедренных технологий ИР с Росатомом могут поспорить только американские отраслевые организации (все вместе взятые). Наверное, сама по себе инициатива с ЦЯНТ не повернет вспять деградацию всего мирового парка исследовательских реакторов, но растопить «замороженный» сектор строительства ИР и привести к появлению современных установок в разных точках планеты — это вполне реально.
ЦЯНТ — это альтернатива или дополнение другому виду интегрированного предложения Росатома на зарубежных рынках: созданию или развитию в заинтересованном государстве атомной энергетики, помощи в ее обслуживании и эксплуатации. Последний вариант сопряжен с огромными расходами, на которые решится не каждая страна, особенно если она до сих пор не имела опыта в ядерной сфере. Для таких государств ЦЯНТ выглядит логичной первой ступенькой на пути приобщения к современным ядерным технологиям. Впрочем, это и вполне самодостаточный проект, способный вывести на новый уровень атомную науку и образование в данном государстве, приобщить его к современным технологиям обработки и стерилизации, создать собственное производство изотопов, поднять уровень медицины и т. д.
Поскольку Росатом сегодня — единственный в мире поставщик, обладающий собственными технологиями и материалами абсолютно во всех нишах атомной индустрии, он откровенно пользуется этим конкурентным преимуществом, предлагая странам-заказчикам то, что не может предложить больше никто: создание гражданской атомной отрасли «в любой комплектации». Если к этому добавить всем известные успехи российского поставщика во внедрении своих технологий в собственной стране и по всему миру (число проектов и портфель заказов растут как на дрожжах, давно занимая первое место в мире), то неудивительно, что многие государства, которые подумывают о (дальнейшем) развитии у себя атомных технологий, заинтересовались этим предложением. В их числе Боливия и Замбия, которые уже фактически решились, а так же Судан, Эфиопия, Монголия, Азербайджан и т. д. С точки зрения рассматриваемой в этой статье темы важно, что главной составляющей ЦЯНТ является исследовательский реактор, причем любого масштаба и набора функций: благо по разнообразию созданных и внедренных технологий ИР с Росатомом могут поспорить только американские отраслевые организации (все вместе взятые). Наверное, сама по себе инициатива с ЦЯНТ не повернет вспять деградацию всего мирового парка исследовательских реакторов, но растопить «замороженный» сектор строительства ИР и привести к появлению современных установок в разных точках планеты — это вполне реально.
Неядерный арсенал
Еще более своеобразны научное оснащение ИР, их исследовательская, экспериментальная инфраструктура. Большинство таких устройств не имеют аналогов в реакторных установках иного профиля.
В частности, периферию активной зоны (АЗ) многих исследовательских реакторов (например, корпус или бак, отражатель и биологическую защиту) пронизывают сквозные вертикальные и горизонтальные каналы, по которым осуществляется вывод нейтронных пучков за пределы реактора или, наоборот, ввод экспериментальных образцов в активную зону либо в пространство рядом с ней: в отражатель или защиту — при необходимости «смягчить» воздействие облучения. Ввод образцов может производиться как по горизонтальным каналом (с использованием устройств, напоминающих по принципу действия пневмокапсулы), так и по вертикальным каналам вглубь активной зоны — в специально оставленные в ней «пробелы». В отличие от энергетических и транспортных реакторов, в которых АЗ, как правило, заполняется максимально плотно, многие ИР специально проектируются «с запасом места»: число ячеек в активной зоне может существенно превышать число необходимых ТВС и поглощающих стержней СУЗ. Поэтому допускается различная компоновка последних относительно друг друга, что позволяет освобождать место для экспериментального оборудования с исследуемыми образцами: различных облучательных устройств, помещаемых непосредственно в реактор вместе с необходимыми фильтрами спектра или замедлителями. При этом предусмотрена гораздо большая, чем у энергетических реакторов, гибкость при формировании конфигурации АЗ (разумеется, с учетом ограничений, задаваемых ядерной физикой).
Вывод нейтронов из реактора для исследований и других целей осуществляется по специальным нейтроноводным каналам, которые «по дороге» упорядочивают пучок нейтронов. Это достигается специальным оборудованием, особым покрытием внутренней части каналов (отражающим и направляющим нейтроны определенных спектров вдоль канала и поляризующих за счет магнитных эффектов), а также конфигурацией каналов, намеренно искривленных с определенными радиусами: изгибы позволяют эффективно отсеять прежде всего быстрые нейтроны и гамма-излучение. С той же целью каналы нередко направлены не в центр, а по касательной к активной зоне. В итоге таких ухищрений на выходе может быть получен, например, монохромный пучок достаточно чистого теплового спектра.
Формирование нужных характеристик нейтронного потока также осуществляется локально в реакторе за счет использования устройств, называемых холодными (ультрахолодными) либо горячими замедлителями. Это обусловлено тем, что на динамику нейтронов существенно влияет температура среды. В холодных замедлителях формируется температура, близкая к абсолютному нулю (ниже 250 0С), — за счет использования легких, низкотемпературных замедлителей, наподобие жидкого водорода или замерзшего метана. В горячих замедлителях температура, напротив, может быть гораздо выше, чем в остальной активной зоне. В зависимости от потребностей, выбирается тот или иной замедлитель. Совершенные И Р включают несколько холодных и горячих замедлителей.
Наряду с ИР, содержащими перечисленное и другое оборудование для исследований на пучках нейтронов (пучковых исследований), в отдельную категорию иногда выделяют материаловедческие реакторы. К отличительным чертам некоторых подобных реакторов относятся выделенные экспериментальные петли охлаждения (петлевые установки), в которых могут тестироваться образцы материалов и топлива под интенсивным облучением в среде разных теплоносителей (в различных агрегатных состояниях), циркулирующих по той или иной петле через активную зону. Параметры: температура, давление, водно-химический режим, циркуляция теплоносителя — в таких петлях могут меняться и быть намного суровее характерных для обычных энергетических реакторов. Это позволяет проверять устойчивость образцов к самым жестким условиям, а также моделировать в относительно сжатые сроки длительные негативные воздействия, определяя ресурс материалов.
К наиболее значимым материаловедческим реакторам такого рода относятся ATR и HFIR в США, HFR в Нидерландах, BR‑2 в Бельгии, JMTR в Японии, LVR‑15 в Чехии, Halden в Норвегии и, наконец, российские СМ‑3, МИР-М1 и Бор‑60 (последний, как отмечалось, остается уникальным на глобальном уровне, несмотря на возраст: он эксплуатируется с 1969 года). Эти реакторы способны проводить испытания широкого спектра для перспективных ядерных и других технологий. Их загруженность, как правило, существенно выше, чем у большинства ИР.
Еще более своеобразны научное оснащение ИР, их исследовательская, экспериментальная инфраструктура. Большинство таких устройств не имеют аналогов в реакторных установках иного профиля.
В частности, периферию активной зоны (АЗ) многих исследовательских реакторов (например, корпус или бак, отражатель и биологическую защиту) пронизывают сквозные вертикальные и горизонтальные каналы, по которым осуществляется вывод нейтронных пучков за пределы реактора или, наоборот, ввод экспериментальных образцов в активную зону либо в пространство рядом с ней: в отражатель или защиту — при необходимости «смягчить» воздействие облучения. Ввод образцов может производиться как по горизонтальным каналом (с использованием устройств, напоминающих по принципу действия пневмокапсулы), так и по вертикальным каналам вглубь активной зоны — в специально оставленные в ней «пробелы». В отличие от энергетических и транспортных реакторов, в которых АЗ, как правило, заполняется максимально плотно, многие ИР специально проектируются «с запасом места»: число ячеек в активной зоне может существенно превышать число необходимых ТВС и поглощающих стержней СУЗ. Поэтому допускается различная компоновка последних относительно друг друга, что позволяет освобождать место для экспериментального оборудования с исследуемыми образцами: различных облучательных устройств, помещаемых непосредственно в реактор вместе с необходимыми фильтрами спектра или замедлителями. При этом предусмотрена гораздо большая, чем у энергетических реакторов, гибкость при формировании конфигурации АЗ (разумеется, с учетом ограничений, задаваемых ядерной физикой).
Вывод нейтронов из реактора для исследований и других целей осуществляется по специальным нейтроноводным каналам, которые «по дороге» упорядочивают пучок нейтронов. Это достигается специальным оборудованием, особым покрытием внутренней части каналов (отражающим и направляющим нейтроны определенных спектров вдоль канала и поляризующих за счет магнитных эффектов), а также конфигурацией каналов, намеренно искривленных с определенными радиусами: изгибы позволяют эффективно отсеять прежде всего быстрые нейтроны и гамма-излучение. С той же целью каналы нередко направлены не в центр, а по касательной к активной зоне. В итоге таких ухищрений на выходе может быть получен, например, монохромный пучок достаточно чистого теплового спектра.
Формирование нужных характеристик нейтронного потока также осуществляется локально в реакторе за счет использования устройств, называемых холодными (ультрахолодными) либо горячими замедлителями. Это обусловлено тем, что на динамику нейтронов существенно влияет температура среды. В холодных замедлителях формируется температура, близкая к абсолютному нулю (ниже 250 0С), — за счет использования легких, низкотемпературных замедлителей, наподобие жидкого водорода или замерзшего метана. В горячих замедлителях температура, напротив, может быть гораздо выше, чем в остальной активной зоне. В зависимости от потребностей, выбирается тот или иной замедлитель. Совершенные И Р включают несколько холодных и горячих замедлителей.
Наряду с ИР, содержащими перечисленное и другое оборудование для исследований на пучках нейтронов (пучковых исследований), в отдельную категорию иногда выделяют материаловедческие реакторы. К отличительным чертам некоторых подобных реакторов относятся выделенные экспериментальные петли охлаждения (петлевые установки), в которых могут тестироваться образцы материалов и топлива под интенсивным облучением в среде разных теплоносителей (в различных агрегатных состояниях), циркулирующих по той или иной петле через активную зону. Параметры: температура, давление, водно-химический режим, циркуляция теплоносителя — в таких петлях могут меняться и быть намного суровее характерных для обычных энергетических реакторов. Это позволяет проверять устойчивость образцов к самым жестким условиям, а также моделировать в относительно сжатые сроки длительные негативные воздействия, определяя ресурс материалов.
К наиболее значимым материаловедческим реакторам такого рода относятся ATR и HFIR в США, HFR в Нидерландах, BR‑2 в Бельгии, JMTR в Японии, LVR‑15 в Чехии, Halden в Норвегии и, наконец, российские СМ‑3, МИР-М1 и Бор‑60 (последний, как отмечалось, остается уникальным на глобальном уровне, несмотря на возраст: он эксплуатируется с 1969 года). Эти реакторы способны проводить испытания широкого спектра для перспективных ядерных и других технологий. Их загруженность, как правило, существенно выше, чем у большинства ИР.
Реактор ATR (Advanced Test Reactor), построенный в 1967 году, эксплуатируется в Национальной лаборатории Айдахо, США
Критические условия
Сегодня глобальный сектор ИР испытывает серьезные проблемы. На фоне роста спроса со стороны различных отраслей увеличивается дефицит высокопоточных источников тепловых нейтронов. В то же время ниша исследовательских быстрых реакторов сузилась почти до нуля по сравнению с прошлыми десятилетиями, несмотря на растущие потребности. Повсеместный переход на топливо и мишени с низкообогащенным ураном, хотя и объясним с точки зрения нераспространения, на практике ослабляет конкурентоспособность исследовательских РУ в ряде сфер их приложения. На смену новаторским первым десятилетиям атомной эры, когда в исследовательском секторе происходила цепная реакция новых идей и их внедрения, пришли времена вялой эксплуатации давно построенной инфраструктуры. Немногочисленные исключения не меняют общей картины застоя.
На этом фоне сектор ИР переживает кризис далеко не среднего возраста. По данным МАГАТЭ, за всю историю в мире было построено 774 ИР. Из них сегодня работоспособны (и по большей части действуют) 1/3 установок. Порядка 60% из этой трети имеют срок службы (который для них принято отсчитывать с момента физпуска) более 40 лет, а многие давно справили 50-летний юбилей. Только в исследовательской сфере встречаются реакторные конструкции, прослужившие 60 и даже около 70 лет.
«Звездный час» ИР пришелся на 1970-е годы, когда число действующих исследовательских реакторов достигло максимума (свыше 370), средний срок эксплуатации не превышал 15 лет и лишь несколько установок в мире использовались порядка 30 лет. То есть исследовательский парк был большим и современным.
С 1980-х годов темпы вывода ИР стали превышать темпы ввода; эта тенденция продолжается и поныне. В результате со второй половины 1970-х годов сегмент ИР растаял более чем на 30%: с тех пор было выведено из эксплуатации свыше 120 исследовательских реакторов, тогда как число вошедших в строй едва превысило два десятка. Частичная модернизация оборудования в полной мере не компенсирует сокращение сети ИР. К тому же нередко из строя выбывают весьма конкурентоспособные установки, а многие слабо используемые, особенно в развивающихся странах, сохраняются. Например, весной 2018 года был снят с эксплуатации один из самых мощных и эффективных в мире ИР — канадский NRU; в это же время в Японии приостановлена на неопределенный срок эксплуатация таких уникальных объектов, как высокотемпературный HTTR и мощный ИР на быстрых нейтронах Joyo. Тенденция «ухода на пенсию» весьма востребованных установок продолжается: в ближайшие годы предполагается списание реактора Halden в Норвегии, к которому стоит очередь из представителей разных стран на проведение материаловедческих и прочих исследований.
Между тем, активного пополнения новыми исследовательскими установками взамен выбывающих не наблюдается. Во всем мире формально строится лишь девять ИР, да и то несколько из них — не новейшие ИР, а долгострои, тянущиеся десятилетиями. Более того, даже планы в этом секторе не выглядят радужными: в глобальном масштабе предполагается построить всего 14 ИР, причем в некоторых случаях это пока лишь абстрактные наметки, а в других речь идет о планах таких государств, как Нигерия, Украина или Вьетнам, которые не слишком преуспели в реализации ранее намеченных ядерных программ.
Сегодня глобальный сектор ИР испытывает серьезные проблемы. На фоне роста спроса со стороны различных отраслей увеличивается дефицит высокопоточных источников тепловых нейтронов. В то же время ниша исследовательских быстрых реакторов сузилась почти до нуля по сравнению с прошлыми десятилетиями, несмотря на растущие потребности. Повсеместный переход на топливо и мишени с низкообогащенным ураном, хотя и объясним с точки зрения нераспространения, на практике ослабляет конкурентоспособность исследовательских РУ в ряде сфер их приложения. На смену новаторским первым десятилетиям атомной эры, когда в исследовательском секторе происходила цепная реакция новых идей и их внедрения, пришли времена вялой эксплуатации давно построенной инфраструктуры. Немногочисленные исключения не меняют общей картины застоя.
На этом фоне сектор ИР переживает кризис далеко не среднего возраста. По данным МАГАТЭ, за всю историю в мире было построено 774 ИР. Из них сегодня работоспособны (и по большей части действуют) 1/3 установок. Порядка 60% из этой трети имеют срок службы (который для них принято отсчитывать с момента физпуска) более 40 лет, а многие давно справили 50-летний юбилей. Только в исследовательской сфере встречаются реакторные конструкции, прослужившие 60 и даже около 70 лет.
«Звездный час» ИР пришелся на 1970-е годы, когда число действующих исследовательских реакторов достигло максимума (свыше 370), средний срок эксплуатации не превышал 15 лет и лишь несколько установок в мире использовались порядка 30 лет. То есть исследовательский парк был большим и современным.
С 1980-х годов темпы вывода ИР стали превышать темпы ввода; эта тенденция продолжается и поныне. В результате со второй половины 1970-х годов сегмент ИР растаял более чем на 30%: с тех пор было выведено из эксплуатации свыше 120 исследовательских реакторов, тогда как число вошедших в строй едва превысило два десятка. Частичная модернизация оборудования в полной мере не компенсирует сокращение сети ИР. К тому же нередко из строя выбывают весьма конкурентоспособные установки, а многие слабо используемые, особенно в развивающихся странах, сохраняются. Например, весной 2018 года был снят с эксплуатации один из самых мощных и эффективных в мире ИР — канадский NRU; в это же время в Японии приостановлена на неопределенный срок эксплуатация таких уникальных объектов, как высокотемпературный HTTR и мощный ИР на быстрых нейтронах Joyo. Тенденция «ухода на пенсию» весьма востребованных установок продолжается: в ближайшие годы предполагается списание реактора Halden в Норвегии, к которому стоит очередь из представителей разных стран на проведение материаловедческих и прочих исследований.
Между тем, активного пополнения новыми исследовательскими установками взамен выбывающих не наблюдается. Во всем мире формально строится лишь девять ИР, да и то несколько из них — не новейшие ИР, а долгострои, тянущиеся десятилетиями. Более того, даже планы в этом секторе не выглядят радужными: в глобальном масштабе предполагается построить всего 14 ИР, причем в некоторых случаях это пока лишь абстрактные наметки, а в других речь идет о планах таких государств, как Нигерия, Украина или Вьетнам, которые не слишком преуспели в реализации ранее намеченных ядерных программ.
Таблица 1. Проекты строительства новых исследовательских ядерных установок
Как видно, налицо кризис процессов воспроизводства в сфере ИР. Объясняется ли он снижением потребности в такого рода инструменте ядерных технологий? Доля истины в этом предположении есть: реакторы как источники нейтронов (и тем более — ионизирующих излучений) не уникальны; есть немало примеров их замены другими средствами, например, радионуклидными источниками, ускорителями, энергетическими и изотопными реакторами. Кое-где они теснят ИР в традиционных нишах, например, на рынке изотопов, где укрепляются позиции ускорителей и атомных станций в отдельных, хотя и не во всех сегментах.
И все же полного вытеснения ИР в обозримом будущем не предвидится. Есть ниши, в которых они по-прежнему конкурентоспособны, например, производство некоторых массовых изотопов, модификация материалов, фундаментальные исследования, натурные испытания материалов и т. д. В таких нишах скорее стоит ожидать роста потребности в их услугах. Это связано, в частности, с внедрением ядерных технологий новых поколений и замкнутого ядерно-топливного цикла (моделировать многие процессы лучше всего в реакторах); с развитием ядерной медицины (за счет как роста изотопного рынка, так и распространения нейтронзахватной терапии); с расширением возобновляемой энергетики, информационных технологий и прочих сфер, где востребован ядерно-легированный кремний (мировой спрос на него с конца прошлого века вырос на порядок) и т. д.
То есть на обозримом временнóм горизонте потребность в ИР вряд ли снизится, не случайно давние лидеры сектора, такие как Россия, США, Франция, начали процесс реанимирования и модернизации своей исследовательской реакторной базы. В Соединенных Штатах недавно был «разморожен» законсервированный почти на четверть века реактор TREAT; рассматривается проект строительства собственного мощного многоцелевого источника быстрых нейтронов; принимаются меры для развития рынка топлива ИР и т. п. Хотя ряд прежних лидеров, таких как Германия и Япония, явно сдают позиции на рынке исследовательских ядерных технологий, другие заметные в этой сфере государства (Аргентина, Южная Корея, Индия) стремятся, напротив, занять на нем более весомые позиции.
И все же полного вытеснения ИР в обозримом будущем не предвидится. Есть ниши, в которых они по-прежнему конкурентоспособны, например, производство некоторых массовых изотопов, модификация материалов, фундаментальные исследования, натурные испытания материалов и т. д. В таких нишах скорее стоит ожидать роста потребности в их услугах. Это связано, в частности, с внедрением ядерных технологий новых поколений и замкнутого ядерно-топливного цикла (моделировать многие процессы лучше всего в реакторах); с развитием ядерной медицины (за счет как роста изотопного рынка, так и распространения нейтронзахватной терапии); с расширением возобновляемой энергетики, информационных технологий и прочих сфер, где востребован ядерно-легированный кремний (мировой спрос на него с конца прошлого века вырос на порядок) и т. д.
То есть на обозримом временнóм горизонте потребность в ИР вряд ли снизится, не случайно давние лидеры сектора, такие как Россия, США, Франция, начали процесс реанимирования и модернизации своей исследовательской реакторной базы. В Соединенных Штатах недавно был «разморожен» законсервированный почти на четверть века реактор TREAT; рассматривается проект строительства собственного мощного многоцелевого источника быстрых нейтронов; принимаются меры для развития рынка топлива ИР и т. п. Хотя ряд прежних лидеров, таких как Германия и Япония, явно сдают позиции на рынке исследовательских ядерных технологий, другие заметные в этой сфере государства (Аргентина, Южная Корея, Индия) стремятся, напротив, занять на нем более весомые позиции.
Но вопреки подобным сигналам, в глобальном масштабе деградация инфраструктуры ИР может даже ускориться, потому что процессы воспроизводства явно не поспевают за старением реакторного парка, и оно нарастает. Это неудачно совпало со сменой поколений ядерных технологий, которая начинается у нас на глазах: внедрением новых поколений и типов энергетических реакторов, принципиально новых видов топлива, замкнутого ядерно-топливного цикла; развитием термоядерных НИОКР и т. д. Эти факторы требуют адекватного совершенствования исследовательской базы, в котором ИР занимают важнейшее место.
Пока этот процесс идет довольно вяло. Ввод в строй единичных, пусть и выдающихся ИР и выборочная модернизация давно работающих установок не решают проблемы восполнения потерь. В перспективе актуальным станет не только техническое развитие этого сектора, но и сохранение сети ИР: с точки зрения широкой доступности для науки, промышленности, образования, медицины, один, пусть самый современный и большой, реактор не всегда заменит пять прежних «рабочих лошадок». А пока дело идет именно к такому сценарию.
Пока этот процесс идет довольно вяло. Ввод в строй единичных, пусть и выдающихся ИР и выборочная модернизация давно работающих установок не решают проблемы восполнения потерь. В перспективе актуальным станет не только техническое развитие этого сектора, но и сохранение сети ИР: с точки зрения широкой доступности для науки, промышленности, образования, медицины, один, пусть самый современный и большой, реактор не всегда заменит пять прежних «рабочих лошадок». А пока дело идет именно к такому сценарию.
Артиллерия ядерных НИОКР
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ #9_2018