Замыкая цикл: мечты и реальности

Реактор БН-800 на Белоярской АЭС. Фото: Пресс-служба "Росатома"

Представляется самое худшее. Еще больше войн и конфликтов. Перманентный глобальный экономический кризис. Ученые убеждают нас, что в середине ХХI века начнут управлять термоядерной энергетикой, и верят в возможности использования внутренней энергии вещества на кварк-глюонном уровне.

А как стать менее зависимыми от ископаемых ресурсов в перспективе 10 - 20 ближайших лет? Возможно, будущее энергетики за замкнутым ядерным топливным циклом.

Современная атомная энергетика - бесконечное яблоко раздора для властей, политиков, общественников. Безусловно, атомная генерация высокотехнологичная и наукоемкая. Само наличие атомной отрасли подталкивает страны-обладатели к развитию самых прорывных технологий в десятке других отраслей: космос, медицина, IT, химия, материаловедение... АЭС - экологически чистая электрогенерация без выбросов вредных веществ, а новое поколение реакторов с пассивными системами защиты способны автоматически исправлять даже человеческий фактор. Но есть и обратная сторона медали. Природная радиофобия людей, страхи, неприятие, как правило, малообразованной части населения. Это сродни аэрофобии. Риск отравиться паленой водкой или погибнуть на дороге в десятки тысяч раз выше, чем попасть в авиакатастрофу. А ведь все равно страшно.

Одна урановая топливная таблетка дает столько же энергии, сколько и при сжигании железнодорожного состава с углем. Но и атомная энергетика (хотя и несравнимо меньшие, чем у нефтегазодобычи) имеет ресурсные ограничения. Современные водо-водяные энергетические реакторы на тепловых нейтронах (ВВЭР) работают на уране-235, а его в природном уране всего 0,7 процента. 99,3 процента - другой изотоп, уран-238. До сегодняшнего дня он был абсолютно бесполезен, и его накопленные запасы огромны. Если научить реакторы «питаться» ураном-238, топливной базы для атомной энергетики хватит на тысячелетие!

Но вот беда - в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 не делится (т. е. не вырабатывает энергию), а, поглощая нейтрон, превращается в другой изотоп - плутоний-239. Решение было найдено. Ученые создали реакторные установки на быстрых нейтронах, или бридеры, которые работают уже на уран-плутониевом топливе. Причем, преобразуя уран-238 (помните, его очень много в природе), быстрые реакторы производят плутония даже больше, чем потребляют! Так складывается концепция замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) - «жжем» уран, который раньше считался отходами, и плутоний в реакторе, попутно получая новый плутоний. Круг замкнулся.

ЗЯТЦ не только расширяет топливную базу атомной энергетики, но и позволяет кратно сократить радиоактивные отходы, в том числе производимые обычными АЭС - из них просто делается новое топливо. Какие-то «хвосты» остаются, но они вполне укладываются в стратегическую логику современных атомщиков, которые стремятся к «радиационной эквивалентности»: сколько из земли «достали радиоактивности» с урановым сырьем, столько радиоактивности и «вернули» в нее с отходами.

«Росатом» решился на «Прорыв»

Почему же цикл до сих пор не замкнулся? В мире создано несколько десятков исследовательских установок на быстрых нейтронах. Однако для разработки полноценного энергетического реактора нужно решить множество проблем: создать новые материалы, новые виды топлива, новые способы переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), обосновать безопасность... Нужно много денег и много усилий лучших умов. Опять же - урана-235 пока хватает, он намного дешевле нефти и газа... Никто в мире не решился. Никто, кроме российских атомщиков.

В 2010 г. «Росатом» инициировал работы по созданию новой технологической платформы атомной отрасли на основе быстрых реакторов и ЗЯТЦ. Идею поддержало правительство, была принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». Годом позже многие работы объединили в росатомовском проекте «Прорыв».

В рамках «Прорыва» предполагается, во-первых, создание проектов двух типов реакторных установок: коммерческого быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 1200 МВт (БН-1200*) и опытно-демонстрационного со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300). Во-вторых, предстоит создать совершенно новое топливо для них: СНУП (смешанное нитридное уран-плутониевое). Также атомщики должны создать технологии переработки отработавшего топлива (ОЯТ), решить, что делать с небольшим объемом отходов ЗЯТЦ, разработать программные коды нового поколения, необходимые для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснования безопасности новой технологической платформы.

ТВС с уран-плутониевым МОКС-топливом для реакторов БН, произведенная на Горно-химическом комбинате в Железногорске Красноярского края. Фото: Пресс-служба "Росатома"

Скоро на стройку

Проект «Прорыв» на полпути к реализации, и сделано уже много. Создана технология изготовления топливных сборок (ТВС) с совершенно новым нитридным уран-плутониевым топливом. Экспериментальные ТВС испытывают в экспериментальном реакторе БОР-60 в димитровградском «ГНЦ НИИАР» и в реакторе БН-600 (Белоярская АЭС). В Северске строится корпус завода по производству топлива и переработке ОЯТ.

Технические проекты обеих реакторных установок готовы, вносятся последние доработки с учетом требований Института экспертизы, созданного при проекте. Впереди - получение надзорных разрешений.

Решение о строительстве головного энергоблока БН-1200 пока не принято, но, похоже, это произойдет совсем скоро. В августе правительство утвердило схему территориального планирования в области энергетики, по ней до 2030 года в стране может быть построено два энергоблока с реакторами БН-1200: на Белоярской АЭС, где уже эксплуатируются БН-600 и БН-800, и на проектируемой Южноуральской АЭС в Челябинской области. Концерн «Росэнергоатом» (входит в структуру «Росатома» и является эксплуатирующей организацией всех российских АЭС) открыл проектный офис «Новая платформа», который разрабатывает обликовый проект промышленного энергокомплекса на базе БН-1200 и решает вопрос повышения выгорания и длительности топливной кампании в реакторах БН, чтобы улучшить экономические показатели. Концерн явно нацелен на стройку, раз вкладывается в эти работы. «Дорожную карту» проекта строительства в России нового коммерческого энергоблока АЭС с реактором БН-1200 подготовят к весне 2017 года, следует из материалов на сайте закупок «Росатома».

Стройка модуля фабрикации и рефабрикации СНУП-топлива для БРЕСТ-ОД-300 уже идет на площадке Сибирского химкомбината (Северск), да и к сооружению реактора там почти все готово. В успехе стройки разработчики даже не сомневаются, некоторые задержки возможны только по процедуре лицензирования. На недавно прошедшей Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» главный конструктор БРЕСТ-ОД-300 Вадим Лемехов сказал: «Законодательство в области лицензирования ядерных установок изменилось. Раньше на лицензирование атомной электростанции отводился один год. Сейчас такого норматива нет. Проблемы в лицензировании связаны с расчетными методиками и их доказательностью в части корпуса реактора. Поскольку корпус является инновационным, то в части обоснованности этого решения вопросов я ожидаю со стороны надзорного органа». Но в кулуарах форума Лемехов, общаясь с журналистами, подчеркнул, что у «Росатома» с Ростехнадзором конструктивное взаимодействие, и он верит, что вставлять палки в колеса инновациям надзорные органы не собираются.

Боливар должен выдержать двоих

Зачем «Росатом» создает сразу два типа быстрых реакторов с различными теплоносителями: натриевый и свинцовый? Дело в том, что технология БН уже хорошо отработана, и на ее основе можно ожидать наиболее быстрого решения всех задач проекта. В России два действующих опытно-промышленных «быстрых» реактора: БН-600 и БН-800, оба на Белоярской АЭС. Задача в рамках «Прорыва» - создать более мощную коммерческую установку, которая по экономическим критериям не будет уступать современным тепловым реакторам ВВЭР.

Однако свинцовый реактор имеет потенциальные преимущества перед натриевым. Свойства основных компонентов БРЕСТ (свинцовый теплоноситель и плотное нитридное топливо) естественным образом исключают два класса наиболее тяжелых аварий - с неконтролируемым ростом мощности и потерей отвода тепла. За счет упрощения систем безопасности (по сравнению с ВВЭР) может быть достигнута экономическая конкурентоспособность. Политика «Росатома» - не складывать все яйца в одну корзину, отработать обе технологии и со временем выбрать лучшую. Естественно, вопрос в финансировании, программа дорогостоящая и многое будет зависеть от общеэкономической ситуации в стране.

Строящийся завод по фабрикации топлива и переработке ОЯТ реактора Брест-ОД-300 в Северске Томской области. Фото: Пресс-служба "Росатома"

Концепция будущего

Инновационная стройка все ближе, и уже идет разработка концепции внедрения бридеров. «Мы уже сегодня должны готовиться к тому, что в существующую систему должны прийти быстрые реакторы, которые, помимо задачи производства электроэнергии, будут решать проблему воспроизводства топлива, - поясняет Владимир Асмолов, советник генерального директора «Росатома». - Надо решать очень много вопросов: технологических, системных. Мы должны решать, как наиболее эффективно прийти к тому, что неизбежно».

На сегодняшний момент в России сложились две основные концепции развития ядерной энергетики. Обе они подразумевают замыкание ядерно-топливного цикла, но на основе разных технологий. Первая концепция - двухкомпонентная. Она предполагает вовлечение быстрых реакторов в уже сложившуюся систему, основанную на тепловых установках.

Бридеры в такой системе будут не только вырабатывать электроэнергию, но и решать проблемы ядерной энергетики: будут уничтожать долгоживущие высокоактивные РАО и нарабатывать материалы для воспроизводства топлива. В эту концепцию вписываются реакторы с натриевым теплоносителем. БН-1200 обладает коэффициентом воспроизводства 1,2. Это значит, что одна такая установка произведет компоненты топлива для себя и для двух традиционных реакторов типа ВВЭР. БН-1200 будет работать на уже созданном атомщиками уран-плутониевом МОКС-топливе, а ВВЭР - на оксидном урановом топливе и частично на МОКС-топливе.

Вторая концепция - однокомпонентная. Тут нет места тепловым реакторам. Основой выступает реактор со свинцовым теплоносителем, который работает на нитридном уран-плутониевом топливе с коэффициентом воспроизводства не выше 1. Концепция предполагает, что по мере истечения срока эксплуатации тепловые реакторы постепенно будут уходить из энергосистемы, им на смену придут быстрые ректоры.

Эти концепции не противоречат друг другу. Вполне возможно, со временем вторая сменит первую, когда будет создан коммерческий реактор типа БРЕСТ. Ближайшее же будущее - двухкомпонентная система: действующие и строящиеся в РФ тепловые реакторы ВВЭР будут работать еще как минимум 100 лет, и БН нужно подстроиться под существующую систему.

Разделительное производство АО «ЭХЗ». Каскад газовых центрифуг, на котором и получают ценный уран-235. Фото: Пресс-служба "Росатома"

ПОДРОБНОСТИ

Союз быстрых и тепловых нейтронов

Как же представляют себе концепцию двухкомпонентной энергетики ее идеологи? Главный технолог проектного офиса «Росэнергоатома» «Новая платформа» Владимир Троянов рассказал об этом на генеральной конференции МАГАТЭ в рамках «круглого стола» по теме «Быстрые реакторы как основа будущего решения проблемы ОЯТ». Типовая ячейка двухкомпонентной системы состоит из трех блоков - двух с ВВЭР и одного с быстрым реактором типа БН-1200. Из таких ячеек собирается весь атомный парк страны. Загрузка легководных реакторов гибридная: MOX-топливо плюс топливо из свежего обогащенного оксида урана-235.

Хотя натриевые реакторы могут работать и на нитридном топливе, Троянов считает технологически более простым и экономически целесообразным использование существующего МОКС-топлива. Технология переработки и фабрикации плотного нитридного топлива дороже. Экспериментальные сборки со СНУП пока не вышли на глубины «выгораний», достигнутые на MOX-топливе.

ОЯТ легководных реакторов перерабатывается. Плутоний, нарабатываемый в ВВЭР и имеющий неблагоприятный состав, направляется в качестве топлива в БН-1200. Туда же направляются младшие «плохие» актиниды на выжигание. Быстрый реактор производит не только электроэнергию, но и ядерные материалы для изготовления топлива для себя и легководных реакторов. Избыточный плутоний из БН-1200, имеющий более благоприятный изотопный состав, направляется для изготовления MOX-топлива, подпитки для ВВЭР. Приблизительный баланс достигается при 50-процентной загрузке МОХ-топливом одного из реакторов ВВЭР-1200. Это сейчас основной флагман тепловой атомной энергетики страны. Первый энергоблок с этим реактором сдан в этом году в Нововоронеже. При такой схеме ЗЯТЦ происходит снижение в два раза потребляемого природного урана, утверждает Троянов.

Для непосвященного человека схема довольно сложная. Внутри атомной отрасли много дискуссий по технологиям и экономике ЗЯТЦ, но не только у российских, но и у зарубежных специалистов нет сомнений в самой стратегии и конечном результате. Человечество в горизонте 20 лет способно получить замкнутую самоподпитывающуюся экологичную энергетическую систему, которая практически не будет зависеть многие сотни лет от ископаемых ресурсов. Кажется поразительным, но это уже воплощаемая в жизнь реальность. Причем именно нашими специалистами-атомщиками. Технологиями ЗЯТЦ интересуется большинство ведущих атомных держав. В Китае, Индии, Франции, США идут исследования по быстрым реакторам, но такой масштабной программы, как в России, нет нигде.

Если нам удастся воплотить все задуманное, Россия в ближайшем будущем получит статус страны, обладающей уникальной энергетической технологией, спрос на которую сегодня даже трудно оценить.

*БН - быстрый натриевый реактор

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор на тепловых нейтронах

ТВС - тепловыделяющая сборка ядерного топлива

МОКС (МОХ) - смешанное оксидное уран-плутониевое ядерное топливо

БРЕСТ-ОД-300 - быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, опытно-демонстрационный, электрической мощностью 300 мВТ