Осталось не так много направлений в науке и технике, по которым Россия опережает другие страны. Одно из них – развитие атомной энергетики на быстрых нейтронах.
Источник: портал "Управление производством"
Осталось не так много направлений в науке и технике, по которым Россия опережает другие страны. Одно из них – развитие атомной энергетики на быстрых нейтронах. Россия ближе других подошла к решению проблем их строительства и промышленного использования. По мнению многих ученых, это станет не просто значительным шагом вперед, но позволит говорить об энергетике нового качества. Вместе с тем у этого направления немало противников. Свое мнение по данной проблеме высказывает заместитель генерального директора ОАО «Концерн Энергоатом», директор по новой технологической платформе Олег САРАЕВ.
Тема строительства реакторов на быстрых нейтронах в начале 90-х годов была закрыта и фактически выведена из позитивного обсуждения. Только успешно работающий энергоблок с реактором БН-600 на Белоярской АЭС напоминал о перспективности направления. На этом фоне слышны были лишь голоса сомневающихся в эффективности и безопасности реакторов на быстрых нейтронах. Для этого были основания. Стагнация хозяйства страны остановила развитие атомной энергетики, многие строящиеся энергоблоки АЭС были законсервированы. Было бы странно говорить о строительстве реакторов на быстрых нейтронах в то время, когда отрасль теряла в недострое крупные энергообъекты. Из-за невостребованности мы потеряли много специалистов – носителей критических знаний – и это, наверное, самая существенная наша утрата. Иное дело сейчас: промышленные и бытовые потребности в электроэнергии растут темпами, превышающими недавние прогнозы. Что касается кризисов, они приходят и уходят, но своими последствиями только стимулируют развитие генерирующих мощностей – может быть, более рациональное.
Вместе с тем росли и будут расти цены на органическое топливо, а существующая традиционная энергетика с экономической и экологической точки зрения не вполне готова заменить газ и мазут на более дешевый уголь. В российской энергетике на органическом топливе практически нет современных проектов массового строительства крупных энергообъектов. Складывается ситуация, когда атомная энергетика более других генераций способна принять на себя все трудности по наращиванию энергомощностей при дальнейшем развитии страны. Становится очевидным, что впечатляющая перспектива наращивания атомных мощностей вновь делает проект развития реакторов на быстрых нейтронах актуальным. Кроме того, борьба за источники топливных ресурсов обострилась, вызывая конфликтную нестабильность в мире. Забота об энергетической безопасности привела к тому, что теме развития реакторов на быстрых нейтронах и рационализации топливного цикла стало придаваться значение государственной важности. В последние годы свидетельством этого являются заявления президентов ведущих ядерных держав – России, Франции, США, и активная деятельность в этих направлениях в Индии, Японии и Китае. Что касается нашей страны, то строительство энергоблока с реактором на быстрых нейтронах типа БН-800 стало частью программы долговременных действий Госкорпорации «Росатом», а его сооружение с помощью средств государства – подтверждением важности темы.
На необходимость перехода к инновационным технологиям в атомной энергетике указано в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007–2010 годы и на перспективу до 2015 года» (ФЦП «РАЭПК»)*. На первом этапе программы должны быть созданы условия для перехода к инновационному развитию, а на втором – основы инновационных промышленных технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗТЦ) с реакторами на быстрых нейтронах.
Результатом этих этапов должно стать создание базовых элементов новой технологической платформы развития атомной энергетики (НТП) на длительный период.
* В 2009 г. ФЦП «РАЭПК» упраздняется, а содержащиеся в ней мероприятия по развитию атомного энергопромышленного комплекса переходят в состав Программы долговременных действий Госкорпорации по атомной энергии «Росатом»
В чем необходимость НТП?
Существующая атомная энергетика – несомненно, лучшая на сегодняшний день по составу технологий генерирующая отрасль, способная удовлетворить значительную часть нужд развивающегося хозяйства страны в сравнительно дешевой электроэнергии и тепле наиболее безопасным и экологически дружественным способом.
Однако с ее ростом все явственнее проявляются недостатки и обременения как технологического, так и экономического характера: низкая эффективность топливоиспользования, большая отходность на технологических этапах, накопление так называемых «отложенных проблем» обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ), рост зависимости от цены природного урана и относительной ограниченности его источников, высокие затраты на обеспечение безопасности доминирующих типов реакторных установок, растущие требования к нераспространению ядерных материалов.
Низкая эффективность топливоиспользования (менее 1%) предопределяет большой объем материалов, подвергаемых активации нейтронным потоком без полезного энергетического выхода, и вследствие этого необходимость разноплановой, дорогостоящей и потенциально опасной деятельности по обращению с отработанным топливом и радиоактивными отходами. ФЦП «РАЭПК» и ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности» только на пристанционное обслуживание ОЯТ до 2015 г. выделяет более 12,65 млрд рублей. Затраты на обслуживание ОЯТ вне АЭС по этим же ФЦП и за этот же период составят более 19 млрд рублей. На укрепление сырьевой топливной базы затраты составят более 25 млрд, а на развитие разделительных производств – более 126 млрд рублей. Понятно, что с развитием атомной энергетики эти расходы только увеличатся.
Таким образом, затраты на поддержание инфраструктуры производства электроэнергии на АЭС, связанные главным образом с низкой эффективностью топливоиспользования, отрицательно сказываются на цене электроэнергии для конечного потребителя и снижают потенциал конкурентоспособности атомной энергетики. Кроме того, сам способ производства, будучи очевидно более совершенным, нежели с использованием других невозобновляемых источников энергии, с экологической и этической точки зрения для части населения устойчиво опасен и неприемлем.
Инновационные технологии НТП как раз и позволяют придать атомной энергетике такие качества, которые бы обеспечили ее дружественность обществу.
Составляющие НТПП, это, прежде всего, ядерные реакторы на быстрых нейтронах, способные нарабатывать новое топливо в эффективной массе больше исходного; комплекс технологий по переработке облученного топлива быстрых и тепловых реакторов с целью извлечения полезных делящихся элементов и отделения непригодных для дальнейшего использования; комплекс технологий для изготовления новых топливных композиций и тепловыделяющих сборок.
Кто-то скажет, что все эти технологии есть. Это так, но они применяются в сегодняшней атомной энергетике фрагментарно, не являются достаточно эффективными и без инновационного совершенствования не могут образовать широкомасштабный ЗТЦ.
Инновационность ЗТП
В ЗТЦ используется смешанное уран-плутониевое топливо, так называемое МОКС-топливо, которое облучается нейтронами высокой энергии в реакторе, где они не замедляются («быстрый» реактор), а их генерация заметно выше, чем в реакторах, где они требуют замедления («тепловой» реактор). Избыточность нейтронов позволяет не только высвободить расчетное количество тепловой энергии, но и получить из дешевого урана-238, входящего в состав топливной композиции, новый полноценный делящийся материал – энергетический плутоний. Извлеченные из реактора тепловыделяющие элементы с недовыгоревшим и вновь наработанным топливом после снижения остаточного энерговыделения направляются на установку по регенерации (переработке), где из него удаляются неприемлемые для цикла компоненты (единицы процентов от регенерируемой массы). Регенерат с энергетическим плутонием подпитывается отвальным ураном, и из него изготавливается новое топливо, которое, будучи загруженным в «быстрый» реактор, замыкает топливный цикл, многократно повторяясь.
В ЗТЦ эффективность топливоиспользования возрастает в десятки раз, потребность в природном уране для быстрых реакторов исчезает (уже имеющегося отвального урана достаточно для любой реально необходимой мощности реакторов на быстрых нейтронах), необходимость в хранилищах для отработанного топлива снижается до уровня технологических условий установок по регенерации топлива. Кроме того, в ЗТЦ после предварительной переработки можно утилизировать с выделением энергии и облученное топливо тепловых реакторов, скопившееся в различных хранилищах.
Однако наиболее существенным с экологической и этической точек зрения является возможность многократного снижения удельных масс радиоактивных отходов, снижение характеристик их «вредности», уменьшения сроков их необходимого затратного содержания и времени наблюдения за ними.
Для целей замыкания топливного цикла крайне важен выбор технологий переработки топлива реакторов на быстрых нейтронах. Они должны быть малоотходными (в тысячи раз меньше, чем сейчас, при применении «водных» способов), малоэтапными, с коротким временем цикла и очень высоким уровнем автоматизации, то есть они будут обладать всеми признаками инновационных. В России удовлетворяющих этим требованиям промышленных технологий нет. Их разработка и внедрение будет национальным достоянием страны, а следствием – новое качество атомной энергетики, позволяющее расценивать ее как энерговозобновляемый источник.
Слагаемые безопасности
Противников атомной энергии на быстрых нейтронах, прежде всего, хотелось бы заверить в высочайших качествах безопасности. В «быстрых» реакторах легче, чем в «тепловых», исключить положительные эффекты реактивности практически одинаковыми приемами, но с большей долей пассивных. В сочетании с весьма эффективной отрицательной обратной связью в происходящих в активной зоне нейтронно-физических процессах реактор становится практически саморегулируемым. То есть если по каким-либо несанкционированным причинам начинается рост мощности, то его развитие будет подавляться за счет возникающих отрицательных эффектов реактивности, проявляющихся за счет изменений в самом топливе. Это обстоятельство является первым важным свойством безопасности «быстрых» реакторов.
В жидкометаллических реакторах теплоноситель остается физически однородным далеко за верхними пределами эксплуатационных температур, то есть, в отличие от реакторов другого типа, в нем отсутствуют фазовые переходы, в которых теплоноситель может существовать в виде воды и пароводяной смеси различного паросодержания. Это сильно влияет на регулируемость «теплового» реактора, потому что всякий раз при изменении мощности и температуры меняется соотношение фаз теплоносителя, и мы, по сути, имеем дело с новым реактором. Чтобы приспособиться к этому и обеспечить регулируемость и безопасность реактора, становится необходимым довольно большое количество активных систем стабилизации заданного энерговыделения (управления реактивностью). Они могут и отказать, поэтому требуют для обеспечения функциональности многократного резервирования и четкого соблюдения множества регламентных ограничений в эксплуатации. Безусловно, безопасность «тепловых» реакторов с водным теплоносителем обеспечивается, но с преобладанием активных средств и с большими капитальными затратами. Это обстоятельство является второй важной характеристикой безопасности «быстрых» реакторов.
По своей физической сущности, связанной с энергетическим спектром нейтронов, «быстрый» реактор воспроизводит новое делящееся вещество, в основном плутоний-239, причем принципиально больше, чем «тепловой» реактор. Это обстоятельство позволяет «быстрому» реактору при некоторых реально достижимых условиях иметь такой низкий запас реактивности, при высвобождении которого взрывной «разгон» мощности будет невозможен. То есть эффективное количество топлива, участвующего в цепной реакции, со временем мало меняется за счет производства плутония из урана, и загружать в реактор избыточное топливо для компенсации выгорания, повышающего запас реактивности, почти нет нужды. В сущности, это значит, что, если по каким-то причинам (из-за ошибки персонала или в связи с возмущениями иного рода), компенсирующие избыток реактивности устройства были бы несанкционированно извлечены из активной зоны, а защитные устройства отказали, это все равно не привело бы к «разгону» реактора. Это обстоятельство является третьей важной характеристикой безопасности «быстрых» реакторов.
Современным водо-водяным энергетическим реакторам (ВВЭР) присуще высокое давление теплоносителя в корпусе, трубопроводах и оборудовании. Потенциально теплоноситель может быть неприемлемо радиоактивным. Поэтому составляющие контуры охлаждения рассчитываются и изготавливаются по таким нормам и с такими требованиями к качеству, выполнение которых сопряжено с большими затратами и необходимостью иметь обслуживающие системы равной надежности. В этом смысле «быстрый» реактор, в котором первичный тракт циркуляции интегрирован в корпусе с давлением, близким к атмосферному, имеет большое преимущество. Без существенных, в сравнении с другими типами реакторов затрат, обеспечивается исключительная надежность корпуса (притом, что он еще и двойной), так как сравнительно низкая температура его стенки в сочетании с низким давлением позволяют применить стали с высокой пластичностью, что исключает быстрое развитие трещин в металле, которые вследствие этого могут хорошо диагностироваться на ранней стадии. Это является четвертой важной характеристикой безопасности «быстрого» реактора.
«Быстрые» реакторы с натриевым теплоносителем проектируются преимущественно в виде «баковой» конструкции, позволяющей интегрировать в одном корпусе активную зону, тракт первого контура, главные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники «натрий-натрий», теплообменники системы аварийного расхолаживания и фильтры-ловушки. Бак получается объемным и, будучи наполнен натрием, обладает большой теплоемкостью, что замедляет динамику развития потенциально опасных процессов, которые могли бы возникнуть при немыслимых отказах оборудования и систем, растягивает их на длительное время и представляет возможность принять локализующие меры или просто рассчитывать на их затухание. Это является пятой важной характеристикой безопасности «быстрого» реактора.
Следует подчеркнуть, что эти характеристики безопасности реализуются на пассивных принципах. Каждая из этих характеристик по отдельности сделала бы честь безопасности любого реактора. А реализуясь в своем сочетании в одном типе реактора, они делают его многократно безопаснее других существующих.
Что касается радиационной безопасности, то натрий является исключительно дружественным к реакторным материалам теплоносителем. Сохраняя свою чистоту, он не вызывает образование радиоактивных продуктов коррозии, а из-за короткого периода полураспада собственных изотопов уже через полторы недели перестает сдерживать проведение ремонтных работ. Эти обстоятельства и наличие второго контура исключают загрязнение третьего, пароводяного контура, и тем самым – исключают целый класс привычных для «тепловых» реакторов радиоактивных отходов.
Что касается пожароопасности натрия при контакте с водой и воздухом, то это единственный его недостаток, требующий специальных мер безопасности. На основе опыта его производства и использования в «быстрых» реакторах с середины 50-х годов прошлого столетия разработан широкий набор технических мер по предотвращению, диагностике, локализации и подавлению последствий возгорания натрия, и к настоящему времени обеспечено его применение в действующих и проектируемых реакторах с приемлемым риском и исключением неприемлемых последствий.
Не дороже, чем все новое
Утверждают, что «быстрые» технологии слишком дороги. Конечно, все единичное дорого. Весь мир прошел долгий и весьма затратный путь совершенствования технологий быстрых реакторов, и только Россия ближе всех подошла к этапу создания коммерческого «быстрого» реактора, концептуальный проект которого позволяет говорить о возможности достичь его технико-экономических показателей на уровне энергоблоков с реакторами типа ВВЭР сопоставимой мощности. В 90-х годах французам это почти удалось, но программа была закрыта в связи с неуспехом эксплуатации быстрого реактора «Суперфеникс». Наш опыт и наши условия позволяют не сомневаться в успехе.
Что касается технологий замыкания топливного цикла, то они действительно еще весьма дороги, так как находятся на ранней стадии по пути к промышленному воплощению, однако их внедрение будет иметь срок окупаемости не более чем срок окупаемости перспективного энергоблока – будь на нем тепловой или быстрый реактор.
В какие сроки могут быть осуществлены меры по созданию НТП?
Основываясь на положениях ФЦП «РАЭПК», программы долговременных действий Госкорпорации «Росатом» и положениях, заложенных в проект ФЦП «Новые ядерно-энергетические технологии», путь создания НТП выглядит следующим образом:
• продление ресурса эксплуатации энергоблока с реактором БН-600 на 15 лет (2010 г.);
• создание производства МОКС-топлива для быстрых реакторов (2010 г.); сооружение и пуск энергоблока с реактором БН-800 (2012 г.);
• разработка проекта головного в серии коммерческого реактора на «быстрых» нейтронах мощностью не менее 1200 МВт эл. (2012 г.);
•создание опытно-демонстрационной установки по переработке топлива быстрых реакторов (2016 г.);
•создание материалов для обеспечения глубокого выгорания топлива (2016 г.);
•сооружение и пуск головного в серии коммерческого энергоблока с реактором на быстрых нейтронах мощностью не менее 1200 МВт эл. (2018 г.);
• сооружение и пуск в эксплуатацию завода по переработке облученного топлива мощностью до 1500 т в год (2025 г.);
• завершение серии энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах суммарной мощностью 15,6 ГВт (2035 г.), обеспечивающей вовлечение в замкнутый топливный цикл атомных электростанций общей мощностью до 70 ГВт.
Работа уже начата. И здесь мы будем первыми!
