Замыкая круг
В чем преимущества натриевых и свинцовых реакторов? Получится ли в ближайшем будущем обойтись без тепловых реакторов? Заместитель директора отделения ядерной энергетики Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского Андрей Гулевич рассказывает о нюансах стратегии двухкомпонентной ядерной энергетики.
Фото: Атомный эксперт
Фото: Атомный эксперт
Биография эксперта
Андрей Владиславович Гулевич родился в 1960 году в поселке Сеймчан Магаданской области. Окончил факультет управления и прикладной математики Московского физико-технического института. Свою трудовую деятельность в ГНЦ РФ-ФЭИ начал в 1983 году, сразу после окончания института. За время работы в ФЭИ прошел путь от инженера-исследователя до первого заместителя генерального директора.
Среди научных интересов А. В. Гулевича — разработки в области теории возмущений, системные исследования в области атомной энергетики, исследования по физике быстрых реакторов, развитие математических подходов, вычислительных алгоритмов для решения задач математической физики.
По результатам успешно проведенных исследований в 1989 году защитил кандидатскую, а в 1998 году — докторскую диссертацию.
А. В. Гулевич опубликовал более 180 научных работ, он соавтор двух монографий.
С 2012 года осуществляет организацию и координацию работ ГНЦ РФ-ФЭИ по реакторной физике в рамках перспективных проектов ядерных энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах, в том числе ФЦП ЯЭНП и проекта «Прорыв».
Профессор ИАТЭ НИЯУ МИФИ, читает курсы лекций для студентов старших курсов и магистров. Под его руководством успешно защищены две кандидатские диссертации.
Среди научных интересов А. В. Гулевича — разработки в области теории возмущений, системные исследования в области атомной энергетики, исследования по физике быстрых реакторов, развитие математических подходов, вычислительных алгоритмов для решения задач математической физики.
По результатам успешно проведенных исследований в 1989 году защитил кандидатскую, а в 1998 году — докторскую диссертацию.
А. В. Гулевич опубликовал более 180 научных работ, он соавтор двух монографий.
С 2012 года осуществляет организацию и координацию работ ГНЦ РФ-ФЭИ по реакторной физике в рамках перспективных проектов ядерных энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах, в том числе ФЦП ЯЭНП и проекта «Прорыв».
Профессор ИАТЭ НИЯУ МИФИ, читает курсы лекций для студентов старших курсов и магистров. Под его руководством успешно защищены две кандидатские диссертации.
Что такое двухкомпонентная ядерная энергетика? Единого общепринятого определения нет, поэтому я расскажу, как вижу эту стратегию сам.
Первый компонент — это реакторы на тепловых нейтронах, которые надежно и безопасно производят относительно дешевое электричество. Именно такие реакторы сегодня — основа атомной энергетики. Этому есть простые физические объяснения: во‑первых, деление ядер наиболее эффективно происходит именно в тепловом спектре; во‑вторых, замедлителем в этом случае выступает вода — самый дешевый теплоноситель.
Топливом для этих реакторов служит 235U. Этот изотоп входит в состав природного урана, где его всего 0,7%. Это сильно ограничивает топливные ресурсы тепловых реакторов. Довольно давно — в середине прошлого века — у ученых родилась идея: вовлекать в топливный цикл не только 235U, но и 238U, которого в природном уране больше 99%. Разделить 238Uв реакторах на тепловых нейтронах почти невозможно по физическим причинам, зато он очень хорошо захватывает нейтроны и порождает другой топливный изотоп — 239Pu. А его уже можно использовать в качестве топлива как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Эту функцию перевода 238Uв 239Puмогут на себя взять реакторы с быстрым спектром нейтронов. Таким образом, со временем можно будет вообще отказаться от добычи урана, по крайней мере в больших масштабах, и перевести производство топлива на «реакторные» рельсы.
Так возникает второй компонент атомной энергетики — реакторы на быстрых нейтронах. Эти реакторы эффективно справятся с наработкой топлива, а вот сечение деления в быстром спектре намного хуже, чем в тепловом. В этом одна из причин, по которым быстрые реакторы уступают тепловым в плане экономики. В них приходится использовать топливо с более высоким обогащением, нужно создавать высокую теплонапряженность в твэлах, применять жидкометаллические теплоносители и т. д.
Из этих особенностей разных типов реакторов и возникла идея двухкомпонентной ядерной энергетики. Тепловые реакторы — проверенная и эффективная технология производства электричества, которая продолжает совершенствоваться. Быстрые реакторы способны обеспечить топливную базу для себя и для тепловых реакторов на несколько тысяч лет.
При этом стоит упомянуть, что быстрые реакторы всегда занимались выработкой электроэнергии. Самое первое «ядерное» электричество — четыре двухсотваттные лампочки — было получено как раз на быстром натриевом реакторе EBR‑1 в Соединенных Штатах в 1951 году. Однако в силу более сложной конструкции и топливного цикла быстрых реакторов стоимость электричества, нарабатываемого ими, всегда была выше.
Тем не менее я считаю, что быстрые реакторы способны приблизиться по экономике к тепловым благодаря новым техническим решениям. А в проекте «Прорыв» поставлена даже более амбициозная цель: быстрые реакторы должны превзойти по эффективности не только существующие тепловые реакторы, но и парогазовые станции. Это сверхсложная, а возможно, и нерешаемая задача — в силу физических причин, о которых я упомянул.
Итак, в моем понимании, двухкомпонентная система в атомной энергетике — это такая система, которая работает синергично, взаимосвязанно и внутри которой между реакторами происходит обмен топливом и ядерными материалами. Можно получать плутоний из тепловых реакторов и с ним работать в быстрых реакторах. Также можно видоизменять изотопный состав плутония и при необходимости возвращать часть его в тепловые реакторы; можно запускать новые быстрые реакторы и так далее.
Первый компонент — это реакторы на тепловых нейтронах, которые надежно и безопасно производят относительно дешевое электричество. Именно такие реакторы сегодня — основа атомной энергетики. Этому есть простые физические объяснения: во‑первых, деление ядер наиболее эффективно происходит именно в тепловом спектре; во‑вторых, замедлителем в этом случае выступает вода — самый дешевый теплоноситель.
Топливом для этих реакторов служит 235U. Этот изотоп входит в состав природного урана, где его всего 0,7%. Это сильно ограничивает топливные ресурсы тепловых реакторов. Довольно давно — в середине прошлого века — у ученых родилась идея: вовлекать в топливный цикл не только 235U, но и 238U, которого в природном уране больше 99%. Разделить 238Uв реакторах на тепловых нейтронах почти невозможно по физическим причинам, зато он очень хорошо захватывает нейтроны и порождает другой топливный изотоп — 239Pu. А его уже можно использовать в качестве топлива как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Эту функцию перевода 238Uв 239Puмогут на себя взять реакторы с быстрым спектром нейтронов. Таким образом, со временем можно будет вообще отказаться от добычи урана, по крайней мере в больших масштабах, и перевести производство топлива на «реакторные» рельсы.
Так возникает второй компонент атомной энергетики — реакторы на быстрых нейтронах. Эти реакторы эффективно справятся с наработкой топлива, а вот сечение деления в быстром спектре намного хуже, чем в тепловом. В этом одна из причин, по которым быстрые реакторы уступают тепловым в плане экономики. В них приходится использовать топливо с более высоким обогащением, нужно создавать высокую теплонапряженность в твэлах, применять жидкометаллические теплоносители и т. д.
Из этих особенностей разных типов реакторов и возникла идея двухкомпонентной ядерной энергетики. Тепловые реакторы — проверенная и эффективная технология производства электричества, которая продолжает совершенствоваться. Быстрые реакторы способны обеспечить топливную базу для себя и для тепловых реакторов на несколько тысяч лет.
При этом стоит упомянуть, что быстрые реакторы всегда занимались выработкой электроэнергии. Самое первое «ядерное» электричество — четыре двухсотваттные лампочки — было получено как раз на быстром натриевом реакторе EBR‑1 в Соединенных Штатах в 1951 году. Однако в силу более сложной конструкции и топливного цикла быстрых реакторов стоимость электричества, нарабатываемого ими, всегда была выше.
Тем не менее я считаю, что быстрые реакторы способны приблизиться по экономике к тепловым благодаря новым техническим решениям. А в проекте «Прорыв» поставлена даже более амбициозная цель: быстрые реакторы должны превзойти по эффективности не только существующие тепловые реакторы, но и парогазовые станции. Это сверхсложная, а возможно, и нерешаемая задача — в силу физических причин, о которых я упомянул.
Итак, в моем понимании, двухкомпонентная система в атомной энергетике — это такая система, которая работает синергично, взаимосвязанно и внутри которой между реакторами происходит обмен топливом и ядерными материалами. Можно получать плутоний из тепловых реакторов и с ним работать в быстрых реакторах. Также можно видоизменять изотопный состав плутония и при необходимости возвращать часть его в тепловые реакторы; можно запускать новые быстрые реакторы и так далее.
Семейство быстрых
Идея создания быстрых реакторов в СССР родилась в нашем институте, ФЭИ. Она принадлежала всемирно известному ученому — Александру Ильичу Лейпунскому. Он эту идею высказал в конце 1940-х годов, практически одновременно с Энрико Ферми.
Первая сборка БР‑1, на ртутном теплоносителе, была создана в ФЭИ в 1955 году, а уже через два года оказалось, что ртуть — неэффективный и сложный в обращении теплоноситель, и было решено перейти на натрий. В 1959 году в Обнинске был запущен первый в Европе исследовательский реактор БР‑5 на быстрых нейтронах. Его первоначальная мощность составляла всего 5 МВт. В 1973 году после серьезной модернизации мощность реактора была доведена до 8 МВт, и он стал называться БР‑10.
Наш институт осуществлял научное руководство созданием всех быстрых натриевых реакторов в СССР и в России. Это и реактор БОР‑60, который в 1969 году был запущен в НИИАРе, и БН‑350. Последний — большой петлевой натриевый реактор, он успешно работал на атомной станции в Казахстане, в городе Шевченко. Эта станция не только снабжала город электроэнергией, но и обеспечивала тепловой энергией мощную установку для опреснения морской воды.
Я, конечно, не могу не отметить огромную роль специалистов АО «ОКБМ Африкантов» — организации, без которой энергетические натриевые реакторы в нашей стране не могли быть созданы.
В 1980 году на третьем блоке Белоярской АЭС был пущен промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН‑600, который работает до сих пор. Это реактор с интегральной компоновкой: все опасное, связанное с натрием оборудование спрятано в его корпусе для минимизации последствий аварии. Реактор работает очень устойчиво, с высоким коэффициентом использования установленной мощности. Сейчас, помимо производства электроэнергии, он активно используется для испытаний: туда помещают сборки с нитридным и МОХ-топливом, ведутся эксперименты для целого ряда других проектов.
Следующий реактор задуман был еще в 1980-х годах — это БН‑800. В СССР планировалось запустить целых четыре таких реактора, но чернобыльская авария сильно скорректировала эти планы, а в 1990-х годах программа была заморожена более чем на 10 лет. К счастью, проект реактора сохранился, и в 2000-х годах работы были возобновлены. В 2014 году состоялся физический пуск реактора, а в 2016-м он был сдан в промышленную эксплуатацию.
По сравнению с «младшим братом» БН‑800 технически усовершенствован, в том числе в плане безопасности. Тем не менее это относительно старый проект, который экономически не может конкурировать с современными тепловыми реакторами. Главная задача БН‑800 — освоить МОХ‑топливо и отработать основные элементы замыкания ядерного топливного цикла.
Идея создания реактора БН‑1200 родились в ФЭИ. До этого мы рассматривали целый ряд концепций реакторов большой мощности: БН‑1600, БНК, БН‑1800, — но в итоге пришли к выводу, что наиболее приемлемый уровень мощности — 1200 МВт. С 2003 года этот проект стал набирать обороты — сначала под эгидой концерна «Росэнергоатом», а после запуска федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения» в 2010 году он был прописан там в качестве одного из проектов. С 2012 года БН‑1200 вошел в состав проекта «Прорыв». Сейчас разработка проекта БН‑1200 находится на финальной стадии. Там много новых технических решений, основные связаны с парогенератором: существенно изменена его конструкция, он стал крупномодульным и, на наш взгляд, более эффективным. Приняты и новые решения в отношении безопасности: в частности, есть гидравлически взвешенные органы регулирования, температурные органы пассивной аварийной защиты и еще целый ряд новых технических решений, которые существенно повысят безопасность и улучшат экономику проекта. Например, по параметру LCOE (приведенная стоимость электроэнергии с учетом затрат всего жизненного цикла реактора, включающая капитальные, операционные, топливные затраты) отличие БН‑1200М от ВВЭР‑1200 уже не так значительно — около 10%.
На мой взгляд, давно пора принять решение о сооружении этого реактора. Наилучшая площадка — конечно, Белоярская АЭС, пятый энергоблок. Там есть все условия: и свежий опыт ввода в эксплуатацию БН‑800, и коллектив, и строительная база.
БН‑1200 должен занять свое место в двухкомпонентной системе и выполнять те функции, на которые БРЕСТ не рассчитан. Прежде всего, топливообеспечение всей атомной энергетики, возможность работы на плутонии произвольного изотопного состава, в том числе из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР, а также обеспечение целого ряда экспортных топливных услуг, включая утилизацию и облагораживание плутония.
И вот здесь мы вступаем в противоречие с проектом «Прорыв». Как известно, существует требование минимального запаса реактивности в быстром реакторе (в идеале меньше одной бетты — относительного выхода запаздывающих нейтронов), чтобы предотвратить катастрофический характер развития и минимизировать последствия запроектной реактивностной аварии. Требование, на первый взгляд, правильное. Но как его реализовать? В проекте «Прорыв» предполагается, что это требование может быть полностью удовлетворено в реакторе БРЕСТ при использовании смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива и непрерывном рециклировании собственного плутония. Однако в этом случае мы теряем возможность осуществить переход к двухкомпонентной атомной энергетике, поскольку коэффициент воспроизводства плутония будет примерно равен единице: сколько загрузили, столько и выгрузили, — и избыток плутония не образуется.
Кроме того, для обеспечения минимального запаса реактивности нужен плутоний определенного состава, который сложно найти в необходимом количестве и на складе, и в ОЯТ тепловых реакторов. Эту проблему, в принципе, можно решить, но за счет экономики проекта. Таким образом, быстрый реактор, работающий в режиме самообеспечения, ничего не дает системе, а если он неконкурентоспособен, то вообще не нужен.
СНУП‑топливо также можно загрузить в БН, но и в этом случае реактор не сможет обслуживать двухкомпонентную систему, то есть будет работать только сам на себя. А главное препятствие — в том, что такое топливо пока технологически не отработано на приемлемые выгорания и экономически не обосновано.
Теперь о начальном этапе замыкания ЯТЦ. Уже накоплено существенное количество плутония совершенно разного изотопного состава. На мой взгляд, оптимально «пропустить» этот плутоний через быстрые натриевые реакторы типа БН‑1200. Таким образом новый ОЯТ компактизируется по плутонию примерно в 10−15 раз, разгрузятся переполненные хранилища существующих АЭС. По сути дела, речь идет о работе быстрого реактора в «открытом по плутонию» топливном цикле с накоплением ОЯТ БН. Экономически на начальном этапе это будет гораздо выгоднее, чем постоянно перерабатывать свой ОЯТ в малых количествах и с малой выдержкой на пристанционных радиохимических производствах. Более целесообразным это станет только через 20−30 лет, на централизованном производстве с большой производительностью и такими же объемами переработки. Выигрыш, по нашим оценкам, порядка 25−30% в топливной составляющей стоимости электричества.
Поэтому, на наш взгляд, БН‑1200 должен работать на МОХ‑топливе как основа самостоятельной компоненты и топливообеспечивающей базы АЭ. А если эксперимент с БРЕСТом покажет хорошие результаты — будем строить и свинцовые реакторы.
Идея создания быстрых реакторов в СССР родилась в нашем институте, ФЭИ. Она принадлежала всемирно известному ученому — Александру Ильичу Лейпунскому. Он эту идею высказал в конце 1940-х годов, практически одновременно с Энрико Ферми.
Первая сборка БР‑1, на ртутном теплоносителе, была создана в ФЭИ в 1955 году, а уже через два года оказалось, что ртуть — неэффективный и сложный в обращении теплоноситель, и было решено перейти на натрий. В 1959 году в Обнинске был запущен первый в Европе исследовательский реактор БР‑5 на быстрых нейтронах. Его первоначальная мощность составляла всего 5 МВт. В 1973 году после серьезной модернизации мощность реактора была доведена до 8 МВт, и он стал называться БР‑10.
Наш институт осуществлял научное руководство созданием всех быстрых натриевых реакторов в СССР и в России. Это и реактор БОР‑60, который в 1969 году был запущен в НИИАРе, и БН‑350. Последний — большой петлевой натриевый реактор, он успешно работал на атомной станции в Казахстане, в городе Шевченко. Эта станция не только снабжала город электроэнергией, но и обеспечивала тепловой энергией мощную установку для опреснения морской воды.
Я, конечно, не могу не отметить огромную роль специалистов АО «ОКБМ Африкантов» — организации, без которой энергетические натриевые реакторы в нашей стране не могли быть созданы.
В 1980 году на третьем блоке Белоярской АЭС был пущен промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН‑600, который работает до сих пор. Это реактор с интегральной компоновкой: все опасное, связанное с натрием оборудование спрятано в его корпусе для минимизации последствий аварии. Реактор работает очень устойчиво, с высоким коэффициентом использования установленной мощности. Сейчас, помимо производства электроэнергии, он активно используется для испытаний: туда помещают сборки с нитридным и МОХ-топливом, ведутся эксперименты для целого ряда других проектов.
Следующий реактор задуман был еще в 1980-х годах — это БН‑800. В СССР планировалось запустить целых четыре таких реактора, но чернобыльская авария сильно скорректировала эти планы, а в 1990-х годах программа была заморожена более чем на 10 лет. К счастью, проект реактора сохранился, и в 2000-х годах работы были возобновлены. В 2014 году состоялся физический пуск реактора, а в 2016-м он был сдан в промышленную эксплуатацию.
По сравнению с «младшим братом» БН‑800 технически усовершенствован, в том числе в плане безопасности. Тем не менее это относительно старый проект, который экономически не может конкурировать с современными тепловыми реакторами. Главная задача БН‑800 — освоить МОХ‑топливо и отработать основные элементы замыкания ядерного топливного цикла.
Идея создания реактора БН‑1200 родились в ФЭИ. До этого мы рассматривали целый ряд концепций реакторов большой мощности: БН‑1600, БНК, БН‑1800, — но в итоге пришли к выводу, что наиболее приемлемый уровень мощности — 1200 МВт. С 2003 года этот проект стал набирать обороты — сначала под эгидой концерна «Росэнергоатом», а после запуска федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения» в 2010 году он был прописан там в качестве одного из проектов. С 2012 года БН‑1200 вошел в состав проекта «Прорыв». Сейчас разработка проекта БН‑1200 находится на финальной стадии. Там много новых технических решений, основные связаны с парогенератором: существенно изменена его конструкция, он стал крупномодульным и, на наш взгляд, более эффективным. Приняты и новые решения в отношении безопасности: в частности, есть гидравлически взвешенные органы регулирования, температурные органы пассивной аварийной защиты и еще целый ряд новых технических решений, которые существенно повысят безопасность и улучшат экономику проекта. Например, по параметру LCOE (приведенная стоимость электроэнергии с учетом затрат всего жизненного цикла реактора, включающая капитальные, операционные, топливные затраты) отличие БН‑1200М от ВВЭР‑1200 уже не так значительно — около 10%.
На мой взгляд, давно пора принять решение о сооружении этого реактора. Наилучшая площадка — конечно, Белоярская АЭС, пятый энергоблок. Там есть все условия: и свежий опыт ввода в эксплуатацию БН‑800, и коллектив, и строительная база.
БН‑1200 должен занять свое место в двухкомпонентной системе и выполнять те функции, на которые БРЕСТ не рассчитан. Прежде всего, топливообеспечение всей атомной энергетики, возможность работы на плутонии произвольного изотопного состава, в том числе из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР, а также обеспечение целого ряда экспортных топливных услуг, включая утилизацию и облагораживание плутония.
И вот здесь мы вступаем в противоречие с проектом «Прорыв». Как известно, существует требование минимального запаса реактивности в быстром реакторе (в идеале меньше одной бетты — относительного выхода запаздывающих нейтронов), чтобы предотвратить катастрофический характер развития и минимизировать последствия запроектной реактивностной аварии. Требование, на первый взгляд, правильное. Но как его реализовать? В проекте «Прорыв» предполагается, что это требование может быть полностью удовлетворено в реакторе БРЕСТ при использовании смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива и непрерывном рециклировании собственного плутония. Однако в этом случае мы теряем возможность осуществить переход к двухкомпонентной атомной энергетике, поскольку коэффициент воспроизводства плутония будет примерно равен единице: сколько загрузили, столько и выгрузили, — и избыток плутония не образуется.
Кроме того, для обеспечения минимального запаса реактивности нужен плутоний определенного состава, который сложно найти в необходимом количестве и на складе, и в ОЯТ тепловых реакторов. Эту проблему, в принципе, можно решить, но за счет экономики проекта. Таким образом, быстрый реактор, работающий в режиме самообеспечения, ничего не дает системе, а если он неконкурентоспособен, то вообще не нужен.
СНУП‑топливо также можно загрузить в БН, но и в этом случае реактор не сможет обслуживать двухкомпонентную систему, то есть будет работать только сам на себя. А главное препятствие — в том, что такое топливо пока технологически не отработано на приемлемые выгорания и экономически не обосновано.
Теперь о начальном этапе замыкания ЯТЦ. Уже накоплено существенное количество плутония совершенно разного изотопного состава. На мой взгляд, оптимально «пропустить» этот плутоний через быстрые натриевые реакторы типа БН‑1200. Таким образом новый ОЯТ компактизируется по плутонию примерно в 10−15 раз, разгрузятся переполненные хранилища существующих АЭС. По сути дела, речь идет о работе быстрого реактора в «открытом по плутонию» топливном цикле с накоплением ОЯТ БН. Экономически на начальном этапе это будет гораздо выгоднее, чем постоянно перерабатывать свой ОЯТ в малых количествах и с малой выдержкой на пристанционных радиохимических производствах. Более целесообразным это станет только через 20−30 лет, на централизованном производстве с большой производительностью и такими же объемами переработки. Выигрыш, по нашим оценкам, порядка 25−30% в топливной составляющей стоимости электричества.
Поэтому, на наш взгляд, БН‑1200 должен работать на МОХ‑топливе как основа самостоятельной компоненты и топливообеспечивающей базы АЭ. А если эксперимент с БРЕСТом покажет хорошие результаты — будем строить и свинцовые реакторы.
БРЕСТ vs БН
Сегодня в России развиваются две основные технологии быстрых реакторов: свинцовые (проект «БРЕСТ») и натриевые. С одной стороны, сравнивать их довольно сложно, потому что натриевая технология существует уже больше 60 лет, а свинцовых реакторов в мире пока нет — ни одного.
С другой стороны, у нашей страны был положительный опыт создания лодочных реакторов, работавших на теплоносителе свинец-висмут. Это тоже тяжелый теплоноситель, довольно близкий к свинцу по некоторым характеристикам.
У свинцового теплоносителя потенциально есть преимущества, прежде всего связанные с тем, что он не горючий и поэтому при его взаимодействии с воздухом и с водой ничего страшного не происходит. Кроме того, геологические запасы свинца довольно велики, и он недорогой. Однако у свинца есть и минусы, которые сейчас исследуются: это, в частности, его высокая коррозионная активность. Наш институт вовлечен в решение этой проблемы: мы исследуем свойства материалов в свинце, проводим ресурсные испытания различных элементов. Уже есть положительные результаты: при определенных режимах (в частности, кислородных) можно справиться с этим недостатком свинца как высоко агрессивного коррозионного агента.
Безусловно, у свинцовой технологии есть перспективы, и ее нужно развивать. Но ответить на вопрос, имеет ли технология право на существование, можно, только создав и поэксплуатировав реактор. Пуск БРЕСТа, напомню, запланирован на 2026 год.
Есть еще одна тема, на которую сейчас ведутся серьезные исследования и дискуссии, — применение плотного топлива. Это уже упомянутое выше СНУП‑топливо, которое было выбрано в проекте «Прорыв» по целому ряду причин. Прежде всего, нужно было обеспечить необходимую нейтронную физику активной зоны, и плотное топливо для этого подходило наилучшим образом. Опыт разработки нитридного топлива у нашего института был, правда, небольшой: две загрузки такого топлива испытывались на реакторе БР‑10 еще в 1980-х годах. Там не было плутония, только нитрид урана, и высокие выгорания тогда не были получены, они ограничивались 7,5−8,0%.
Сейчас ведутся испытания плотного нитридного топлива: в реакторах БОР‑60 и БН‑600 стоит довольно много сборок, уже получено выгорание — до 7,5%. Но пока это все-таки единичные эксперименты, большая статистика еще не набрана. А разгерметизации нескольких нитридных сборок уже были.
Иногда свинцовые реакторы называют реакторами естественной безопасности, что отчасти связано с понятием внутренне присущей безопасности — от английского inherent safety. Это подразумевает использование присущих материалам природных, физических свойств. Во-первых, как я уже сказал, СНУП‑топливо обладает существенно более высокой теплопроводностью: тепло от топлива гораздо легче отдается теплоносителю и в случае аварийной ситуации существенного перегрева топлива, как ожидается, не произойдет. Свинцовый теплоноситель не горит, не взаимодействует с водой. Под естественной безопасностью также подразумевают исключение аварий с эвакуацией населения. Это требование вполне справедливое. Энергетика должна быть безопасной. Конечно, абсолютно безопасный реактор создать, по моему убеждению, невозможно — всегда будет существовать потенциал опасности. Но нужно добиться того, чтобы аварии никак не воздействовали на людей.
Может ли свинцовый реактор в перспективе стать более экономически выгодным, чем натриевый? Когда я слышу этот вопрос, мне хочется отослать читателя к известной заметке адмирала Хаймана Риковера, «отца атомного флота» США «Реакторы на бумаге и в жизни». Он сравнивает «академические» и «реальные» реакторы, как нельзя лучше отвечая на этот вопрос.
Резюмируя: свинцовая технология может рассматриваться как перспективная, но стоит дождаться ее воплощения «в железе».
Я также сомневаюсь, что в ближайшем будущем быстрые реакторы — натриевые или свинцовые — смогут стать дешевле тепловых и заменить их. Просто из физических соображений. По моему убеждению, в XXI веке тепловые и быстрые реакторы будут сосуществовать в содружестве.
Будущим тепловым реакторам не потребуется природный уран — топливо для них будут производить быстрые. Но это пока проекты. Все, что сейчас реализовано в мире, — это MOX‑топливо для тепловых реакторов. Эту технологию разработали французы, сейчас более 40 блоков в мире работает на МОX‑топливе, но лишь частично: современные реакторы допускают загрузку этого топлива не больше, чем на 1/3 зоны. Использование МОX‑топлива порождает и другую проблему. Нечетные изотопы 239Pu и 241Pu очень хорошо «горят» в тепловом спектре, то есть переходят в осколки. В итоге содержание этих делящихся изотопов существенно понижается, и плутоний, который после кампании выгружают из реакторов, имеет настолько плохой состав, что повторно загрузить его в тепловой реактор невозможно. Зато его можно использовать как топливо для быстрого реактора, который способен улучшить состав плутония для повторного использования в тепловом реакторе. Этот процесс мы называем облагораживанием плутония, но он пока не осуществлен, даже экспериментально. Таким образом, перед нашими зарубежными коллегами встает вопрос: что делать с «плохим» плутонием? Хранить его — самый неудачный вариант. Можно его или дожечь в быстром реакторе, или улучшить его изотопный состав для повторного использования в тепловом. Все эти концепции мы сейчас активно прорабатываем вместе с французскими специалистами, но пока только на расчетном уровне.
Сегодня в России развиваются две основные технологии быстрых реакторов: свинцовые (проект «БРЕСТ») и натриевые. С одной стороны, сравнивать их довольно сложно, потому что натриевая технология существует уже больше 60 лет, а свинцовых реакторов в мире пока нет — ни одного.
С другой стороны, у нашей страны был положительный опыт создания лодочных реакторов, работавших на теплоносителе свинец-висмут. Это тоже тяжелый теплоноситель, довольно близкий к свинцу по некоторым характеристикам.
У свинцового теплоносителя потенциально есть преимущества, прежде всего связанные с тем, что он не горючий и поэтому при его взаимодействии с воздухом и с водой ничего страшного не происходит. Кроме того, геологические запасы свинца довольно велики, и он недорогой. Однако у свинца есть и минусы, которые сейчас исследуются: это, в частности, его высокая коррозионная активность. Наш институт вовлечен в решение этой проблемы: мы исследуем свойства материалов в свинце, проводим ресурсные испытания различных элементов. Уже есть положительные результаты: при определенных режимах (в частности, кислородных) можно справиться с этим недостатком свинца как высоко агрессивного коррозионного агента.
Безусловно, у свинцовой технологии есть перспективы, и ее нужно развивать. Но ответить на вопрос, имеет ли технология право на существование, можно, только создав и поэксплуатировав реактор. Пуск БРЕСТа, напомню, запланирован на 2026 год.
Есть еще одна тема, на которую сейчас ведутся серьезные исследования и дискуссии, — применение плотного топлива. Это уже упомянутое выше СНУП‑топливо, которое было выбрано в проекте «Прорыв» по целому ряду причин. Прежде всего, нужно было обеспечить необходимую нейтронную физику активной зоны, и плотное топливо для этого подходило наилучшим образом. Опыт разработки нитридного топлива у нашего института был, правда, небольшой: две загрузки такого топлива испытывались на реакторе БР‑10 еще в 1980-х годах. Там не было плутония, только нитрид урана, и высокие выгорания тогда не были получены, они ограничивались 7,5−8,0%.
Сейчас ведутся испытания плотного нитридного топлива: в реакторах БОР‑60 и БН‑600 стоит довольно много сборок, уже получено выгорание — до 7,5%. Но пока это все-таки единичные эксперименты, большая статистика еще не набрана. А разгерметизации нескольких нитридных сборок уже были.
Иногда свинцовые реакторы называют реакторами естественной безопасности, что отчасти связано с понятием внутренне присущей безопасности — от английского inherent safety. Это подразумевает использование присущих материалам природных, физических свойств. Во-первых, как я уже сказал, СНУП‑топливо обладает существенно более высокой теплопроводностью: тепло от топлива гораздо легче отдается теплоносителю и в случае аварийной ситуации существенного перегрева топлива, как ожидается, не произойдет. Свинцовый теплоноситель не горит, не взаимодействует с водой. Под естественной безопасностью также подразумевают исключение аварий с эвакуацией населения. Это требование вполне справедливое. Энергетика должна быть безопасной. Конечно, абсолютно безопасный реактор создать, по моему убеждению, невозможно — всегда будет существовать потенциал опасности. Но нужно добиться того, чтобы аварии никак не воздействовали на людей.
Может ли свинцовый реактор в перспективе стать более экономически выгодным, чем натриевый? Когда я слышу этот вопрос, мне хочется отослать читателя к известной заметке адмирала Хаймана Риковера, «отца атомного флота» США «Реакторы на бумаге и в жизни». Он сравнивает «академические» и «реальные» реакторы, как нельзя лучше отвечая на этот вопрос.
Резюмируя: свинцовая технология может рассматриваться как перспективная, но стоит дождаться ее воплощения «в железе».
Я также сомневаюсь, что в ближайшем будущем быстрые реакторы — натриевые или свинцовые — смогут стать дешевле тепловых и заменить их. Просто из физических соображений. По моему убеждению, в XXI веке тепловые и быстрые реакторы будут сосуществовать в содружестве.
Будущим тепловым реакторам не потребуется природный уран — топливо для них будут производить быстрые. Но это пока проекты. Все, что сейчас реализовано в мире, — это MOX‑топливо для тепловых реакторов. Эту технологию разработали французы, сейчас более 40 блоков в мире работает на МОX‑топливе, но лишь частично: современные реакторы допускают загрузку этого топлива не больше, чем на 1/3 зоны. Использование МОX‑топлива порождает и другую проблему. Нечетные изотопы 239Pu и 241Pu очень хорошо «горят» в тепловом спектре, то есть переходят в осколки. В итоге содержание этих делящихся изотопов существенно понижается, и плутоний, который после кампании выгружают из реакторов, имеет настолько плохой состав, что повторно загрузить его в тепловой реактор невозможно. Зато его можно использовать как топливо для быстрого реактора, который способен улучшить состав плутония для повторного использования в тепловом реакторе. Этот процесс мы называем облагораживанием плутония, но он пока не осуществлен, даже экспериментально. Таким образом, перед нашими зарубежными коллегами встает вопрос: что делать с «плохим» плутонием? Хранить его — самый неудачный вариант. Можно его или дожечь в быстром реакторе, или улучшить его изотопный состав для повторного использования в тепловом. Все эти концепции мы сейчас активно прорабатываем вместе с французскими специалистами, но пока только на расчетном уровне.
Коварные минорные
После кампании в тепловом реакторе содержание 235Uочень невелико — около 1%. Примерно столько же или чуть больше нарабатывается энергетического плутония. Еще на порядок меньше — так называемых минорных актинидов. Остальное — 238U. Этот ОЯТ хранится на станциях в специальных хранилищах. Стоит задача переработать ОЯТ: 238Uможно использовать для изготовления МОX‑топлива, 235Uи плутоний можно вернуть в цикл быстрых реакторов, осколки тяжелых ядер нужно выделить и захоронить — у них относительно небольшой период полураспада, 200−300 лет. Осталось придумать, что делать с нарабатываемыми минорными актинидами (америцием, кюрием и нептунием).
Существует довольно много потенциальных стратегий обращения с минорными актинидами. Часть из них связана с быстрыми реакторами.
Первая базируется на том, что быстрый реактор трансформирует топливо таким образом, что его изотопный состав стремится к так называемому «равновесному» содержанию по изотопам плутония и минорных актинидов. То есть если в топливо, загружаемое в такой реактор, подмешать минорные актиниды (америций и нептуний) на уровне равновесного состава, то на выходе их будет примерно столько же. При этом предполагается, что актиниды нужно подмешивать во все топливо равномерно, то есть гомогенно. Такая стратегия принята в проекте «Прорыв», и она имеет право на существование. Однако у нее есть серьезный недостаток: минорные актиниды существенно ухудшают свойства топлива и по энерговыделению, и по радиационным характеристикам. Мы называем такой топливный цикл грязным. Есть опасения, что такая стратегия будет экономически нецелесообразна.
Вторая стратегия: подмешивать минорные актиниды не гомогенно во все топливо, а только в отдельные сборки, с целью дожигания. Преимущество такого подхода — в том, что базовое топливо в цикле остается «чистым», а «грязные» сборки можно производить и перерабатывать на отдельных производствах или линиях. Возможно, это более экономически оправданно. Правда, при обращении с такими «грязными» сборками возникает много технических проблем: они довольно «горячие», то есть нужны специальные устройства, чтобы с ними работать. А такие сложные устройства тоже могут значительно ухудшить экономику проекта любого быстрого реактора. Пока эти технические решения на стадии НИОКР.
Есть третья стратегия, к которой я в глубине души склоняюсь. Согласно этому подходу, топливный цикл ядерной энергетики должен быть «чистым», а дожигать минорные актиниды необходимо в специализированных реакторах, которых будет немного, и работать они будут исключительно для этой цели. Это могут быть жидкосолевые или те же быстрые реакторы, где будет преимущественно происходить именно переход минорных актинидов в осколки. По-видимому, это потребует более высокого расхода 235U, так что требования к экономичности при этом подходе придется снять.
Есть и четвертая стратегия — вообще ничего пока не делать с минорными актинидами. Эту стратегию выбрали для себя, например, США: они не перерабатывают ни актиниды, ни плутоний, ни ОЯТ. В этом есть определенная логика. Один блок ВВЭР‑1000 за год нарабатывает примерно литровую баночку америция. Это пара десятков килограммов, но плотность у этого материала очень высокая. За все время работы отечественных АЭС накоплено 15−20 тонн, или один кубический метр, этого материала. То есть объемы совсем небольшие. На мой взгляд, проблема минорных актинидов в основном сводится к проблеме 241Am. Период его полураспада около 430 лет, то есть через тысячу лет его количество естественным образом уменьшится в 10 раз, он перейдет в 237Np, а с ним более или менее понятно, что делать.
Выбирая стратегию захоронения, можно следовать двумя путями. Первый — искать геологические формации, куда можно было бы поместить этот материал навечно. Второй — создавать рукотворные хранилища, которые гарантированно простоят несколько тысяч лет, например, свинцовые.
Таким образом, единой стратегии обращения с минорными актинидами, принятой во всем мире, пока нет.
После кампании в тепловом реакторе содержание 235Uочень невелико — около 1%. Примерно столько же или чуть больше нарабатывается энергетического плутония. Еще на порядок меньше — так называемых минорных актинидов. Остальное — 238U. Этот ОЯТ хранится на станциях в специальных хранилищах. Стоит задача переработать ОЯТ: 238Uможно использовать для изготовления МОX‑топлива, 235Uи плутоний можно вернуть в цикл быстрых реакторов, осколки тяжелых ядер нужно выделить и захоронить — у них относительно небольшой период полураспада, 200−300 лет. Осталось придумать, что делать с нарабатываемыми минорными актинидами (америцием, кюрием и нептунием).
Существует довольно много потенциальных стратегий обращения с минорными актинидами. Часть из них связана с быстрыми реакторами.
Первая базируется на том, что быстрый реактор трансформирует топливо таким образом, что его изотопный состав стремится к так называемому «равновесному» содержанию по изотопам плутония и минорных актинидов. То есть если в топливо, загружаемое в такой реактор, подмешать минорные актиниды (америций и нептуний) на уровне равновесного состава, то на выходе их будет примерно столько же. При этом предполагается, что актиниды нужно подмешивать во все топливо равномерно, то есть гомогенно. Такая стратегия принята в проекте «Прорыв», и она имеет право на существование. Однако у нее есть серьезный недостаток: минорные актиниды существенно ухудшают свойства топлива и по энерговыделению, и по радиационным характеристикам. Мы называем такой топливный цикл грязным. Есть опасения, что такая стратегия будет экономически нецелесообразна.
Вторая стратегия: подмешивать минорные актиниды не гомогенно во все топливо, а только в отдельные сборки, с целью дожигания. Преимущество такого подхода — в том, что базовое топливо в цикле остается «чистым», а «грязные» сборки можно производить и перерабатывать на отдельных производствах или линиях. Возможно, это более экономически оправданно. Правда, при обращении с такими «грязными» сборками возникает много технических проблем: они довольно «горячие», то есть нужны специальные устройства, чтобы с ними работать. А такие сложные устройства тоже могут значительно ухудшить экономику проекта любого быстрого реактора. Пока эти технические решения на стадии НИОКР.
Есть третья стратегия, к которой я в глубине души склоняюсь. Согласно этому подходу, топливный цикл ядерной энергетики должен быть «чистым», а дожигать минорные актиниды необходимо в специализированных реакторах, которых будет немного, и работать они будут исключительно для этой цели. Это могут быть жидкосолевые или те же быстрые реакторы, где будет преимущественно происходить именно переход минорных актинидов в осколки. По-видимому, это потребует более высокого расхода 235U, так что требования к экономичности при этом подходе придется снять.
Есть и четвертая стратегия — вообще ничего пока не делать с минорными актинидами. Эту стратегию выбрали для себя, например, США: они не перерабатывают ни актиниды, ни плутоний, ни ОЯТ. В этом есть определенная логика. Один блок ВВЭР‑1000 за год нарабатывает примерно литровую баночку америция. Это пара десятков килограммов, но плотность у этого материала очень высокая. За все время работы отечественных АЭС накоплено 15−20 тонн, или один кубический метр, этого материала. То есть объемы совсем небольшие. На мой взгляд, проблема минорных актинидов в основном сводится к проблеме 241Am. Период его полураспада около 430 лет, то есть через тысячу лет его количество естественным образом уменьшится в 10 раз, он перейдет в 237Np, а с ним более или менее понятно, что делать.
Выбирая стратегию захоронения, можно следовать двумя путями. Первый — искать геологические формации, куда можно было бы поместить этот материал навечно. Второй — создавать рукотворные хранилища, которые гарантированно простоят несколько тысяч лет, например, свинцовые.
Таким образом, единой стратегии обращения с минорными актинидами, принятой во всем мире, пока нет.
75 — это только начало
В этом году отрасль празднует юбилей — 75 лет. Чего хочется всем нам пожелать? Прежде всего, чтобы в ближайшей и средней перспективе все вопросы, связанные с быстрыми технологиями, о которых мы говорили выше, были решены, наши крупные проекты — БН‑1200, МБИР и БРЕСТ — были успешно реализованы. Надеюсь, что и замыкание топливного цикла двухкомпонентной атомной энергетики начнет реализовываться на практике, а для проблемы минорных актинидов мы найдем приемлемое решение.
Есть и другие интересные технологии, которые могли бы получить развитие. Например, сейчас наш институт занимается проектом свинцово-висмутового быстрого реактора СВБР‑100 — это малый реактор мощностью 100 МВт с тяжелым теплоносителем. Также есть перспективные наработки по созданию быстрых реакторов, на которых вместо дорогих парогенераторов будут установлены газовые турбины. Но это уже тема для следующей лекции.
В этом году отрасль празднует юбилей — 75 лет. Чего хочется всем нам пожелать? Прежде всего, чтобы в ближайшей и средней перспективе все вопросы, связанные с быстрыми технологиями, о которых мы говорили выше, были решены, наши крупные проекты — БН‑1200, МБИР и БРЕСТ — были успешно реализованы. Надеюсь, что и замыкание топливного цикла двухкомпонентной атомной энергетики начнет реализовываться на практике, а для проблемы минорных актинидов мы найдем приемлемое решение.
Есть и другие интересные технологии, которые могли бы получить развитие. Например, сейчас наш институт занимается проектом свинцово-висмутового быстрого реактора СВБР‑100 — это малый реактор мощностью 100 МВт с тяжелым теплоносителем. Также есть перспективные наработки по созданию быстрых реакторов, на которых вместо дорогих парогенераторов будут установлены газовые турбины. Но это уже тема для следующей лекции.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ #5_2020