Переход к ядерным реакторам на быстрых нейтронах
Переход к ядерным реакторам на быстрых нейтронах может уже к середине века существенно изменить расклад в мировой электроэнергетике. Создание Россией в течение десяти ближайших лет коммерческого быстрого реактора способно вернуть ей звание мирового технологического лидера
В госкорпорации «Росатом» заканчивается подготовка поправок в федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» (принята в 2010 году). Эти поправки должны конституировать проект «Прорыв», существующий пока только в форме ведомственного приказа. По словам лидера этого проекта и научного руководителя Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники (НИКИЭТ) ЕвгенияАдамова, в ноябре-декабре текст изменений можно будет отправить в заинтересованные министерства и ведомства и уже в начале 2013 года, откорректировав их, утвердить в правительстве.
Программа «Прорыв», запущенная приказом № 619 главы «Росатома»Сергея Кириенко еще в июле прошлого года и не получившая сколько-нибудь широкой огласки, стала своего рода продолжением ФЦП «Ядерные энерготехнологии». Появление этого приказа связывают с приходом весной 2011 года в «Росатом» нового директора инновационного блока ВячеславаПершукова. В отличие от ФЦП, более рыхлой с точки зрения многочисленности заявленных в ней НИОКР-программ, «Прорыв» сконцентрировал в себе только те технологии, которые завязаны на реакторы на быстрых нейтронах (БР) и замыкание ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). «Прорыв» имеет четкие с точки зрения исполнения «в железе» цели: речь идет не просто о разработке, а о физическом пуске опытно-промышленного БР со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт к 2020 году на территории Сибирского химического комбината в атомграде Северск. Рядом с ним построят пристанционный блок переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), фабрикации и рефабрикации плотного смешанного уран-плутониевого топлива — то есть, по сути, первое в мире производство, призванное вместе с реактором замкнуть ядерный топливный цикл. Кроме блока в Северске в 2025 году планируется ввод в эксплуатацию АЭС с БР-1200, также с пристанционным блоком, скорее всего, на площадке Белоярской АЭС на Урале, где с 1980 года работает БН-600 и строится БН-800. Там же заработает и пристанционный блок ЗЯТЦ.
Сухость перечня конкретных задач не должна оставлять у читателя сомнений: успех заявленного дела означал бы начало смены технологической парадигмы во всей атомной отрасли, знаменуя постепенный переход с теперешних АЭС с реакторами на «тепловых» нейтронах на энергоблоки с БР и действительное замыкание ядерного топливного цикла. Реализация этого проекта может со временем перестроить технологическую плоть не только нашей, но и всей мировой ядерной энергетики, обеспечив ее радиационную безопасность и практически бесконечную с исторической точки зрения топливную самодостаточность. Разумеется, тот, кто в условиях угрозы дефицита всех видов ископаемого топлива, включая урановое, первым предъявит способные на это технологии, тем более коммерчески оправданные, станет безоговорочным лидером на рынке технологий электроэнергетики в целом. При вполне среднесрочных задачах «Прорыв» — по-настоящему стратегический проект, осуществление которого будет сказываться на энергетике до конца нынешнего столетия.
Девяносто девять и три десятых
Когда в 1942 году Энрико Ферми на легендарном стадионе Чикагского университета Stagg Field возводил «медленную» сборку из графитовых и урановых блоков, он уже собирался строить реактор, работающий на быстрых нейтронах. В 1950-м прославленный советский физик-экспериментатор Александр Лейпунскийвозглавил программу создания таких реакторов в Советском Союзе. Почему интересны реакторы на быстрых нейтронах? Физики сразу оценили уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах (теоретически около 2,3 против 1 для тепловых реакторов. Этот потенциал помимо энергетического применения может быть использован и для воспроизводства ядерного топлива, и для решения других принципиальных проблем ядерной энергетики. Так говорит главный разработчик БРЕСТа, который лег в основу «прорывного» БР Виктор Орлов.
Реакторы на тепловых, или медленных, нейтронах работают на обогащенном уране-235, которого всего 0,7% в ископаемом уране. «Быстрые» же установки, нарабатывая плутоний, вовлекают в энергопроизводство и идущий сейчас в отвалы уран-238, которого в добытом сырье 99,3%. Поэтому БР с самого начала эпохи атома рассматривались в качестве основы развития ядерной энергетики, в том числе военной, и их разработки в 1950-е годы имели высокий приоритет и в Советском Союзе, и в США.
Сначала они появились в Америке: в Лос-Аламосе стенд «Клементина» работал с 1946-го по 1952 год, а в 1951-м пустили EBR-1 (Experimental Breeder Reactor), который показал, что в одном устройстве можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить ядерное топливо.
Первый советский экспериментальный реактор БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 году и подтвердил возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5, работающем с 1959 года, были получены первые данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. В конце 1950-х к лидерам ядерной гонки присоединилась Англия с установкой DFR. Первый опытно-промышленный БР большой электрической мощности (предполагалось 60 МВт) «Энрико Ферми», построенный около Детройта, дал ток в 1965 году, правда, уже вскоре на нем произошла авария. В СССР в 1970 году появился экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР, до сих пор снабжающий теплом и электричеством Димитровград, а в 1973 году вступил в строй блок БН-350, предназначавшийся для выработки электричества и тепла для опреснительной станции в прикаспийском городке Шевченко и остановленный нашими казахстанскими соседями в конце 1990-х. В 1980-м заработал БН-600, сконструированный под руководством академика РАН Федора Митенкова.
У Франции был успешный опыт эксплуатации опытного натриевого блока «Феникс», работавшего с 1973 года. В 1986-м консорциум европейских стран запустил реактор «Суперфеникс», при создании которого использовались некоторые решения, ранее воплощенные в советском реакторе БН-600, но в 1997 году проект был закрыт, хотя, несмотря на недостатки и дороговизну, вплотную подводил Европу к созданию коммерческого БР. В начале 2010 года французы снова принимают решение о строительстве демонстрационного реактора на быстрых нейтронах четвертого поколения с натриевым теплоносителем Astrid мощностью 600 МВт.
Торопятся перенять наш опыт китайцы, в том числе потому, что их здесь намного обогнали индийцы, которые после неоднократных переносов планируют в следующем году запустить БР собственной разработки PFBR-500. После его ввода Индия хочет приступить к строительству серии из шести энергоблоков по 500 МВт. К 2018 году у индийцев, по плану, должен появиться и работающий натриевый реактор на 1000 МВт; если это случится, они могут обогнать Россию в области быстрых натриевых технологий. Японцы в очередной раз реанимируют проект своего быстрого «Мондзу». В связи с БР недавно упоминалось имя Билла Гейтса, который решил заняться проектом TWR (Traveling Wave Reactor) — реактором бегущей волны, первоначальная физическая идея которого была выдвинута советским физиком Савелием Фейнбергом еще в 1950-е. Всего же в мире, по подсчетам обнинского ФЭИ, было разработано более 30 «быстрых» проектов, около 20 из которых реализовались в экспериментальных реакторах. Но, так или иначе, во второе десятилетие XXI века с отработанными технологиями и успешным техническим опытом эксплуатации промышленных быстрых реакторов вошла с БН-600 только одна страна — Россия.
Естественная безопасность
Почему же за шестьдесят с лишним лет быстрым реакторам при очевидных преимуществах не удалось занять достойного места в энергетике? При создании реакторов на быстрых нейтронах ученым пришлось столкнуться с рядом серьезных технологических проблем. К тому же особые условия работы БР определяли их относительную дороговизну по сравнению с тепловыми реакторами. К примеру, для прохождения реакции в БР из-за низкой вероятности деления ядер урана быстрыми нейтронами необходимо создать нейтронный поток, в два с половиной раза превышающий аналогичный поток в тепловом реакторе. Интенсивное нейтронное излучение, сжигающее значительную часть долгоживущих радиоактивных элементов (это очевидный плюс, так как не остается долгоживущих высокоактивных отходов), в то же время предъявляет особые требования к конструкционным материалам. Поэтому в БР используются специальные дорогостоящие стали. Материаловедческая проблема остается одной из самых серьезных и для «прорывных» реакторов.
Еще одна технологическая проблема, вызывающая резкое повышение стоимости установки, — использование особого теплоносителя. Поскольку реакция происходит в небольшой активной зоне при очень высокой концентрации делящегося вещества, энерговыделение происходит в десятки раз интенсивнее, чем в тех же объемах активной зоны тепловых реакторов. Традиционные теплоносители, например вода, просто не справятся с переносом такого объема тепловой энергии, и необходимо использование жидкометаллических теплоносителей с высокой удельной теплопроводностью, таких как натрий или свинец (в подводном флоте использовали свинцово-висмутовый теплоноситель). Но тот же БН-600 требует 1500 тонн натрия со степенью очистки 99,95%. Натрий горит в воздухе и других окисляющих средах, а при соединении с водой или компонентами бетона выделяется взрывоопасный водород. Из-за высокой температуры жидкого натрия (370 °C на входе в активную зону и 550 — на выходе) компоненты энергоблока необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов, что влетает в копеечку. Эти же проблемы приходится решать сейчас при строительстве БН-800 и в ходе работы по новому техническому заданию проекта БН-1200, курируемого «Прорывом».
Еще в 1976 году Виктор Орлов организовал в Курчатовском институте отдел для поиска новой концепции быстрых реакторов, альтернативных натриевым. На основе имеющегося у обнинского ФЭИ опыта работы с реакторами для атомных подводных лодок со свинцово-висмутовым теплоносителем совместно с ОКБ «Гидропресс» рассматривалась концепция реактора на быстрых нейтронах с естественной циркуляцией теплоносителя. После Чернобыля стало понятно, что развитие тепловой линии реакторов заходит в тупик, и новый тогда директор НИКИЭТ Евгений Адамов приглашает Орлова к себе в институт, где дальнейшая работа сосредотачивается на БР со свинцовым теплоносителем, получившим название БРЕСТ. Причем институты ведомства провели такую предварительную работу по проекту, что можно утверждать: говоря о возможности физического пуска в 2020 году, создатели «Прорыва» не блефуют.
В результате исследований еще советского периода, по словам Адамова, к 1991 году были окончательно сформулированы требования к крупномасштабной ядерной энергетике, основанной на быстрых реакторах, которые остаются ключевыми и сегодня. Во-первых, это необходимость иметь неограниченную обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана. По различным оценкам, утверждает Евгений Адамов, при использовании 0,7% урана, потенциал его разведанных запасов с точки зрения энерговыделения сопоставим с потенциалом нефтяных запасов. При использовании же в быстрых реакторах 100% добываемого урана человечеству этих запасов хватит на столетия.
Во-вторых, ядерная энергетика должна обладать естественной безопасностью, чтобы исключить аварии с радиационными выбросами, требующие эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала или внешних воздействиях. Еще одно требование — снижение радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в БР наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр земли ураном. В частности, по утверждению авторов «Прорыва», осуществление их проекта в железе позволит создать уникальную АЭС, на которую ядерное топливо поставляется только один раз — для первой загрузки. В дальнейшем подпитка осуществляется природным или даже обедненным ураном. Получаемые же в процессе работы РАО после переработки и хранения в течение 150–200 лет (то есть вполне обозримого срока с точки зрения сохранности и безопасности мест хранения) будут иметь радиотоксичность, эквивалентную радиотоксичности добываемого урана, и могут быть захоронены в местах добычи без нарушения радиационного баланса. Для сравнения: облученное топливо ВВЭРов без переработки придется хранить в особых условиях (до достижения той же природной радиоактивности) 220 тысяч лет.
Авторы «Прорыва» надеются за счет последующего применения своей технологии укрепить режим нераспространения ядерного оружия. Во-первых, для новой мирной энергетики, основанной на быстрых реакторах, не будут нужны производства обогащения урана, за которыми, к примеру, сейчас так пристально следят в Иране. Во-вторых, производства замкнутого топливного цикла исключат необходимость выделения оружейных ядерных материалов из технологического цикла.
Понятно, что распространение новой технологии невозможно обеспечить без экономической конкурентоспособности производства ядерной энергии. Но быстрые реакторы находятся сейчас в концептуальном поле, поэтому говорить об их заведомо выигрышном экономическом положении по сравнению с другими видами генерации преждевременно. Пока очевидно, что очень быстро растет себестоимость ввода современных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Так, в среднем стоимость установленного атомного «теплового» киловатта с 2000 года подорожала в три-четыре раза. Евгений Адамов предлагает постепенно отказываться от тиражирования существующих ядерных энерготехнологий с фактически действующим и все более укрепляющимся после Фукусимы подходом «чем дороже, тем безопаснее» в пользу быстрых реакторов «естественной безопасности», работающих в замкнутом ЯТЦ. Замыкание ядерного топливного цикла с минимизацией объема радиоактивных отходов — как раз из тех аргументов в пользу конкурентоспособности БР, сила которых будет только расти со временем (см. график).
http://expert.ru/expert/2012/45/perezagruzka-minsredmasha/
Переход к ядерным реакторам на быстрых нейтронах может уже к середине века существенно изменить расклад в мировой электроэнергетике. Создание Россией в течение десяти ближайших лет коммерческого быстрого реактора способно вернуть ей звание мирового технологического лидера
В госкорпорации «Росатом» заканчивается подготовка поправок в федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» (принята в 2010 году). Эти поправки должны конституировать проект «Прорыв», существующий пока только в форме ведомственного приказа. По словам лидера этого проекта и научного руководителя Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники (НИКИЭТ) ЕвгенияАдамова, в ноябре-декабре текст изменений можно будет отправить в заинтересованные министерства и ведомства и уже в начале 2013 года, откорректировав их, утвердить в правительстве.
Программа «Прорыв», запущенная приказом № 619 главы «Росатома»Сергея Кириенко еще в июле прошлого года и не получившая сколько-нибудь широкой огласки, стала своего рода продолжением ФЦП «Ядерные энерготехнологии». Появление этого приказа связывают с приходом весной 2011 года в «Росатом» нового директора инновационного блока ВячеславаПершукова. В отличие от ФЦП, более рыхлой с точки зрения многочисленности заявленных в ней НИОКР-программ, «Прорыв» сконцентрировал в себе только те технологии, которые завязаны на реакторы на быстрых нейтронах (БР) и замыкание ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). «Прорыв» имеет четкие с точки зрения исполнения «в железе» цели: речь идет не просто о разработке, а о физическом пуске опытно-промышленного БР со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт к 2020 году на территории Сибирского химического комбината в атомграде Северск. Рядом с ним построят пристанционный блок переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), фабрикации и рефабрикации плотного смешанного уран-плутониевого топлива — то есть, по сути, первое в мире производство, призванное вместе с реактором замкнуть ядерный топливный цикл. Кроме блока в Северске в 2025 году планируется ввод в эксплуатацию АЭС с БР-1200, также с пристанционным блоком, скорее всего, на площадке Белоярской АЭС на Урале, где с 1980 года работает БН-600 и строится БН-800. Там же заработает и пристанционный блок ЗЯТЦ.
Сухость перечня конкретных задач не должна оставлять у читателя сомнений: успех заявленного дела означал бы начало смены технологической парадигмы во всей атомной отрасли, знаменуя постепенный переход с теперешних АЭС с реакторами на «тепловых» нейтронах на энергоблоки с БР и действительное замыкание ядерного топливного цикла. Реализация этого проекта может со временем перестроить технологическую плоть не только нашей, но и всей мировой ядерной энергетики, обеспечив ее радиационную безопасность и практически бесконечную с исторической точки зрения топливную самодостаточность. Разумеется, тот, кто в условиях угрозы дефицита всех видов ископаемого топлива, включая урановое, первым предъявит способные на это технологии, тем более коммерчески оправданные, станет безоговорочным лидером на рынке технологий электроэнергетики в целом. При вполне среднесрочных задачах «Прорыв» — по-настоящему стратегический проект, осуществление которого будет сказываться на энергетике до конца нынешнего столетия.
Девяносто девять и три десятых
Когда в 1942 году Энрико Ферми на легендарном стадионе Чикагского университета Stagg Field возводил «медленную» сборку из графитовых и урановых блоков, он уже собирался строить реактор, работающий на быстрых нейтронах. В 1950-м прославленный советский физик-экспериментатор Александр Лейпунскийвозглавил программу создания таких реакторов в Советском Союзе. Почему интересны реакторы на быстрых нейтронах? Физики сразу оценили уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах (теоретически около 2,3 против 1 для тепловых реакторов. Этот потенциал помимо энергетического применения может быть использован и для воспроизводства ядерного топлива, и для решения других принципиальных проблем ядерной энергетики. Так говорит главный разработчик БРЕСТа, который лег в основу «прорывного» БР Виктор Орлов.
Реакторы на тепловых, или медленных, нейтронах работают на обогащенном уране-235, которого всего 0,7% в ископаемом уране. «Быстрые» же установки, нарабатывая плутоний, вовлекают в энергопроизводство и идущий сейчас в отвалы уран-238, которого в добытом сырье 99,3%. Поэтому БР с самого начала эпохи атома рассматривались в качестве основы развития ядерной энергетики, в том числе военной, и их разработки в 1950-е годы имели высокий приоритет и в Советском Союзе, и в США.
Сначала они появились в Америке: в Лос-Аламосе стенд «Клементина» работал с 1946-го по 1952 год, а в 1951-м пустили EBR-1 (Experimental Breeder Reactor), который показал, что в одном устройстве можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить ядерное топливо.
Первый советский экспериментальный реактор БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 году и подтвердил возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5, работающем с 1959 года, были получены первые данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. В конце 1950-х к лидерам ядерной гонки присоединилась Англия с установкой DFR. Первый опытно-промышленный БР большой электрической мощности (предполагалось 60 МВт) «Энрико Ферми», построенный около Детройта, дал ток в 1965 году, правда, уже вскоре на нем произошла авария. В СССР в 1970 году появился экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР, до сих пор снабжающий теплом и электричеством Димитровград, а в 1973 году вступил в строй блок БН-350, предназначавшийся для выработки электричества и тепла для опреснительной станции в прикаспийском городке Шевченко и остановленный нашими казахстанскими соседями в конце 1990-х. В 1980-м заработал БН-600, сконструированный под руководством академика РАН Федора Митенкова.
У Франции был успешный опыт эксплуатации опытного натриевого блока «Феникс», работавшего с 1973 года. В 1986-м консорциум европейских стран запустил реактор «Суперфеникс», при создании которого использовались некоторые решения, ранее воплощенные в советском реакторе БН-600, но в 1997 году проект был закрыт, хотя, несмотря на недостатки и дороговизну, вплотную подводил Европу к созданию коммерческого БР. В начале 2010 года французы снова принимают решение о строительстве демонстрационного реактора на быстрых нейтронах четвертого поколения с натриевым теплоносителем Astrid мощностью 600 МВт.
Торопятся перенять наш опыт китайцы, в том числе потому, что их здесь намного обогнали индийцы, которые после неоднократных переносов планируют в следующем году запустить БР собственной разработки PFBR-500. После его ввода Индия хочет приступить к строительству серии из шести энергоблоков по 500 МВт. К 2018 году у индийцев, по плану, должен появиться и работающий натриевый реактор на 1000 МВт; если это случится, они могут обогнать Россию в области быстрых натриевых технологий. Японцы в очередной раз реанимируют проект своего быстрого «Мондзу». В связи с БР недавно упоминалось имя Билла Гейтса, который решил заняться проектом TWR (Traveling Wave Reactor) — реактором бегущей волны, первоначальная физическая идея которого была выдвинута советским физиком Савелием Фейнбергом еще в 1950-е. Всего же в мире, по подсчетам обнинского ФЭИ, было разработано более 30 «быстрых» проектов, около 20 из которых реализовались в экспериментальных реакторах. Но, так или иначе, во второе десятилетие XXI века с отработанными технологиями и успешным техническим опытом эксплуатации промышленных быстрых реакторов вошла с БН-600 только одна страна — Россия.
Естественная безопасность
Почему же за шестьдесят с лишним лет быстрым реакторам при очевидных преимуществах не удалось занять достойного места в энергетике? При создании реакторов на быстрых нейтронах ученым пришлось столкнуться с рядом серьезных технологических проблем. К тому же особые условия работы БР определяли их относительную дороговизну по сравнению с тепловыми реакторами. К примеру, для прохождения реакции в БР из-за низкой вероятности деления ядер урана быстрыми нейтронами необходимо создать нейтронный поток, в два с половиной раза превышающий аналогичный поток в тепловом реакторе. Интенсивное нейтронное излучение, сжигающее значительную часть долгоживущих радиоактивных элементов (это очевидный плюс, так как не остается долгоживущих высокоактивных отходов), в то же время предъявляет особые требования к конструкционным материалам. Поэтому в БР используются специальные дорогостоящие стали. Материаловедческая проблема остается одной из самых серьезных и для «прорывных» реакторов.
Еще одна технологическая проблема, вызывающая резкое повышение стоимости установки, — использование особого теплоносителя. Поскольку реакция происходит в небольшой активной зоне при очень высокой концентрации делящегося вещества, энерговыделение происходит в десятки раз интенсивнее, чем в тех же объемах активной зоны тепловых реакторов. Традиционные теплоносители, например вода, просто не справятся с переносом такого объема тепловой энергии, и необходимо использование жидкометаллических теплоносителей с высокой удельной теплопроводностью, таких как натрий или свинец (в подводном флоте использовали свинцово-висмутовый теплоноситель). Но тот же БН-600 требует 1500 тонн натрия со степенью очистки 99,95%. Натрий горит в воздухе и других окисляющих средах, а при соединении с водой или компонентами бетона выделяется взрывоопасный водород. Из-за высокой температуры жидкого натрия (370 °C на входе в активную зону и 550 — на выходе) компоненты энергоблока необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов, что влетает в копеечку. Эти же проблемы приходится решать сейчас при строительстве БН-800 и в ходе работы по новому техническому заданию проекта БН-1200, курируемого «Прорывом».
Еще в 1976 году Виктор Орлов организовал в Курчатовском институте отдел для поиска новой концепции быстрых реакторов, альтернативных натриевым. На основе имеющегося у обнинского ФЭИ опыта работы с реакторами для атомных подводных лодок со свинцово-висмутовым теплоносителем совместно с ОКБ «Гидропресс» рассматривалась концепция реактора на быстрых нейтронах с естественной циркуляцией теплоносителя. После Чернобыля стало понятно, что развитие тепловой линии реакторов заходит в тупик, и новый тогда директор НИКИЭТ Евгений Адамов приглашает Орлова к себе в институт, где дальнейшая работа сосредотачивается на БР со свинцовым теплоносителем, получившим название БРЕСТ. Причем институты ведомства провели такую предварительную работу по проекту, что можно утверждать: говоря о возможности физического пуска в 2020 году, создатели «Прорыва» не блефуют.
В результате исследований еще советского периода, по словам Адамова, к 1991 году были окончательно сформулированы требования к крупномасштабной ядерной энергетике, основанной на быстрых реакторах, которые остаются ключевыми и сегодня. Во-первых, это необходимость иметь неограниченную обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана. По различным оценкам, утверждает Евгений Адамов, при использовании 0,7% урана, потенциал его разведанных запасов с точки зрения энерговыделения сопоставим с потенциалом нефтяных запасов. При использовании же в быстрых реакторах 100% добываемого урана человечеству этих запасов хватит на столетия.
Во-вторых, ядерная энергетика должна обладать естественной безопасностью, чтобы исключить аварии с радиационными выбросами, требующие эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала или внешних воздействиях. Еще одно требование — снижение радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в БР наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр земли ураном. В частности, по утверждению авторов «Прорыва», осуществление их проекта в железе позволит создать уникальную АЭС, на которую ядерное топливо поставляется только один раз — для первой загрузки. В дальнейшем подпитка осуществляется природным или даже обедненным ураном. Получаемые же в процессе работы РАО после переработки и хранения в течение 150–200 лет (то есть вполне обозримого срока с точки зрения сохранности и безопасности мест хранения) будут иметь радиотоксичность, эквивалентную радиотоксичности добываемого урана, и могут быть захоронены в местах добычи без нарушения радиационного баланса. Для сравнения: облученное топливо ВВЭРов без переработки придется хранить в особых условиях (до достижения той же природной радиоактивности) 220 тысяч лет.
Авторы «Прорыва» надеются за счет последующего применения своей технологии укрепить режим нераспространения ядерного оружия. Во-первых, для новой мирной энергетики, основанной на быстрых реакторах, не будут нужны производства обогащения урана, за которыми, к примеру, сейчас так пристально следят в Иране. Во-вторых, производства замкнутого топливного цикла исключат необходимость выделения оружейных ядерных материалов из технологического цикла.
Понятно, что распространение новой технологии невозможно обеспечить без экономической конкурентоспособности производства ядерной энергии. Но быстрые реакторы находятся сейчас в концептуальном поле, поэтому говорить об их заведомо выигрышном экономическом положении по сравнению с другими видами генерации преждевременно. Пока очевидно, что очень быстро растет себестоимость ввода современных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Так, в среднем стоимость установленного атомного «теплового» киловатта с 2000 года подорожала в три-четыре раза. Евгений Адамов предлагает постепенно отказываться от тиражирования существующих ядерных энерготехнологий с фактически действующим и все более укрепляющимся после Фукусимы подходом «чем дороже, тем безопаснее» в пользу быстрых реакторов «естественной безопасности», работающих в замкнутом ЯТЦ. Замыкание ядерного топливного цикла с минимизацией объема радиоактивных отходов — как раз из тех аргументов в пользу конкурентоспособности БР, сила которых будет только расти со временем (см. график).
http://expert.ru/expert/2012/45/perezagruzka-minsredmasha/
Комментарии (0)