Энергетические кризисы в Приморье и Калифорнии, а также прогнозируемая нехватка электричества в Европе и Азии уже вынудили правительства России, США и других стран задуматься о своих энергетических программах. Помимо прочего, речь идет и о развитии ядерной энергетики. США планируют в ближайшие десять лет ввести в строй 20 новых АЭС. У России есть свой план — "естественно-безопасная" ядерная энергетика, воплощенная в реакторе БРЕСТ.
Ядерные поколения
Практически все действующие сейчас в мире объекты атомной энергетики ведут происхождение от военной ядерной техники. Научившись использовать цепную ядерную реакцию для взрывов, производства оружейного плутония и атомных субмарин, физики, не придумывая ничего существенно нового, сделали на этой основе реакторы для мирной ядерной энергетики.
В 1954 году в подмосковном Обнинске начала действовать первая в мире АЭС на урановом топливе с графитовым замедлителем нейтронов. Примерно по такому же принципу работали и два первых отечественных промышленных блока на Белоярской АЭС в Свердловской области, пущенные десять лет спустя. Эти реакторы, по сути, были предшественниками реактора канального типа РБМК, известного как чернобыльский. Первый РБМК, разработанный в московском Научно-исследовательском и конструкторском институте энергетической техники (НИКИЭТ), появился на Ленинградской АЭС в 1973 году.
Подобные реакторы изначально использовались для наработки оружейного плутония для бомб, а кроме этого, могли давать и электричество. Их недостаток в том, что реактор не закрыт бетонным куполом и в случае крупной аварии радиоактивные материалы выбрасываются наружу — так и произошло на Чернобыльской АЭС. После катастрофы НИКИЭТ усовершенствовал свою разработку, закрыв реактор "колпаком" и назвав этот проект МКЭР. Но модернизированный реактор так и остался на бумаге — Чернобыль остановил развитие отечественной атомной энергетики.
Параллельно с развитием графитовых реакторов в СССР шла разработка и другого ядерного проекта, созданного на основе реакторов атомных подводных лодок. Это так называемые реакторы на легкой воде, ВВЭР — детище подольского ОКБ "Гидропресс". В реакторах ВВЭР нет графита, нейтроны в них замедляются водой, которая одновременно отводит тепло от топлива. В отличие от РБМК, легководные реакторы заключены в корпус под давлением. Первые блоки такого типа были построены на Нововоронежской АЭС в 1964-м и последующие годы.
За границей развитие атомной энергетики шло практически по такому же пути, как и в СССР. В 1956 году в Великобритании начала действовать первая АЭС "Колдер Холл" с графитовым реактором "Магнокс", названным по типу используемого в нем топлива (уран с оболочкой из магния и берилия). Такие же реакторы использовались во Франции. В них охлаждение осуществлялось углекислым газом, но эти реакторы имели много общего с советскими РБМК. Правда, затем европейские страны пошли по пути США, использовавших легководные реакторы.
В 1958 году Америка запустила свою первую АЭС "Шиппингпорт" с легководным реактором, который до этого использовался на атомных субмаринах. Легководные реакторы, называемые по западной классификации PWR, или их кипящий вариант BWR с тех пор стали основой развития всей мировой ядерной энергетики — во Франции, Великобритании, Германии, Японии и Корее. Кстати, все первые зарубежные реакторы тоже были без бетонных колпаков. Западные ядерщики шутили, что купола над реакторами стали делать по настоянию архитекторов ради модного в те годы индустриального пейзажа. Но так или иначе, PWR стали закрывать колпаками.
Правильность этого "дизайнерского решения" подтвердилась во время аварии на американской станции "Три-Майл-Айленд" в 1979 году. По своей силе та катастрофа была не меньше чернобыльской, но колпак устоял при выбросе из реактора и спас людей и территорию от радиоактивного поражения.
Сейчас 90% всех АЭС в мире работают на легководных реакторах. Остальные 10% — это российские РБМК (половина из 30 атомных энергоблоков, действующих в РФ) и канадские реакторы "Канду". Последние энергоблоки тоже канального типа, только используют в качестве замедлителя не графит, а тяжелую воду. В отличие от РБМК и ВВЭР, где в качестве топлива применяется обогащенный уран, "Канду" могут работать на природном уране и поэтому используются странами, не имеющими производств по обогащению урана (например, в Индии).
Диета для реактора
Как считают эксперты, в нынешней мировой атомной энергетике с ее тепловыми реакторами есть один, но очень существенный изъян. Она работает на уране-235, которого в природном уране содержится лишь 0,7%. Поэтому для тепловой ядерной энергетики годится сырье лишь из богатых месторождений, составляющих только одну десятимиллионную часть от всех земных запасов урана. Количество урана в разведанных богатых месторождениях оценивается примерно в 5 млн тонн, в потенциальных — несколько более 10 млн тонн. При доминирующей сегодня практике расходования урана в тепловых реакторах эти ресурсы могут быть исчерпаны уже в конце XXI века как в России, так и в мире в целом.
Физики поняли недостаток тепловых реакторов, выросших из ядерного оружия, еще в 40-е годы. Энрико Ферми, который в 1942 году пустил первый реактор для военных целей, для мирной ядерной энергетики предлагал построить принципиально новое устройство — реактор на быстрых нейтронах (БН). Его отличие от теплового реактора в том, что в нем происходит расширенное воспроизводство горючего, то есть он потребляет топлива меньше, чем производит. Эффективность использования урана в атомной энергетике возрастет при этом в сотню раз. К тому же в качестве топлива для таких реакторов подойдет и уран из бедных месторождений, запасы в которых неисчерпаемы.
Однако реактор БН также имеет недостатки. Вместе с быстрым реактором должно работать производство по переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ), в том числе по выделению из ОЯТ плутония для повторного использования. C точки зрения чистой энергетики это не недостаток, а напротив, огромное преимущество: полученный плутоний можно смешать с ураном и опять использовать в виде топлива на АЭС. Получается эффективный и экономичный замкнутый ядерный цикл. Однако плутоний от атомных станций с БН представляет угрозу режиму нераспространения оружейных технологий. Для соблюдения режима требуются как технологические, так и политические барьеры. (Впрочем, если задаться целью получить плутоний, его можно выделить и из ОЯТ легководных реакторов; плутоний составляет примерно 1% в ОЯТ теплового реактора.)
Первый опытный реактор на быстрых нейтронах появился в США в 1952 году, но с ним в скором времени произошла авария. Был построен следующий БН уже большей мощности, но он потерпел аварию уже при пуске. Впоследствии США вообще закрыли направление быстрых реакторов, считая их недостаточно безопасными с точки зрения распространения оружейных технологий. СССР и Россия по технологиям быстрых реакторов опередили как США, так и другие страны. Пущенные в 1958 году реактор БР-5 в Обнинске и в 1968 году — БОР-60 в Димитровграде работают до сих пор. Большим успехом советской атомной науки был и построенный в Казахстане (г. Шевченко) в 1972 году промышленный быстрый реактор.
Промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-600, разработанный нижегородским ОКБМ, был построен в 1980 году. С него началась вторая жизнь Белоярской АЭС, на которой ранее действовали два энергоблока с тепловыми реакторами, сейчас уже выведенные из эксплуатации.
Во Франции первый реактор БН "Феникс" был пущен в 1974 году, в 1983 году был построен "Суперфеникс", ныне закрытый из-за технических и финансовых проблем. Запустить АЭС с реактором БН попыталась и Япония со своим проектом "Монжу". Но на этом блоке случилась авария, и он пока простаивает. Индия уже имеет один быстрый реактор и строит второй. Начинает сооружать такой блок и Китай.
После Чернобыля
После аварий на "Три-Майл-Айленде" и в Чернобыле развитие атомной энергетики в мире заметно затормозилось. Политики не хотели делать ставку на потенциально небезопасное производство энергии, тем более что развитые страны не испытывали недостатка в традиционных видах топлива. По прогнозам экспертов, острой нехватки обычных видов топлива не будет еще несколько десятилетий. Но ученые считают, что работать над атомными станциями новых поколений необходимо сегодня, иначе в будущем эту работу придется начинать с нуля.
Прежнего единогласия в мире по поводу путей будущего развития атомной энергетики на сегодня уже нет. Судя по всему, специалисты разных стран по тем или иным причинам стоят на распутье и не могут наметить направление, в котором следует двигаться.
США выдвинули инициативу по международному проекту Generation four ("Четвертое поколение"). Одна из идей этого проекта — создать небольшой реактор, который можно привезти в собранном виде в другую страну и оставить там лет на десять без перезагрузки топливом, а затем вернуть на родину. Таким образом решается проблема нераспространения. Но для многих крупных стран подобная схема неприемлема, поскольку ставит их в полную зависимость от поставщика АЭС.
Франция, где 80% электроэнергии производится на АЭС, сейчас изучает возможность создания быстрого реактора в котором для охлаждения используется гелий. Подобные исследования велись в России и были признаны неперспективными, поскольку при использовании гелия может произойти авария из-за его утечки.
Самую большую заинтересованность в новых источниках энергии проявляют сейчас азиатские страны, которые не хотят быть зависимы от других государств и намерены развивать собственную атомную энергетику. АЭС строятся в Японии, Корее, Китае, Иране, Пакистане, Индии. Азиатские государства не используют собственные оригинальные разработки, а предпочитают идти проторенной дорогой.
В последнее время некоторое оживление наметилось и в российской атомной отрасли, в этом году пустившей Ростовскую станцию и тем самым прервавшей негласный постчернобыльский мораторий на ввод в эксплуатацию новых АЭС. Ровно год назад правительством была принята стратегия развития отечественной ядерной энергетики, которая подразумевает в течение ближайших 30 лет пустить 30 новых энергоблоков, многие из которых начинали строиться до Чернобыля и были заморожены. В документе отмечается, что в энергетике будущего "могут найти свое место разные типы реакторов" — тепловые и на быстрых нейтронах при доминирующей роли последних. Стратегия принималась, когда Министерством РФ по атомной энергии руководил Евгений Адамов, активный поборник развития именно быстрых реакторов. Два месяца назад господина Адамова на посту главы Минатома сменил Александр Румянцев, который склонен поддержать разнообразие форм в ядерной энергетике. Так что концентрации сил на одном направлении быстрых реакторов теперь, видимо, не будет.
Курс на БРЕСТ
В работающих ныне реакторах БН используется для охлаждения натрий, который химически активен и воспламеняется при соприкосновении с воздухом. Чтобы обеспечить безопасность таких реакторов, приходится создавать сложные технические устройства, усложняющие конструкцию и повышающие стоимость. Натрий, по своим физическим свойствам позволявший быстрее и больше получать плутония, был хорош, когда были высоки темпы роста энергетики, а плутония не хватало.
Теперь задача обратная: плутония накоплено много, главное — безопасность и приемлемая цена. Отчасти решить эту проблему позволяет усовершенствованный БН-800, в котором применяется улучшенное топливо, более "плотное". Вместо используемой ныне двуокиси урана и плутония — мононитрид, то есть смесь с азотом. При сжигании такого топлива плутония производится столько же, сколько и сгорает. Сооружение БН-800, который был заложен еще в 80-х на Белоярской АЭС, теперь возобновлено, и его планируется пустить до 2010 года.
Следующее поколение быстрых реакторов улучшает их характеристики принципиально, считает научный руководитель перспективных разработок НИКИЭТ, председатель научно-технического совета по ядерным реакторам Минатома Виктор Орлов. Он пояснил, что топливо в таком реакторе, как и в БН-800, с азотом, но охлаждение происходит уже не с помощью натрия, а c помощью тяжелого металла, жидкого свинца. Похожие реакторы использовались на восьми советских атомных подводных лодках, только там применялась смесь свинца с висмутом. Для энергетики придется ограничиться одним свинцом, потому что висмут — материал весьма редкий.
Проект нового быстрого реактора, разработанный в НИКИЭТ, известен под названием БРЕСТ (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). Его также планируется построить на Белоярской станции: к 2007 году — в виде опытно-демонстративного образца небольшой мощности БРЕСТ-300, а после 2020 года — коммерческий с большой мощностью БРЕСТ-1200.
Господин Орлов утверждает, что БРЕСТ построен на принципе естественной безопасности: обеспечение надежности достигается не столько созданием новых или усовершенствованием уже применяемых защитных инженерных барьеров, сколько за счет применения фундаментальных физических и химических свойств ядерного топлива, теплоносителя и других компонентов. Реакторная установка БРЕСТ существенно отличается от эксплуатируемых в настоящее время аппаратов и в конструкционном плане. Реактор относится к установкам бассейнового типа: в шахту из теплоизоляционного бетона залит свинец, в который "вставлены" активная зона, парогенератор, насос и другие системы обеспечения. Как подчеркивает Виктор Орлов, БРЕСТ устойчив и без срабатывания активных средств автоматической аварийной защиты в крайне тяжелых катастрофах.
Среди других перспективных разработок можно назвать тепловой реактор, в котором используется уран-ториевое топливо. Он экономит уран-235, но для него нужен другой изотоп этого элемента — уран-233, которого нет в природе и который можно производить на БН. То есть, когда закончатся запасы урана-235, быстрые реакторы обеспечат топливом тепловые блоки с уран-ториевым топливом.
Возможно, через несколько десятков лет в энергетику сможет включиться и термоядерный реактор. Но создав термоядерное оружие, ученые пока не могут довести дело до производства энергии на термоядерной АЭС. Сейчас несколько стран ведут разработку такого международного реактора под названием ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).
ВЕРА Ъ-РОМАНОВА