«Прорыв» в будущее
Когда мирный атом станет возобновляемым
В год 80-летия отечественной ядерной промышленности будущее мирного атома вырисовывается ясно: оно двухкомпонентное. Связка реакторов двух типов — привычных тепловых и перспективных быстрых — позволит замкнуть топливный ядерный цикл. В рамках такой модели мирный атом становится возобновляемым, горизонт энергетической обеспеченности расширяется на тысячи лет, решается проблема радиоактивных отходов. Технологии, которые это обеспечат, «Росатом» стремительно воплощает в рамках проекта «Прорыв». Как они устроены и на каком этапе находится эта работа — в материале «Ъ-Науки».
Возведение ограждающей конструкции реактора БРЕСТ-ОД-300 в городе Северск, Томская область
Фото: АО «СХК»
Возведение ограждающей конструкции реактора БРЕСТ-ОД-300 в городе Северск, Томская область
Фото: АО «СХК»
Два компонента атомной энергетики будущего
80% существующей промышленной атомной генерации обеспечивают так называемые водно-водяные энергетические реакторы (PWR (ВВЭР), BWR). Они относятся к тепловым: цепную реакцию деления урана в их активной зоне поддерживают нейтроны с энергией, как при тепловом движении обычных атомов окружающей среды. То есть это нейтроны, которые растеряли кинетическую энергию после столкновения с ядрами атомов специального вещества-замедлителя. В ВВЭР в качестве такого замедлителя применяют воду, она же выступает теплоносителем и рабочим телом для генерации пара, на котором с использованием преобразования энергии в паротурбинном цикле вырабатывают электрический ток.
Быстрый реактор устроен иначе: в нем не используются замедлители нейтронов, деление ядер в его активной зоне обеспечивают так называемые быстрые нейтроны. Их энергия превышает 100 тыс. электронвольт, что в миллионы раз больше, чем у тепловых нейтронов, чья энергия составляет лишь порядка 0,025 электронвольт. Поскольку теплоноситель быстрого реактора не должен замедлять нейтроны, вместо воды применяют легкоплавкие металлы или газы.
Работа двух типов реакторов в связке заключается в том, что уран и плутоний из отработавшего ядерного топлива тепловых используется для старта быстрых, а плутоний, эффективно нарабатываемый быстрыми, служит сырьем для вторичного «горючего», которым могут питаться оба типа реакторов. В рамках такого подхода топлива для ядерных установок хватит на тысячелетия — мирный атом превращается в практически возобновляемый ресурс.
«Быстрые реакторы не только производят электроэнергию, но и воспроизводят делящееся топливо из сырьевых изотопов, а тепловые блоки гибко следуют за графиком нагрузки. Тем самым создается новая крупномасштабная энергетика, способная гарантировать энергетическую безопасность России и сохранить запасы углеводородов для высокотехнологичных отраслей»,— говорит Евгений Адамов, научный руководитель НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля, инициатор и научный руководитель проекта «Прорыв» госкорпорации «Росатом».
Россия сегодня единственная страна, которая успешно эксплуатирует промышленные быстрые реакторы. Действующих сейчас два: БН-600 и БН-800, пущенные в 1980 и 2015 году на Белоярской АЭС (Свердловская область). Суммарно они вырабатывают 1485 МВт — 16% установленной мощности всех электростанций свердловской энергосистемы.
На БН-600 технология быстрых нейтронов была впервые отработана в промышленном масштабе, а БН-800 дал старт работам по промышленным испытаниям «горючего» для реакторов, которое получают из отработавшего ядерного топлива.
Преимущества быстрого спектра
Достоинств у реакторов на быстрых нейтронах немало, и одно из них — возможность полного использования урана в топливном цикле, что само по себе обеспечивает топливную базу на сотни лет. Дело в том, что добываемый из недр природный уран на 99,3% состоит из урана-238, а остальные 0,7% составляет уран-235. Последний стабильностью не отличается — чтобы обеспечить цепное деление его ядер, хватает энергии тепловых нейтронов, так что именно на нем работает почти вся сегодняшняя атомная энергетика.
Для достижения параметров, необходимых для работы энергетических тепловых реакторов, на заводах по обогащению доля 235-го изотопа в уране доводится до 5%, а образующийся при этом обедненный уран, на 99,7% состоящий из 238-го изотопа, отправляется в отвалы. После работы топлива в тепловом реакторе только небольшая доля 238-го изотопа превращается в новый делящийся материал — плутоний.
Для быстрых же нейтронов на уране-238 получается делящихся изотопов больше, чем закладывается, поэтому нет необходимости в подпитке изотопом урана-235. Таким образом, возникает возможность использовать для получения энергии не 0,7%, а все 100% добываемого урана, что кратно увеличивает топливную базу мирного атома. Одних только отвалов урана-238, которые скопились на российских заводах по обогащению, хватит, чтобы обеспечивать электроэнергией всю страну сотни лет.
Воспроизводство и переработка
На быстрых реакторах может достигаться полное либо расширенное воспроизводство ядерного топлива — то есть они могут нарабатывать столько же, либо больше «горючего», чем тратят. При этом получаемый плутоний может служить топливом не только для быстрых реакторов, но и для тепловых.
Впрочем, перед тем как использовать наработанный плутоний, обедненный и отработавший уран, из них необходимо произвести новое топливо. В составе «Росатома» для этого действует целая индустрия, технологий на сегодняшний день освоено три: так называемые МОКС-, РЕМИКС- и СНУП-топлива. Все они представляют собой смеси наработанного плутония с обедненным либо природным ураном.
МОКС-топливо (от англ. Mixed OXides) — смесь оксидов урана и плутония. Для его изготовления могут использоваться обедненный уран из отвалов на предприятиях по обогащению, уран и плутоний из переработанного ОЯТ. Оно подходит как для тепловых, так и для быстрых реакторов. Промышленно производят его с 2014 года — опытным изготовлением занимается Горно-химический комбинат (ГХК; Железногорск, Красноярский край). Вскоре опыт применения этого горючего начали получать на БН-800 Белоярской АЭС. В сентябре 2022-го он стал первым реактором, активная зона которого была на 100% загружена МОКС-топливом — до этого на ураново-плутониевую смесь приходилась лишь некоторая часть топливных сборок.
РЕМИКС-топливо — тоже смесь регенерированного урана и плутония, получаемого при переработке отработавшего ядерного топлива. Это тоже российская разработка топливного дивизиона «Росатома». Отличия от МОКС — меньшее содержание плутония (до 5% против 9–20%), а еще полученный из ОЯТ уран перед добавлением в это топливо обогащают. Предназначено для реакторов на тепловых нейтронах. Его испытывают в России с 2018 года. В 2021 году промышленные топливные сборки начали производить ГХК и Сибирский химический комбинат (СХК; Северск, Томская область). В июне 2023 года завершился первый 18-месячный цикл опытно-промышленной эксплуатации инновационного горючего на реакторе ВВЭР-1000 Балаковской АЭС (Саратовская область), а в декабре 2024 года начался заключительный 18-месячный цикл опытной эксплуатации.
СНУП-топливо (Смешанное нитридное уран-плутониевое) — смесь нитридов урана и плутония, разработана в России в топливном дивизионе «Росатома». Производится из обедненного урана и плутония от переработки ОЯТ. Как и другие плотные композиции, карбиды и металлическое топливо, СНУП является оптимальным для быстрых реакторов, его технология разработана во ВНИИНМ им. Бочвара (предприятие Топливной компании «Росатома» ТВЭЛ), производят его на СХК, а испытывают с 2014 года на БН-600 Белоярской АЭС.
После того как топливо отрабатывает свое, из него можно извлечь полезные компоненты, добавить обедненного урана и вновь отправить в реактор. Для быстрых реакторов это можно делать очень большое количество раз.
Дожигание и естественная безопасность
Двухкомпонентная схема снимает экологические претензии к атомной отрасли. В частности, применение быстрых реакторов может обеспечить минимизацию радиоактивных отходов с большим периодом полураспада. Как оно устроено сегодня? Все, что не может быть повторно вовлечено в топливный цикл, захоранивается. Проблема в том, что при облучении топлива в реакторе образуются так называемые долгоживущие минорные актиниды — америций, нептуний, кюрий.
Из-за их содержания отработавшее ядерное топливо и радиоактивные отходы остаются опасны тысячелетиями и потому не подлежат обычному приповерхностному захоронению. Возможно, получится захоранивать в специальных хранилищах в глубоких геологических формациях. При этом нет гарантий, что на горизонте тысяч лет такое хранилище останется эффективным — например из-за геологических процессов, а потому таких хранилищ в мире пока и не появилось, а сама проблема считается отложенной. Такой «подарочек» будущим поколениям.
Жесткий энергетический спектр быстрых нейтронов позволяет эффективно пережигать долгоживущие минорные актиниды. В результате срок опасности радиоактивных отходов радикально сокращается: уже через 100–150 лет риски онкозаболеваемости от них оказываются ниже аналогичных рисков от природного сырья. Это решает вопрос накопления и постоянного контроля при хранении радиоактивных отходов — становится возможным их окончательное захоронение без рисков отложенного ущерба населению в будущем.
«Замкнутый топливный цикл доводит радиоактивность отходов до уровня природного сырья — это принцип радиационно-эквивалентного захоронения, недостижимый для традиционных схем»,— говорит Адамов.
Быстрые реакторы служат воплощением концепции естественной безопасности. Благодаря конструктивным особенностям и свойствам применяемых компонентов активной зоны и теплоносителя на них невозможны аварии со взрывами и утечками радиоактивности, которые бы требовали эвакуации населения.
«Риск таких аварий, как в Тримайле (1979 год, США) или на Фукусиме (2011 год, Япония), сведен до минимума конструктивно: интегральная компоновка быстрых реакторов, теплоноситель с высокой температурой кипения и пассивный отвод тепла к конечному поглотителю — воздуху исключает сценарии Фукусимы и Тримайл-Айленда»,— подчеркивает Адамов. Физика равновесных активных зон исключает аварии чернобыльского типа.
По причине высокой температуры кипения нет необходимости иметь высокое избыточное давление в корпусе, а риски утечек теплоносителя сводит на нет интегральная компоновка первого контура с дополнительным барьером и высокая температура плавления.
«Мир ищет технологии с низким углеродным следом и высокой энергоэффективностью. По обоим критериям ядерная энергетика уже сегодня опережает генерацию гидроэлектростанций более чем вдвое, а солнечную генерацию — в восемь раз. Предлагая энергетически эффективный и экологически безопасный реакторный комплекс, мы предоставляем не только киловатты, но и стратегическую уверенность»,— заключает Адамов.
Замыкание цикла
В 2021 году в рамках проекта «Прорыв» на Сибирском химическом комбинате в Северске (Томская область) стартовало строительство реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Он станет сердцем опытно-демонстрационного комплекса (ОДЭК), в который также войдут мощности по переработке облученного топлива и модуль для фабрикации/рефабрикации СНУП-топлива. С завершением строительства ОДЭК послужит первой промышленной демонстрацией замкнутого топливного ядерного цикла.
«Однократное повторное использование ядерного "горючего" в мире освоено давно,— говорит генеральный конструктор проектного направления "Прорыв" Вадим Лемехов.— Для этого у нас в стране применяется регенерированное урановое топливо в реакторах РБМК, теперь в ВВЭР, с недавних пор и МОКС-топливо в БН-800, который работает целиком на нем с 2022 года. На ОДЭК будет продемонстрировано мультирециклирование с полной самодостаточностью. Коэффициент топливного воспроизводства БРЕСТ-ОД-300 составит 1,05 — этот реактор будет нарабатывать даже немного больше топлива, чем расходует».
Впрочем, есть оговорка: рефабрикация топлива, на котором будет работать новый реактор, все же потребует добавления обедненного урана.
«На год работы БРЕСТ-ОД-300 понадобится около 250–300 кг обедненного урана. Эта цифра ничтожна, учитывая, что в стране накоплены десятки тысяч тонн такого сырья. При этом ежегодно добывается около 3 тыс. тонн природного урана, из которого после обогащения большая часть идет в отвал. В этом смысле мы обеспечены на тысячи лет»,— говорит Лемехов.
В настоящее время на площадке монтируют корпус реактора, завершить этап монтажа основных металлоконструкций планируют в 2025 году. До конца года установят в проектное положение турбину, которая, укомплектованная генератором, в дальнейшем будет вырабатывать электроэнергию. Модуль фабрикации/рефабрикации уже запустили в опытную эксплуатацию в декабре 2024 года. Сейчас на нем отрабатывают промышленное производство СНУП-топлива, а затем он же будет осуществлять рефабрикацию после переработки ОЯТ. Ранее на площадке СХК уже было освоено опытное производство СНУП и проведены его последующие испытания, как на исследовательских реакторах НИИАРа, так и в промышленном энергоблоке Белоярской АЭС с реактором БН-600.
«Мы применяем именно нитридное топливо, поскольку оно, одновременно с другими преимуществами, позволяет достичь полного воспроизводства в активной зоне, Полученный опыт производства и работы СНУП-топлива составляет более 2 тыс. твэлов»,— отмечает Лемехов.
БРЕСТ-ОД-300 разрабатывали в НИКИЭТ им. академика Доллежаля с 90-х годов. Он станет первым в мире быстрым реактором со свинцовым теплоносителем. Его логическим продолжением станет серийный быстрый реактор со свинцом на 1200 МВт — БР-1200, который также разрабатывают в НИКИЭТ. Построят реактор в Северске Томской области, пуск намечен на 2037 год.
В АО «ОКБМ Африкантов» работают над еще одним серийным быстрым реактором на 1200 МВт — БН-1200М с натриевым теплоносителем, в основе которого лежит опыт эксплуатации БН-350, БН-600 и БН-800. Его пустят раньше — в 2034 году, на пятом энергоблоке Белоярской АЭС.
Ну а следующим шагом в развитии атомной энергетики после промышленного освоения замкнутого топливного цикла станет реализация управляемого термоядерного синтеза.
«Оба этих перспективных направления сделают ресурсную базу практически неисчерпаемой и переведут ядерную энергетику в категорию природоподобных технологий,— отмечает Адамов.— Такова ставка на будущее: безопасная энергетика без отходов, где атом служит человеку, не вступая в конфликт с природой».