Развитие атомной энергетики на базе новых концепций

ядерных реакторов и топливного цикла

В.В. Орлов

Научно-исследовательский и конструкторский институт

энерготехники им. Н.А. Доллежаля, г. Москва

Стагнация ядерной энергетики (ЯЭ) вызвана причинами, которые носят временный характер и не являются непреодолимыми. «Внешними» причинами являются отсутствие острой необходимости в новом источнике энергии, стабилизация мирового топливного рынка на приемлемом для богатых стран (и для экспортеров) уровне цен, обострение антиядерных настроений в обществе после больших аварий на АЭС. Что касается «внутренних» причин, то это опасность атомной энергетики (аварии на АЭС, отходы, распространение) и зависимость последней от экономики. Намерения «с ходу», на волне успешного и быстрого решения военных задач развить уже в ХХ в. крупную ЯЭ привели к подчинению технической концепции быстрых реакторов достижению высоких темпов бридинга, в то время как их потенциал экономики и безопасности остался нереализованным. Между тем, реальной альтернативы ядерной энергии в крупномасштабном замещении традиционных топлив для решения проблем, связанных с истощением дешевых ресурсов ископаемого топлива и загрязнением окружающей среды продуктами горения нет, к тому же эти проблемы могут обостриться к середине столетия вследствие роста народонаселения и экономики развивающихся стран, прежде всего, в Азиатском регионе.

Исходя из выполненных в последние 10-15 лет исследований, Минатом РФ считает полувековой опыт достаточным для разработки и демонстрации в начале XXI в. быстрых реакторов в замкнутом топливном цикле (ТЦ), отвечающих требованиям большой энергетики по экономике и безопасности, как они видятся теперь, и способных решить задачи, поставленные основоположниками ЯЭ еще в 40-е годы. Исследования послужили основой подготовки инициативы по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля, с которой выступил Президент РФ В.В.Путин на Саммите тысячелетия в ООН, приглашая мировое сообщество к сотрудничеству в этих направлениях. Для этого Минатом РФ инициировал в МАГАТЭ международный проект ИНПРО.

   Извлекая уроки из полувекового опыта и учитывая складывающиеся условия, к АЭС с быстрым реактором и его замкнутому топливному циклу следует предъявлять следующие главные требования:

·  равновесный состав топлива (КВ=КВА≈1). В будущем, при исчерпании дешевого ²³³U снабжение БР Th-бланкетом для производства U для тепловых реакторов;

·  убедительно доказуемая безопасность долговременного крупномасштабного производства энергии на АЭС при детерминистическом исключении аварий с катастрофическим выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду при любых ошибках персонала, отказах оборудования и внешних воздействиях, разумеется, кроме некоторых экстремальных, и безопасность захоронения радиоактивных отходов на многие тысячи лет без нарушения природного радиационного баланса;

·  наряду с совершенствованием международного политического режима нераспространения ядерного оружия и мер физической защиты закрытие связанных с ЯЭ каналов получения оружейных материалов радиохимического выделения Pu из топлива, а со временем и изотопного обогащения U;

·  снижение стоимости АЭС по сравнению со стоимостью существующих энергоблоков в целях восстановления конкурентоспособности ядерной энергии по отношению к традиционным источникам энергии.

Фундаментальным физическим ресурсом для выполнения совокупности главных требований является уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах с топливом U-Pu. Благодаря ему может быть найдена и адекватная техническая концепция (топливо, теплоноситель, конструкция и т.д.) быстрого реактора, не слишком отклоняющаяся от существующей мирной и военной технологии и последовательно реализующая принципы естественной (внутренне присущей) безопасности.

Этот подход привел к концепции БРЕСТ. Расчетные, конструкторские и экспериментальные исследования ключевых проблем концепции, проводившиеся в течение 15 лет (нейтроника, мононитридное топливо, Pb-теплоноситель и др.), позволили разработать и выпустить технический проект ядерного комплекса, включающего в себя АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ, пристанционный ядерный топливный цикл, для регенерации облучённого ядерного топлива, оборудование для переработки и хранения РАО для Белоярской АЭС и приступить к ОКР по обоснованию проекта. Опыт его сооружения и эксплуатации и демонстрация безопасности позволит перейти к новому этапу развития ядерной энергетики.

Энергетическая технология для следующего века. Ресурсы дешевого урана для тепловых реакторов оцениваются несколько больше 10 млн т, что в энергетическом эквиваленте меньше ресурсов нефти и газа, тем более угля, так что реакторы на ²³⁵U не могут существенно повлиять как на мировое потребление обычного топлива, так и на снижение выбросов. При сохранении крайне низких «стагнационных» цен на уран в тепловых реакторах сможет быть использован и уран из бедных месторождений. Но при возвращении к развитию ЯЭ рост спроса затрат на разведку и освоение новых месторождений, «динамическая рента» приведут к многократному росту цен на уран и его вклада в стоимость энергии. При достигнутой доле в производстве электричества ядерная энергетика на традиционных реакторах, в основном LWR, сможет развиваться еще около 40 лет, помогая решению проблем топливодефицитных стран и районов, или несколько дольше при ожидаемом снижении этой доли.

Ядерная энергетика большее высокого уровня может быть развита на быстрых реакторах. Однако первое поколение быстрых реакторов, вопреки ожиданиям, оказалось во много раз дороже LWR. К сожалению, глубокие причины этого не были выявлены, поэтому о быстрых реакторах укоренилось представление, как об обязательно дорогих, а их строительство ограничилось первыми опытными блоками.

С быстрыми реакторами (БР) и замкнутым циклом связывают и опасность распространения ядерного оружия, что привело к остановке этих разработок в США, затем и в Европе. Но без БР ЯЭ лишается серьезной перспективы и главных аргументов. Между тем изучение показывает, что ядерная технология, отвечающая требованиям большой энергетики по безопасности и экономике, может быть создана на основе того, что освоено в мирной и военной ядерной технике. Если в ближайшие годы заинтересованные государства осознают жизненную необходимость своевременного решения задачи и выберут определенную концепцию, ее техническая разработка и демонстрация могут быть выполнены в разумные сроки в пределах 10-15 лет. Это откроет путь к созданию в начавшемся веке ядерной энергетики, берущей на себя существенную часть прироста мировых потребностей в электричестве и часть потребностей в тепле, что соответствует ее росту примерно на порядок по сравнению с нынешним уровнем  ~350 ГВт (эл). Создание новой ядерной технологии открывает новые возможности развивающимся странам, отвечает глубоким интересам развитых стран и должно быть поддержано их правительствами при условии, что это будет технология, снижающая риск расползания ядерного оружия.

Принципы выбора новой ядерной технологии вытекают из достаточно общих представлений о ядерной энергетике будущего, обсуждаемых ниже.

Долговременный сценарий развития ядерной энергетики, разумеется, весьма ориентировочный, представлен на рис. 1. Кривая 1 описывает продолжение развития ядерной энергетики на тепловых реакторах традиционного типа на ²³⁵U, в основном LWR.

При потреблении LWR ~200 т природного урана в год на 1ГВт (эл) и ресурсах дешевого урана ~10⁷ т эти реакторы вырабатывают ~5∙10⁴ ГВт (эл)лет (примерно столько же реакторо-лет) и произведут ~10⁴ т делящегося Pu (~200 кг/г на 1 ГВт (эл)). Повторное использование Pu, выделяемого сейчас на построенных во Франции, Англии и России заводах, позволило бы на 20-25% увеличить топливные ресурсы тепловых реакторов. Но нерентабельность использования в них МОХ-топлива не стимулирует расширения этих производств, а распространение этой технологии в мире увеличивает риск расползания ядерного оружия. Малоэффективное сжигание Pu в тепловых реакторах ограничит или полностью закроет возможности создания на следующем этапе крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах. Поэтому сценарий исходит из продолжения работы тепловых реакторов первого этапа в основном в открытом топливном цикле.

   Многие развивающиеся страны проявляют интерес к тяжеловодным реакторам (HWR), позволяющим использовать природный уран и обеспечивающим независимость от поставщиков обогащенного урана. Увеличение их доли в ядерной энергетике первого этапа (сейчас около 5%) привело бы к некоторой экономии природного урана (примерно в 1,5 раза на реактор) и росту производства Pu (примерно вдвое на реактор). В 4-6 раз меньшая глубина выгорания топлива в сравнении с LWR увеличит накопление отработанного топлива и потребности в его хранилищах, так что трудно ожидать существенного изменения доли HWR. Пока есть дешевый уран, нет необходимости и в переходе тепловых реакторов на цикл Th-³U.

Тепловые реакторы разных типов, вероятно, окажутся предпочтительными и в более отдаленной перспективе в некоторых секторах энергопроизводства: малые и средние атомные станции (десятки-сотни МВт (т)) для удовлетворения локальных нужд в тепле и электричестве удаленных районов, куда проведение линий электропередачи и доставка топлива затруднены и дороги, или технологических потребностей в высокотемпературном тепле. Тепловые реакторы выгодно будет в дальнейшем, с удорожанием U, перевести в топливный цикл Th-²³³U с КВ~0,8ч1 (кривая 2) с покрытием дефицита в ²³³U его производством в U–бланкетах БР.

Главной сферой применения ядерной энергии останется наиболее соответствующее ее экономическим и другим качествам централизованное производство электричества на крупных АЭС мощностью сотни-тысячи МВт с его передачей на сотни километров для района с миллионным населением. Электричество остается наиболее универсальной и удобной для передачи и конечного использования формой энергии, его производство растет наиболее быстро и займет в следующем веке лидирующее место в потреблении топлив (сейчас около 1/3)

   По этим соображениям, крупномасштабное развитие ядерной энергетики, представленной кривой 3 с условным началом в 2020 г., предполагает строительство, преимущественно крупных АЭС. Подобные масштабы возможны только на БР с КВ≥1.

   Одним из главных мотивов применения в первых быстрых реакторах легкого и теплопроводного натриевого теплоносителя служила его способность отводить высокие тепловые потоки от топлива со снижением времени удвоения Pu Т₂, необходимого для достижения ожидающихся тогда высоких темпов роста энергетики, в том числе ядерной. Теперь картина сильно изменилась. Темпы роста энергетики снизились (утроение производства электричества за 50 с небольшим лет соответствует средним темпам около 2%/г), накапливаются большие количества Pu, так что коротких Т₂ не требуется. Сценарий рис. 1 вполне может быть осуществлен быстрыми реакторами с КВ~1 и умеренной энергонапряженностью. Содержащиеся в отработанном топливе реакторов первого этапа 10⁴ т Pu и ~1,5∙10⁴ тонн ²³⁵U позволят, если это понадобится, ввести быстрые реакторы мощностью около 4 тыс. ГВт (эл), использующие сначала Pu в смеси со слабообогащенным (1-4%) ураном (дообогащенный регенерат топлива тепловых реакторов). При оптимальном КВА=1,05 (минимум изменения реактивности) в начале XXII в. ядерные мощности могут достичь, если это окажется нужным 8 тыс. ГВт (эл) за счет избыточного воспроизводства Pu. Поэтому их разработка может быть подчинена исключительно достижению экономичности и безопасности. Замена Na на химически пассивный высококипящий теплоноситель, отказ от уранового бланкета при обеспечении внутреннего воспроизводства КВ=КВА~1, использование плотного и теплопроводного топлива (но не для повышения энергонапряженности, а для достижения КВА~1 и снижения запасов реактивности) вместо оксидного соответствуют этим целям.

   Избыток нейтронов в быстром реакторе в цикле U-Pu без U-бланкета и высокий поток быстрых нейтронов обеспечивают быстрым реакторам преимущество в трансмутации долгоживущих радионуклидов (как собственных, так и от тепловых реакторов) для решения проблемы радиоотходов без создания специальных «burner»’ов. Равновесный состав топлива (КВА~1) создает предпосылки к применению технологии его переработки, сводящейся в основном к не очень глубокой очистке от продуктов деления, исключающей извлечение с ее помощью плутония. Использование такой технологии в «неядерных» странах обеспечивало бы определенную степень их независимости от ядерных стран, не нарушая международного режима нераспространения, в любом случае требующего пресечения краж топлива и создания нелегальных производств по его переработке.

Таким образом выбор быстрых реакторов в цикле U-Pu в качестве основы крупномасштабной ядерной энергетики, сделанный ее основоположниками еще в 40-50 годы ХХ в., остается верным и в новых условиях, однако эти условия и накопленный опыт требуют новых подходов к их созданию.

19.07.05