А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, В.А. Сидоренко, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

Юбилейный для государственной корпорации «Росатом» 2017 год, десятый со дня ее основания, оказался богатым на хорошо известные в мире и довольно значительные для российской ядерной энергетики события. В течение буквально одной недели начался физический пуск двух ядерных энергоблоков.

В технологии реакторов ВВЭР они ознаменовали переход от еще советского проекта ВВЭР-1000 – четвертый блок Ростовской АЭС стал последним таким реактором, построенным в России – к новому поколению ВВЭР-1200 на Ленинградской АЭС-2 (первый ВВЭР-1200 был запущен на Нововоронежской АЭС-2).

За рубежом начались работы в Иране на АЭС Бушер-2, залит первый бетон на АЭС Руппур в Бангладеш. Вступил в силу коммерческий контракт с Египтом на постройку четырехблочной АЭС Эль-Дабаа с поставкой топлива на весь ее жизненный цикл – самое крупное в России несырьевое экспортное соглашение.

Однако в этом же году состоялись и гораздо менее известные, но знаковые для специалистов события, открывшие новый этап в стратегическом развитии российской ядерной энергетики. Главным из них была «тихая кончина» упорно насаждавшейся доктрины, согласно которой технология ВВЭР с проектом ВВЭР-ТОИ достигла максимума своих возможностей, и продолжающееся тиражирование таких реакторов должно быть как можно скорее заменено массовым сооружением реакторов на быстрых нейтронах.

Совершенствование технологии ВВЭР

Впервые за 10 лет существования ГК «Росатом» ее руководство приняло решение о разработке долговременной программы совершенствования технологии ВВЭР «в условиях двухкомпонентной ядерной энергетической системы». Признано, что технология корпусных водоохлаждаемыхреакторов является не только практической основой ядерной энергетики на ближайшие десятилетия, но и значимой ее составляющей до конца столетия для нашей стране и всего мира, а также для присутствия российской реакторной технологии на мировом рынке.

Следует при этом заметить, что после внедрения технологии восстановления ресурсных характеристик графитовой кладки срок службы энергоблоков с реакторами РБМК был определен в 45 лет. Ожидается, что реакторы РБМК, сегодня обеспечивающие почти половину ядерной электрогенерации страны, сохранятся в энергетике до 2032 года.

Технология ВВЭР - один из важнейших инструментов достижения стратегических целей страны в области ядерной энергетики. Происходит непрерывная эволюция реакторов ВВЭР большой мощности: от 5-го блока Нововоронежской АЭС (1980 год) через «малую» и «большую» серии реакторов ВВЭР-1000 до АЭС-2006 (самый мощный в России атомный энергоблок с первым реактором ВВЭР-1200) и ВВЭР-ТОИ.

Реалии сегодняшнего состояния формируют приоритетность задач дорожной карты развития технологии ВВЭР в ближайшей, среднесрочной и дальней перспективе, от актуализации проекта АЭС с ВВЭР-ТОИ с учетомуже полученного опыта при создании НВАЭС-2 и ЛАЭС-2, а также требований зарубежных заказчиков, до разработки проекта «СУПЕР-ВВЭР»(со спектральным регулированием и ВВЭР-СКД с закритическими параметрами теплоносителя).

Особое место в программе занимают работы по фактическому возвращению в область АЭС средней и малой мощности. Для решения региональных хозяйственно-экономических задач необходимо формирование в общем топливно-энергетическом комплексе страны сектора региональной ядерной энергетики в диапазоне мощностей 100–700 МВт(э). Блочно-модульное исполнение атомных станций с ВВЭР большой мощности позволяет формировать при серийном производстве энергоблоки средней мощности с приемлемыми для этого сектора энергетики экономическими показателями. Значимой целью создания блоков АЭС средней мощности может стать внешний рынок.

На основе технологического опыта атомного судостроения, где было создано более 460 ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами, разрабатываются реакторные установки типа ВБЭР, на основе которых могут быть созданы наземные и плавучие атомные станции блочно-модульного исполнения в диапазоне мощностей до 700 МВт(э).

На базе технологии судового реакторостроения создается плавучая АЭС с энергоблоком КЛТ-40С, которая близка к реализации. Ее фундаментальная задача – практическая проверка выбора оптимальных решений в малой ядерной энергетике при освоении Арктики и районов Крайнего Севера. Этот выбор должен быть определяющим условием дальнейшего развития этого направления.

В 2017 году была заметно уточнена базирующаяся на реакторах с водой под давлением программа развития атомного ледокольного флота.Фактически выработана и реализуется ясная стратегическая линия. В настоящее время эксплуатируются четыре атомных ледокола и атомный лихтеровоз. По оценкам, к 2035 году потребуется восемь таких судов. На разных стадиях сооружения находятся три универсальных (с переменной осадкой) атомных ледокола высокой автономности (перегрузка топлива – раз в 10 лет) мощностью 60 МВт со сроками ввода в 2019–2021 гг. Появилась информация, что правительство готово заказать еще два атомных ледокола этого проекта.

Разработан технический проект атомного ледокола-лидера мощностью 120 МВт, способного круглогодично проводить крупнотоннажные суда по всему Северному морскому пути. Сроки и место строительства – в стадии обсуждения. Реализация проекта производства сжиженного природного газа на Ямале существенно укрепляет устойчивость программы атомного ледокольного судостроения.

Реакторы на быстрых нейтронах и замыкание ядерного топливного цикла

Переход к двухкомпонентной структуре на базе тепловых и быстрых реакторов и замкнутого ЯТЦ признан в России необходимым направлением стратегии развития ядерной энергетики.

Реализация этого направления обещает решение целого ряда системных проблем нынешней ядерной энергетики: сокращение накопления отработавшего ядерного топлива, кардинальное повышение эффективности использования урана и снижение объема радиоактивных отходов.

Наряду с действующими и создаваемыми реакторами ВВЭР технологической основой двухкомпонентной ЯЭС являются промышленно освоенные натриевые реакторы на быстрых нейтронах (БН) и централизованный замкнутый ЯТЦ.Такая двухкомпонентная ЯЭС будет включать централизованные заводы ядерного топливного цикла, которые обеспечат производство топлива, хранение и переработку ОЯТ, многократный рецикл регенерированного топлива, кондиционирование и изоляцию РАО.

Благодаря достигнутым к настоящему времени результатам Россия сегодня имеет высокую степень технологической готовности к обеспечению развития двухкомпонентной ядерной энергетики.

Однако следует подчеркнуть, что современные потребности страны в ядерном энергопроизводстве не требуют ни форсированного замыкания ядерного топливного цикла, ни поспешного создания серийных реакторов на быстрых нейтронах, что отражают принимаемые решения. Рассмотрение проекта реактора БН-1200, оцениваемого как важный шаг в развитии концепции натриевых реакторов, тем не менее, завершилось рекомендацией о трехлетней доработке проекта. Остановлено строительство опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ ОД-300 со свинцовым теплоносителем (как и реактора СВБР-100 со свинцово-висмутовым теплоносителем). Проект фактически возвращен на стадию НИОКР.

При объективном сдвиге проблемы недостаточности ресурсов урана на конец века, активизируется обсуждение альтернативного варианта развития ядерной энергетики, в котором для производства делящихся изотопов из сырьевых используются термоядерные нейтроны из бланкета гибридных термоядерных реакторов. Такой «магнитный реактор» был предложен еще в 1951 году отцом советского атомного проекта И.В. Курчатовым.

Радиационный захват нейтронов сырьевыми изотопами (²³²Th или ²³⁸U) превращает их в делящиеся. Если гибридный термоядерный реактор освободить от необходимости производить электроэнергию (что требует тепловых нагрузок со стороны плазмы на уровне ≥ 10 МВт/м² и ставит труднопреодолимые проблемы выбора конструкционных материалов первой стенки), это существенно упростит конструкцию реактора. Достижимые сегодня параметры плазмы и тепловые нагрузки на стенку в единицы мегаватт, уже продемонстрированные на токамакахTFTR и JET, вполне достаточны для создания термоядерного источника нейтронов (ТИН).

«Лист ожидания» российских реакторных технологий

Помимо упомянутых и уже ведущихся разработок альтернативных быстрых ненатриевыхреакторов и возвращения к идее гибридного термоядерного реактора – производителя делящихся изотопов, на «листе ожидания» перспективных реакторных технологий находится ряд интересных идей разной по времени и глубине проработанности.

Следует подчеркнуть, что этот перечень сегодня не подкреплен административно-организационными решениями и представляет собой не более, чем экспертную оценку.

Внедрение атомной энергии в энергоемкие отрасли промышленности

Долгое время ведущиеся работы по развитию направления высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) для замещения органического топлива в энергоёмких отраслях промышленности и теплоснабжении несколько продвинулись в приоритетах концерна «Росэнергоатом» на перспективу.

Особенности ВТГР стимулируют их применение в ядерной энергетике. Высокие температуры повышают эффективность генерации электричества (~50%) и открывают возможность использования ВТГР для технологических процессов.

В России были разработаны проекты ВТГР для производства электроэнергии и энерготехнологического применения. Создана экспериментальная база, разработаны и экспериментально отработаны ключевые технологии реактора, керамического топлива, системы преобразования энергии, оборудования и конструкционных материалов.

Внедрение ВТГР дает новый импульс к участию ядерных реакторов в решении задачи сбережения углеводородов за счет расширенного применения «ядерного» водорода, газификации угля, повышения глубины переработки нефтепродуктов, а также развития высокотехнологичных производств в атомной и смежных отраслях. Можно ожидать, что активное возвращение к направлению ВТГР – только вопрос времени.

Перспективы использования тория

Исследования возможностей применения тория в ядерной энергетике ведутся на протяжении практически всей ее истории. Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку делящийся изотоп этого топливного цикла U-233 дает в тепловом спектре примерно 0,2 «дополнительных» нейтрона по сравнению с U-235 (и 0,3 «дополнительных» нейтрона по сравнению с Pu-239).  В ториевом топливном цикле практически не образуются минорные актиниды.

В то же время при размещении тория в активной зоне возникает «протактиниевый» эффект, аналогичный по механизму «нептуниевому» эффекту в быстрых реакторах с урановым или уран-плутониевым топливом, который ухудшает ядерную безопасность. Работа с облученным топливом требует развития технологий дистанционной переработки и изготовления.

Указанные обстоятельства и пока достаточные ресурсы относительно дешевого природного урана, относят внедрение ториевого топливного цикла на дальнюю перспективу.

Солевые расплавы в ядерной энергетике

Использование солевых расплавов в качестве топливных композиций и теплоносителя реакторов, а также базовых сред для химической переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) открывает одно из перспективных направлений решения проблемы повышения ядерной и радиационной безопасности реакторных систем путем отказа от накопления и удержания радионуклидов в твердой матрице тепловыделяющих элементов. Это возможно при непрерывной очистке жидкосолевой топливной композиции реактора, циркулирующей через специальную ловушку радиоактивных примесей. Именно на это принципиальное достоинство указывают сторонники данного направления в ответ на главное замечание экспертов о снятии в таком реакторе одного из барьеров безопасности.

Жидкосолевые топливные композиции можно построить на основе фторидных расплавов, которые обладают: пожаробезопасностью, высокой температурой кипения, радиационной и термической стойкостью, химической инертностью в окружающей среде, возможностью естественной циркуляции, отсутствием давления в первом контуре реактора, высокими рабочими температурами, что позволяет повысить КПД энергоустановки.

Основная проблема – радиационная и коррозионная стойкость конструкционных материалов первого контура. Факт сохранения этого направления на «листе ожидания» можно приветствовать, но не следует переоценивать.

В целом, можно констатировать, что предложенная более пяти лет назад дорожная карта российских реакторных технологий претерпела, возможно, не слишком заметные внешне, но принципиальные изменения (рис. 1).

Рис. 1. Дорожная карта освоения реакторных технологий в России

Заключение

Развитие ядерной энергетики России по меньшей мере до середины века обеспечено доступными ресурсами делящихся материалов. Технологический потенциал обеспечивает возможные масштабы ее развития на длительную перспективу.

Экономическим преференциям рыночного многообразия удовлетворяет многокомпонентная структура парка ядерных реакторов с эволюционным совершенствованием апробированных практикой направлений и инновационным развитием перспективных технологий.

Коммерческий заказ для ядерно-энергетического сектора экономики в перспективе ближайших десятилетий будет сосредоточен на усовершенствовании реакторов ВВЭР с обеспечением мощностного ряда для потребностей регионального развития в стране и в мире.

В ближайшие десятилетия также может быть начат переход к формированию двухкомпонентной ядерно-энергетической системы на основе реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Накопленный технологический опыт позволяет считать быстрые реакторы с натриевым теплоносителем наиболее близкими по готовности к промышленному внедрению.

Существующие и прогнозируемые на достаточно длительную перспективу весьма умеренные темпы ядерно-энергетического развития создают объективные условия для вдумчивого совершенствования реакторных технологий, составляющих основу ядерного сектора энергетики страны.