(часть
1; часть
2; часть
3; часть
4; часть
5, часть
6, часть 7)
Б.И.Нигматулин, гендиректор Института проблем энергетики
Попробуем разобраться, насколько оправдана наша ставка на «прорывные
реакторы будущего» и почему страны, критически зависящие от атомной энергетики
(АЭ), не дышат нам в затылок в гонке за лидерство. За все время существования мировой
АЭ эксплуатировалось около 20 реакторов на быстрых нейтронах (РБН), большинство
из которых были исследовательскими. Для сравнения: количество только коммерческих
энергоблоков АЭС с ЛВР равнялось 623.
Суммарное время эксплуатации всех РБН в Мире составило более
400 лет.
История развития и
современное состояние АЭС с РБН и ЗЯТЦ
Предполагается, что развитие АЭС с РБН позволит гораздо более
эффективно использовать ресурсы природного урана и сжигать минорные актиниды, которые
являются долгоживущими компонентами ОЯТ с высоким уровнем активности. Проекты реакторов
«IV поколения» в основном представляют собой РБН, и международное сотрудничество
по проектам РБН идет с высоким приоритетом.
В табл. 1 представлены все РБН, которые находятся в эксплуатации
в Мире в настоящее время[1].
Таблица 1. Реакторы на быстрых нейтронах, находящиеся в эксплуатации в
Мире в 2019 г.
В настоящее время, как видно из данных таблицы, только в России
на Белоярской АЭС эксплуатируются коммерческие АЭС с РБН, охлаждаемые натрием —
это 3-й энергоблок с БН-600 и 4-й с БН-800 (электрической мощностью 864 МВт), которые
поставляют электроэнергию в энергосистему Урала. В Китае, Индии и Японии имеются
только исследовательские реакторы на быстрых нейтронах.
В Мире до настоящего времени АЭС с РБН и ЗЯТЦ не были доведены
до коммерческой реализации по следующим причинам:
• во-первых, уже в
1970-х г. проведенные геолого-разведочные работы показали, что в Мире имеются значительные
извлекаемые запасы природного урана. Тем более что после аварии на ЧАЭС в 1988—2000
гг. среднегодовой темп электропроизводства на АЭС в Мире снизился в 5 раз, а после
2000 г.
вообще перестал расти. Соответственно снизился среднегодовой темп потребления природного
урана, так что существующие извлекаемые запасы природного урана в Мире (на
01.01.2017 г.) не будут ограничивать будущее развитие атомной энергетики до конца
XXI века (см.
часть 3);
• во-вторых, плутоний,
выделяемый после переработки из ОЯТ ЛВР и предназначавшийся первоначально для РБН,
теперь может использоваться и используется в качестве одного из компонентов в МОХ-топливе
АЭС ЛВР;
• в-третьих, РБН, охлаждаемые
натрием, имеют более сложную конструкцию, для них используются более дорогостоящие
материалы по сравнению с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах (ЛВР).
Уже в 1980-х гг. стало ясно, что АЭС с РБН экономически неконкурентоспособны с АЭС
с ЛВР, как российскими ВВЭР, так и зарубежными PWR и BWR;
• в-четвертых: в настоящее
время даже при заметном улучшении конструкции РБН его конкурентоспособность существенно
зависит от соотношения стоимости воспроизведенного плутония и мировых цен на природный
уран. АЭС с РБН и ЗЯТЦ будет востребован только тогда, когда стоимость топливной
составляющей АЭС с ЛВР в разы превысит топливную составляющую АЭС с РБН. Однако
сегодня доля затрат на природный уран в цене электроэнергии новых (неамортизированных)
АЭС с ЛВР составляет всего 3—5 %, поэтому даже существенный рост цены природного
урана кардинально не скажется на конкурентоспособности АЭС с ЛВР в целом (см.
часть 3). При этом разработчики этого направления никогда не обсуждают стоимость
топливной составляющей АЭС с РБН и ЗЯТЦ, не приводят ни методик расчета, ни самих
данных по стоимости, базирующихся на реальных затратах, например, исходя из опыта
эксплуатации реактора БОР-60.
Потенциальная востребованность коммерческих АЭС с РБН с ЗЯТЦ возможна только после 2040—2050 гг. Отсюда
следуют три вывода:
• выбор какой-либо конкретной технологии РБН с ЗЯТЦ преждевременен,
целесообразно продолжать НИОКР по широкому спектру направлений для поиска экономически
оптимального решения;
• в ближайшие десятилетия АЭС с РБН могут быть востребованы только
для выжигания (утилизации) реакторного плутония и долгоживущих высокоактивных минорных
актинидов из ОЯТ АЭС с ЛВР;
• РБН с ЗЯТЦ может оказаться невостребованным вовсе в случае
успеха работ по созданию коммерческого термоядерного реактора в указанные сроки.
Далее кратко проанализируем опыт создания и эксплуатации АЭС
с РБН, охлаждаемых натрием, в странах, где эта технология была наиболее разработана,
а именно в России, Франции, США и Японии.
Российский (советский) опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с
охлаждением натрием
Первой в Мире АЭС с РБН была АЭС с БН-350 в г. Шевченко, Казахская ССР. Тепловая мощность реактора составляла
1000 МВт, эквивалентная суммарная электрическая мощность — 350 МВт, которая расходовалась
следующим образом: на производство электроэнергии 150 МВт, на производство тепла
для отопления 100 МВт, на получение пресной воды 100 МВт.
Топливом служила обогащенная двуокись урана.
Начало работ над проектом — 1960 год; начало строительства —
1964 г.
(время строительства около 10 лет). Сначала планировался пуск нового энергоблока
в 1966 г.
Однако сроки пришлось несколько раз сдвигать из-за сложности и новизны возникавших
проблем, многие из которых были вызваны влиянием масштабного фактора.
Удивительно, как можно было переходить сразу от экспериментального
быстрого реактора БР-5 тепловой мощностью всего 5 МВт к коммерческому реактору с
тепловой мощностью 1000 МВт (в 200 раз! большего масштаба).
Энергопуск АЭС с БН-350 состоялся только в июле 1973 год. Топливом
БН-350 был диоксид урана, обогащенный до 17—26 %. Опыт сооружения, наладки и эксплуатации
этой электростанции позволил понять и решить многие проблемы АЭС с реакторами типа
БН. В то время она являлась единственной атомной опреснительной установкой в Мире,
поставляла пресную воду для города Шевченко (ныне г. Актау) в объеме 120 000 м3 в сутки.
В 1998 г.
правительство Казахстана по экономическим соображениям приняло решение не продолжать
эксплуатацию АЭС с БН-350. Реактор был остановлен и в 1999 г. переведен в режим вывода
из эксплуатации.
БОР-60 (быстрый опытный
реактор) — исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем,
тепловой мощностью 60 МВт, электрической 12 МВт, который иногда называется предшественником
БН-350, но на самом деле он начал разрабатываться в 1964 г., на 4 года позже! Начало
строительства — 1965 г.
в НИИАР г. Димитровград, и уже в 1968
г. был произведен физпуск, а в 1969 — энергопуск. Топливо
БОР-60 — MOХ-топливо с обогащением 45—90 %. В его проектных решениях и даже программе
пуска можно проследить влияние наработок, сделанных для БН-350.
Ввод в эксплуатацию БОР-60 состоялся на 4 года раньше, чем была
пущена АЭС с БН-350. Произошло это благодаря меньшим масштабам димитровградского
реактора. Конечно, правильнее было бы начать с реактора БОР-60, а уж потом с АЭС
с БН-350. Тогда можно было бы избежать многих задержек в реализации этого проекта
и, конечно, лишних затрат.
АЭС с БН-600 — 3-й
энергоблок Белоярской АЭС — следующий российский энергоблок с РБН с установленной
мощностью 600 МВт. Его строительство началось в январе 1969 г. и продолжалось до апреля
1980 г.
(более 11 лет), ввод в промышленную эксплуатацию состоялся в конце 1981 г.
Сам БН-600 является реактором бассейнового типа с натриевым теплоносителем
и рабочей температурой до 550 °С. Топливо — диоксид урана с различным уровнем обогащения:
17, 21 и 26. В последние годы в активную зону БН-600 загружалось несколько экспериментальных
ТВС с MOХ-топливом и нитридным топливом.
Активную зону реактора БН-600 достаточно легко можно переформатировать
для сжигания оружейного плутония. Для этого вокруг активной зоны устанавливаются
стальные сборки-отражатели.
Лицензия на его эксплуатацию была продлена до 2020 г., предполагается дальнейшее продление еще на 5 лет.
АЭС с БН-800 — 4-ый
энергоблок Белоярской АЭС — последний российский энергоблок с РБН. Начало строительства
(продолжение) — с середины 2006
г., завершение — конец 2015 г. (более 9,5 лет). Ввод
в промышленную эксплуатацию состоялся в октябре 2016 г. Сам реактор БН-800 установленной
мощностью 864 МВт, тепловой — 2100 МВт с натриевым теплоносителем с температурой
на выходе 547 °С, проектный срок службы 40 лет, средняя глубина выгорания 66 ГВт
сут/т с потенциальным увеличением до 100 ГВт·сут/т. Первоначально БН-800 был спроектирован
на MOХ-топливе, но из-за задержек с поставками первые загрузки состояли из ТВС с
диоксидом урана (около 70 %), до 100 ТВС с MOХ-топливом с вибропакетом и 66 ТВС
с MOХ-топливом в таблетках (всего 565 ТВС).
Средняя концентрация плутония в MOХ-топливе составляет 22 %.
У БН-800 отсутствует отражатель, хотя версия, разработанная для Китая, допускала
отражатель из 198 ТВС с обедненным ураном.
БН-800 в значительной степени является опытно-промышленным реактором
для отработки топлива быстрых реакторов. Планируется отработка элементов ЗЯТЦ, использование
плутония и выжигание минорных актинидов, полученных из переработанных ОЯТ ВВЭР.
Ожидается, что технология будет «развернута в ближайшем будущем». Большая часть
текущих НИОКР будет сосредоточена на топливе. В реакторе можно сжигать до 3 т оружейного
плутония в год (по данным ОКБМ — главного конструктора реактора — 1,7 т/год), а
также отрабатывать технологию выжигания минорных актинидов из ОЯТ ЛВР.
Важной особенностью ЗЯТЦ БН-800 является то, что и плутоний,
и минорные актиниды, произведенные в реакторе, будут потребляться в этом же реакторе,
т.е. будет наконец организован ЗЯТЦ. В топливном цикле реактора в равновесии используется
около 5 т плутония (включая 3 т в активной зоне и 2 т во внешнем топливном цикле)
и около 200 кг
минорных актинидов. Предполагается, что за 40 лет эксплуатации активная зона реактора
будет рециркулироваться 20 раз при условии продолжительности топливной компании
730 эквивалентных суток. Основная цель БН-800 — получить опыт эксплуатации и отработать
технологические решения особенно в отношении топлива, которые будут использоваться
в проекте энергоблока АЭС БН-1200.
Сооружения энергоблоков с БН-600 и БН-800 сопровождались многочисленными
трудностями, неполадками и, соответственно, повышенными затратами как на стадии
строительства, так и во время эксплуатации.
По фактическим данным о стоимости их строительства и эксплуатации,
можно сделать следующие выводы:
• капитальные затраты на строительство энергоблоков, так же как
и во Франции, были более чем на 50 % выше, чем при возведении близких по мощности
АЭС с ЛВР. Например, на энергоблоке № 3 Белоярской АЭС с БН-600 стоимость строительства
1 кВт установленной мощностью была в 1,7
раза больше, чем на энергоблоке № 5 Нововоронежской
АЭС с реактором ВВЭР-1000, введенного в эксплуатацию также в первой половине 1980 г.
Аналогично на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС с БН-800 стоимость
строительства 1 кВт установленной мощностью была также в 1,7 раза больше, чем стоимость
строительства энергоблока № 1 Нововоронежской АЭС-2 мощностью 1,2 ГВт (подключен
к сети в 2016 г.,
включен в промышленную эксплуатацию в феврале 2017 г.).
АЭС с БН по капитальным затратам абсолютно не конкурентоспособны
по сравнению с парогазовыми или угольными энергоблоками ТЭС, не говоря уж об их
реконструкции и техперевооружении применительно к условиям энергосистемы Урала,
где находится Белоярская АЭС. Кстати, в российской электроэнергетике (включая энергосистему
Урала) именно такие объекты самые эффективные и по капитальным вложениям, и по затратам
на эксплуатацию, но никак не строительство энергоблоков с БН на Белоярской АЭС;
• на АЭС с БН по сравнению АЭС с ВВЭР оказались более высокие
затраты на эксплуатацию, техническое обслуживание и ремонт, приходящиеся на 1 кВтæч
произведенной электроэнергии;
• для топливных загрузок БН используется уран в 4—5 раз более
высокого обогащения по изотопу 235U (16—20 %), чем для ЛВР. Это удорожает
стоимость топлива в 2—2,5 раза;
• для развития БН требуется разработка технологии по извлечению
235U и 239Pu из ОЯТ ЛВР и БН;
• в России, в отличие от Франции и США, воспроизводство ядерного
топлива как необходимое условие замыкания ЯТЦ, НЕ ПОДТВЕРЖДЕНО ни пятидесятилетним
опытом эксплуатации БОР-60 в НИИАР г. Димитровград, ни почти сорокалетним опытом
эксплуатации БН-600 на Белоярской АЭС, не было ни создано, ни апробировано никаких
новых видов ядерного топлива, доведенных хотя бы до уровня опытных образцов, не
говоря уже о промышленном масштабе, тем более до коммерческой (экономической) эффективности.
Французский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением
натрием
Французский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН базируется
на двух АЭС с реакторами типа БН: «Феникс» и «Суперфеникс».
РБН «Феникс». Строительство
энергоблока с реактором «Феникс» электрической мощностью 230 МВт продолжалось 5
лет (с ноября 1968 г.
по декабрь 1973 г.
— подключение к сети), ввод в эксплуатацию состоялся в июле 1974 г. В этом реакторе, в отличие
от российских БН-600 и БН-800, использовалось МОХ-топливо вместо обогащенного урана.
Основной целью энергоблока с «Феникс» была демонстрация возможностей быстрых реакторов
с натриевым теплоносителем, а также изучение выжигания (трансмутации) долгоживущих
минорных актинидов. Судьба его оказалась далеко небезоблачной.
В первые годы эксплуатации большинство проблем были связаны с
протечками в промежуточных теплообменниках и локальными возгораниями.
Но уже в 1980-х короткие периоды эксплуатации сменялись длительными
остановками, которые были связаны с тем, что каждое возобновление работы реактора
требовало принятия политического решения (влияние аварии на Чернобыльской АЭС, 1986 г.). Затем, в 1989—1990
гг., на «Фениксе» произошло четыре инцидента с внезапным снижением реактивности[2]. По шкале
INES инциденты получили второй уровень. Выяснить причины событий не удалось, что
привело к постепенному отказу Франции от дальнейшего развития направления быстрых
реакторов. Сам «Феникс» как исследовательский реактор с большими перерывами доработал
до конца 2009 г.
Незадолго до его останова французские инженеры успели поставить два эксперимента
с целью разгадать причины таинственного снижения реактивности двадцатилетней давности.
Выдвигалась гипотеза об искривлении активной зоны. В экспериментах удалось повторить
картину снижения реактивности и подтвердить эти предположения. Коммерческий результат
работы «Феникса» оказался ограниченным.
Работа РБН «Феникс» была направлена на достижение максимально
возможной глубины выгорания топлива (что несовместимо с производством чистого оружейного
Pu). Весь воспроизведенный плутоний после переработки возвращался обратно в реактор.
Американское ядерное общество в 1997
г. объявило «Феникс» мировым историческим памятником.
Первые работы по переработке топлива начались в декабре 1976 г. на экспериментальной
установке CEA Marcoule Pilot Plant. К 1983 г. было переработано 9 т ОЯТ реактора ≪Феникс≫
с глубиной выгорания 80 ГВтæсут/т.
На заводе Cogema (Ла Гааге) в период 1979—1984 г. было переработано
около 10 т ОЯТ ≪Феникс≫, разбавленных ОЯТ газоохлаждаемых реакторов (GCR). Всего
было переработано в эквиваленте 4,5 топливных загрузок реактора «Феникс», что составляет
25 т ОЯТ.
Плутоний, извлеченный из ОЯТ, использовался в воспроизводстве
нового топлива (ТВС) с 1980 г.
Некоторые из этих ТВС были повторно переработаны на экспериментальной установке
в Маркуле. Таким образом, на АЭС «Феникс» несколько раз выполнялся полный замкнутый
топливный цикл, что наглядно подтверждало возможности РБН-размножителей. Работа
с РБН «Феникс» в ЗЯТЦ продемонстрировала в промышленном масштабевсе этапы этого
цикла: переработка ОЯТ РБН с большой глубиной выгорания, организация хранения высокоактивных
отходов, фабрикация нового топлива и повторная загрузка его вновь в реактор.
Проектный коэффициент воспроизводства у РБН «Феникс» равнялся
1,13 и фактически оказался близким к 1,16, т.е. было получено на 16 % больше делящегося
материала, чем было использовано. За время работы реактора его активная зона в эквиваленте
была перегружена в 7 раз с более чем 700 ТВС, из которых почти 200 было экспериментальных,
или 140 тыс. твэлов. К этому следует добавить несколько сотен ТВС с обедненным ураном,
в котором образовывался плутоний, и отражатель — зона воспроизводства, представляющая
собой около сотни ТВС с обедненным диоксидом урана. В одной такой ТВС после облучения
образовывалось 2 кг
239 Pu.
В центре активной зоны глубина выгорания равнялась 90 ГВт·сут/т,
а на периферии 115 ГВт·сут/т. В экспериментальных твэлах и ТВС глубина выгорания
достигала около 150 ГВт·сут/т, что в три раза превышало проектные значения.
РБН «Суперфеникс».
В 1968 г.
одновременно со строительством «Феникса» началось проектирование АЭС с РБН с установленной
электрической мощностью 1200 МВт и тепловой мощностью 3000 МВт. Аналогов такого
реактора в Мире не было, его назвали «Суперфеникс». Конструкция реактора по сравнению
с «Фениксом» была существенно модернизирована, в том числе системой безопасности.
Реактор должен был стать не только «супер» по мощности, но и по использованию всех
достижений науки и технологий того времени. Это был год высоких цен на нефть и тревожных
ожиданий дефицита природного урана, который становился основным энергетическим сырьем
для французской энергетики. Планировалось построить серию АЭС с РБН, которые должны
были предотвратить гипотетический дефицит природного урана за счет воспроизведенного
плутония. Строительство АЭС с «Суперфеникс» продолжалось 9 лет (с декабря 1976 г. до января 1986 г. —подключение к энергосети),
ввод в эксплуатацию состоялся в декабре 1986 г., выведен из эксплуатации 31.12.1998 г. Собственно,
реактор «Суперфеникс» запустили в 1981 г., но подключить его к энергосистеме удалось
только через 4 года. Практически сразу при его эксплуатации возник целый ряд технических
и административных проблем.
Подготовительные работы по сооружению АЭС с «Суперфеникс» начались
в 1974 г.
(до начала строительства в середине 1976 г.), когда конъюнктура на нефтяном рынке улучшилась.
К тому же стоимость строительства из-за технических проблем росла на глазах. Широкая
общественность была не подготовлена к строительству такого типа АЭС, начали активно
проявлять себя «зеленые». Пять с лишним тысяч тонн жидкого натрия будоражили воображение.
СМИ раздували слухи о том, что авария на АЭС «Суперфеникс» может привести к мгновенной
смерти миллиона человек. А главное, строящийся реактор в первую очередь ассоциировался с наработкой
плутония, а холодная война в то время достигла апогея. В довершение всех несчастий
в декабре 1990 г.
из-за небывалого снегопада обрушилась крыша турбинного зала. После ее восстановления
АЭС проработала совсем недолго.
В конце 1996
г., реактор был остановлен на ППР и подготовку к работе по
программе исследования трансмутации. Однако уже через 2 месяца, в феврале 1997 г., Госсовет Франции аннулировал
лицензию на его эксплуатацию. В дальнейшем по решению правительства его работа больше
не возобновлялась, хотя последний год эксплуатации был самым успешным за всю историю
АЭС, было произведено 3,5 млрд кВтæч. В итоге АЭС с «Суперфеникс» за 11 лет подключения
к энергосистеме работала на мощности (в основном на малой) всего половину срока
(63 месяца) и была отключена по техническим причинам через 25 месяцев и по политическим
и административным — 66 месяцев.
Американский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением натрием
Министерство энергетики США до 1985 г. затратило около 16 млрд
долл. США (в ценах 2011 г.)
на разработку АЭС с РБН с натриевым теплоносителем, составившую большую часть тогдашнего
бюджета на НИОКР.
В США в предыдущие годы эксплуатировались пять исследовательских
РБН и еще несколько было спроектировано, но не построено. В первую очередь следует
отметить программу создания экспериментальных энергоблоков РБН с натриевым теплоносителем
«EBR & IFR»[3].
EBR-I находится на
Национальной испытательной станции реакторов (NRTS) и был спроектирован, построен
и эксплуатировался Аргоннской национальной лабораторией (Argonne National
Laboratory, ANL). EBR-I — первый в Мире экспериментальный энергоблок с РБН-размножителем
и натриевым теплоносителем. Основной целью этого реактора была экспериментальная
проверка физики воспроизводства топлива. В 1951 г. этот реактор производил
достаточно электроэнергии, чтобы обеспечивать электроснабжение собственного здания.
Его эксплуатация завершилась в 1963
г., а в 1965
г. реактор EBR-I был объявлен национальным историческим памятником.
EBR-II также находится
на Национальной испытательной станции реакторов (NRTS) и был спроектирован, построен
и эксплуатировался ANL.
Энергоблок EBR-II — демонстрационный энергоблок с РБН и натриевым
теплоносителем, тепловая мощность 62,5 МВт, электрическая — 19 МВт.
Время эксплуатации — 1963—1994 гг. (32 года), произвел 2 млрд
кВтæч для электроснабжения всей NRTS. Главной целью этого энергоблока было продемонстрировать,
как работает АЭС с РБН (натриевым теплоносителем) вместе с пристанционным ЗЯТЦ,
в котором перерабатывается ОЯТ этого реактора и повторно воспроизводится топливо
для него. Это было успешно продемонстрировано в течение 6 лет (1964—1969 гг.).
EBR-II стал пионером в разработке ЗЯТЦ, включая дистанционное управление на всех
этапах производства топлива. Было изготовлено несколько повторных топливных загрузок
с использованием ОЯТ самого реактора. На вторичном топливе было произведено около
1 млрд кВтæч электроэнергии.
Затем исследования на этом реакторе сместились на испытания материалов
и топлива (оксиды металлов и керамическое топливо, карбиды и нитриды урана и плутония),
которые разрабатывались для проектов более крупных РБН.
EBR-II лег в основу программы США по развитию РБН с ЗЯТЦ
(Integral Fast Reactor, IFR) с топливом из металлического сплава U-Pu-Zr, которую
Национальная академия наук считала самым приоритетным научно-исследовательским проектом
для разработки будущих типов реакторов. Планировалось в одном комплексе создать
полностью интегрированную систему: АЭС с РБН и пристанционные производства ЗЯТЦ,
в котором переработка ОЯТ осуществляется по технологии электрометаллургического
«пиропроцессинга» с последующей рефабрикацией вторичного топлива. В настоящее время
единственной лицензированной электрометаллургической технологией для переработки
ОЯТ в значительных масштабах является IFR электролитический процессинг, разработанный
ANL. Он использовался для «пиропроцессинга» ОЯТ EBR-II. В проекте реактора IFR была
предусмотрена возможность его работы как реактора-размножителя. Интересно, что на
финансирование программы IFR было выделено около 46 млн долл. США от японской ассоциации
операторов АЭС.
Цели программы IFR заключались в демонстрации: внутренней присущей
безопасности таких установок, т.е. обеспечении безопасности реактора помимо инженерных
систем безопасности; повышения эффективности обращения с высокоактивными отходами
(ВАО) путем выжигания всех долгоживущих минорных актинидов, при котором существенно
сокращаются сроки хранения оставшихся радиоактивных продуктов деления; полного использования
энергетического потенциала природного урана, а не только около 1 %. Кроме того,
была и политическая цель —показать, как АЭС с РБН и ЗЯТЦ с рециркуляцией плутония
вместе с другими актинидами обеспечивают устойчивость (препятствует) к распространению
плутония и других ядерных материалов и технологий.
Некоторая демонстрация этих целей была показана на реакторе
EBR-II в апреле 1986 г.
(по-видимому, сразу после аварии на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.). Тогда на этом реакторе
было проведено два испытания:
• при работе реактора на полной мощности были отключены главные
циркуляционные насосы первого контура. Нормальные системы останова реактора не участвовали
в управлении. Примерно за пять минут мощность реактора упала почти до нуля. Не было
никакого повреждения ни топлива, ни оборудования реактора;
• при работе реактора на полной мощности была остановлена циркуляция
теплоносителя второго контура. Это вызвало повышение температуры активной зоны.
Когда топливо, натрий первого контура и конструкции активной зоны достаточно расширились,
реактор отключился сам собой.
Тем не менее, в 1994 г. Конгресс США под нажимом администрации президента
Клинтона принял закон о закрытии EBR-II и прекращении работ по реактору IFR всего
за три года до его ввода в эксплуатацию! И в США есть свои «враги» атомной энергетики
с РБН. Это нанесло огромный ущерб развитию работы по топливным циклам РБН в США,
поэтому не удалось должным образом оценить рециркуляцию нептуния и америция. В реактор
EBR-II в 1986 г.
было впервые загружено топливо для реактора IFR и была достигнута глубина выгорания
19 %. Однако достичь целевого значения 22 % не успели. Для сравнения: глубина выгорания
топлива обычных ЛВР составляет 3—4 %.
Министерство энергетики США (Department of Energy, DOE) в 2001 г. в рамках программы работ
по новым ядерным реакторам «Поколения IV» поручило группе из 242 специалистов:
DOE, Калифорнийского университета (Беркли), Массачусетского технологического института,
Стэндфордского и Дьюк университетов, Аргонской национальной лаборатории (ANL), Ливерморской
национальной лаборатории (LLNL), энергетических корпораций Toshiba (Япония),
Westinghouse, EPRI и других профильных учреждений оценить 19 лучших конструкций
реакторов по 27 различным критериям. Первое место занял реактор IFR, который должен
был быть достроен в апреле 2002
г.
В настоящее время программа IFR пересматривается как часть программы
«Инициатива по улучшенным топливным циклам (Advanced Fuel Cycle Initiative)». Тем
не менее энергоблок с EBR-II выводится из эксплуатации, а проект нового энергоблока
с реактором следующего поколения (EBR-III) установленной мощностью 200—300 МВт так
и не был разработан.
Другие ранние РБН в США
Fast Flux Test
Facility (FFTF) в Хэнфорде (Hanford) — исследовательский реактор на быстрых
нейтронах тепловой мощностью 400 МВт эксплуатировался в период 1982—1992 гг. в Хэнфорде
как крупный национальный исследовательский реактор. Был остановлен в конце 1993 г., а с 2001 г. был дезактивирован и
находится в холодном резерве. В августе 2006 г. DOE указало, что он может быть вновь введен
в эксплуатацию в рамках программы «Глобальное партнерство по ядерной энергии
(The Global Nuclear Energy Partnership)».
PRISM — первый проект
модульного РБН с натриевым теплоносителем. Совместная разработка с 1984 г. компании General
Electric (GE) и национальных лабораторий Министерства энергетики США
(Department of Energy, DOE) по программе создания усовершенствованного РБН с жидкометаллическим
теплоносителем (Advanced Liquid-Metal Fast Breeder Reactor, ALMR). Первая версия
— тепловая мощность 425 МВт, электрическая около 150 МВт, коэффициент воспроизводства
1,12, максимальное выгорание 147 ГВт·сут/т. Топливо — металлическое с обогащением
26 % и содержанием плутония 10 %. Период между перегрузками 20 месяцев, время эксплуатации
топлива 60 месяцев.
Японский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением натрием
В Японии в конце 1970—1980-х гг. была принята программа развития
ЗЯТЦ с РБН, состоящая из трех этапов. На первом этапе был построен экспериментальный
реактор Joyo тепловой мощностью 140 МВт
и натриевым теплоносителем, который был запущен в 1978 г. и проработал до 2007 г. (20 лет). В настоящее
время законсервирован.
На втором этапе в 1994 г. была введена в эксплуатацию демонстрационная
АЭС Монжу (Monju) в г. Цуруга (Tsuruga),
мощностью 714 МВт (теп.)/280 (эл.) с тремя первыми контурами, активная зона состояла
из 198 ТВС с MOХ-топливом, была окружена зоной воспроизводства, состоящей из 172 сборок.
На третьем этапе предполагалось построить коммерческую АЭС с
БН мощностью около 1000 МВт (эл.). Однако проект АЭС Monju оказался крайне
неудачным. Через несколько месяцев после запуска, в 1995 г., реактор был остановлен
и законсервирован из-за пожара, произошедшего вследствие утечки около 3 т натрия
из второго контура. В мае 2005
г. Верховный суд Японии выдал разрешение на его повторный
запуск. Сначала он планировался в 2008 г., однако реактор возобновил работу в мае
2010 г.
Затем снова остановился из-за механических повреждений во вспомогательных системах.
В период эксплуатации 1994—2016 гг. (23 года), реактор находился в работе всего
250 дней, при этом ни разу не было достигнуто 100 % номинальной мощности. Создание
самой АЭС и ее эксплуатация обошлись бюджету Японии в 1 трлн йен (8,5 млрд долл.
США).
В декабре 2016
г. правительство Японии решило отказаться от продолжения
проекта АЭС Monju. Было объявлено, что после аварии на АЭС «Фукусима-1» в соответствии
с обновленными правилами безопасности АЭС на повторный запуск реактора потребуется
как минимум восемь лет и дополнительно 540 млрд йен (4,5 млрд долл. США). Вывод
его из эксплуатации обойдется в 375 млрд йен (3,2 млрд долл. США) в течение последующих 30 лет.
Несмотря на неудачу с проектом АЭС Monju, правительство Японии
продолжает рассматривать ЗЯТЦ с БН как перспективный топливный цикл для развития
атомной энергетики в стране. Поэтому в 2018 г. планируется разработать дорожную карту по
развитию АЭС с БН, по которой совместно с Францией предполагается построить демонстрационный
реактор ASTRID с натриевым теплоносителем,
а также использовать экспериментальный реактор Joyo. В настоящее время АЭС с реактором
ASTRID находится в стадии проектирования.
Кроме того, правительство Японии намерено содействовать использованию
MOX-топлива на обычных АЭС с ЛВР, несмотря на то, что оно является более дорогостоящим
по сравнению с обычным топливом на природном уране. Тем не менее его использование
остается на невысоком уровне, поскольку после аварии на АЭС «Фукусима-1» в стране
очень медленно вновь запускаются АЭС.
В Японии развитие реакторов на быстрых нейтронах обусловлено
потенциальными проблемами, связанными с ограниченными мощностями хранилищ ОЯТ. Кроме
того, было отложено завершение строительства завода по переработке ОЯТ в префектуре
Аомори из-за серии технических сбоев и существенного перерасхода средств. В то же
время в Японии запасы плутония, полученные после переработки ОЯТ с японских АЭС
с ЛВР на зарубежных предприятиях, составляют 48 т. Необходимо принять решение, что
с ним делать. Кроме того, этот плутоний вызывает озабоченность
с точки зрения нераспространения ядерного оружия.
Авария на АЭС «Фукусима-1» (в 2011 г.), изменила общественное
мнение Японии, большая часть населения настроена негативно как к самой атомной энергетике,
так и к ее развитию, включая ЗЯТЦ с РБН. Так, в статье «Анализ неудачи с Monju
(Review the failure of Monju)»[4], опубликованной
в газете The Japan Times 22.12.2016, высказывается мнение о том, что план по развитию
ЗЯТЦ с БН разработан в закрытой дискуссии очень небольшой группой людей, некоторые из которых лично связаны с бизнесом
в атомной энергетике. Он был принят на Совете по развитию реакторов на быстрых нейтронах,
созданном Министерством экономики, торговли и промышленности. В этот Совет вошли
министр экономики и торговли, министр образования и науки, глава японского агентства
по атомной энергетике, которое является эксплуатирующей организацией АЭС Monju,
председатель Ассоциации электроэнергетических компаний Японии и президент компании
Mitsubishi Heavy Industries — крупнейшего производителя оборудования для атомных станций в Японии.
В указанной статье отмечается: «Это недопустимо, что будущее
направление в национальной политике по атомной энергии и решение начать новый,
очень дорогостоящий проект принимается в узком кругу заинтересованных сторон,
без публичного обсуждения. Несостоятельность такого подхода показала неудача с
проектом АЭС Monju».
Статья призывает правительство дать убедительное объяснение,
почему развитие ЗЯТЦ с РБН по-прежнему актуально и сможет ли этот цикл снизить зависимость
Японии от ядерной энергетики. Ибо после аварии на АЭС «Фукусима-1» и электроэнергетического
кризиса 2011 г.
развитие атомной энергетики прежними темпами невозможно. Решение о прекращении проекта
АЭС Monju — путь к переосмыслению энергетической стратегии страны. Необходимо провести
открытое обсуждение потребностей в электроэнергии и планов по развитию ядерной энергетики.
В конце 2016 г.
было принято решение о выводе из эксплуатации АЭС Monju[5].
В октябре 2010
г. (до аварии на АЭС «Фукусима-1») было подписано соглашение
между Агентством по атомной энергии Франции (CEA), аналогичным агентством в Японии
(JAEA) и Министерством энергетики США (DOE), по которому Япония работает над проектом
АЭС с демонстрационным РБН, чтобы заменить АЭС Monju.
Франция вместе с Японией разрабатывает усовершенствованную АЭС
с РБН с натриевым теплоносителем ASTRID. В США сосредотачиваются на анализе систем,
материалов и безопасности с обширной базой данных и опытом по разработке проекта
FNR, в частности Fast Flux Test Facility (FFTF) и EBR-II. Компания GE Hitachi продвигает
некоторые работы на базе нового проекта PRISM. Последний серьезно рассматривается
в Великобритании для сжигания накопленных запасов реакторного плутония при производстве
электроэнергии.
Проекты РБН как бассейнового, так и петлевого типов имеют потенциал
для развития. Однако проекты большинства РБН большой мощности принадлежат к бассейновому типу. Работа будет включать исследования топливного цикла РБН[6].
Перспективы развития АЭС
с реакторами на быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом
В нескольких странах Мира, традиционно развивающих атомную энергетику:
России, США, Китае, Индии, Франции, Японии продолжаются программы НИОКР по усовершенствованию
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ).
Предполагается, что развитие АЭС с РБН позволит гораздо более эффективно использовать
ресурсы природного урана и сжигать минорные актиниды, которые являются долгоживущими
высокоактивными компонентами ОЯТ ЛВР.
В табл. 2 представлены проекты реакторов на быстрых нейтронах,
находящиеся в стадии проектирования или стадии решения о проектировании в период
2016—2030 гг[7].
Таблица 2. Проекты реакторов на быстрых нейтронах.
Из табл. 1 и 2 следует, что практически все страны, заинтересованные
в развитие АЭС с РБН, имеют собственные национальные исследовательские программы
или референтные проекты РБН. В число стран, потенциально заинтересованных в сооружении
АЭС РБН, входят пороговые государства: Япония, Республика Корея и государство, нарушившее
международный режим нераспространения, — Индия (не является подписантом ДНЯО).
Исследовательские ядерные реакторы на быстрых нейтронах В Мире
в настоящее время почти все исследовательские ядерные реакторы работают на тепловых
(медленных) нейтронах. Самый крупный исследовательский реактор на быстрых нейтронах
— БОР-60 находится в НИИАРе (г. Димитровград, Россия). Он был запущен в 1969 г. и после 2020 г. должен быть заменен на
многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР) мощностью 100—150 МВт, с четырехкратной
мощностью облучения. Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского
реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации
следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований, производство
электроэнергии и тепла, отработка новых технологий производства радиоизотопов и
модифицированных материалов. На реакторе МБИР можно будет испытывать одновременно
три типа теплоносителя: свинцовый или свинцово-висмутовый, газовый и натриевый,
в трех параллельных внешних циркуляционных контурах. Он будет работать на MOХ-топливе
с вибропакетом с содержанием плутония 38 %, возможно использовать топливо с содержанием
плутония 24 %. Само топливо будет изготавливаться в НИИАРе на экспериментальном
производстве. Планируется, что МБИР будет работать в замкнутом ядерном топливном
цикле с использованием пирохимической переработки ОЯТ.
Имеется так же несколько небольших экспериментальных реакторов
— CEFR (Китай), FBTR (Индия), Joyo (Япония), но они в основном работают в качестве
установок для нейтронного облучения и не участвуют в исследованиях для третьих сторон
(хотя CEFR в некоторой степени может это сделать). В Мире явно существует нехватка
исследовательских реакторов на быстрых нейтронах, особенно для испытания материалов
коммерческих РБН «поколения IV».
[6] Filip Gottfridsson. Simulasion of Reactor
Transient and Design Criteria of Sodium-cooled Fast
Reactors. — University essay from Uppsala
universitet/Tillдmpad kдrnfysik, 2010.