что относится к двухкомпонентной структуре парка реакторов
Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
Старт в Заречном и тесты в Балаково
Оксиды обедненного урана (важен уровень обогащения ниже природного) используются для производства уран-плутониевого МОКС-топлива, необходимого для нового поколения реакторов на быстрых нейтронах. Именно «быстрые» реакторные установки являются необходимым элементом для создания двухкомпонентной атомной энергетики (с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах) с замкнутым топливным циклом. Помимо обедненного урана, в топливных МОКС-таблетках также используется плутоний, наработанный в активной зоне реактора, и, таким образом, они полностью состоят из вторичных продуктов ядерного топливного цикла.
В 2019 году Топливная компания ТВЭЛ поставила первую серийную партию МОКС-топлива для «быстрого» реактора БН-800 на Белоярскую АЭС в Свердловской области. А в январе 2020-го, после перегрузки топлива, этот энергоблок начал выдавать электроэнергию в сеть, используя в том числе инновационные МОКС-ТВС. С этого года на станции начинается постепенный переход на полную загрузку активной зоны БН-800 МОКС-топливом.
С 2016 года РЕМИКС-топливо проходит опытно промышленную эксплуатацию в одном из реакторов ВВЭР-1000 на Балаковской АЭС в Саратовской области. Технологически это стандартные тепловыделяющие сборки ВВЭР-1000, которые производит Новосибирский завод химконцентратов (предприятие топливного дивизиона «Росатома»), однако каждая из экспериментальных топливных кассет содержит по несколько опытных твэлов, внутри которых не классический диоксид урана, а таблетки из уран-плутониевой смеси. В этом году на станции начали уже третий цикл облучения РЕМИКС-ТВС.
Как и в случае с МОКС-топливом, эта технология призвана повысить эффективность использования и сократить потребление природного урана. После выгрузки из реактора тепловыделяющие сборки с инновационным топливом доставят в НИИ атомных реакторов (Димитровград, Ульяновская область) для дальнейшего исследования.
Более подробно о переходе энергоблока БН-800 Белоярской АЭС на МОКС-топливо, эксперименте с REMIX-топливом на водо-водяном реакторе ВВЭР-1000 в Балаково, Опытно-демонстрационном центре по производству таких видов ядерного топлива на Горно-химическом комбинате в Железногорске, других адресах и событиях в проекте «Прорыв» читайте в ближайших выпусках «Российской газеты».
Что относится к двухкомпонентной структуре парка реакторов
Свежий номер уже доступен
Спасибо!
На развитие двухкомпонентной энергетики выделили 64 млрд рублей до 2024 года
Создание технологий замыкания ядерного топливного цикла на базе быстрых реакторов — одна из ключевых задач комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в РФ на период до 2024 года» (РТТН). Решать ее начали в рамках отраслевого проекта «Прорыв» в 2012 году. С чем выходят на старт РТТН разработчики и чего должны достичь за четыре года, рассказал руководитель проектного направления «Прорыв» спецпредставитель «Росатома» по международным и научно-техническим проектам Вячеслав Першуков.
— На старте проекта «Прорыв» итоги первого этапа формирования ядерной энергетики с замкнутым ЯТЦ на базе быстрых реакторов планировали подвести в 2020 году. Каковы главные результаты проекта на сегодняшний день?
— Напомню, что согласно федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения…» кроме задачи по разработке и сооружению реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ЯТЦ выполнялся комплекс исследований новых способов использования энергии атомного ядра, были проведены реконструкция и техническое перевооружение объектов инфраструктуры фундаментальной науки и техники.
В конце 2018 года ФЦП была досрочно завершена. «Росатом» полностью выполнил свои обязательства перед государством как по проектному направлению «Прорыв», так и по другим проектам, входящим в программу.
В части проекта «Прорыв» один из важнейших результатов — создание инновационного смешанного нитридного уран-плутониевого топлива, которое является ключевым элементом при переходе к замыканию ядерного топливного цикла и демонстрации преимуществ новой технологической платформы. Мы приступили к промышленному строительству модуля фабрикации и рефабрикации плотного нитридного топлива (МФР).
В рамках выполнения комплексной программы расчетно-экспериментального обоснования нитридного топлива завершено облучение десятков топливных сборок, более 1 тыс. твэлов, достигнут устойчивый положительный результат по уровню выгорания — 6–7%, что достаточно для обоснования стартовой загрузки реактора БРЕСТ-ОД-300. Цель — 12%, и исследования, выполненные в рамках ФЦП, показали реалистичность ее достижения. Модуль фабрикации рассчитываем запустить в 2023-м. В прошлом году на площадку пришел новый подрядчик — концерн «Титан-2».
— И как, справляется?
— Да, пока справляется. Возведение конструкций МФР практически закончилось, идет монтаж оборудования.
В 2020 году на площадке СХК начаты работы подготовительного периода по строительству энергоблока с инновационной реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Специалисты санкт-петербургского «Атомпроекта» выполнили и защитили в Главгосэкспертизе проектную документацию и подготовили рабочую документацию для «Титана-2» в обеспечение строительства на 2020–2021 годы. В 2020-м заключены договоры на поставку основного оборудования РУ БРЕСТ длинноциклового изготовления. Сейчас ждем лицензию Ростехнадзора для начала полномасштабного строительства этого уникального реактора. В 2026 году должны обеспечить его физпуск.
— Есть новости от Ростехнадзора? Очень долго тянется согласование проекта реакторной установки с надзорным органом.
— При разработке инновационного реактора четвертого поколения было предложено множество новых решений, которые никто в мире еще не апробировал. Специалистам, не участвовавшим в разработке, трудно сразу убедиться в работоспособности этих решений. Ну, вот вы журналист. Легко вам будет перейти в новое издание? А давайте вы еще и на китайском будете писать! Сложно? Вот и специалистам Ростехнадзора сложно. Не все наши решения можно проверить на испытательных стендах. Сейчас мы договорились с регулятором, что многие вопросы будут подтверждаться в период строительства, а какие-то в ходе эксплуатации. Для этого формируется и утверждается вместе с Ростехнадзором программа дополнительных исследований, и это нормально. Ведь конечной общей задачей является подтверждение и гарантированность безопасной работы инновационного реактора.
— Когда наступит критический срок для получения лицензии, чтобы успеть достроить БРЕСТ-300 к 2026 году?
— Никаких ограничений у нас нет. Подготовительные работы «Титан-2» заканчивает, а потом можно строить градирни, дороги и другие объекты, не связанные с ядерным островом. Все привыкли начинать именно с ядерного острова, как ключевого элемента атомной станции. А если пойти с другой стороны: сделать всю инфраструктуру, а потом заняться ядром? Так в России не привыкли работать, но мы считаем, что в данном случае такой подход оправдан.
— Какие работы по «Прорыву» вошли в комплексную программу?
— В комплексной программе есть раздел «Двухкомпонентная атомная энергетика». В него вошли работы по развитию технологии ВВЭР и по быстрой тематике. Вторая часть программы — фактически весь «Прорыв». Во-первых, нам поручено достроить МФР и завершить ключевые работы по двум другим объектам ОДЭК: реактору БРЕСТ-300 и модулю переработки ОЯТ.
Во-вторых, доработать проект быстрого натриевого реактора БН-1200. В последние годы конструкторы-разработчики вместе с проектировщиками предложили 12 новых технических решений, которые существенно изменили облик проектной и конструкторской документации. В частности, мы переориентировали БН-1200 с МОКС на СНУП-топливо, чтобы получить равновесную активную зону, перешли к интегральной компоновке. Проект становится конкурентоспособным. Но впереди еще ряд НИОКР. Решение по строительству первого в мире коммерческого быстрого реактора с натриевым теплоносителем может быть принято «Росатомом» в 2021 году. Для этого нужно показать экономическую целесообразность сооружения реактора, найти площадку у себя или в другой стране.
— Ученые еще не решили вопрос с минорными актинидами — самыми долгоживущими отходами ядерной энергетики.
— Мы продолжаем разрабатывать технологии их трансмутации, гомогенного смешения для получения нового топлива и дожигания в быстром спектре. Есть определенные успехи, но работы еще много. В рамках «Прорыва» разработана технология вовлечения минорных актинидов в топливный цикл в составе плотного нитрида, которая в настоящее время проходит стадию реакторных испытаний.
— А как вам идея жидкосолевого реактора-дожигателя?
— Какое финансирование предусмотрено на вашу часть работ по РТТН?
— На первоочередные работы по развитию двухкомпонентной энергетики до 2024 года в рамках РТТН утверждено финансирование в размере 64 млрд рублей.
Перед нами поставили задачу сформировать международные альянсы. Мы создаем двухкомпонентную атомную энергетику не только для себя, но и для всего мира. Пора вовлекать в проект партнеров, которые готовы разделять с нами риски и вносить свой вклад, финансовый либо технологический. С Китаем мы уже работаем. Быстрые технологии также развивают Южная Корея, Япония, Франция.
— Вы курируете не только проект «Прорыв», но и международные ядерные проекты, в которых участвует «Росатом». Поделитесь последними новостями со строек термоядерного реактора ИТЭР и ускорительного комплекса ФАИР.
— На площадке сооружения ИТЭР идет сборка реактора. Со всех сторон во Францию везут элементы установки. На ноябрь 2020 года, согласно отчету ИТЭР, проект выполнен на 45–47%. Это колоссальный успех. В Дармштадте завершены земляные работы и бетонирование основания тоннеля Большого кольцевого ускорителя SIS 100 — ключевого компонента ФАИР. Строительно-монтажные работы по сооружению тоннеля планируется завершить в этом году. Более детально по этим мегасайенс-проектам нужно проводить отдельное интервью и рассказывать об успехах как физиков из России, так и со всего мира. Надеюсь, мы поговорим на эту тему.
АЭС: Перспективы развития двухкомпонентных ядерно-энергетических систем
На вопросы электронного издания AtomInfo.Ru отвечает руководитель проектного офиса «Новая платформа» АО «Концерн Росэнергоатом» Михаил БАКАНОВ.
Преимущества двухкомпонентности
Михаил Васильевич, в последнее время много говорится о двухкомпонентной ядерно-энергетической системе. В чём заключаются её преимущества?
Атомная энергетика в нашей стране и в мире в целом сегодня базируется на однокомпонентной системе, основанной на реакторах с тепловыми нейтронами (ВВЭР, LWR, РБМК и другие).
Тепловые реакторы отличаются низкой эффективностью (около 1%) использования энергии природного урана. Кроме того, при их эксплуатации образуется значительное количество высокоактивных отходов в ОЯТ.
Эти проблемы ставят под вопрос перспективы дальнейшего развития атомной энергетики. Так, по некоторым прогнозам в нашей стране уже в этом веке могут иссякнуть запасы урана, добываемые по экономически приемлемым ценам.
Обеспечить атомную энергетику топливом на длительный (сотни или тысячи лет) срок и ограничить или полностью прекратить накопление ОЯТ возможно в рамках двухкомпонентной системы, которая предусматривает встраивание в существующий парк АЭС быстрых реакторов и замыкание топливного цикла.
Для отечественной атомной отрасли наличие быстрых реакторов позволит также повысить коммерческий потенциал. Имея их и замкнутый топливный цикл, мы сможем поставлять блоки с ВВЭР на экспорт «в чистом виде», забирая у иностранных заказчиков облучённое топливо и возвращая его в топливный цикл.
На мой взгляд, вопрос о том, переходить ли от однокомпонентной к двухкомпонентной системе, не стоит. Отвечать нужно на вопрос «Когда именно и как именно это требуется сделать?».
А если пойти по французскому пути, то есть загружать в тепловые реакторы MOКС-топливо?
Такие работы в концерне ведутся, есть программа по РЕМИКС-топливу. Проблема в том, что и РЕМИКС-сборки могут выдержать в ВВЭР только один цикл, после чего попадают в отходы.
Большого выигрыша мы таким путём не получим. Общее количество высокоактивных отходов после широкого внедрения РЕМИКС-топлива может сократиться максимум процентов на двадцать. Не забудьте также, что каждая подгрузка РЕМИКС-топлива требует свежего обогащённого урана, причём с высоким обогащением.
Поэтому я уверен в безальтернативности перехода к двухкомпонентной системе ядерной энергетики. Только она способна решить проблемы топливообеспечения и отходов, а также существенно повысить коммерческий потенциал отрасли.
Требования к системе
Какие требования должны выдвигаться к двухкомпонентной системе?
Есть разные точки зрения. Например, подход, при котором быстрые реакторы не встраиваются в систему, а идут на замену тепловым реакторам. Новые блоки с ВВЭР, начиная с определённого момента, перестают строиться, действующие блоки дорабатывают свой ресурс и закрываются, и постепенно мы приходим к быстрой атомной энергетике.
Это задача, решить которую очень трудно.
Но есть другой подход. Не надо выдвигать требования экономической конкурентоспособности к быстрым реакторам, будь то БН или какой-то иной проект. Быстрые реакторы должны быть элементом, составной частью системы, и, поэтому, именно от системы в целом нужно добиваться конкурентоспособности по отношению к иным источникам энергии.
Конечно, проекты БН можно и нужно развивать и улучшать. Есть резервы для их удешевления. Это неудивительно, если вспомнить, что ни БН-600, ни БН-800 не рассматривались как серийные аппараты. Но нет смысла требовать конкурентоспособности от блоков с коммерческими БН самих по себе, так как они должны стать элементом системы БН+ВВЭР.
И ВВЭР в такой системе потребуется новый, отличный от тех блоков, что мы эксплуатируем сейчас. Нужно улучшить его способности по топливоиспользованию и приспособить его к работе на МОКС-топливе.
Немаловажно и то, что ВВЭРы далеко опередили любой другой реакторный проект по возможностям маневрирования мощностью. Реакторы БН в этом отношении более ограничены, поскольку топливо в них работает в более напряжённых условиях и переменные нагрузки оно может не выдержать. Соответственно, за ВВЭР в двухкомпонентной системе нужно сохранить решение задач по манёвренности.
Кроме того, БН нужно сделать всеядным по отношению к любому возможному изотопному составу загружаемого в него топлива. Он должен быть способен потреблять и собственный плутоний с «хорошим» изотопным составом, и плутоний из ОЯТ ВВЭР, в котором делящихся изотопов меньше. В обязательном порядке БН должен быть приспособлен к дожиганию минорных актинидов.
Всё это можно сделать. Более того, проект БН-1200 проектируется под все перечисленные задачи.
Немаловажно, какое топливо должно использоваться в системе БН+ВВЭР. Оно может быть оксидным или более плотным (нитридным, металлическим, карбидным). С точки зрения физики, для быстрых реакторов лучше всего использовать плотное топливо. Его создать можно (и нужно), обеспечив приемлемые, относительно оксидного топлива, параметры энерговыработки и эксплуатационной надёжности.
На сегодняшний день наиболее предпочтительным топливом для двухкомпонентной системы представляется оксидное. Оно имеет референтность и хорошие показатели, и мы понимаем, как эти показатели улучшать. Немаловажно и то, что МОКС-топливо может работать как в быстрых, так и в тепловых реакторах.
Михаил Васильевич, Вы говорите о системе БН+ВВЭР. Но чем плоха система БН+БР? В ней есть БНы, которые отвечают за расширенное воспроизводство топлива, и БРы с КВа=1, «хранящие» переданное им топливо. Ведь даже новые, усовершенствованные ВВЭР будут топливо потреблять, в отличие от БР.
На МНТК-2018 система БН+БР рассматривалась в докладе Андрея Гулевича среди других возможных систем.
Я не утверждаю, что такая система плоха. Но нужно отдавать себе отчёт в том, что БРы или какие-то иные быстрые реакторы, претендующие на место ВВЭР в двухкомпонентной системе, обязательно должны быть с ними конкурентоспособны.
Первоочередные задачи
Какой Вы видите структуру двухкомпонентной системы?
По количественному соотношению быстрых и тепловых реакторов есть разные оценки в зависимости от стратегии развития атомной энергетики в целом..
В ряде системных исследований предлагается иметь один БН (с КВ=1,2) на два ВВЭР. Теоретически может быть создан БН с КВ=1,5. Такой быстрый реактор возьмёт на себя обслуживание по топливу не два ВВЭР, а три.
Допустим, «Росатом» возьмётся перерабатыывать зарубежный ОЯТ. В этом случае соотношение изменится в сторону быстрых реакторов.
Какие первоочередные задачи должна решить российская атомная отрасль на пути перехода к двухкомпонентной системе?
Как я уже сказал, переход к такой системе неизбежен. Всё зависит сейчас от принятия конкретных решений и от прогнозов специалистов по ресурсам урана.
Получается, что полностью вся технология двухкомпонентной системы будет отработана примерно к 2050 году (при условии, что мы начнём сейчас).