Одним из крупнейших проектов современной мировой атомной энергетики стал российский проект "Прорыв", направленный на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, эти технологии необходимы для развития атомной энергетики будущего, решения ее сырьевых и экологических задач.
В рамках "Прорыва" в России планируется построить быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также разрабатывается проект энергоблока нового поколения с быстрым реактором с натриевым теплоносителем БН-1200. О том, как реализуется "Прорыв" и какие результаты в ходе него уже получены российскими атомщиками, рассказал в интервью специальному корреспонденту РИА Новости Владимиру Сычеву научный руководитель проектного направления "Прорыв" Евгений Адамов, бывший в 1998-2001 годах министром атомной энергии РФ.
- Евгений Олегович, каковы основные тенденции в мировой атомной энергетике, требующие разработки и создания новых энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах?
— Одна из таких тенденций – увеличение затрат при сооружении АЭС, старт которых связан с аварией на американской станции "Три Майл Айленд" в 1979 году. Произошло более чем трехкратное увеличение объема капитальных вложений, связанное с дополнительными барьерами безопасности. Последствия аварий в Чернобыле и на Фукусиме только увеличили масштаб этих затрат. В результате конкурентоспособность АЭС оказалась под вопросом.
Вторая – нарастание количества ОЯТ (облученного или как его чаще называют отработавшего ядерного топлива), по отношению к которому с подачи американцев уже второе столетие рассматривается так называемое отложенное решение, а конечное так и не появилось.
Эти тенденции просматривались еще в 2000 году, когда на правительстве рассматривалась и была одобрена представленная Минатомом стратегия развития атомной энергетики на первую половину ХХI века. Именно тогда проблемы безопасности мы предложили решать не за счет наращивания инженерных мер и повышения требований к персоналу, а за счет более полного использования природных законов, почему этот подход и получил название "естественной безопасности".
Именно быстрые реакторы, в которых есть избыток нейтронов, позволяют одновременно и реализацию гарантированного исключения тяжелых аварий, и окончательное решение проблемы отработавшего топлива (ОЯТ) путем сжигания минорных актинидов. Это еще одна особенность рассматриваемого нами замыкания ядерного топливного цикла: радиационно-эквивалентное обращение с делящимися материалами и радиоактивными отходами – в землю через относительно непродолжительный временной интервал возвращается радиоактивность и радиотоксичность не большая, чем из нее добыты при извлечении уранового сырья.
- Весной нынешнего года тематические научно-технические советы Росатома обсуждали перспективы развития российской атомной энергетики на базе двухкомпонентной системы из энергоблоков с реакторами на тепловых нейтронах (они сейчас составляют основу атомной генерации) и быстрыми реакторами. Каковы основные выводы, сделанные на основе обсуждений?
— Наличие более 450 действующих в мире энергоблоков автоматически определяет длительный период двухкомпонентности: ресурс работоспособности современных блоков составляет 60 лет, и они продолжают строиться.
- Можно ли говорить о существовании конкуренции между быстрыми реакторами со свинцовым и натриевым жидкометаллическими теплоносителями или же это домыслы?
— Никакой конкуренции нет: большая часть задач будущей атомной энергетики решаются реакторами на быстрых нейтронах, независимо от типа теплоносителя. Начинали не с натрия и не со свинца, а с эвтектики натрий-калий, жидкой при комнатной температуре, а затем в стремлении увеличить удельную мощность и получить короткие времена удвоения перешли к натрию, обладающему лучшими, чем эвтектика, теплоаккумулирующими и теплопередающими свойствами.
С натрием можно решить большую часть задач перспективной ядерной энергетики, но у него есть существенные недостатки: он активно взаимодействует с воздухом и водой (опасность пожаров и взрывов), а также имеет относительно низкую температуру кипения. Переход к свинцу снимает эти проблемы безопасности. Поэтому вполне понятно стремление использовать значительный потенциал разработок для быстрых реакторов с натриевым теплоносителем и уж затем переходить к свинцу.
- А каковы точки соприкосновения между "натриевыми" и "свинцовыми" быстрыми реакторами? Можно ли считать такой точкой планы по испытаниям в "натриевом" реакторе БН-800 четвертого блока Белоярской АЭС экспериментальных топливных сборок с предназначенным для "свинцового" реактора БРЕСТ-ОД-300 смешанным нитридным уран-плутониевым топливом для обоснования и опытно-промышленного освоения технологий замыкания ядерного топливного цикла?
— Если внимательно посмотреть на состав проектов "Прорыва", то станет ясно, что в них присутствует и проект АЭС с БН-1200. Поэтому следует говорить об оптимальности этапов реализации замыкания топливного цикла (смотрите ответ на предшествующий вопрос), а не о противопоставлении реакторных установок с различными типами теплоносителей, которому так много уделяется внимания теми, кто либо слабо разбирается в теме, либо сознательно пытается столкнуть лбами разработчиков.
Куда как важнее тип топлива, используемого в реакторах на быстрых нейтронах. Сегодня, как и все предшествующие десятилетия, это оксид. На нем работали французские "Феникс" и "Суперфеникс", наши БН-350, БН-600 и пока работает только что запущенный в эксплуатацию БН-800. Оксидное топливо досталось реакторам на быстрых нейтронах по наследству от действующих по всему миру АЭС.
В то же время специалистам хорошо известно, что для таких реакторов оптимальными являются плотные топлива: металлическое (ему отдают предпочтение в США), карбидное (выбор индусов) или нитридное. В СССР на лабораторном уровне успели поработать со всеми видами плотных топлив и остановились на нитридном смешанном уран-плутониевом (СНУП). Сейчас состояние разработки такого топлива в РФ опережает все другие страны, и мы считаем, что к 2019 году будут завершены как дореакторные, так и реакторные исследования, позволяющие обосновать такое топливо для первой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300.
— Этот реактор, БРЕСТ-ОД-300, войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), который планируется построить на площадке предприятия Росатома "Сибирский химический комбинат" в Северске. Как идет сейчас работа на площадке комплекса? Укладываются ли строители в график?
— У меня нет на памяти примера, когда бы строители укладывались в график: разумеется, если не рассматривать график после самой последней корректировки. Но тем не менее темпы строительства, особенно учитывая непростые сибирские климатические условия, вполне приличные. Приоритетом для нас является не скорость сооружения объектов ОДЭК, а их качество, за которым организован неусыпный контроль.
- Есть ли практические проблемы, возможно, затрудняющие реализацию проекта "Прорыв"?
- Самое главное, что не появилось принципиальных научных проблем, которые меняли бы первичные представления и подходы при реализации проекта. Разумеется, строить реакторы и радиохимические производства в рамках первого атомного проекта было проще: ресурсов в послевоенной стране было неизмеримо меньше, однако в минимально необходимой мере они выделялись приоритетным образом: неважно, касалось ли дело кадров или ресурсов материальных. Сегодня многие процессы забюрокрачены, а организационные не всегда оперативно решаются. Только благодаря координационному совету проекта сохраняются приличные темпы реализации проекта.
- Какие основные технологические задачи надо решить, чтобы быть уверенными в реализуемости проекта опытно-демонстрационного энергокомплекса?
— Мы поставили амбициозную задачу сокращения внешнего топливного цикла до одного года. Переработка по существующей гидрометаллургической технологии топлива с такой короткой выдержкой после извлечения из реактора невозможна. Поэтому предусматривается использование пирохимической или плазмофизической технологий, к сожалению, продвинутых пока не слишком далеко как у нас, так и за рубежом. На первом этапе мы будем использовать гидрометаллургию, а параллельно будем вести работы по упомянутым другим вариантам.
Надо практически показать умение работать с большими объемами свинцового теплоносителя: мне это кажется более простым, чем когда создаешь конструкции с малыми зазорами и объемами, как, например, нам пришлось при создании космических установок. Но тем не менее такая задача тоже стоит.
Ключевым физическим параметром реакторов на быстрых нейтронах естественной безопасности является исключение такого запаса реактивности, при которым сохраняется пусть и теоретическая, но возможность разгона на мгновенных нейтронах (чернобыльская авария). Расчетным путем здесь все обосновано, однако на практике подтверждение равновесной зоны, в которой сгорание делящего вещества (уран-235 или плутоний) уравновешено образованием нового (плутония), будет сделано только на БРЕСТе-ОД-300.
Эти и другие задачи являются обычными инженерными проблемами, которые приходилось и приходится сейчас решать на любом из реакторных объектов или радиохимических производствах.
- Что можно сказать о реакторных испытаниях нитридного топлива для БРЕСТ-ОД-300? Каковы уже полученные результаты, насколько они оправдали ожидания разработчиков? Сколько еще надо создать экспериментальных топливных сборок, в какие сроки их планируется ставить на испытания?
— В 2016 году мы заканчиваем постановку на испытания тепловыделяющих сборок в БН-600 по первичной программе, имеющей целью дать необходимую информацию для верификации расчетных кодов. Четыре сборки реакторные испытания прошли, ни один из сотен тепловыделяющих элементов при таких испытаниях не разгерметизировался, а затем послереакторные испытания тепловыделяющих элементов первой из извлеченных сборок, с выгоранием на том же уровне, который характерен для топлива реакторов на тепловых нейтронах, показали, что ресурс их не исчерпан. Полученная информация уже полезна при модернизации используемых для обоснования безопасности расчетных программ.
Завершение первичной программы позволило поставить вопрос о ее развитии с целью получения статистически значимых результатов и увеличения выгорания топлива. Например, в работах по обоснованию (смешанного оксидного уран-плутониевого) МОКС-топлива (для реактора БН-800) были проведены испытания нескольких тысяч твэлов.
- Возвращаясь к теме испытаний нитридного топлива в реакторе БН-800, когда планируется загрузить в него первую партию этих экспериментальных топливных сборок?
— Существенной разницы в испытаниях СНУП в БН-600 и БН-800 нет. А вот с точки зрения замыкания топливного цикла, когда из ОЯТ БН изготавливается новое топливо и загружается в реактор, подходит только БН-800, так как транспортно-технологическая цепочка на БН-600 позволяет работать лишь с низкофоновым топливом.
Загрузка СНУП в БН-800 была бы еще целесообразна и с той точки зрения, что, не дожидаясь начала эксплуатации БРЕСТа, можно было бы получить физические параметры для подтверждения расчетов равновесной активной зоны. Для этого понадобится несколько десятков ТВС со СНУП. Создание такой вставки возможно после завершения перевода (активной) зоны (реактора БН-800) на МОКС-топливо, которое планируется в 2019 году.
- Каковы результаты работ по обоснованию изделий активной зоны реактора, его корпуса, парогенератора, главного циркуляционного насосного агрегата, а также конструкционных материалов?
— Из перечисленных вами изделий наиболее сложные инженерные задачи возникают с железобетонным корпусом БРЕСТа. Мы привлекли к его созданию КБСМ — разработчика подземных шахт для запуска межконтинентальных баллистических ракет. Создан стенд, на котором проходят натурные испытания макетов корпуса и его наиболее напряженных элементов (в том числе днища), а также выполнены исследования по проникновению горячего свинца в жаростойкий бетон при нарушении герметичности металлической облицовки.
Все результаты пока положительные, и основная задача стоит в создании необходимого для обоснования безопасности банка данных и расчетных кодов. Кстати, вероятность разрушения такого корпуса ниже десяти в минус девятой, что существенно выше требований современных нормативов. Парогенератором, главными циркуляционными насосами занимаются те же разработчики, что и для действующих сегодня АЭС. Накопленный ими опыт и квалификация специалистов позволяют рассчитывать на успешные результаты. Не следует забывать, что тяжелый теплоноситель (свинец-висмут) уже был использован при создании ряда реакторных установок для подводных лодок.
- Ключевые этапы замкнутого ядерного топливного цикла – это переработка отработавшего ядерного топлива, выделение из него ценных делящихся материалов и изготовление с их использованием новых партий ядерного топлива. Поэтому хотелось бы узнать, как идут работы по обоснованию технологий комбинированной переработки ОЯТ БРЕСТ-ОД-300? И как при этом решается задача выделения минорных актинидов, прежде всего америция, с целью их "сжигания" в реакторах и уменьшения тем самым объемов высокоактивных отходов? Когда планируется изготовить первый экспериментальный америций-содержащий элемент для постановки его на реакторные испытания?
— Решение о комбинированной технологии принималось применительно к модулю переработки на ОДЭК в 2012 году в связи с тем, что позиции специалистов в оценке глубины очистки пирохимии разошлись на несколько порядков. Не уверен, что такое совмещение будет оптимальным для промышленных объектов с точки зрения экономики.
Именно потому, что в предшествующие годы по ряду организационных и кадровых причин работы по пирохимии отстали от наших планов, замыкание на первом этапе на ОДЭК будет осуществлено на базе гидрометаллургии. Сейчас для укрепления кадрового потенциала привлечены специалисты Уральского института электрохимии РАН и актуализируется соответствующая программа НИОКР.
Что качается вовлечения минорных актинидов, то мы рассматриваем и технологически более простую задачу использования небольшого количества отдельных от твэлов так называемых авэлов – америций-содержащих элементов. С физической точки зрения и по экономике организации переработки более привлекательно размещение актинидов непосредственно в тепловыделяющих элементах.
С нептунием проблем не предполагается и более того, он способствует реализации равновесной активной зоны без избыточного запаса реактивности. А вот у америция повышенная летучесть и возможность его удержания в (топливной) матрице будет практически проверена в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) на реакторе БОР-60, для которого уже изготовлены соответствующие твэлы. Испытания начнутся или в конце этого, или в следующем году.
- В целом, с учетом выполненных работ, насколько оптимистично вы, Евгений Олегович, смотрите на перспективу реализации "Прорыва"?
— Проект в рамках ФЦП, нацеленной на решение задач НИОКР, находится в середине пути. Никаких непреодолимых проблем за прошедшие четыре года не появилось, а полученные результаты подтверждают реализуемость поставленной задачи. Все это позволяет уже в следующем году, не дожидаясь завершения работ по ФЦП, ставить задачу коммерциализации НИОКР и создания промышленных энергокомплексов, реализующих замыкание ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах.
На этом этапе принципиальными становятся не столько технологические, сколько экономические задачи. Крупномасштабная ядерная энергетика должна быть конкурентоспособной с генерацией на органическом топливе, а в перспективах столетия и с возобновляемыми источниками энергии. Ощутимый прогресс в создании ветровых и солнечных электростанцией заставляет рассматривать их в качестве конкурентов, правда, только после того, как они перестанут использовать специально для них применяемые тарифы. Например, в цену киловатт-часа электроэнергии в Германии (около 29 евроцентов) включены специальные дотации (около 20%) на возобновляемую энергетику.
Перспективы реализации проекта определяются не научными и инженерными проблемами, а стойкостью руководства: три раза мы уже чуть не потеряли половину нашей атомной энергетики. Первый – еще в 1986 году, когда готовилось постановление о прекращении эксплуатации всех блоков с реакторами, аналогичными чернобыльскому.
Второй — в 1990-е годы, когда западные страны пытались использовать чернобыльскую аварию и заставить (президента) Ельцина закрыть все АЭС, построенные по советским проектам, или хотя бы те из них, которые используют реакторы РБМК. Тогда мы доказали в рамках международного проекта, что уровень безопасности всех блоков в мире определяется годами их постройки и в этом отношении советские АЭС не отличаются от западных.
Третий раз — совсем недавно, когда ввиду формоизменения графитовой кладки (энергетических реакторов РБМК на ряде российских АЭС) восстановление ресурсных характеристик рассматривалось не только чиновниками, но и рядом весьма уважаемых специалистов, как задача нерешаемая. Тем не менее мы ее решили. Экономический эффект исчисляется сотнями миллиардов долларов.
Сохранение приоритетности проекта "Прорыв" в условиях сложившейся экономической ситуации и суете повседневных забот позволит в следующем десятилетии не только решать внутренние проблемы оптимизации электропроизводства за счет атомной энергетики, но и упрочить позиции России как лидера на рынке атомных технологий.