Atomic-Energy.ru

Цена вопроса - безопасность

28 октября 2008

Виктор ОРЛОВ – участник создания первых АЭС с быстрыми реакторами и один из разработчиков новой концепции развития ядерной энергетики на их основе. Она нашла отражение в «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» и стала исходной для подготовки инициативы Президента РФ на Саммите тысячелетия, направленной на обеспечение устойчивого развития, нераспространение ядерных материалов и защиту окружающей среды. Для решения задач, поставленных в концепции, под руководством В.В. Орлова разрабатывается проект реактора на быстрых нейтронах естественной безопасности– БРЕСТ.

– Виктор Владимирович, ваше отношение к тепловым реакторам, в частности, ВВЭР?

– Тепловые реакторы пришли в энергетику из военной техники, ВВЭР – из реактора АПЛ. Они в основном используют 235U, это менее 1% урана. Мировые запасы пригодного для них урана оцениваются в 16 млн т. В России его около миллиона – с точки зрения производства энергии это намного меньше нефти и газа.

Кроме того, энергия должна быть недорогой, ведь это самый востребованный товар. В ядерной энергетике топливо дешево, однако сооружение и обслуживание АЭС стоят очень дорого.

Почему? Цена вопроса – безопасность. Еще Энрико Ферми писал: «Публика может не принять источник энергии, отягощенный огромным количеством радиоактивности и производящим ядерную взрывчатку, которая может попасть и не в те руки». Атомные станции, построенные по первым проектам, были технически не сложными и недорогими. Но в 70-е годы Комиссия по ядерному регулированию США стала предъявлять высокие требования безопасности к проектам АЭС – и станции подорожали вчетверо! В результате строительство новых АЭС в США было остановлено как нерентабельное. А после аварий на станции «Три-Майл-Айленд» и в Чернобыле строительство АЭС прекратилось и в Европе, и в России. Хотя уже построенные атомные станции весьма выгодны.

– Какие требования к безопасности АЭС вы считаете главными?

– Проблемы безопасности атомных станций связаны с выбросами (авариями), обращением с РАО и ОЯТ, риском распространения ядерных материалов.

Меры, принятые для безопасности тепловых реакторов в 70–80-е годы, оказались эффективными: после Чернобыля не было крупных аварий. Станции с этой точки зрения теперь безопасны – но дороги. Кроме того, экстраполяция положительного опыта на крупномасштабную энергетику не дает надежного прогноза.

Проблема отходов до сих пор нигде не решена. Есть лишь паллиативные решения: например, в США, в могильнике в Юкка-Маунтин отходы будут просто складировать. Между тем эту задачу нужно решать радикально – только тогда можно говорить о крупной энергетике.

То же самое можно сказать и о нераспространении. Сегодня строить АЭС начинают многие страны, стремящиеся к развитию и энергетической независимости. Это их неотъемлемое право. Они вправе и обогащать уран, поскольку он необходим для работы тепловых реакторов. С другой стороны, когда многие страны создадут крупную атомную энергетику, в мире будут циркулировать тысячи тонн плутония и 235U, и контроль с точностью до килограмма станет невозможным.

На решение проблемы направлены последние предложения США и России, в частности, строительство МЦОУ в Ангарске. Для малых стран это единственная возможность развивать ядерную энергетику, но крупные едва ли захотят навсегда сохранить сложившееся в ХХ веке неравноправие. Они согласятся временно ограничиться услугами ядерных держав, если увидят перспективу в устойчивых к распространению быстрых реакторах.

– Каковы преимущества реакторов на быстрых нейтронах?

– Быстрые реакторы обладают большим избытком нейтронов, часть которых, поглощаясь 238U, образует плутоний, возможно, в большем объеме, чем сгорело. Таким образом, в качестве топлива можно использовать не только 235U, но весь уран, в том числе из бедных руд, запасы которых на Земле неисчерпаемы.

Именно реактор – источник риска на атомной станции. И хотя его стоимость меньше 20% стоимости АЭС, всю станцию надо создавать с учетом этой опасности. Значит, с точки зрения экономики безопасность не должна достигаться только за счет инженерных решений, как это делается сейчас. Нужна имманентная, естественная безопасность реактора, его самозащищенность. И быстрые реакторы обладают такими природными качествами.

Программа создания реакторов на быстрых нейтронах развивалась в США с конца 40-х годов, но в 80-е, после ряда неудач, была свернута. Мотивировали это вопросами нераспространения: расширенное производство плутония в бридерах и его выделение при переработке топлива облегчает создание ядерного оружия.

В России разработку таких реакторов начал Александр Ильич Лейпунский в Физико-энергетическом институте, в Обнинске. В 70-е годы мы опередили всех. БН-600 на Белоярской АЭС – единственный в мире крупный реактор на быстрых нейтронах. Он успешно работает уже 27 лет, но оказался много дороже тепловых реакторов. И больше быстрых реакторов не строили.

– БРЕСТ будет избавлен от этих недостатков?

– Да. В отличие от современных реакторов, он работает в режиме равновесного горения. В составе его топлива около 10% плутония. При такой пропорции концентрация плутония мало меняется: сколько сгорает, столько и зарождается. Значит, и реактивность остается стабильной, ее можно регулировать слабыми средствами – и исключить таким образом аварию разгона реактора (типа чернобыльской).

От аварии из-за потери охлаждения страхует применение свинца в качестве теплоносителя. Он хуже отводит большие тепловые потоки, чем легкий натрий, использующийся в современных быстрых реакторах, зато не горит и не вскипает в аварийных условиях – а очень высокие тепловые потоки вовсе не обязательны.

Удастся закрыть «энергетический» канал распространения оружия. Со временем не потребуется обогащение урана, а в равновесном режиме не нужно извлекать плутоний в процессе переработки ОЯТ, чтобы возвращать его в реактор. Переработка топлива сведется к очистке от накопленных продуктов деления.

В реакторах на быстрых нейтронах делятся все актиниды – самая опасная часть РАО. Могут быть сожжены и наиболее долгоживущие продукты деления. В этом случае захоронение РАО не изменит радиационного баланса Земли.

При реализации природных качеств безопасности быстрый реактор будет недорог.

– На какой стадии этот проект?

– Выполнен проект опытного прототипа мощностью 300 мВт для Белоярской АЭС, осуществляется программа НИОКР по его обоснованию.

Мы начали БРЕСТ в конце 80-х годов. Программа активно развивалась, когда министром атомной энергетики был Евгений Олегович Адамов, потом, под влиянием возобладавших в отрасли сил инерции, произошел резкий спад.

Сегодня Россия, как и другие страны, после долгого перерыва возвращается к строительству традиционных АЭС, что позволит сохранить отрасль, не потерять кадры. Но ВВЭР, построенные в ближайшие десятилетия, во второй половине века будут выводиться из эксплуатации. Таким образом, уже через 20–30 лет нужно переходить к строительству быстрых реакторов, в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», одобренной Правительством РФ. Ее нужно совершенствовать – но в первую очередь выполнять.

– Какими должны быть эти реакторы? Типа БРЕСТ?

– БРЕСТ решает проблемы крупной энергетики, причем на технике, изученной достаточно для перехода к технической разработке. Других таких концепций пока не предложено.

Чтобы создать другой, но столь же безопасный тип реактора, нужно разработать новые принципы, другие теоретические подходы. Беда в том, что ядерная наука, не решив поставленной в 40-е годы научной задачи, быстро стала рутинной, со сложившимися стереотипами. Их надо преодолевать.

– Судя по недавним заявлениям крупных ученых и чиновников, Россия будет активно развивать термоядерные технологии. ТОКОМАКи не составят конкуренцию быстрым реакторам?

– Думаю, нет. На термоядерных реакторах действительно может быть основана энергетика будущего. Топливные ресурсы для них неисчерпаемы, а радиоактивных отходов образуется намного меньше, чем в реакторах деления. Но зажечь и удержать плазму звездных температур сложно и дорого. Пока непонятно, как сделать термоядерный реактор экономичным. Более или менее определенно судить об этом можно будет только исходя из опыта создания и эксплуатации ИТЭР.