Инфраструктура замкнутого ЯТЦ: опыт Головного института «ВНИПИЭТ»

По проектам ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» построено значительное число существующих в России атомных объектов. Сегодня институт развивается как многопрофильная организация, выполняющая значительный объем уникальных проектных, научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в области создания объектов атомной промышленности, ядерной безопасности, а также развития инновационных ядерных технологий замыкания ядерного топливного цикла.

Предпосылки создания замкнутого ЯТЦ

Смысл перехода к замкнутому ядерному топливному циклу хорошо понятен, если принять во внимание следующие обстоятельства. При открытом топливном цикле с реакторами типа ВВЭР суммарная мощность российских АЭС к 2030 году может составить около 50 ГВт. Дальнейшее наращивание мощности неизбежно приведет к значительному росту топливной составляющей стоимости вырабатываемой энергии. Необходимо также иметь в виду, что тепловые реакторы малой мощности на уране будут предпочтительными для обеспечений энергией потребителей, находящихся в изолированных от магистральных энергосетей районах Крайнего Севера, а также для производства водорода и для других технологических процессов использования атомного высокопотенциального тепла, которые не входят в расчетный масштаб 50 ГВт.

Использование в атомной энергетике на тепловых нейтронах только одного делящегося изотопа (²³⁵U) позволяет использовать не более 1% природного урана, а включение в баланс ядерных мощностей реакторов на быстрых нейтронах многократно расширяет его потенциал за счет вовлечения в процесс энергопроизводства основного (по массе) изотопа природного урана – ²³⁸U.

Учитывая эти аргументы, российские ученые и специалисты в области стратегии атомной энергетики делают следующие выводы:

• к концу века использование тепловых реакторов, работающих на уране, станет экономически нецелесообразно;
• замыкание топливного цикла по урану и плутонию для использования в тепловых реакторах позволило бы увеличить мощность АЭС примерно на треть, но это, во-первых, существенно повысит стоимость производимой энергии, а во-вторых, ограничит возможность развития атомной энергетики на быстрых нейтронах (из-за дефицита плутония для пуска быстрых реакторов);
• оптимальное соотношение тепловых и быстрых реакторов в равновесной системе атомной энергетики России во второй половине XXI века составит 2:1.

Еще одним аргументом в пользу замкнутого ЯТЦ является возможность существенного повышения эффективности энергопроизводства. Дело в том, что до сих пор атомная промышленность производила только энергию. Но энергия по своей потребительской сущности – это услуга, а не товар, который можно было бы накапливать на складах и поставлять пользователям всего мира в любое время и в любом количестве. При соответствующей организации замкнутого ЯТЦ накопление (или консервирование) нейтронного потенциала и энергии в виде плутония и ²³³U, выделение из ОЯТ полезных стабильных и радиоактивных нуклидов ставят атомную отрасль в новые для нее условия товарного производства при глобализации рынка финансовых отношений.

Современная ситуация в мировой атомной энергетике такова, что только несколько стран способны развивать атомную энергетику на основе АЭС с быстрыми реакторами и технологически доступной переработкой ОЯТ. Это Россия, Франция, США, Китай и Индия. Для остальных стран, имеющих, строящих или планирующих строить АЭС, создание замкнутого ЯТЦ на базе быстрых реакторов технически и экономически не реально в течение долгого времени.

В связи с этим следует обозначить существенное отличие французского и российского подходов к замкнутому ЯТЦ. Во Франции создан мощный замкнутый ядерный топливный цикл с реакторами на тепловых нейтронах, в котором регенерат урана и плутония после переработки ОЯТ возвращается в топливо тепловых реакторов, что экономит значительное ­количество природного урана. Однако недостаток такой технологии проявится уже в ближайшее время. Он связан с дефицитом массы плутония, требующейся для запуска и эксплуатации даже небольшого числа реакторов на быстрых нейтронах, которые должны будут заменить тепловые реакторы при исчерпании запасов дешевого природного урана.

Россия же еще на заре атомной энергетики обозначила стратегический курс на замыкание ЯТЦ с использованием извлеченного из ОЯТ плутония исключительно в реакторах на быстрых нейтронах (см. схему).

Схема замкнутого ядерного топливного цикла атомной энергетики России с раздельным рециклом урана и плутония

Следует отметить, что нереализованными переделами данной схемы являются переработка ОЯТ реакторов РБМК, ВВЭР-1000 и быстрых реакторов, а также подземная изоляция (захоронение) ВАО.

Достижения и перспективы развития работ в ОАО «Ги «ВНИПИЭТ»

ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» уже несколько десятилетий занимается созданием объектов замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. В частности, по проектам института в прошлые годы построены и введены в эксплуатацию:

• первая в мире АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350 в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан), энергетический пуск которой состоялся в 1973 году;
• завод РТ-1 по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600, транспортных и исследовательских ядерных энергоустановок проектной мощностью 400 т/год на ПО «Маяк» (1977 год);
• первое в нашей стране централизованное хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 водного типа на Горно-химическом комбинате (1985 год); после реконструкции в 2011 году его емкость составила 8600 т по урану;
• пусковая очередь крупнейшего в мире «сухого» хранилища для ОЯТ реакторов типа РБМК (введена в эксплуатацию на Горно-химическом комбинате в начале 2012 года).

Помимо участия в национальных проектах, ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» является активным участником мирового рынка в области проектирования и выполнения НИОКР по объектам замкнутого ЯТЦ. Ключевые зарубежные партнеры института в этой области – национальные лаборатории и фирмы почти из 10 стран (США, Франции, Германии, Великобритании, Швеции, Китая, Индии и т.д.).

В соответствии с откорректированной Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» в России планируется построить следующие объекты для исследований и демонстрации технологии энергопроизводства в реакторах на быстрых нейтронах:

• опытно-демонстрационный энергоблок с реактором со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-ОД-300);
• опытно-промышленный блок с реакторной установкой со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВБР-100);
• многоцелевой исследовательский реактор (МБИР).

Среди объектов для отработки технологии переработки ОЯТ:

• полифункциональный радиохимический исследовательский комплекс (ПРК);
• опытно-демонстрационный центр для отработки оптимальной технологии переработки ОЯТ тепловых реакторов.

Для коммерческого использования будут созданы:

• АЭС с энергоблоками нового поколения с быстрыми реакторами с натриевым теплоносителем;
• промышленный пристанционный модуль переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах.

В соответствии с последними решениями руководства Госкорпорации «Росатом» все перечисленные работы включены в компетенцию ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ». Их исполнение потребует увеличения достигнутого объема работ института в 2,5-3 раза и привлечения части трудовых ресурсов из других предприятий отрасли. 

Авторы

Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий (ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ») ведет свою историю с 1933 года, когда в Ленинграде по приказу Народного комиссариата тяжелой промышленности СССР было создано Специальное проектное бюро «Двигательстрой» для проектирования завода по изготовлению торпед.

Переломным в судьбе института стало решение правительства от 04.09.1945 о включении его в Атомный проект СССР в качестве генерального проектировщика большинства первых национальных объектов. С этого времени институт стал формироваться как комплексная проектная организация совершенно новой отрасли – атомной промышленности.

В «атомной» истории ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» условно можно выделить три этапа. В 1945-1965 годах его специалисты преимущественно занимались проектированием объектов ядерно-оружейного комплекса. По проектам института были построены: промышленные реакторы для производства продукции военного назначения, исследовательско-экспериментальные центры ядерно-оружейного комплекса, заводы по обогащению природного урана и переработке отработавшего топлива для извлечения оружейного плутония, полигоны для испытания ядерного оружия.

В 1966 году институт активно включился в работы по созданию и развитию атомной энергетики России. Среди основных достижений этого этапа можно выделить реализованные проекты:

• первого блока Белоярской АЭС, двух блоков Курской, четырех блоков Ленинградской, двух блоков Игналинской АЭС;
• «мокрых» централизованных хранилищ ОЯТ в ПО «Маяк»;
• специализированных центров гражданской ядерной науки – НИИАР в Димитровграде, Радиевого института и НИИ электрофизической аппаратуры в Санкт-Петербурге, НИИ измерительных систем в Нижнем Новгороде и т.д.

Проекты гражданского профиля зачастую перемежались с работами для оборонного комплекса и деятельностью по ликвидации последствий радиационных аварий. Так, в 1986 году был разработан и реализован в уникально короткие сроки (за шесть месяцев) проект объекта «Укрытие» над разрушенным четвертым энергоблоком Чернобыльской АЭС.

Начиная с 2001 года и по настоящее время ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» занимается проектированием и научно-исследовательскими и опытно-конструкторскими работами в области ядерного топливного цикла и ядерной и радиационной безопасности. Наиболее значимые проекты данного этапа:

• модернизация объектов обращения с ОЯТ и РАО на объектах военно-морского и ледокольного флотов России в Мурманской области;
• заводы по обогащению урана в Китае и модернизация отечественных разделительно-сублиматных заводов;
• реабилитация территорий в Челябинской и Томской областях, загрязненных в результате прошлой оборонной деятельности, и т.д.