Главный конструктор активных зон реакторов на быстрых нейтронах АО «ОКБМ Африкантов» Борис Васильев рассказал Центру энергетической экспертизы о перспективах реакторов БН в России.
ЦЭЭ: Запуск реактора БН-800 на Белоярской АЭС в прошлом году привлек огромное внимание со стороны российского и мирового научного сообщества. Расскажите, в чем заключается уникальность реакторов на быстрых нейтронах?
Реакторы на быстрых нейтронах обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ядерного топливного цикла. По сравнению с реакторами на тепловых нейтронах в реакторах на быстрых нейтронах на акт деления выделяется больше нейтронов и больше доля полезно используемых нейтронов – обеспечивающих новое деление и образование плутония за счет захвата нейтронов ядрами урана-238. Благодаря этому коэффициент воспроизводства плутония (КВ), как вторичного делящегося материала в реакторе на быстрых нейтронах больше единицы и может достигать ~ 1,5, тогда как в реакторах на тепловых нейтронах КВ приблизительно равен 0,5. Кроме того, в реакторах на быстрых нейтронах возможно неограниченное количество циклов повторного использования плутония для изготовления нового топлива, поскольку качество плутония (соотношение изотопов плутония Pu 239, Pu 240, Pu 241, Pu 242) не меняется. В реакторе на тепловых нейтронах в связи с ухудшением качества плутония при облучении – накоплением неделящихся четных изотопов, возможно организовать только 1-2 рецикла.
В итоге замыкание топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах может увеличить эффективность использования природного урана, в котором доля делящегося материала – урана-235 составляет 0,71%, лишь на 15-20%. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют эффективно использовать весь природный уран, то есть стократно увеличить энергоотдачу от добываемого урана. В итоге обеспечивается возможность крупномасштабного развития атомной энергетики и ее применения в течение тысячелетий. В случае использования реакторов на тепловых нейтронах век атомной энергетики при оцененных земных запасах урана на нашей планете будет действительно веком, то есть около 100 лет.
Замыкание ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах наряду с решением проблемы ресурсообеспечения атомной энергетики обеспечивает минимизацию РАО, подлежащих захоронению и снижению периода их опасности. Достигается это благодаря тому, что в реакторах на быстрых нейтронах плутоний, а также сопутствующие ему америций и нептуний, сжигаются в составе вновь изготавливаемого топлива, захоронению подлежат только продукты деления. А при использовании только реакторов на тепловых нейтронах плутоний, америций и нептуний, которые в отличие от урана обладают высокой радиоактивностью, придется также захоранивать. Даже при замыкании топливного цикла, в связи с ограничением по рециклированию плутония и накоплению младших актинидов радиотоксичность захораниваемых РАО будет значительно выше – через 1000 лет примерно в 100 раз.
Из того, что сказано, наверное, понятно, что без реакторов на быстрых нейтронах у атомной энергетики большого будущего нет.
Уникальный российский реактор БН-800Как Вы оцениваете результаты ввода в эксплуатацию реактора БН-800 и перспективу реализации проекта БН-1200?
Вначале нужно отметить, что Россия имеет наибольшие успехи в развитии реакторов на быстрых нейтронах. В настоящее время в нашей стране действуют энергетические реакторы такого типа, оба на Белоярской АЭС – БН-600, успешно работающий с 1980 года, и БН-800, введенный в строй в 2016 году.
Ввод в эксплуатацию реактора БН-800 мы, разработчики, оцениваем очень высоко: это возобновление практического освоения реакторов на быстрых нейтронах, что чрезвычайно важно для сохранения и развития необходимых технологий и поддержания и повышения квалификации специалистов. Реактор успешно отработал первый год после пуска, в настоящее время проводятся планово-предупредительные ремонтные работы. В процессе дальнейшей эксплуатации на реакторе БН-800 будут решаться важнейшие задачи, связанные с освоением замкнутого ядерного топливного цикла, что будет использоваться при сооружении серии коммерческих ректоров на быстрых нейтронах БН-1200 и предприятий топливного цикла для них.
Значимость создания реактора БН-800 высоко оценена в мировом атомном сообществе. Старейший американский журнал по энергетике POWER определил энергоблок с реактором БН-800 победителем в номинации «Лучшие станции» (Top Plants).
Что касается стоимости сооружения БН-800, то надо обратить внимание на то, что в различных комментариях, которые появляются по этому вопросу, не приводится конкретного соотношения со стоимостью ВВЭР. И это понятно, поскольку сопоставимые фактические данные о стоимости, полученные в одинаковых предпосылках (в ценах одного года, с учетом районных коэффициентов и др.) отсутствуют. Но такая информация имеется по сооружению БН-600, который строился одновременно с первым реактором ВВЭР 1000 на Нововоронежской АЭС. И на основании этой информации можно сделать вывод о том, что относящиеся к стоимости БН-800 слова «значительно больше» в действительности соответствуют значению ориентировочно 25% (в пересчете на установленный киловатт). Такая оценка следует из соотношения удельной стоимости сооружения БН 600 и ВВЭР-1000 в 1,55 (см. статью «Достижение конкурентоспособности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем», Атомная энергия, 83, №6, 1997 г.) и улучшения примерно на 20% проекта БН 800 по отношению к БН-600. Это улучшение достигнуто благодаря увеличению мощности реактора на 45% при незначительном, около 10%, увеличении материалоемкости оборудования реакторной установки и переходу с трех турбоустановок на одну.
Белоярская атомная станция с реакторами БН-600 и БН-800В проекте БН-1200 предусматривается достижение удельной стоимости сооружения, по крайней мере, не уступающей соответствующему показателю ВВЭР-1200. Улучшение по отношению к БН-800 частично будет обеспечиваться также за счет повышения мощности, но, в основном, путем улучшения проектно-конструкторских решений.
Для сравнения надо сказать, что стоимость первой АЭС с реактором на быстрых нейтронах во Франции – Супер-Феникс мощностью 1200 МВт в пересчете на установленный киловатт была в 2,5 раза выше стоимости АЭС с водяными реакторами.
То есть, конструкторы и проектировщики в нашей стране приняли эффективные технические решения уже в проекте БН-600, который является базовым для дальнейшего развития направления.
На основании изложенного вполне уверенно можно говорить о перспективе сооружения головного и затем и серийных реакторов БН-1200. Проект БН-1200 разработан и в настоящие время оптимизируется.
Смогут ли реакторы на быстрых нейтронах в перспективе заменить собой реакторы на тепловых?
Во-первых, надо сказать, что такой необходимости нет. Основные задачи, которые решают реакторы на быстрых нейтронах – полное использование энергоресурсов природного урана и минимизация радиоактивных отходов могут быть решены и в системе, так называемой двухкомпонентной атомной энергетики. В этой системе будут сохраняться традиционные реакторы на тепловых нейтронах типа ВВЭР. При этом реакторы ВВЭР будут использовать и уран-плутониевое топливо. А реакторы на быстрых нейтронах, имеющие КВ больше единицы, будут поставлять для изготовления топлива для реакторов ВВЭР избыточный плутоний, а после прохождения цикла облучения плутония в составе топлива ВВЭР «исправлять» изотопный состав плутония и выжигать накапливаемые америций и нептуний.
Во-вторых, надо иметь ввиду, что двухкомпонентная атомная энергетика будет существовать и по факту, по крайней мере, до конца века – с учетом срока эксплуатации реакторов 60 лет. И задача состоит в другом – не останавливать сооружение ВВЭР, поскольку для этого создана соответствующая производственная инфраструктура, а совершенствовать их и находить пути оптимальной организации совместного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах и реакторов на тепловых нейтронах.