Ранее неоднократно сообщадлсь о старте проектирования первого в России исследовательского жидкосолевого реактора (ИЖСР) для отработки технологии дожигания долгоживущих отходов ядерной энергетики — минорных актинидов. О технических особенностях инновационной установки и перспективах проекта рассказали специалисты организации — главного конструктора ИЖСР: заместитель гендиректора НИКИЭТ им. Доллежаля по НИОКР Александр Лопаткин и главный конструктор исследовательских и изотопных реакторов Игорь Третьяков.
— Для ученых-атомщиков и специалистов НИКИЭТ в частности тематика ЖСР совершенно новая или уже есть какие-то наработки?
Александр Лопаткин: Тематика жидкосолевых реакторов развивается в мире довольно давно — с 1960-х годов, но это не реализованная в промышленном виде технология. С одной стороны, она сулит большие преимущества. Для реактора на расплаве солей не надо изготавливать и перерабатывать тепловыделяющие элементы и топливные сборки. С другой — где преимущества, там и недостатки. Использование расплавленного топлива означает, что установка лишена привычных барьеров безопасности: нет твердой матрицы, оболочки, контура циркуляции. Это требует особо пристального внимания и, возможно, новых подходов к обоснованию безопасности ЖСР. Надо понять, насколько концепция этой установки вписывается в существующую нормативную базу, разработанную для реакторов с твердым топливом. Первые же наши проработки показали, что обосновать безопасность можно, но, вероятно, нужно будет дополнить или подправить нормативную базу.
В России головной организацией по направлению жидкосолевых реакторов является НИЦ «Курчатовский институт», который с 1970-х годов занимался этой тематикой. Даже когда тематику не финансировало государство, центр находил возможность ее поддерживать. Мы в НИКИЭТ по поручению Николая Доллежаля до начала 1990-х годов занимались созданием быстрого жидкосолевого реактора. Было разработано техническое предложение и эскизный проект установки на расплавах хлоридных солей, но потом финансирование этих работ прекратилось.
— Почему сейчас эта тематика снова стала актуальной?
А. Л.: С середины 2000-х годов в России начаты работы по созданию опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ на Горно-химическом комбинате. При переработке топлива образуются минорные актиниды. Что с ними делать — вопрос до сегодняшнего дня не решенный. Лет пять — семь назад в Курчатовском институте родилась идея: построить на ГХК, рядом с центром по переработке, жидкосолевой реактор-дожигатель, который будет решать проблему актинидов, когда потребуется их утилизировать в промышленном масштабе. Мощность такого ЖСР может быть от 1,5 до 2,5 ГВт. Но сначала надо отработать технологию. С этой целью в 2019 году в «Росатоме» принято решение для начала построить на ГХК исследовательский реактор небольшой мощности, а также комплекс производства и переработки топлива для него. НИКИЭТ определен главным конструктором жидкосолевой исследовательской реакторной установки. Предполагается, что научным руководителем ЖСР-проекта станет Курчатовский институт.
— Работы финансируются в рамках единого отраслевого тематического плана НИОКР?
А. Л.: Да, с 2019 года. До этого много лет мы помогали Курчатовскому институту в разработке большого ЖСР: проводили расчеты, делали конструктивные схемы. Но работа именно по заказу госкорпорации началась с прошлого года.
— Расскажите о технических характеристиках проектируемой установки.
Игорь Третьяков: Тепловая мощность исследовательского жидкосолевого реактора составит не более 10 МВт. По рекомендации Курчатовского института выбран тип соли — на основе фторидов лития и бериллия (FLiBe). В ней будут растворять тетрафториды плутония и минорных актинидов, это и будет топливом реактора. Выбран основной конструкционный материал для наиболее нагруженных элементов установки: корпуса, трубопровода, теплотехнического оборудования и т. д. Это сплав, на 80 % состоящий из никеля. Его разработали специалисты Курчатовского института и «ЦНИИчермета». Ученые исследовали коррозионные свойства взаимодействия топливной соли с этим материалом, поэтому пока выбрали его — сроки реализации технического проекта очень сжатые, надо идти по наиболее ясному пути. Но вполне возможно, что по результатам НИОКР мы рассмотрим и другие материалы, и другие соли.
ИЗ ИСТОРИИ
Единственный в мире ЖСР работал в 1960-е годы в Ок-Риджской национальной лаборатории. Реактор MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment) обладал тепловой мощностью 7,4 МВт, топливом служил раствор фторидов урана в расплаве солей лития, бериллия и циркония. Спектр нейтронов у MSRE был тепловой. Реактор отработал пять лет, но затем его остановили из-за нерентабельности, а программу исследований закрыли.
— Где и как будут испытывать топливо для жидкосолевого реактора?
А. Л.: Коррозионные испытания без топлива, с имитаторами продуктов деления, уже начал Курчатовский институт на своих стендах. Есть в рамках проекта программа разработки облучательных ампул, которые будут заполнять топливной солью и испытывать в реакторах НИИАР и ИРМ. В 2024 году или чуть позже будет создана петлевая установка — можно сказать, фрагмент жидкосолевого реактора. Возможность создания ЖСР-петли заложена в проект сооружаемого реактора МБИР, но, в принципе, можно ее сделать и на действующих реакторах НИИАР — СМ или МИР. Или же на реакторе ИВВ‑2М в Институте реакторных материалов.
— Этот реактор будет только дожигателем или энергию он тоже будет производить?
А. Л.: Пока такой задачи перед нами научный руководитель не ставит. Вот если после исследовательского появится большой промышленный реактор, там будет, естественно, турбина, он будет давать около 1000 МВт. В исследовательских реакторах турбинная часть всегда входит в некоторый конфликт с исследовательской программой: исследования краткосрочные, а производство электроэнергии — это постоянный, стабильный процесс. Но мы будем работать в тесном контакте с ГХК, не исключено, что в процессе разработки будет решено обеспечить генерацию 2–3 МВт энергии — тогда будем добавлять турбину, хотя это, бесспорно, повысит стоимость сооружения ИЖСР.
— Каковы сроки реализации проекта?
И. Т.: В 2024 году мы должны закончить технический проект установки. К этому моменту надо знать полный состав оборудования, определить стоимость сооружения, чтобы будущий инвестор знал, во сколько обойдется строительство и эксплуатация ИЖСР с модулем переработки топлива. А ГХК в 2024 году должен получить лицензию на размещение. Это значит, что существенную часть обосновывающих НИОКР мы должны выполнить тоже до 2024 года. Таковы задачи, которые ставит перед разработчиками госкорпорация.
А. Л.: Затем в 2027 году планируется получить лицензию на строительство, а в 2031 году этот реактор пустить на Горно-химическом комбинате.
— Давайте вернемся к обоснованию безопасности. Как все-таки будете доказывать, что реактор безопасен, если снимаются три барьера безопасности из четырех?
А. Л.: Конечно, нужно очень позаботиться о радиационной безопасности. Скорее всего, реактор будет построен в подгорной части комбината, на месте бывшего машинного зала подземной АТЭЦ — место само по себе уже достаточно изолировано от внешней среды. Я подчеркиваю, что мы не снимаем барьеры безопасности. Мы заменяем одни барьеры другими. Одно из наших предложений — поместить реакторную установку в герметичную капсулу. Это еще один новый барьер безопасности.
Жидкосолевой реактор имеет отрицательный коэффициент реактивности, так что с точки зрения доказательства ядерной безопасности проблем не предвидится. Естественно, система управления реактором будет выполнена в полном соответствии с современными нормативными требованиями.
— Какие организации помимо НИКИЭТ и Курчатовского института участвуют в проекте?
А. Л.: ВНИИНМ им. Бочвара отвечает за создание топливного цикла ЖСР: изготовление, переработку топлива и обращение с радиоактивными отходами. НИИАР будет заниматься радиационным облучением и послереакторными исследованиями материалов. РФЯЦ-ВНИИТФ поможет расчетами, нейтронно-физическими экспериментами, а также намерен войти в программу по коррозионным испытаниям материалов — у них есть для этого специальная установка. В ФЭИ планируется сделать нейтронно-физический стенд для обоснования кодов безопасности. Это основные контрагенты, а вообще их очень много.
— Стратегия развития российской атомной отрасли, принятая в 2018 году, предполагает, что к концу века ядерная энергосистема станет двухкомпонентной, ее основу составят быстрые и тепловые реакторы. А какую роль будут играть ЖСР?
А. Л.: ЖСР в этой стратегии пока нет, но председатель научно-технического совета «Росатома» академик Георгий Рыкованов уже поставил задачу рассмотреть возможную роль такой установки в атомной отрасли. Жидкосолевые реакторы могут стать решением проблемы высокоактивных долгоживущих отходов на площадке переработки топлива. Со всех реакторов ВВЭР топливо перевозим на ГХК. Там его перерабатываем и делим на части: уран, плутоний возвращаем потребителям, минорные актиниды дожигаем, продукты деления размещаем на временное хранение, и далее они будут захораниваться. Таким образом, в энергетике будущего ВВЭР и быстрые реакторы станут основными поставщиками энергии. Быстрые реакторы будут также воспроизводить делящиеся материалы для себя и для ВВЭР. А жидкосолевые реакторы станут разбираться с актинидами.
Если проект исследовательского реактора окажется успешным, технология ЖСР, безусловно, получит развитие. Возможно, будет воплощена старая концепция быстрого реактора на расплавах солей. У ученых Курчатовского института и НИКИЭТ есть идея сделать бланкет на расплавах солей для термоядерного реактора. Очень важно, что госкорпорация поддержала эту технологию. Если у нас все получится, приложений может быть множество.
И. Т.: Было бы правильно завершить нашу беседу словами благодарности Курчатовскому институту, его специалистам, которые более двух десятилетий своими работами поддерживали жидкосолевую тематику, что позволяет проекту ИЖСР стартовать с достаточно проработанной базы расчетных данных.
Жидкосолевой реактор, или реактор на расплавах солей, — это установка, в которой активную зону формирует гомогенная расплавленная смесь из фторидов солей и фторида делящегося материала (урана, плутония или тория). Топливная композиция одновременно служит теплоносителем первого контура. ЖСР обладает свойством естественной безопасности: температурный и пустотный коэффициенты в нем отрицательные, что исключает тяжелые аварии типа чернобыльской. Температура в активной зоне очень высокая, порядка 700 °C, но давление в контуре отсутствует, что повышает безопасность реактора.
Алексей Ананьев, главный научный сотрудник ВНИИНМ, руководитель проекта по созданию топливного цикла ЖСР
— Топливом для реактора на расплавах солей будет тетрафторид плутония из переработанного топлива реакторов ВВЭР, растворенный в смеси фторидов лития и бериллия (соль FLiBe). В смесь также будут добавлять фториды минорных актинидов для их выжигания. Мы долго обсуждали, какую композицию выбрать: соль на основе фторидов лития, натрия и калия FLiNaK или FLiBe. У FLiNaK есть преимущество — растворимость делящихся материалов в ней выше. Но пока нет готового конструкционного материала, коррозионно-устойчивого к расплаву фторидов лития, натрия и калия. FLiBe менее активна в отношении тех материалов, которыми мы уже располагаем. Поэтому пока выбрали ее. Но FLiNaK остается в проекте как запасной вариант, потому что работы по созданию новых конструкционных материалов не прекращаются. Возможно, в процессе развития работ по проекту перейдем на эту композицию.
У жидкосолевых реакторов нет ограничений по глубине выгорания топлива, потому что отсутствуют твэлы и их оболочки. Но нужно периодически чистить топливную композицию, чтобы сохранять нейтронно-физический и реактивностный баланс. ВНИИНМ разрабатывает технологию трехстадийной экстракции «вредных» компонентов из ОЯТ ЖСР. Она будет основана на извлечении компонентов топливной соли из расплава при помощи жидкого висмута. В висмут вводится восстановитель — металлический литий. На первой стадии экстрагируем продукты коррозии, на второй — остаточный плутоний и минорные актиниды (они сгорают в реакторе, но не на 100 %), на третьей — лантаниды. Переработанное топливо возвращается в цикл.
В процессе переработки топлива будут образовываться в основном относительно короткоживущие РАО: цезий, стронций, цирконий, молибден. Период полураспада этих радионуклидов — 30–50 лет. То есть через 500 лет остаточная радиоактивность таких РАО станет ничтожной. Это разумный срок для контролируемого приповерхностного хранения, оно обойдется гораздо дешевле и будет безопаснее, чем глубинное захоронение минорных актинидов.