Atominfo.ru: Анил Какодкар: эволюция ядерной программы Индии - обоснование и перспективы

Новости

22 декабря 2008

Электронное издание AtomInfo.Ru публикует краткийперевод статьи руководителя индийского атомного ведомства доктора АнилаКакодкара "Эволюция ядерной программы Индии - обоснование иперспективы".

Департамент атомной энергии (DAE) Индии был создан более,чем полвека тому назад. Его деятельность включает в себя проведениеНИОКР в областях, имеющих отношение к ядерной науке и технологии,получение в промышленных масштабах важных сырьевых материалов,оборудования и систем для индийской ядерной программы, а такжеподдержку фундаментальных исследований.

Для каждого из перечисленных направлений в Индииразвивается необходимая инфраструктура, включающая в себя ичеловеческие ресурсы. Опираясь на принцип самодостаточности, Индияспособна адекватно отвечать на новые встающие перед ней вызовы и задачи.

Для столь большой державы, как Индия, принципиально важноразвивать стратегические технологии, чтобы снизить уровень своейуязвимости от давления извне. Индийская атомная отрасль большую частьсвоего существования была вынуждена эволюционировать самостоятельно,так как против Индии действовал режим ограничений, принятый Группойядерных поставщиков (ГЯП).

Достижения индийского атома с точки зрения науки и технологии

НИОКР для атомной энергетики

Индия - единственная страна в мире, ориентирующаяся на использование всех трёх основных делящихся материалов, а именно, ²³⁵U, плутония и ²³³U. Для Индии это жизненно важно с позиций достижения энергонезависимости.

На первом этапе, индийская атомная энергетика начиналасьс тяжёловодных реакторов PHWR. О размахе НИОКР по этому направлениюможно судить по Рис.1, на котором представлен график количества научныхпубликаций по тяжёловодным установкам в Индии, Канаде и во всём мире.

Как видно из графика, Индия уверенно заняла в последние годы первое место по НИР и НИОКР в сфере реакторов на D₂O. Так, в 2006 году 55% научных публикаций по тяжёловодному направлению были сделаны в Индии.

Рис.1. Количество публикаций по тяжёловодным реакторам
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
красный столбик - в мире;
зелёный столбик - в Индии;
синий столбик - в Канаде.

Похожую картину можно наблюдать и по публикациям,касающимся быстрых реакторов (см. Рис.2). Легко убедиться, что в 2005 и2006 годах индийский центр атомных исследований имени Индиры Ганди сталбезоговорочным лидером по таким работам.

Рис.2. Количество публикаций по быстрым реакторам
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
зелёный столбик - IGCAR (Индия);
красный столбик - Аргоннская национальная лаборатория (США);
синий столбик - PRNFDC (Япония);
голубой столбик - Окриджская национальная лаборатория (США).

Что касается исследований по применению тория в атомнойэнергетике, то данные международной базы INIS показывают, что Индияудерживала мировое лидерство по количеству публикаций в течение всегопериода с 2002 по 2006 годы.

Рис.3. Количество публикаций по торию
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
зелёный столбик -Индия;
синий столбик - Япония;
фиолетовый столбик - Германия;
голубой столбик - Франция;
красный столбик - США.

Применение радиоизотопов

Помимо атомной энергетики, ведущиеся в DAE программыпредусматривают конверсию полученных научных результатов в социальнозначимые ценности для покрытия различных общественных нужд.

Большой вклад индийские атомщики внесли в сфереприменения радиоизотопов для нужд промышленности, медицины, гидрологии,консервации продуктов питания и сельского хозяйства.

Например, созданные в центре атомных исследований имениХоми Баба (BARC) модифицированные плоды арахиса обеспечивают до 25% отобщего количества возделываемого арахиса в Индии. Доля модифицированныхв BARC сортов фасоли мунго составляет в индийском сельскохозяйственномсекторе 22%, а в штате Махараштра достигает 95%.

Другие направления научно-исследовательской деятельности DAE

Центр памяти Тата (Tata Memorial Center) -институт, работающий под патронажем DAE - вносит значительный вклад вмеждународные астрономические исследования. Так, в августе 2004 годаучёные из института фундаментальной науки имени Тата (TIFR), используятелескопы центра, открыли новый пульсар.

Рис.4. Гигантский радиотелескоп метрового диапазона GMRT
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)

Гигантский радиотелескоп метрового диапазона -Giant Metrewave Radio Telescope, GMRT. Он состоит из тридцати45-метровых антенн, составляющих 25-километровый массив, и являетсяодним из самых мощных телескопов для исследований в метровом диапазоне.

Индия имеет статус наблюдателя в ЦЕРН и принимает участиев сооружении и испытаниях важных для деятельности этой организациисистем. В частности, Индия занимается развитием технологийраспределённых вычислений GRID. В DAE создана собственная сеть,объединяющая вычислительные мощности четырёх объектов, в которую входят7 кластеров и 266 процессоров.

Рис.5. Распределённая вычислительная сеть DAE
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)

Эти и другие достижения доказывают силу индийской атомнойэнергетики и её готовность к решению задач, которые будут ставиться помере движения Индии к одной из стратегических целей - обретениюэнергетической независимости.

Зигфрид Хекер (Siegfried S. Hecker), бывший директор национальной лаборатории Лос-Аламоса, фрагмент из выступления в сенате США 20 апреля 2008 года.

Трёхстадийная программа развития атомной энергетики Индии

На сегодняшний день, известные запасы сырья для атомнойэнергетики в Индии составляют 61 тысячу тонн урана и 225 тысяч тоннтория. Осуществляется обширная программа по поиску новых месторождений.

Философия ядерной программы Индии базируется на замыканииЯТЦ. На первой стадии природный уран используется в качестве топлива втяжёловодных реакторах PHWR. После переработки ОЯТ PHWR выделяетсяплутоний, который предназначен для загрузки в реакторы на быстрыхнейтронах.

Выбор PHWR в качестве основного типа реакторов для первойстадии развития ядерной программы был сделан из-за возможности PHWRработать на природном уране и из-за его повышенного - в сравнении слегководными установками - коэффициента конверсии. Другими словами,PHWR позволяют нарабатывать больше плутония из ²³⁸U, чем реакторы с лёгкой водой.

На второй стадии, на которой предполагается использованиеплутония, логически обоснованным выбором представляется строительствореакторов на быстрых нейтронах, так как величина η - эффективное числородившихся нейтронов на акт поглощения - для ²³⁹Pu будет наивысшей в быстрой области энергетического спектра - см.Рис.6.

Eta для различных изотопов в зависимости от энергии нейтронов

Рис.6. η для различных изотопов в зависимости от энергии нейтронов.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

Экономия нейтронов является одним из важнейшихсоображений при достижении максимально возможного воспроизводстваядерного горючего. Поэтому DAE планирует использовать в быстрыхреакторах металлическое топливо. Но в первых проектах второй стадииядерной программы будет задействовано хорошо зарекомендовавшее себя иосвоенное оксидное топливо. Переход на металл будет производитьсяпостепенно, по мере освоения необходимых для этого технологий.

Самые высокие значения КВ в быстрых реакторах могут бытьполучены при загрузке уран-плутониевого металлического топлива вактивную зону и урана в бланкеты. Введение тория в бланкеты приводит кнебольшому росту времени удвоения, что даёт отрицательный эффект наобщие темпы наращивания парка быстрых реакторов. По этой причине,переход к частичной загрузке быстрых реакторов торием будет происходитьпостепенно - причём, на первых порах торий будет размещаться только вэкранах, и лишь затем в активной зоне.

Выполненные в DAE расчёты показывают, что оптимальнымвременем начала загрузки тория в быстрые реакторы является третьедесятилетие после перевода быстрых реакторов на металлическое топливо.

Переход от сжигания природного урана в PHWR киспользованию плутония и тория в тепловых реакторах, минуя стадиюиспользования быстрых реакторов, представляется контрпродуктивным, таккак в этом случае Индии не удастся существенно увеличить свой атомныйпарк. Это соображение иллюстрируется графиком на Рис.7. Видно, что присжигании плутония и тория в PHWR и жидкосолевых реакторах атомный паркИндии возрастёт всего лишь до 36 ГВт(эл.), после чего начнёт медленноснижаться.

Рис.7. Общая мощность атомного парка Индии для различных сценариев.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
красный цвет - использование только природного урана в PHWR;
чёрный цвет - использование плутония и тория в PHWR и жидкосолевых реакторах MSR;
пунктирная линия - рост парка за счёт быстрых реакторов с уран-плутониевым топливом.

Напротив, принятая в Индии трёхстадийная программаразвития позволяет обеспечить фактически бесконечный рост мощностиатомного парка, как показано на Рис.8.

Рис.8. Общая мощность атомного парка Индии для трёхстадийной стратегии развития.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
красный цвет - стадия 1, использование природного урана в PHWR;
синий цвет - стадия 2, рост за счёт строительства быстрых реакторов с уран-плутониевым топливом;
чёрный цвет - стадия 3, дальнейший рост установленных мощностей за счёт привлечения тория.

Торий можно назвать неистощимым источником энергии. Индиярасполагает одними из самых больших в мире запасов тория, и, что неменее важно, индийские месторождения относятся к разряду богатых.

После того, как суммарный парк индийских быстрыхреакторов достигнет отметки 200 ГВт(эл.), в эти установки начнётсямассовая загрузка тория для наработки в промышленных масштабах изотопа ²³³U,который, в свою очередь, станет основным топливом для ториевыхреакторов третьей стадии. В качестве дополнительной меры, упрощающейзапуск ториевой энергетики, DAE рассматривает также внедрениеподкритических систем, управляемых ускорителями.

Текущие достижения DAE по исполнению трёхстадийной программы развития

Достижения DAE по каждой из трёх стадий развития ядернойпрограммы можно смело называть соответствующими современному мировомууровню.

На реакторах PHWR в недавнем прошлом была с успехомпродемонстрирована возможность работать с КИУМ порядка 90% приодновременном достижении отличных показателей по безопасностиэксплуатации. В 2002 году блок "Какрапар-1" был признан лучшим в миретяжёловодным блоком за период с октября 2001 года по сентябрь 2002года. В 2003 и 2007 годах всемирная ассоциация операторов АЭС (WANO)вручала престижные профессиональные награды директорам индийскихатомных станций.

Коммерческая привлекательность индийских PHWR выглядит не хуже, если не лучше, привлекательности зарубежных энергоблоков:

- капитальные вложения:
  - индийские PHWR-700 - 1700 $/кВт;
  - зарубежные реакторы - 2000-3000 $/кВт;
- сроки строительства:
  - индийские PHWR-700 - 5-6 лет;
  - зарубежные реакторы - 5-6 лет.

В направлении быстрых реакторов Индия полным ходом ведётстроительство демонстрационного блока PFBR-500. Следует отметить, что,помимо Индии, единственной страной в мире, строящей быстрые реакторы,является Россия.

PFBR-500 станет первым опытом индийских атомщиков в делесооружения энергетических быстрых реакторов. Ведутся работы поулучшению достигнутых в этом проекте характеристик, что позволитподнять экономические показатели для следующих блоков с быстрымиреакторами.

Использование тория с первых дней существования индийскойатомной отрасли имело наивысший приоритет в исследованиях. DAE работаетнад различными аспектами ториевой энергетики. В индийских реакторахпроводится облучение ториевых мишеней, причём это делается как вэнергетических установках PHWR, так и в исследовательском быстромреакторе FBTR. Особое внимание также уделяется технологическимпроблемам изготовления и переработки ториевого топлива.

В Индии создан проект усовершенствованного тяжёловодногореактора AHWR, в котором большая часть энергии будет производиться засчёт тория. Данный реактор обладает также рядом уникальных пассивныхсистем безопасности. На основе технологий AHWR станет возможнымпоявление реакторов следующего поколения, достаточно безопасных для ихразмещения вблизи крупных городов. К настоящему моменту, проект AHWRзавершён, и этот реактор готов к строительству.

Часто доводится слышать вопросы, почему в других странахиспользованию тория не придаётся столь большого значения, как в Индии.Ответ заключается в том, что ториевое топливо станет для них выгоднымтолько при глубоких выгораниях.

Так, для уранового топлива возможно достичь критичности на природном обогащении. Для случая смеси ²³⁵U-Th, минимально возможное обогащение составит 1,8% (если рассматривать гомогенную смесь тяжёлых металлов).

Более подробно это проанализировано на Рис.9, где показана зависимость начального обогащения по ²³⁵U для уранового топлива и смеси ²³⁵U-Th от желаемого выгорания. Видно, что для смеси начальное обогащение станет меньшим при выгораниях свыше 40 ГВт×сут/т.

Рис.9. Зависимость обогащения урана от выгорания для уранового и уран-ториевого топлив.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
чёрный график - для топлива ²³⁵U-Th;
красный график - для уранового топлива.

На ранних этапах развития атомной энергетики в мире такиевыгорания не достигались из-за проблем с конструкционными материалами.Но в наши дни положение дел изменилось к лучшему. Глубины выгораний,большие 40 ГВт×сут/т, успешно достигаются в различных проектахлегководных реакторов. Поэтому теперь становится возможным загружатьторий и в реакторы с лёгкой водой, что в потенциале может дать целыйряд преимуществ перед чисто урановым топливом:

выигрыш в энерговыработке (более высокие выгорания при сохранении начального обогащения);
относительно стабильное поведение реактивности с выгоранием (уменьшение концентрации ²³⁵U компенсируется за счёт наработки ²³³U);
меньшее количество образовавшихся младших актинидов (из-за отсутствия ²³⁸U);
дополнительная степень защиты от распространения (из-за высокой радиоактивности ²³²U);
возможность скорейшей утилизации имеющихся запасов плутония.

В свете этих и других преимуществ, в мире в настоящеевремя наблюдается всплеск интереса к торию. Так как Индияпоследовательно вела разработки ториевых проектов и обладает уникальнымопытом, то сейчас к её достижениям в этой области присматриваются вомногих развитых государствах.

Стратегия достижения долгосрочной энергобезопасности для Индии

Современная оценка энергетического потенциала Индиипоказана на Рис.10. Очевидно, что потенциал атомной энергетики в Индиив 20 с лишним раз превышает потенциал всех прочих невозобновляемыхресурсов.

Рис.10. Оценка энергетического потенциала Индии.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

Для большей наглядности, в Табл.1 приводятся следующиеданные - на сколько лет хватит имеющихся у Индии энергоресурсов, еслиза их счёт будет производиться вся требующаяся стране энергия.

Таблица 1. Сроки истощения (годы) ресурсов Индии для случая, если вся энергия в стране вырабатывается только за их счёт.

	Уголь	Уран в PHWR	Плутоний в быстрых реакторах	²³²U-Th реакторы
697 ТВт×час (текущий уровень генерации в Индии)	130	4,12	211	>1950
7957 ТВт×час (желаемый уровень генерации в Индии к 2052 году)	11,5	0,36	18,5	>170

На Рис.11 приводится прогноз роста энергетическихмощностей в Индии в срок до 2050 года при условии, что страна не будетзакупать за рубежом легководные реакторы. Легко видеть, что в этомслучае в середине столетия в Индии образуется дефицит мощностей более400 ГВт(эл.), покрывать который придётся, в первую очередь, за счётимпорта угля. Иными словами, в 2050 году Индии потребуется ввозитьиз-за рубежа ежегодно по 1,6 млрд тонн угля.

Рис.11. Прогноз развития энергетического парка Индии при отказе от закупок импортных реакторов.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

Из Рис.11 следует, что даже путём использования всехимеющихся у Индии ресурсов, включая активное развитие трёхстадийнойядерной программы и массовое строительство быстрых реакторов, Индия несможет достичь энергонезависимости и будет вынуждена опираться наимпорт энергоресурсов.

Конечно, графики на Рис.11 можно продолжить и на болееотдалённые периоды времени. Действительно, настанет такой момент, когдаэкспоненциальный рост атомных мощностей позволит избавиться от дефицитаэнергии. Но до этого срока должно пройти несколько десятилетий, втечение которых Индия будет полностью уязвима перед возможнымиперебоями с поставками угля.

На Рис.12 показано, что этой неприятной ситуации можноизбежать, если приобрести относительно небольшое количество иностранныхлегководных реакторов - до 40 ГВт(эл.) в период с 2012 по 2020 годы.

Сам по себе, импортный парк не способен решить стоящиеперед Индией глобальные проблемы. Но в легководных реакторах,работающих на импортном топливе, будет нарабатываться плутоний, а с егопомощью Индия окажется способной пустить дополнительную серию быстрыхреакторов. При оговоренных выше условиях, этот дополнительный паркпозволит практически полностью устранить дефицит энергии к 2050 году.

Рис.12. Прогноз развития энергетического парка Индии при закупке 40 ГВт(эл.) легководных реакторов в период с 2012 по 2020 годы.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

На Рис.13 проанализирована промежуточная ситуация, когдазакупка импортных реакторов будет задержана на одно десятилетие - до2022-2030 годов. В этом случае, дефицит мощностей в 2050 годууменьшится до 178 ГВт(эл.), что потребует ежегодной закупки за рубежом0,7 млрд тонн угля. Для лучшего понимания, необходимо отметить, что этовдвое превышает текущий уровень добычи угля на шахтах Индии.

Рис.13. Прогноз развития энергетического парка Индии при закупке 40 ГВт(эл.) легководных реакторов в период с 2022 по 2030 годы.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

Таким образом, из представленных графиков становитсяочевидным, что для достижения долгосрочной энергонезависимости Индиядолжна скорейшим образом приобрести у иностранных поставщиков до 40ГВт(эл.) легководных реакторов и, естественно, заключить договоры об ихтопливном обслуживании. В этом случае, даже после завершения сроков ихслужбы, оставшийся в стране плутоний будет работать на нужды индийскойэкономики.

Разумеется, всё сказанное выше не отменяет необходимостипродолжать поиски новых урановых месторождений на территории Индии. НаРис.14 отмечены регионы, представляющие в этой связи особенный интерес,в том числе:

бассейн Куддапа (Cuddapah) в штате Андра Прадеш;
бассейн Махадек (Mahadek) в штате Мегалайя;
пояс North Delhi Fold, штаты Раджастан и Харьяна.

Рис.14. Перспективные регионы Индии для поиска урана.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

В DAE продолжаются работы по созданию и практическомуприменению поиска урана при глубинном залегании. В это направлениесделаны крупные инвестиции. Разрабатываются новые технологии, в томчисле, электромагнитное зондирование методом переходных процессов (time domain electromagnetic method).

Новые технологии - торий и далее

Итак, для успешного развития индийской ядерной программы- в частности, массового строительства реакторов на быстрых нейтронах -индийским специалистам необходимо добиться как можно более короткоговремени удвоения. Сделать это станет возможным после перевода быстрыхреакторов на металлическое топливо.

В DAE выполняется программа работ, предназначенных длясвоевременного промышленного освоения металлического топлива.Рассматривается, в частности, вопрос о его переработке послеиспользования в реакторах. Для минимизации объёмов отходов,получающихся при переработке ОЯТ, в качестве основного выбранпирохимический метод.

Как следствие такого решения, в DAE был запланированбольшой объём НИОКР по жидкосолевым технологиям. Стоит добавить, чтожидкие соли являются также одним из кандидатов на роль теплоносителядля перспективных индийских высокотемпературных реакторов, которыепланируется использовать при производстве водорода.

Важность получения водорода для будущего индийскойэкономики трудно переоценить, так как транспортная система Индии вомногом зависит от импортных нефти и газа. В центре BARC уже создандемонстрационный модуль производства водорода путём электролиза воды.

Но для коммерческого применения этих технологийнеобходимо обеспечивать высокие температуры - до 800-900°C. В этихцелях Индия стартовала собственную исследовательскую программу созданияреакторов ВТГР.

Главную сложность при проектировании ВТГР представляетвыбор материалов, способных успешно и долго работать в условияхагрессивной среды. Вторая серьёзная задача - это правильный выбортеплоносителя. Как предполагается, в индийских ВТГР тепло из активнойзоны будет удаляться или жидкой солью, или жидким тяжёлым металлом.

Демонстрация технологий ВТГР в Индии планируется на исследовательском реакторе CHTR (Compact High Temperature Reactor). Топливом в этом реакторе выступит смесь тория и ²³³U,причём твэлы будут выдерживать температуру до 1600°C. Охлаждениеактивной зоны планируется с помощью расплавленной смеси свинца-висмута,нагретой на выходе до 1000°C. Мощность реактора составит 100кВт(тепловых), и он будет работать без перегрузки в течение 15 лет.

Рис.15. Высокотемпературный реактор CHTR.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).

Следующее перспективное направление деятельности DAEсвязано с международным проектом ITER по созданию демонстрационноготермоядерного реактора. Индия вступила в ряды соучредителей проекта ивнесёт в его развитие свой вклад, как технологиями, так и оборудованием.

Вся история развития атомной отрасли Индии проходила подзнаком опоры на собственные силы. Эта же стратегия продолжитсохраняться и в будущем. Для её успешной реализации Индия нуждается вквалифицированных кадрах, и для их подготовки в DAE запущена большаягруппа различных инициатив. Для страны важно также сохранить связьмежду фундаментальными и прикладными исследованиями, что успешнореализуется в ведущих индийских атомных центрах.

Рис.16. Монтаж корпуса безопасности (safety vessel) на реакторе PFBR-500.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).