Международная конференция по быстрым реакторам и связанным с ними топливным циклам (FR26) прошла в Китае с 18 по 21 мая 2026 года. Девизом FR26 стало «От инноваций к внедрению». Организаторами конференции выступили МАГАТЭ при поддержке китайского института атомной энергии (CIAE). На пленарной сессии с докладом выступил представитель компании JAEA (Япония) Сигенобу Кубо (Shigenobu Kubo).
Пять направлений
В феврале 2025 года кабинетом министров Японии был утверждён седьмой базовый энергетический план.
План направлен на максимальное использование источников энергии, которые способствуют энергетической безопасности и обладают высоким декарбонизационным эффектом, таких как возобновляемая энергия и атомная энергия.
Также планом предусматривается реализация проектов по замене выводимых из эксплуатации атомных блоков на блоки с инновационными реакторами следующего поколения.
Докладчик добавил, что разработки инновационных реакторных проектов в Японии ведутся по пяти направлениям - перспективные водо-водяные, малые модульные, быстрые натриевые и высокотемпературные газоохлаждаемые. Пятое направление - проекты в области синтеза.
Быстрые реакторы, как ожидается, позволят продемонстрировать в полной мере преимущества замкнутого топливного цикла, такие как сокращение объёма и радиотоксичности высокоактивных отходов, эффективное использование ресурсов, а также достижение высокого уровня безопасности.
«В этом контексте сейчас мы находимся в процессе концептуального проектирования быстрого натриевого реактора и связанной с ним топливной системы. Мы разрабатываем демонстрационный реактор для этой цели - не только сам реактор, но и всю систему реактора и топливного цикла», - сказал Кубо.
В Японии создана интегрированная организация, объединяющая JAEA, эксплуатирующие организации АЭС, профильные корпорации (например, MHI) и проектные компании. Она также использует технические знания, полученные в ходе международного сотрудничества с единомышленниками (для Японии это США и Франция).
Быстрые в Японии
Далее докладчик кратко напомнил о наиболее важных, с японской точки зрения, преимуществах быстрых натриевых реакторов, работающих в условиях ЗЯТЦ.
В первую очередь, это повышение эффективности использования урана с выходом на энергетическую самодостаточность.
Также это сокращение объёма радиоактивных отходов и их радиотоксичности, благодаря выжиганию младших актинидов. В случае прямого захоронения ОЯТ легководников их радиотоксичность снизится до уровня природного урана примерно через 100 тысяч лет, а быстрые реакторы и ЗЯТЦ позволят сократить этот период всего до 300 лет.
Третье преимущество - применение в проектах быстрых натриевых реакторов принципа пассивной безопасности, например, охлаждение активных зон после останова реактора без внешнего питания, за счёт естественной циркуляции натрия.
В Японии разработки быстрых реакторов стартовали в 1966 году. Спустя 11 лет на критику был выведен экспериментальный реактор JOYO, а в 1994 году состоялся физпуск реактора Monju.
В первом десятилетии XXI века японские специалисты занимались решением проблемы осуществимости - вели изучение различных теплоносителей и топлив для потенциального коммерческого быстрого реактора, по итогам которого был сделан уверенный выбор в пользу натрия.
Разрушительное землетрясение 2011 года негативно сказалось на ход работ, но всё же деятельность по быстрой натриевой программе в Японии продолжилось.
«В последние годы в соответствии с национальным энергетическим стратегическим планом, мы продолжаем разработку быстрого натриевого реактора и связанного топливного цикла», - сказал докладчик.
«Сейчас мы находимся на стадии концептуального проектирования демонстрационного быстрого реактора с натриевым охлаждением... Мы проводим множество НИОКР, структурных исследований как для реакторной системы, так и для системы топливного цикла».
Текущая программа
Докладчик выделил в той деятельности, что сейчас проводится в Японии по направлению быстрых натриевых реакторов, два ключевых направления: НИОКР по реактору и НИОКР по топливному циклу.
В период с 2024 по 2026 год в Японии занимаются сравнительным исследованием оксидного и металлического топлива. Выбор между ними должен быть сделан в конце 2026 года.
После этого и до конца 2028 года станет возможным плотно заняться концептуальным проектом реактора. Соответственно, с 2029 года при наличии положительного решения по предыдущим этапам японские быстровики приступят к разработке технического проекта.
Докладчик привёл некоторые основные характеристики будущего коммерческого реактора - тепловая мощность 1500 МВт(т), электрическая мощность блока 600 МВт(э), бассейновый тип, отвод остаточного энерговыделения за счёт естественной циркуляции натрия.
Он уточнил, что по мощности проект может быть масштабирован как в сторону большой, так и малой мощности. При разработке проекта учитывается как собственный японский опыт (JOYO, Monju), так и опыт, набранный в ходе сотрудничества с США и Японией.
Далее докладчик представил обзор НИОКР по обоим направлениям. По реакторной части они затрагивают собственно реакторную установку, вопросы сейсмической защиты, натриевый теплоноситель (включая поднатриевое видение), системы безопасности и другие области.
«Сейчас мы проводим огромные НИОКР в этих областях. Например, ранее мы были сосредоточены на петлевой конструкции, но теперь мы изучаем бассейновую конструкцию. Для этой цели мы получаем важную информацию от международного сотрудничества», - сказал докладчик.
Он добавил, что большое внимание уделяется также созданию цепочек поставок для будущего реактора.
В части топливного цикла приоритетами японских быстровиков являются глубокое выгорание и возможность добавок младших актинидов.
JOYO, где предполагается проводить облучение образцов топлива и конструкционных материалов.
В прошлом на JOYO было выполнено немало важных экспериментов (120 проектов и 40 тысяч образцов). В частности, на нём была подтверждена возможность расширенного воспроизводства топлива и продемонстрировано замыкание топливного цикла.
В настоящее время на JOYO выполняются мероприятия по приведению его уровня безопасности в соответствие с постфукусимскими требованиями. Докладчик выразил надежду, что реактор будет пущен «в следующем году или около того».
О реакторе Monju
Отдельный слайд в презентации Сигенобу Кубо был посвящён реактору Monju.
Реактор был впервые выведен на критику в 1994 году и проработал в общей сложности 5300 часов, однако в сети энергоблок был всего 883 часа, выработав 100 миллионов киловатт-часов.
В настоящее время на реакторе выполняется программа по выводу из эксплуатации. Выгружено всё ядерное топливо, выгружаются сборки, не содержавшие делящихся материалов. Завершён демонтаж турбин и ряда другого оборудования.
Докладчик перечислил достижения, полученные благодаря Monju. Их список можно видеть на иллюстрации ниже.
Топливный цикл и международное сотрудничество.
«Что касается топливного цикла, сейчас мы находимся на стадии сравнения оксидного и металлического топлива. Эта проектная деятельность не очень глубока, она проводится исключительно для целей сравнения», - сказал докладчик.
Для обоих типов топлива на концептуальном уровне прорабатываются вопросы его изготовления и переработки ОЯТ. Планируется оценить различные показатели эффективности на уровне установок, такие как технико-экономическая целесообразность и образование отходов.
Говоря о международном сотрудничестве, докладчик отметил, что с Францией оно концентрируется на направлении бассейнового реактора с оксидным топливом. Есть два соглашения - одно по НИОКР, другое по проектированию.
Японо-американское сотрудничество сосредоточено на металлическом топливе. Также затрагиваются направления пиропроцессинга ОЯТ и испытаний, полезных для анализа переходных и аварийных процессов.
Партнёрами со стороны США выступают компания TerraPower и нацлаборатории, в первую очередь «Аргонн» и «Айдахо».
Отдельно докладчик упомянул сотрудничество с Казахстаном. Оно касается исследования поведения топлива при тяжёлых авариях с использованием реактора ИГР (импульсный графитовый реактор).
Подводя итоги, Сигенобу Кубо сказал, что в 2026 году в Японии будет выбран тип топлива для будущего быстрого натриевого реактора, а в конце 2028 года должно быть принято решение о начале подготовки технического проекта.
Организация-исполнитель для проектирования и строительства быстрого реактора пока не выбрана, равно как и площадка для его размещения. Докладчик также обошёл вопрос о сроках начала строительства.