Запасов урана хватит на тысячи лет, в Арктике стабильное энергоснабжение, проблема захоронения облученных материалов решена. Такой будет атомная энергетика в будущем. Решить все эти задачи помогут двухкомпонентная атомная энергетика с замкнутым топливным циклом и атомные станции малой мощности. Рассказали об этом в проекте с «Коммерсантом».
Атомные электростанции будущего обеспечат человечество неисчерпаемой чистой энергией
Ядерный топливный цикл замкнется, и атомная энергетика станет возобновляемой: облученное ядерное топливо (ОЯТ) будет перерабатываться и использоваться вновь.
Замкнутый ядерный топливный цикл обеспечит значительное расширение топливной базы атомной энергетики за счет включения в топливный цикл сырьевых нуклидов, количество которых на Земле в разы превышает применяемые в открытом ядерном топливном цикле делящиеся нуклиды, а также позволит решить проблему накопления отработанного ядерного топлива (ОЯТ) за счет выжигания долгоживущих радиоактивных изотопов и применения технологий переработки. Это окажется возможным благодаря развитию двухкомпонентной схемы — парк АЭС будет состоять из реакторов двух типов: на тепловых нейтронах (тепловые реакторы) и на быстрых нейтронах (быстрые реакторы). Чем больше доля вторых в энергобалансе, тем больше отрасль сможет сэкономить природный уран для будущих поколений и тем меньше будет накапливаться ОЯТ.
Атомная энергетика будущего сделает возможным развитие самых отдаленных и труднодоступных территорий, где использование других видов генерации, в первую очередь дизельной, неэффективно по экономическим и экологическим факторам: все благодаря атомным станциям малой мощности (АСММ) на основе малых модульных реакторов (ММР).
Работы по развитию всех этих направлений ведутся в рамках первого федерального проекта комплексной программы РТТН («Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации»).
Первый компонент новой атомной энергетики: тепловые реакторы III поколения
90% существующей промышленной атомной генерации обеспечивают водно-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Они относятся к тепловым: цепная реакция деления урана в активной зоне поддерживается за счет нейтронов с энергией, соответствующей тепловому движению атомов среды. Это нейтроны, которые потеряли свою кинетическую энергию при столкновении с ядрами атомов вещества-замедлителя.
В ВВЭР в качестве замедлителя используется вода — и она же выступает теплоносителем, с помощью которого тепло в парогенераторе передается во второй контур для генерации пара, который приводит в движение турбины, вырабатывающие электрический ток. Для управления работой реактора в воду подают борную кислоту: она поглощает избыточные нейтроны в активной зоне, необходимые для работы реактора между перегрузками.
Для создания двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом разрабатываются новые типы реакторов ВВЭР, в частности со спектральным регулированием (ВВЭР-С).
ВВЭР-С: тепловой реактор со спектральным регулированием
ВВЭР-С будет управляться не добавлением в воду борной кислоты, а изменением водно-уранового соотношения в активной зоне и, таким образом, средней энергии спектра нейтронов: при необходимости количество воды в активной зоне будут сокращать, вводя специальные вытеснители. Избыточные нейтроны в таких реакторах поглощаются не борной кислотой, а благодаря изменению поглощающих свойств ядерного топлива в зависимости от энергии нейтронов, в том числе поглощения нейтронов ураном 238.
В результате этой реакции, как и в современном ВВЭР, нарабатывается плутоний-239 — новое ядерное топливо, которое может быть затем использовано как в самом ВВЭР-С, так и в реакторах на быстрых нейтронах. Этот процесс называют воспроизводством ядерного топлива, а соотношение между выгоранием первичного топлива и образованием вторичного — коэффициентом воспроизводства. Для ВВЭР-С он составит более 0,5 (максимальный достигнутый коэффициент на современных ВВЭР — порядка 0,3).
Благодаря тому, что реактор ВВЭР-С работает с применением спектра нейтронов промежуточных энергий (между тепловым и быстрым), появляется возможность эффективного использования смешанного уран-плутониевого топлива, что экономит до 30% потребление природного урана, ресурсы которого ограничены.
Разработкой ВВЭР-С занимается ОКБ «Гидропресс». Первый в мире промышленный реактор этого типа заработает к 2035 году в Заполярье. Им будет оснащена новая Кольская АЭС-2, которую возведут в нескольких километрах от действующей станции вблизи города Полярные Зори (Мурманская обл.). Строительство реактора начнется в 2030 году.
Второй компонент новой атомной энергетики: реакторы на быстрых нейтронах
В быстром реакторе не используются замедлители нейтронов, ядерная реакция деления в его активной зоне осуществляется за счет так называемых быстрых нейтронов — с энергией свыше 100 тыс. электронвольт. Для сравнения энергия тепловых (замедленных) нейтронов — порядка 0,025 электронвольт. Теплоноситель быстрого реактора не должен замедлять нейтроны, поэтому вместо воды используют легкоплавкие металлы.
Главное достоинство реакторов на быстрых нейтронах — это полное (КВ=1) или расширенное (КВ до 1,3) воспроизводство ядерного топлива, возможность сжигать долгоживущие радиоактивные изотопы, образующиеся в процессе облучения ядерного топлива, и высокий КПД цикла преобразования энергии (> 42%).
В мире накоплен опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, в разработке находятся проекты реакторных установок со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем.
Благодаря быстрому спектру нейтронов процесс наработки вторичного делящегося топлива (плутоний-239) из сырьевого нуклида (уран-238) происходит эффективнее, чем в реакторах на тепловых нейтронах, и коэффициент воспроизводства может быть больше 1, т. е. вторичного ядерного топлива нарабатывается больше, чем выгорает первичного делящегося изотопа.
Уран-238 в качестве ядерного горючего: обеспечение топливной базы атомной энергетики на тысячи лет
Использование быстрых нейтронов позволит эффективно вовлекать в топливный цикл уран-238 и нарабатывать из него в достаточных количествах вторичный делящийся изотоп плутоний-239. Это станет колоссальным достижением для атомной энергетики. Дело в том, что природный уран, извлекаемый из недр, состоит из урана-238 на 99,3%. Остальные 0,7% составляет уран-235. Он легко делится, и потому именно на нем работает сегодняшняя атомная энергетика (тепловые реакторы). А уран-238 делению при энергиях тепловых нейтронов не подвержен — и потому большая его часть отправляется в отходы.
На заводах по обогащению урана доля легко делящегося 235-го изотопа в нем доводится до 5%. При этом образуется побочный продукт — обедненный уран. В нем содержание урана-238 доходит 99,7%, и он отправляется в отвалы. ОЯТ тоже почти целиком состоит из урана-238 — до 94%.
Возможность использовать в качестве топлива не 0,7%, а все 100% добываемого урана кратно увеличивает топливную базу ядерных установок. Одних только отвалов урана-238, имеющихся на российских заводах по обогащению, хватит на то, чтобы с помощью быстрых реакторов обеспечивать электроэнергией всю страну сотни лет.
Расширенное воспроизводство: атомная энергетика сможет нарабатывать больше топлива, чем тратит
В России воспроизводство ядерного топлива планируется осуществлять на базе реакторов на быстрых нейтронах. Избыточные нейтроны будут поглощаться воспроизводящимся материалом — тем же ураном-238. В результате этой реакции будет получаться плутоний-239, воспроизводиться делящийся плутоний-239 как минимум в том же количестве, в котором он был изначально использован в виде топлива.
Простыми словами, такие реакторы (бридеры) будут производить больше топлива, чем потребляют. Это, наряду с технологией переработки и повторного применения ОЯТ, обеспечит колоссальную экономию природного урана — в результате топлива для ядерных установок хватит на тысячелетия.
Дожигание минорных актинидов: будет решена проблема обезвреживания радиоактивных отходов
Быстрые реакторы решат проблему накопления долгоживущих минорных актинидов — америция нептуния и кюрия. Именно из-за их содержания облученное ядерное топливо и радиоактивные отходы остаются опасны свыше ~1000 лет и потому не подлежат обычному приповерхностному захоронению — вместо этого их захоранивают в специальных хранилищах в глубоких геологических формациях.
Реакторы на быстрых нейтронах позволят сжигать собственные и наработанные в тепловых реакторах минорные актиниды. В результате будут образовываться радиоактивные отходы, риски онкозаболеваемости от которых уже примерно через 100-150 лет будут ниже аналогичных рисков от природного уранового сырья, использованного за этот период.
Это позволит решить вопрос накопления и постоянного контроля при хранении и дает возможность окончательно захоронить РАО без возможного отложенного ущерба населению в будущем.
Концепция естественной безопасности: катастрофические аварии на быстрых реакторах исключаются
Быстрые реакторы станут воплощением концепции естественной безопасности благодаря свойствам применяемых компонентов активной зоны, теплоносителя, конструктивным особенностям.
Жидкометаллический теплоноситель с высокой температурой плавления исключает риск течи и осушения активной зоны. Высокая температура кипения жидкометаллического теплоносителя позволяет не иметь высокого избыточного давления в корпусе. Интегральная компоновка первого контура с дополнительным барьером исключает потерю теплоносителя.
Все это увеличивает параметры безопасности энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах. В результате попросту невозможны аварии со взрывами и утечками, требующими эвакуации населения.
Технологическое лидерство России: уникальный опыт и беспрецедентные компетенции
В настоящий момент Россия — единственная страна, успешно эксплуатирующая действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах. Их два: БН-600 и БН-800 с натриевым теплоносителем, пущенные в 1980-м и 2015-м на Белоярской АЭС (Свердловская область). Суммарно они вырабатывают 1485 МВт — 16% установленной мощности всех электростанций свердловской энергосистемы.
БН-600 позволил отработать технологию быстрых нейтронов в промышленном масштабе. На БН-800 начали отрабатывать промышленное применение смешанного уран-плутониевого топлива, которое производят из отходов обогащения урана и плутония, выделенного из ОЯТ тепловых реакторов.
Быстрые реакторы будущего: демонстрационный БРЕСТ-ОД-300, серийные БР-1200 и БН-1200
В 2021 году на территории Сибирского химического комбината в Северске (Томская область) стартовало строительство быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Это уникальный проект — ранее быстрых реакторов со свинцом никто в мире не строил.
Этот реактор разрабатывают в НИКИЭТ с 1999 года. Он станет сердцем опытно-демонстрационного энергетического комплекса, куда также войдут мощности по изготовлению и переработке смешанного уран-плутониевого топлива.
Строительство всего комплекса будет завершено к 2030 году, проект позволит отработать замыкание топливного цикла в системе реакторов на быстрых нейтронах.
Опыт разработки и обоснования демонстрационного БРЕСТ-ОД-300 лег в основу разработки большой серийной быстрой реакторной установки со свинцовым теплоносителем на 1200 МВт — БР-1200. Ее тоже разрабатывает НИКИЭТ, завершение проектных работ и старт строительства ожидается после 2030 года. В процессе разработки будет также учтен опыт пуска БРЕСТ-ОД-300.
К 2035 году еще один большой серийный быстрый реактор — БН-1200 с натриевым теплоносителем — заработает на Белоярской АЭС (Свердловская область). Проект разрабатывает АО «ОКБМ Африкантов», в его основе лежит опыт эксплуатации БН-600 и БН-800 и много других инновационных решений. Завершение проектных работ запланировано на 2025 год, старт строительства — на 2026–2027 годы.
Замыкание ядерного топливного цикла: новое топливо из продуктов переработки
Чтобы вернуть в топливный цикл все ценные компоненты, полученные при переработке ОЯТ, из них необходимо изготовить новое топливо. Одна из самых перспективных на сегодняшний день технологий изготовления такого горючего разработана в России, это так называемое СНУП-топливо.
Аббревиатура расшифровывается как «Смешанное Нитридное Уран-Плутониевое». Такое топливо представляет собой смесь нитридов урана и плутония, производится из обедненного урана и продуктов переработки ОЯТ (урана, плутония, нептуния и америция).
Что делать с ураново-плутониевой смесью после того, как она отработает свое в реакторе? Ее можно будет восстановить и вновь запустить в цикл. После переработки и удаления продуктов деления к СНУП-топливу для этого достаточно добавить обедненный уран.
СНУП-топливо испытывают с 2014 года на БН-600 Белоярской АЭС. Производят его на СХК. Там же к 2030 году построят энергокомплекс с реактором БРЕСТ-ОД-300, который будет работать на этом горючем. Энергокомплекс послужит опытно-демонстрационной реализацией замкнутого топливного цикла.
При БРЕСТ-ОД-300 запустят два топливных модуля: фабрикации/рефабрикации и переработки. Первый модуль будет производить СНУП-топливо из компонентов, выделяемых во втором модуле в ходе переработки отработанного горючего. Можно сказать, реактор будет производить топливо сам для себя. В перспективе эту схему масштабируют на серийных промышленных реакторах, которые находятся в разработке: БР-1200 и БН-1200.
Полную версию статьи читайте в «Коммерсанте».
***
Присоединяйтесь к команде научного блока Росатома, актуальные вакансии – на карьерном портале.
Подписывайтесь на канал и следите за новостями науки.