О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для ее реализации

В.И.Костин, к.т.н., директор – генеральный конструктор ФГУП «ОКБМ»

По разным оценкам, мировое энергопотребление к 2030 увеличится на 40–50 процентов. В России, учитывая наметившийся промышленный подъем, этот показатель, вероятно, возрастет еще больше. Такая ситуация позволяет предположить, что к середине XXI века производство энергии атомными энергоисточниками увеличится в 4–5 раз [1].

Широкомасштабное развитие атомной энергетики наиболее полно отвечает и модели построения в России инновационной экономики. Какими путями и средствами можно достичь поставленных целей?

Основные фавориты

Вопрос выбора реакторных технологий, хоть и относится к сугубо технической сфере, по сути своей является общественно-политическим, так как на кону будущее атомной энергетики. Поиск ответа на этот вопрос стал предметом идущей в отрасли дискуссии, которая получила новый импульс в связи с разработкой концепции федеральной целевой программы по новой технологической платформе (НТП) атомной энергетики.

Каким же, с нашей точки зрения, выглядит круг главных «претендентов» на участие в НТП? Основная ставка, несомненно, должна делаться на развертывание строительства атомных электростанций (АЭС) на основе тепловых реакторов большой мощности (> 1000 МВт(э)) с водяным теплоносителем. Это наиболее освоенная в мире технология, имеющая конкурентоспособные по сравнению с углеводородными энергоисточниками характеристики. Серийное строительство энергоблоков с унифицированным составом оборудования позволит существенно уменьшить затраты и время сооружения АЭС.

С учетом предполагаемого ограничения ресурсов «дешевого» природного урана и ряда других проблем, широкомасштабная атомная энергетика (АЭ) должна базироваться на расширенном воспроизводстве топлива и замкнутом топливном цикле. Эта задача решается с помощью реакторов-бридеров. Россия имеет мировой приоритет в промышленной демонстрации такого типа энергоисточников на базе реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН-350, БН-600). Ввод в эксплуатацию строящегося энергоблока БН800 с демонстрацией более высокого уровня безопасности и замкнутого топливного цикла позволит подготовиться к серийному строительству коммерческих реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Совершенно очевидно, что развитие широкомасштабной АЭ должно базироваться на многокомпонентной структуре этой системы, способной эффективно функционировать за счет расширенного воспроизводства топлива и замкнутого топливного цикла. При этом решение по технологии переработки ОЯТ зависит от типов реакторных технологий, принятых для решения главной системной задачи – создания широкомасштабной атомной энергетики. Поэтому на первом этапе (уже в ближайшее время) необходима разработка официальной концепции Росатома по выбору соответствующих реакторных технологий и технологий топливного цикла на весь период создания широкомасштабной АЭ. Это позволит определиться с необходимыми средствами и сроками реализации намеченной программы развития АЭ в первой половине текущего столетия.

Почему судовые технологии?

Область использования атомных станций (АС) может и должна быть значительно расширена. В первую очередь это касается АС малой и средней мощности для удаленных районов, не имеющих централизованного энергоснабжения, для обеспечения собственных нужд предприятий по добыче полезных ископаемых, замены изношенных региональных ТЭС, опреснения морской воды. По существу, в связи с началом строительства плавучей АТЭС в г.Северодвинске выбор в России сделан в пользу судовых технологий реакторных установок (РУ), обладающих компактностью, надежностью и безопасностью, проверенных в течение многих лет эксплуатации на большом количестве энергоустановок (около 350 РУ с суммарной наработкой более 6200 реакторо-лет). ОКБМ на базе судовых технологий с учетом опыта реакторов типа ВВЭР разработаны проекты РУ в диапазоне мощностей 3–300 МВт(э) для регионального энергоснабжения. Соответствующий мощностной ряд АС двухблочного исполнения – от 6 до 600 МВт(э). Для разработки, серийного промышленного производства и строительства таких АС, а также их сервисного обслуживания может быть привлечен большой научный и производственный потенциал российского атомного судостроения.



Для АТЭЦ предлагается также одноконтурная РУ ВК300 мощностью 300 МВт(э) на основе корпусного кипящего реактора (НИКИЭТ). Имеется мировой опыт использования таких технологий в большой энергетике – реакторы типа BWR, наряду с более распространенными двухконтурными реакторами с водой под давлением типа PWR (в России – ВВЭР). Однако преимуществ, в том числе экономических, АЭС с реакторами BWR перед АЭС с реакторами PWR не проявили. К тому же, в России практический опыт эксплуатации таких реакторов ограничен далеко не представительным экспериментальным реактором ВК50. Поэтому рекомендовать этот тип реактора к созданию и применению в новой технологической платформе АЭ вряд ли целесообразно, так как потребуются значительные затраты на разработку и освоение реактора нового типа без получения каких-либо очевидных новых качеств и преимуществ перед освоенными типами реакторов.

Вне конкуренции

Новой перспективной областью применения АЭ должны стать промышленные технологии, потребляющие высокопотенциальное тепло с температурой 850–1000⁰C, такие как: производство метанола, аммиака, нефтепереработка и нефтехимия, металлургия, производство синтетического жидкого топлива из угля и, наконец, производство водорода и развитие экологически чистой атомноводородной энергетики. Это очень энергозатратные производства, доля которых в структуре топливно-энергетического баланса суммарно превышает долю топлива, потребляемого в электроэнергетике. В этой области температур, безусловно, вне конкуренции технология высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов с гелиевым теплоносителем (ВТГР), по которым уже имеется определенный мировой опыт получения высоких температур гелия и разработки проектов реакторов энерготехнологического назначения. Российские предприятия и компании США разрабатывают совместный проект одноконтурной модульной установки ГТМГР мощностью 300 МВт(э), состоящей из реактора и газотурбинного блока преобразования энергии. Отсутствие машзала, минимальное количество систем, высокий КПД (48%) обеспечат хорошую экономику такой энергоустановки: удельные затраты на единицу мощности будут ниже, чем для ВВЭР большой мощности, а использование топлива в виде микрочастиц в многослойной керамической оболочке обеспечит его глубокое выгорание [2, 3].



«Тяжелая» технологическая платформа

Однако в настоящее время для новой технологической платформы развития АЭ активно предлагаются и другие проекты – РУ с «тяжелым» теплоносителем в первом контуре: СВБР75/100 (разработка ОКБ «Гидропресс») со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ) мощностью 100 МВт(э) и БРЕСТ-ОД-300 (НИКИЭТ) с теплоносителем в виде расплава свинца мощностью 300 МВт(э) в качестве демонстрационной установки с разработкой в дальнейшем проекта РУ мощностью 1200 МВт(э). Оба проекта предусматривают использование реакторов на быстрых нейтронах в двухконтурном исполнении. В качестве теплоносителя во втором контуре рассматривается среда вода-пар. Авторы проектов усматривают их преимущества в обеспечении более высокого уровня безопасности и высоких экономических показателей за счет сокращения систем безопасности и простоты конструкции.

Учитывая то обстоятельство, что ОКБМ имеет солидный опыт работы по РУ с «тяжелым» теплоносителем СВТ, позволю себе подробнее остановиться на возможности достижения заявленных в проектах СВБР-75/100 и БРЕСТ-ОД-300 преимуществ. Кстати, опыта работы РУ на свинцовом теплоносителе не существует, и в связи с этим нижеизложенное относится, в первую очередь, к РУ с СВТ.

Выполненный в ОКБМ анализ показывает, что РУ с «тяжелым» теплоносителем по составу и количеству систем безопасности практически не отличается от РУ БН-800 и ВВЭР-1000. Существенное отличие состоит в том, что некоторые системы РУ с «тяжелым» теплоносителем не являются освоенными и широко применяемыми, поэтому потребуется представительное расчетное и экспериментальное подтверждение их работоспособности. В проекте СВБР декларируется «принципиально более высокий уровень безопасности» в условиях наиболее тяжелой запроектной аварии с разрушением здания, полным обесточиванием и крупной разгерметизацией первого контура. Однако соответствующие расчеты показывают, что радиационные последствия такой постулируемой аварии не зависят от типа теплоносителя, а определяются выходом радиоактивных продуктов из твэлов, прежде всего йода и цезия [4]. Соответственно, РУ с «тяжелыми» теплоносителями не имеют в этом отношении никаких преимуществ. Более того, размещение парогенератора (ПГ) с высоким давлением в первом контуре явно противоречит стремлению придать таким реакторам качественно новый уровень безопасности, поскольку крупная разгерметизация трубной системы ПГ может привести к повреждению реактора и значительному выходу активности, что не исключает необходимости применения мер по защите населения.

Еще одна специфическая проблема безопасности двухконтурной РУ с «тяжелым» теплоносителем состоит в том, что в случае расплавления активной зоны топливо реактора будет всплывать. Разработка технических решений (их нет в представленных проектах!) по управлению процессом перемещения топлива и его локализации с гарантированным исключением образования вторичных критмасс представляется исключительно сложной, а возможно, и неразрешимой проблемой. Дополнительные сложности при эксплуатации РУ с «тяжелым» теплоносителем связаны с радиологически опасным альфа-активным полонием-210, образующимся в процессе эксплуатации и способным проникнуть в рабочие помещения вследствие утечки газа из системы первого контура. Кроме того, в результате значительной активации второго контура потребуются существенные ограничения в обслуживании оборудования второго контура, включая турбину.

Считайте, господа!

Совершенно неудовлетворительной является эффективность использования топлива в реакторе СВБР. В случае использования обогащенного урана годовой расход природного урана на единицу мощности в РУ СВБР в 2–2,5 раза больше, чем в РУ типа ВВЭР-1000, что свидетельствует о низкой экономической эффективности топливного цикла на этом виде топлива. При использовании МОХ-топлива начальная удельная загрузка в РУ СВБР в 2–4 раза больше, чем в РУ БН-800, а коэффициент воспроизводства топлива имеет низкое значение (1,04 по проекту и менее 1,0 по оценке экспертов). Поэтому рассматривать данную технологию в качестве реакторов-размножителей нет оснований: при полной переработке ОЯТ тепловых реакторов ВВЭР-1000 и использовании выделенного энергетического плутония в полном объеме можно обеспечить темп ввода мощностей на основе РУ СВБР всего лишь 1 ГВт(э) в пять лет, а использование собственного плутония в СВБР может начаться не ранее, чем через 10 лет после пуска первого реактора, причем время удвоения даже на плотном (нитридном) топливе составит ~ 100 лет.

Авторы проектов РУ с «тяжелым» теплоносителем для широкомасштабной гражданской АЭ предлагают эту технологию, ссылаясь на ее освоенность, на наличие у России опыта разработки и эксплуатации РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем в первом контуре. Действительно, для атомных подводных лодок (АПЛ) ВМФ были созданы и эксплуатировались РУ с СВТ двух проектов (ОКБМ и ОКБ «Гидропресс»). Всего было изготовлено и эксплуатировалось 10 объектовых РУ данного типа, 3 из которых были выведены из эксплуатации аварийно, и восстановление их было признано невозможным. Авария на головной АПЛ с расплавлением активной зоны и выходом активности за пределы первого контура была обусловлена попаданием воздуха в первый контур, образованием труднорастворимых окислов и ухудшением теплоотвода от активной зоны. Таким образом, причины аварийного прекращения эксплуатации РУ не были связаны с какими-либо экстремальными обстоятельствами или ошибками персонала. Все АПЛ с РУ этого типа были выведены из эксплуатации в середине 1990х годов досрочно, до выработки проектного ресурса. Указанные АПЛ эксплуатировались на низком уровне мощности (15–20% от номинальной величины), при пониженном уровне температур и скорости теплоносителя в первом контуре в течение всего срока службы. Энерговыработка активных зон составляла менее 10% от заявленной в проекте СВБР-75/100. Причина досрочного прекращения эксплуатации АПЛ – сложность поддержания технологии СВТ.

В целом, полученный опыт использования этих установок не дает оснований для того, чтобы рассчитывать на создание надежных РУ с длительным сроком эксплуатации (даже при учете возможных способов решения выявленных проблем), поскольку явно недостаточной является ресурсная база работы установок АПЛ.

Авторы проектов реакторов типа БРЕСТ предлагают использовать свинцовый теплоноситель в связи с дефицитом висмута и связанной с ним высокой полониевой радиоактивностью. Однако при использовании свинца возникают другие специфические проблемы, связанные с высокой температурой плавления этого теплоносителя (327⁰С вместо 123⁰С для PbBi и 98⁰C для Na). Общими проблемами технологии «тяжелых» теплоносителей являются:

– поддержание концентрации кислорода, необходимой для ограничения коррозионного воздействия теплоносителя на конструкционные материалы (~ 10⁶ вес. %) с обеспечением соответствующего контроля в теплоносителе, равномерно во всех местах его нахождения (это особенно актуально для интегральной монокорпусной компоновки, содержащей застойные зоны);

– радиологическая опасность РУ с «тяжелым» теплоносителем, поскольку эти теплоносители не задерживают продукты деления – цезий и йод, которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Кроме того, при облучении теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония (этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя). К этому следует добавить проблему накопления трития во втором (пароводяном) контуре этих РУ;

– большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии (на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев);

– токсичность «тяжелых» теплоносителей и образование долгоживущих изотопов альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада > 10⁶ лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации РУ.

Нецелесообразно экономически

Весьма проблематичной представляется экономичность реакторов с тяжелым теплоносителем. В материалах указанных проектов РУ нет информации, за счет каких конструкторско-технологических и проектных решений предполагается обеспечить их экономические преимущества по сравнению с энергоблоками РУ ВВЭР-1000. Не приведено и сравнение проектов по натуральным показателям: массе, строительным объемам и площади энергоблоков, расходу конструкционных и строительных материалов, срокам строительства. Без этих показателей утверждения об экономических преимуществах не вызывают доверия, тем более, что проведенный нами анализ не выявил предпосылок для снижения капитальных затрат в вариантах АЭС с РУ типа СВБР или БРЕСТ. В частности, проект СВБР не может быть признан приемлемым для большой АЭ по капитальным затратам ввиду малой единичной мощности энергоблока и вследствие того, что в проекте не удалось реализовать принцип модульности конструкции, с которым обычно связывается возможность уменьшения объема строительно-монтажных работ на площадке. Достижение большой единичной мощности реакторов типа БРЕСТ проблематично по условиям их сейсмостойкости. Дополнительными факторами, ухудшающими экономические показатели установки, являются высокая материалоемкость и необходимость поддержания высоких температур теплоносителя в стояночных режимах и питательной воды. Неопределенность эксплуатационных затрат в реакторах обоих типов связана с неясностью ресурсных показателей основного оборудования и РУ в целом. При этом такие АЭС, безусловно, будут проигрывать по топливной составляющей эксплуатационных затрат.

…И технически

Следует также отметить, что РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием.

Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых РУ. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в РУ для широкомасштабной гражданской АЭ представляется совершенно нецелесообразным. Развертывание работ по созданию таких технологий приведет к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.

Подведем итоги

В целом широкомасштабная гражданская АЭ предполагается многокомпонентной, использующей преимущества реакторных установок различного типа. Однако широкомасштабность и многовариантность отнюдь не исключает, а напротив предполагает строго дифференцированный подход, основанный на системном анализе всех возможных рисков, особенно если речь идет о реакторных технологиях, не апробированных на практике. Целесообразность создания РУ с теплоносителем, не имеющим подтвержденного положительного опыта длительной эксплуатации, нужно определять исходя из гарантированного приобретения существенно новых и значимых для атомной энергетики качеств.

Литература. 1. Гагаринский А.Ю., Игнатьев В.В., ПономаревСтепной Н.Н. и др. Роль ядерной энергетики в структуре мирового энергетического производства XXI в. // Атомная энергия. – т. 99. – вып. 5. – 2005. – с. 323–336. 2. Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., ПономаревСтепной Н.Н. и др. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор – энергоисточник для промышленного производства водорода. // Атомная энергия. – т. 97. – вып. 6. – 2004. – с. 432–446. 3. Костин В.И., Кодочигов Н.Г. На пути к атомноводородной энергетике // Атомная стратегия. – № 24. – 2006. – с. 20. 4. Поплавский В.М., Багдасаров Ю.Е., Камаев А.А. и др. Опасность горения натриевого теплоносителя // Атомная энергия. – т. 96. – вып. 5. – 2004. – с. 355–361.

(Журнал «Атомная стратегия» № 29, март 2007 г.)