PRoAtom - Локомотив подцепляют, что на платформе?

А.Ю.Гагаринский, Российский научный центр «Курчатовский институт»

Еще несколько лет назад атомная энергетика в мире считалась «незавидным уделом» энергодефицитных стран, а в самодостаточной России робкие голоса ядерных энтузиастов гасли у неприступной нефтегазовой трубы.

Постепенное осознание надвигающегося системного энергетического кризиса и незатухающая, несмотря на все стремления «залить ядерный костер», деятельность атомщиков привели к удивительному результату. Сегодня в документах Санкт-Петербургского Саммита G8 декларируется приверженность большинства участников ядерно-энергетическому развитию. В России ведутся дискуссии, с каким объемом строительства АЭС может справиться стагнировавшее многие годы атомное машиностроение (два или три ГВт в год генерирующих мощностей).

В утвержденной концепции федеральной целевой программы развития атомного энергопромышленного комплекса до 2015 года обещанный (хотя и с осторожной пометкой «предельный») объем бюджетного финансирования даже в запрещенных денежных единицах выглядит крайне весомо – 25 миллиардов, учитывая, к тому же, вполне обоснованные ожидания почти такой же внебюджетной «добавки». Здесь нельзя не сказать о «роли личности в истории» – как и во многие отрасли российской экономики, в наш сектор пришли люди, знающие, чего хотят, где взять и куда подцепить локомотив инвестиций.

Конечно, эти замечательные планы ставят фундаментальный вопрос. Насколько мы – ядерщики – подготовлены к научной поддержке этих ближних, десятилетних планов и к научному обоснованию развития масштабной атомной энергетики за пределами 2015 года?

На этот вопрос должна была ответить в рекордно короткие сроки сформулированная программа по ядерным технологиям нового поколения, несколько претенциозно названная «Новой технологической платформой» – подавляющее большинство «новых» технологий придумано основателями ядерной энергии в середине прошлого века. О том, что сегодня «лежит», а что еще должно быть «положено» на эту платформу, стоит сказать несколько слов.

Очень важным (и в определенной мере критическим для принятия взвешенной технической политики на несколько десятилетий) фактором является время и масштаб присутствия в структуре атомной энергетики технологии водяных корпусных реакторов на тепловых нейтронах.

При сооружении новых энергоблоков на ближнем этапе единственной технологией, соответствующей мировым стандартам и готовой к масштабной реализации, является технология ВВЭР-1000. С известной специалистам натяжкой будем считать, что эта технология, даже с перспективой повышения единичной мощности на 200–500 МВт(э), у нас почти что есть.

Но в ядерном сообществе пока не нашло четкого понимания то, что задача дальнейшего развития технологии ВВЭР должна быть поставлена в общей стратегии развития не только применительно к «третьему», но и к «четвертому поколению», в сочетании с развитием замкнутого топливного цикла и реакторов на быстрых нейтронах.

А ведь системный анализ ядерного будущего уверенно показывает, что технология ВВЭР будет занимать существенное место в атомной энергетике XXI века, т.е. этот реактор «не надолго, а навсегда» в российской ядерной энергии деления.

Разработка энергоблоков большой мощности не снимает задачи использования атомных станций для регионального энергоснабжения, пока не включенные в явном виде в наши планы по новым ядерным технологиям.

В результате геополитических процессов Россия стала более северной по сравнению с СССР страной, уменьшилась ее экономически эффективная при нынешнем хозяйственном укладе ресурсная база. Развитие экономики России предполагает более интенсивное развитие «граничных» регионов: европейского Севера, Северо-Восточной Сибири, Дальнего Востока, в которых сосредоточено 80% природных ресурсов страны. Решение проблемы надежного энергообеспечения изолированных регионов, например, на базе блоков малой и средней мощности плавучего и берегового базирования, выходит на уровень важнейших политических задач.

Россия обладает уникальным опытом индустриального серийного производства ядерных энергетических установок для атомных подводных лодок, надводных кораблей, ледоколов и судов, общая наработка которых превышает 6000 реакторо-лет, и мощной научной, проектной и производственной инфраструктурой атомного судостроения, которая может быть переориентирована на общегражданское ядерное энергетическое строительство.

Огромный российский опыт судовых и корабельных технологий может быть эффективно использован и для создания блоков средней мощности промышленного изготовления, наиболее адаптированных к сетевому хозяйству и мощностному ряду для регионального энергоснабжения.

Если реакторы этого уровня мощности будут иметь высокую степень заводской готовности энергоблоков, что позволит заметно сократить время и затраты на строительство АЭС, то их экономическая эффективность может оказаться даже выше в сравнении реакторами большой мощности. Другой очень важный аспект: реакторы этого типа могут оказаться наиболее привлекательными на мировом рынке, что является стратегической задачей развития ядерно-энергетического комплекса России.

Недостаточно определены российские намерения по высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам. Научный задел в стране составляет около 50 лет НИОКР, доведенных до технических проектов (АБТУ-50, ВГ-400 с выходной температурой 950⁰С), а также до действующего прототипа космической двигательной установки с температурой на выходе 3000 К.

ВТГР могут служить эффективным источником энергии для производства электроэнергии и водорода из воды, и тем самым создать основу экологически чистой атомно-водородной энергетики – нового направления в мировой экономике. В международном проекте «Поколение-IV» развитие концепции сверхвысокотемпературного гелиевого реактора явно имеет первый приоритет. Нам тоже пора определяться.

Главной идеей «Новой технологической платформы» является положение о том, что ключевое направление инновационного развития атомной энергетики – замыкание топливного цикла и разработка быстрых реакторов с расширенным воспроизводством топлива.

Россия здесь также имеет 50-летний опыт НИОКР, несколько реакторов-прототипов (БР-1, БР-2, БР-5(10), БОР-60) и 20-летний опыт эксплуатации реактора БН-350 с опреснительной установкой. Только в нашей стране продолжает эксплуатироваться коммерческий реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600, но с традиционным топливом из окиси урана. Для сохранения технологии быстрых реакторов и для ее дальнейшего успешного развития важным этапом является сооружение энергоблока с реактором БН-800 на площадке Белоярской АЭС с одновременным созданием пилотного производства смешанного уран-плутониевого топлива для изготовления первой загрузки.

Следующим этапом работ по реализации концепции расширенного воспроизводства топлива и замкнутого топливного цикла в ближнесрочной перспективе является разработка инновационного проекта АЭС с головным серийным коммерческим реактором БН, а также разработка проектов промышленной базы по производству и регенерации топлива и сооружение этих объектов.

Это позволит, в значительной степени, продвинуть практическую реализацию быстрых натриевых реакторов, не дожидаясь исчерпания дешевого природного урана и сохранить высокотехнологичную промышленную инфраструктуру, необходимую для устойчивого развития атомной энергетики. Тем более, что эскалация мировых цен на органическое топливо, возникшая в последние годы, может приблизить время начала интенсивного ввода АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и переход на новые технологии переработки ядерного топлива.

Однако и здесь еще очень много вопросов, ожидающих ответа – выбор единичной мощности, бридинговых характеристик, режимов и условий работы в сети, роль и необходимый уровень проработки быстрых реакторов других типов (с тяжелым металлическим теплоносителем, газоохлаждаемых, с сухим или влажным паром, с жидкой солью и т.д.) и, разумеется, разработка технологий, на которых будет базироваться будущий замкнутый топливный цикл.

В целом, ответом на очевидную «заботу партии и правительства» об атомной энергетике должна быть долгосрочная, тщательно промоделированная и просчитанная российская программа по ядерным технологиям на XXI век. Возможности для этого – огромный отечественный научно-технический задел, очевидный интерес в мире к инновационному развитию, уже оформленный в виде крупных международных проектов, либо инициированных Россией, либо с нашим участием – безусловны.

В заключение – один яркий пример качества нашего ядерного задела. В конце этого года исполняется 60 лет запущенному И.В.Курчатовым реактору Ф-1, сегодня – старейшему из действующих на Земле. За свою долгую жизнь этот реактор выполнял много задач, нарабатывал первый советский плутоний, служил экспериментальной базой буквально для всех разрабатываемых в стране реакторных концепций, наконец, стал эталоном нейтронного потока. Чего он при этом не делал никогда: не ломался, не позволял довести себя до опасной мощности, не загрязнял окружающую среду. Сколько он еще может проработать – сотни лет.

Представляется, что, имея такое за плечами, мы вполне можем браться за программу, рассчитанную на целый век.

Журнал «Атомная стратегия» № 25, сентябрь 2006 г.