Замыкание ядерного топливного цикла и быстрые реакторы
Дата: 12/04/2018
Тема: Атомная наука


М.Н. Николаев, доктор физ.-мат. наук, профессор, главный научный сотрудник ГНЦ РФ ФЭИ

На опубликованную 27 февраля на  PROATOMе мою статью «Быстрый реактор для двухкомпонентной атомной энергетики» поступило много комментариев, в основном, естественно, критических. Последние комментаторы просили ответить на критику и спрашивали, где о проблеме можно почитать. Здесь я пытаюсь это сделать.



Прежде всего, с прискорбием должен ответить первому комментатору (и ряду других), что изложенная в обсуждаемой статье позиция не является позицией ФЭИ. На прошедшем недавно семинаре «Двухкомпонентная ядерная энергетика. Проблемы и решения» В.С.Каграманян изложил результаты выполненных в институте многолетних многокритериальных исследований в этой области, но никаких проблем и, естественно, путей их решения названо не было.

Присутствовавшее на семинаре руководство ФЭИ не сделало никаких замечаний ни по поводу доклада Каграманяна и ни по поводу моего выступления о требованиях к быстрому реактору. Мне, правда, было обещано обсуждение «в узком кругу», но то ли оно не состоялось, то ли круг был столь узок, что я в него не попал. Таким образом, позиция руководства ФЭИ, если она и имеется, мне неизвестна и позиция, изложенная в упомянутой статье и здесь, является моей собственной, основанной на опыте 64 лет работы в ФЭИ в области физики быстрых реакторов.

Прежде всего, я должен уточнить, что понимается под двухкомпонентной атомной энергетикой. Разумеется, в ней присутствуют кроме реакторов на тепловых нейтронах и быстрые реакторы-размножители (бридеры), в которых топливного материала – плутония – образуется больше, чем выгорает в процессе работы реактора. Меня спрашивают – зачем строить эти самые бридеры, которые и дороже тепловых реакторов, да ещё и нарабатывают плутоний, которого у нас и так накоплено слишком много (кто говорит 60 тонн, кто – 170) и неясно, что с ним делать. Отвечаю: развитие двухкомпонентной атомной энергетики – единственный путь решения проблемы плутония и проблемы топливообеспечения самой атомной энергетики. Эти проблемы тесно связаны: современная атомная энергетика, использующая реакторы на тепловых нейтронах, выжигая делящийся изотоп урана – уран-235, нарабатывает плутоний. В ОЯТ его содержится примерно 1%.

Поскольку ОЯТ у нас наработано примерно 25000 тонн, количество содержащегося в нём плутония намного больше самых смелых оценок запасов оружейного плутония и ежегодно продолжает увеличиваться (на 6 -7 тонн). Если наша атомная энергетика будет двигаться по прежнему пути, наработка плутония будет продолжаться до тех пор, пока реакторам на тепловых нейтронах хватит урана. Насколько же его хватит? Не будучи специалистом в области геологоразведки, обращусь к источникам. Наша страна потребляет сейчас[1] 16 000 тонн природного урана ежегодно (из них примерно половину на нужды собственной атомной энергетики). Наши разведанные запасы природного урана составляют[2] 500 000 тонн (9% мировых). При сохранении современного потребления  их хватит всего на три десятилетия.

Примерно столько же или даже чуть больше можно добыть, если профильтровать все 80 000 км3 каспийского моря, в котором концентрация урана выше, чем в любых других морях.  Возможно, конечно, что за 30 лет наразведуют ещё немало урана; возможно, мы сможем более эффективно его использовать и в тепловых реакторах. Но как ни считай, а к концу века запасы природного урана иссякнут, и что делать с накопленными сотнями тысяч тонн ОЯТ придётся разбираться нашим потомкам. Одновременно им придётся искать альтернативу атомной энергетике, которая истощит свои топливные ресурсы, придумывать что делать с оставшимися им в наследство АЭС и т.п. Это не может не беспокоить.

В двухкомпонентной атомной энергетике быстрые реакторы работают не автономно, а в тесной связи с реакторами на тепловых нейтронах. Пусть мы имеем реактор СУПЕР-ВВЭР-1200, работающий на уран-плутониевом МОХ-топливе и имеющий коэффициент воспроизводства 0.8 и реактор БН-1200, обладающий коэффициентом воспроизводства 1.2. После того как оба реактора выжгут по тонне загруженного в них плутония, из отработанного топлива CУПЕР-ВВЭР можно будет извлечь 800 кг энергетического плутония, а из ОЯТ БН-1200 – 1200 кг. Плутоний из ВВЭРа загружается в БН-1200, а более подходящий для тепловых реакторов плутоний из СУПЕР-ВВЭРа – в БН-1200. Такая реакторная пара будет потреблять только обеднённый уран для компенсации выгоревших тяжелых ядер.

В настоящее время, когда топливная составляющая электричества, вырабатываемого на АЭС, мала, такая система окажется экономически не выгодной, но очень высоких темпов внедрения БНов в атомную энергетику и не требуется. Важно чтобы к тому времени, когда нехватка урана станет обременительной, доля таких быстро-тепловых пар в атомной энергетике была уже заметной и ко времени, когда уран иссякнет, нарабатывать электричество можно будет путём сжигания уже только обеднённого урана (в который к тому времени превратится весь извлечённый из Земли природный уран). Если в БН-1200 обеспечить значение КВ=1.4 (как в разработанном в ФЭИ проекте БН-800 до его модернизации в рамках проекта «прорыв»), то один такой БН обеспечит замыкание топливного цикла на двух СУПЕР-ВВЭР. Финансовое обременение будет меньше.

Мне было весьма отрадно узнать, что А.Е.Лихачёв в своей беседе с Президентом объявил, что РОСАТОМ  намерен развивать атомную энергетику по двухкомпонентному пути, отказавшись от движения в «прорывном» направлении. Ведь даже если бы опытный проект «прорыв» оказался успешным, т.е. удалось бы решить всю череду пока нигде и никем не решенных технологических  проблем (обеспечить совместимость стали со свинцом, освоить быструю пирохимическую переработку ОЯТ, изготовление твэлов из пирофорного уран-плутониевого нитрида, гарантировать непревышение надкритичности выше бета на протяжении всего топливного цикла), то и в этом случае БРЕСТ в существующую атомную энергетику никак не вписывается. БРЕСТами можно было бы лишь заменять ВВЭРы когда последние отработают свой век и(или) когда кончится уран. Этот путь, по существу, не отличается от стагнации или медленного развития атомной энергетики. Развитие двухкомпонентной атомной энергетики позволяет внедрять в неё БНы постепенно и без вытеснения хорошо освоенных ВВЭРов. Но и на этом пути, как справедливо отмечали мои оппоненты, «всё не так просто».

Прежде всего, нельзя не отметить, что СУПЕР-ВВЭРа пока не имеется, а проект БН-1200 существует только на бумаге и рассматривается в НИКИЭТ на предмет модификации. Представляется очевидным, что для обеспечения согласованности этих проектов в рамках двухкомпонентной энергетики разработка этих проектов должна вестись согласованно. В нашей традиционной атомной энергетике  технологически более сложный СУПЕР-ВВЭР едва ли сможет быть конкурентным. Для оптимального «спаривания» с БН-1200 весьма важно знать и какой именно коэффициент воспроизводства будет у этого реактора, какая часть новой загрузки СУПЕР-ВВЭР может быть обеспечена плутонием, наработанным в нём самом (остальное компенсируется кондиционным плутонием из БН-1200). От этого будут зависеть и требования к приемлемому значению KВ в БН-1200. Обеспечить согласованность разработок в условиях нашего времени представляется весьма непростой задачей. Не подлежит сомнению, что научное руководство проектом СУПЕР-ВВЭР будет возложено на Курчатовский институт, руководивший созданием реакторов практически всех наших АЭС и имеющий прямое государственное финансирование. Однако главным конструктором ВВЭР являлся подольский ОКБ Гидропресс, входящий в корпорацию РОСАТОМ и финансирующийся по иному каналу.

По этому каналу финансируется и разработка БН-1200. Доводка этого проекта ведётся в рамках проекта «прорыв». Поскольку в проекте «прорыв» никакой двухкомпонентной энергетики не фигурировало, цель этой доводки неясна. Нельзя не отметить, что опыт подобной «доводки» проекта БН-800 той же организацией оказался, мягко сказать, не вполне удачным: несмотря на то, что к пересмотру проекта этого реактора было привлечено ОКБМ, обладавшее вполне положительным опытом конструирования быстрых реакторов (БН-600, БН-350, БОР-60, SEFR), физический и энергетический пуски прошли с большими трудностями и многомесячными задержками из-за необоснованности ряда модификаций, а КВ, равнявшийся в исходном проекте 1.4,  после модификаций стал ниже единицы. Что касается ФЭИ – инициатора и научного руководителя всех ныне действующих в мире энергетических быстрых реакторов –  то он  оказался вообще «не при делах». Для того, чтобы реализовать обещанный Президенту переход к двухкомпонентной атомной энергетике А.Е.Лихачёву предстоит провести весьма сложную организационную работу чтобы обеспечить слаженную деятельность научных руководителей и БН и ВВЭР, соответствующих КБ, институтов и предприятий, отвечающих за обращением с ядерным топливом и ОЯТ, имеющих за плечами опыт успешной работы.  

Теперь несколько слов о РАО. Продукты деления, как справедливо отметил один из комментаторов, отнюдь не единственный источник РАО. После снятия АЭС с эксплуатации материалы реакторной конструкции будут содержать наведенную радиоактивность (в результате облучения их нейтронами). Обращение с этими радиоактивными материалами поневоле перекладывается на плечи тех поколений, при которых реакторы АЭС будут интенсивно сниматься с эксплуатации в связи с истечением допустимого срока. Первыми будут сниматься с эксплуатации РБМК и вопрос о том, что с ними делать, будет осложнён дополнительной проблемой: что делать с пристанционными хранилищами ОЯТ. Так что вопрос о грядущих поколениях не столь уж преждевременный.   Кроме продуктов деления и наведенной активности, радионуклидами являются и тяжелые металлы, содержащиеся в ОЯТ. Один из комментаторов, используя оборванную цитату из моей статьи, говорит, что я якобы считаю уран самым вредоносным из радионуклидов ОЯТ.  Это совершенно не так: уран из ОЯТ, как и природный уран, имеет очень слабую радиоактивность и никаких мер по защите от неё принимать не требуется (знаю по личному опыту).

Совершенно другое дело не существующий в дикой природе плутоний. Смертельная доза для человека составляет примерно 0.1 г., т.е. плутоний примерно на порядок токсичней цианистого калия. Это обстоятельство, я полагаю, следует иметь в виду, обрекая ОЯТ тепловых реакторов, в котором 1% составляет плутоний, на неопределённо долгое хранение. Что касается америция-241, об утилизации которого почему-то многие так пекутся, что готовы сооружать сверхдорогие ADS-системы для его выжигания,  то эту проблему, действительно, можно было бы и отложить. Ведь пока не будет организовано замыкание топливного цикла и америцию взяться не откуда, а когда он будет выделен, то почему бы его не использовать в качестве источника тепла, подобного специально нарабатываемому очень дорогому плутонию-238. Америций-241 всего в пять раз менее теплотворен, а по радиоактивности они практически одинаковы.

Наконец, относительно 50-летнего эксперимента разработки замкнутого цикла с быстрыми реакторами, давшего, якобы отрицательные результаты. Давайте оценим этот опыт.  Французы не справились с технологическими проблемами, возникшими при эксплуатации Суперфеникса и, казалось бы, забросили быстрые реакторы, но зато под давлением «зелёных», прикрывших атомную энергетику в Германии, организовали переработку ОЯТ PWR и обеспечили частичное замыкание их топливного цикла. В результате ими были освоены в промышленном масштабе все элементы замкнутого топливного цикла кроме быстрых реакторов. Зачем они это сделали – не по глупости же! Конечно, нет: нынче французы вернулись к энергичной разработке реактора БН. Когда они завершат это дело, проблема замыкания топливного цикла у них будет технологически полностью решена.

Мы пошли другим путём: продолжили освоение технологии реакторов  БН и вполне успешно справились с этой задачей. В 80-х годах после пуска и успешной многолетней эксплуатации реактора БН-600 мы были общепризнанными лидерами в этой, говоря современным языком, инновационной области. Предстояло освоить замыкание топливного цикла. Для этой цели был разработан усовершенствованный вариант – реактор БН-800 с КВ=1.41 – 1.42. Предполагалось запустить на площадке Белоярской АЭС три таких реактора и организовать переработку ОЯТ всех быстрых реакторов и изготовление для них ТВС с МОХ-топливом. Для этого был сооружен специальный «Цех-300». 

К 90-м годам первый – положительный – опыт разработки технологии замкнутого топливного цикла в нашей стране был завершен и начался второй этап, отрицательный. Цех 300 разрушили, у реактора БН-800 в результате  «модернизаций» под напором теплоносителя стали всплывать ТВС, что задержало его пуск более, чем на год.

Что касается того, что в США, похоже, не спешат с переработкой ОЯТ, так это их дело, их ответственность за будущее своей страны. Распространённое, увы, мнение, что принимаемые за океаном решения являются истиной в последней инстанции, мне не представляется убедительным аргументом. Тем более что мы знаем об американских решениях? Есть сведения, что они в начале двадцатых годов намерены соорудить БН с металлическим топливом, над которым они давно трудятся (причём не в ЧУ, а под эгидой DOE). Если им это удастся, то на двухкомпонентную атомную энергетику они перейдут раньше нас.

Публикуя эту статью на PROATOMе, я надеюсь, что она побудит опытных специалистов и стратегов к открытой дискуссии. Обсуждение столь важной проблемы, как перспективы развития атомной энергетики на закрытых НТСах РОСАТОМА, как видим, не приводит к конструктивным результатам.



[1] vuzlit.ru/1056290/zapasy_urana

[2] wikipedia.org/wiki/ран_по_странам







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=7969