Реактор-2020
Дата: 06/09/2006
Тема: Атомная энергетика




1–2 июня с.г. в Колонтаево состоялся очередной семинар на тему «Перспективы развития атомной энергетики», где обсуждались два вопроса: ВВЭР-энергетика, техническое задание на проект АЭС-2006 и новая технологическая платформа атомной энергетики.

Для обеспечения ввода двух миллионников в год по программе развития атомной энергетики до 2030 г. необходимо решить технический и экономический вопрос топливообеспечения. Основные запасы урана в мире сосредоточены в Австралии и Канаде. При интенсивном развитии атомной энергетики, которое определил новый руководитель федерального агентства Росатома Сергей Кириенко, своих дешевых запасов урана России хватит на 20–30 лет, если продолжать очень неэффективно (0,5%) сжигать уран в традиционных водо-водяных реакторах (ВВЭР) на тепловых нейтронах.

Предлагаемые паллиативные меры, прикрывая образовавшиеся за времена военной атомно-энергетической эпопеи проблемы, кардинально не решают вопросы ядерно-безопасной энергетики нового поколения.

Дальнейшее развитие большой атомной энергетики, основанной на наработке плутония в реакторах на быстрых нейтронах, является далеко не безопасным и приводит, кроме того, к распространению по миру основной составляющей атомного оружия (плутония). Авторы предлагают альтернативный вариант безопасной и экологически чистой энергетики – без плутония и без Чернобыля.

Может ли ядерная энергетика обеспечить человечество «чистой» и «безопасной» концентрированной энергией на ближайшее тысячелетие?

Может, если перейти на уран-ториевый топливный цикл в варианте жидкосолевого реактора на тепловых нейтронах (ЖСР) или гомогенного жидкометаллического реактора на быстрых нейтронах (ГЖБР) с диспергированным топливом.

В современной ядерной энергетике известны два основных топливных цикла – уран-плутониевый и уран-ториевый. Первый основывается на реакциях деления урана-235 и синтеза делящегося плутония-239 из урана-238, а второй на делении урана-233 ( на старте используется уран-235) и синтезе делящегося изотопа урана-233 из тория-232 в реакциях с нейтронами:



В природном уране всего 0,7% делящегося урана-235, дающего избыток нейтронов для цепной реакции. Если бы не возможности появления новых делящихся изотопов в приведенных выше реакциях, то большую ядерную энергетику из-за 0,7% природного урана-235, который извлекается в процессе обогащения топлива, не стоило бы и начинать. Ограничились бы тогда использованием цепной реакции с ураном-235 в атомной бомбе. Но открытые циклы изменили ситуацию, в том числе и при создании атомной бомбы. Оказалось, что нарабатываемый по первому циклу плутоний-239 является прекрасным делящимся материалом. Поэтому, в середине XX века все смотрели в будущее ядерной энергетики, основанной на уран-плутониевом цикле, с большим оптимизмом. Урана на Земле немало (в земной коре его приблизительно 4.10-4%). И, хотя промышленных месторождений сравнительно немного, это не так уж и важно, поскольку можно строить реакторы-размножители, которые эффективно переводят неделящийся уран-238 в делящийся плутоний-239, и тогда может быть использован весь уран (а не только делящийся уран-235), которого хватит надолго. А там, на подходе будет термоядерная энергетика с практически неограниченным ресурсом. По этой причине развитие ядерной энергетики пошло по линии уже освоенного оборонной промышленностью уран-плутониевого цикла с использованием простых и удобных в эксплуатации твердотопливных реакторов с водяным охлаждением, несмотря на то, что в 50–60-х годах были выполнены многообещающие заделы по уран-ториевому циклу. И еще одно обстоятельство было в пользу уран-плутониевого цикла: в годы политического противостояния капиталистической и социалистической систем некогда было заниматься чисто гражданской энергетикой и, к тому же, небесполезно было иметь дополнительный источник плутония-239 как взрывчатого вещества.

Однако последующая жизнь кардинально изменила задачи и приоритеты человечества. Противостояние систем стало не столь сильно выраженным, а оружейного плутония произвели в столь больших количествах, что его дальнейшая интенсивная наработка оказалась ненужной. Зато масштабно проявились такие грозные и неожидаемые явления, как терроризм при решении политических задач и изменение (потепление) климата Земли, которое приписывается парниковому эффекту (возможно, динамическому).

Обе названные проблемы имеют прямое отношение к ядерной энергетике. Что касается терроризма, то его идеологам хотелось бы иметь ядерное оружие или, хотя бы, доступ к ядерным материалам, поскольку их превращение в ядерные заряды не представляет особых технических трудностей. Что касается глобального потепления, то атомная энергетика пока является единственным источником чистой (с точки зрения загрязнения атмосферы, окружающей среды в целом) и концентрированной энергии, способным к наращиванию мощностей. Конечно, более широкое использование углеводородных газов смягчит проблему, так как при получении равной энергии их сжигание дает в три раза меньше двуокиси углерода (парникового газа) по сравнению с углем, но лишь смягчит, но не закроет проблему. Внедрение же термоядерной энергетики существенно затягивается. Более того, на современном этапе о термоядерной энергетике больше говорят не как о прямом источнике энергии в виде тепла или электроэнергии, а, скорее, как об источнике нейтронов, которые должны поглощаться урановыми или ториевыми бланкетами с последующим использованием делящихся изотопов урана и плутония в качестве топлива в традиционной ядерной энергетике.

На оба указанных вызова эпохи по целому ряду причин современная ядерная энергетика достойно ответить не может, находясь в глубоком идеологическом и (в перспективе) экономическом кризисе. Во-первых, она недостаточно безопасна и сама по себе (это стало ясно после Чернобыльской катастрофы) и с точки зрения доступности ядерных материалов. Во- вторых, использование уран-плутониевого цикла в современных энергетических реакторах тянет за собой пока нерешенную проблему обращения с радиоактивными отходами. Если не предусматривать расходов на обращение с ОЯТ, то стоимость ядерной электроэнергии может быть сопоставима со стоимостью энергии от сжигания органического топлива. Но бесконечно этого делать нельзя, и тогда расходам на производство энергии атомными станциями пойдет уже другой счет, поскольку придется выкладывать большие средства на обезвреживание отходов. Самый трудный вопрос, что делать с актинидами (неделящимися изотопами плутония, нептунием, америцием и кюрием), которые в больших количествах нарабатываются в современных энергетических реакторах уран-плутониевого цикла. Они представляют самую большую опасность, поскольку чрезвычайно ядовиты, выделяют много энергии и долго живут. Захоранивать их с гарантией надежности на геологические времена (миллионы лет) практически невозможно, а трансмутировать очень дорого (нужно строить специальные реакторы или ускорители и периодически проводить дорогие химические переделы высокоактивных продуктов). Наконец, запасы промышленных руд урана не бесконечны. Что касается России, то согласно последней информации (июнь 2006 г.), разведанных с невысокой ценой урановых руд хватит на 20-30 лет при том крайне расточительном расходовании его в существующих ЛВР-реакторах. Большие надежды возлагались в уран-плутониевом цикле на реакторы на быстрых нейтронах, которые, казалось бы, позволяют включить в энергетику почти весь уран, переводя его в плутоний-239. В этих же реакторах возможно дожигание актинидов. Стоимости сооружения такого типа реакторов прогнозировались не выше стоимости реакторов на тепловых нейтронах.

Поначалу ядерная энергетика, основываясь на таких прогнозах, весьма бурно развивалась, особенно в передовых странах, бедных запасами газа и нефти: Франции, Японии, Великобритании, Германии, Швеции, в которых выработка электроэнергии на АЭС к концу 70-х годов составляла значительную долю (во Франции, например, – более 80%). К 2000 году в США предполагалось довести атомную энергетику до уровня более 1000 ГВт, СССР планировал к началу XXI столетия построить АЭС общей мощностью 600 ГВт. Таким образом, в мире на АЭС предполагалось производить в самом начале третьего тысячелетия 3–4 тыс. ГВт-год электроэнергии. Это было зафиксировано на Женевской конференции в 1971 году. Причём, 30-40% должно было производиться в реакторах на быстрых нейтронах. Но так не получилось. Сейчас общая установленная мощность всех АЭС около 370 ГВт, а из крупных энергетических реакторов на быстрых нейтронах работает только один – БН-600 в России (Суперфеникс во Франции и Мондзю в Японии остановлены из-за нескольких опасных ситуаций, которые возникали при их эксплуатации). Варианты предлагаемых быстрых реакторов, особенно, без использования воспроизводящей плутоний стенки делает бесперспективным развитие ядерной энергетики. Именно этим и обусловлено резкое замедление роста числа АЭС.

Все указанные проблемы решаются при переходе на уран-ториевый топливный цикл в безтвэльных реакторах. Современная промышленная база страны способна без какой-либо перестройки реализовывать производство как реакторного урана, так и реакторного тория. Уран-ториевый реактор имеет низкий запас реактивности (обусловленный эффективной наработкой урана-233 из тория даже в реакторах на тепловых нейтронах, а также его очисткой от осколочных элементов-поглотителей нейтронов в ходе эксплуатации контура) и высокий отрицательный температурный коэффициент реактивности, что полностью обеспечивает ядерную безопасность. Далее, в ходе функционирования уран-ториевого реактора, наряду с синтезом урана-233, сразу по нескольким каналам идет синтез небольших количеств урана-232. Этот изотоп характеризуется интенсивным жестким гамма-излучением, что полностью исключает возможность проводить какие-либо операции с ураном-233 в легких лабораторных боксах, подобно тому, как оперируют с ураном-235 и плутонием-239. Это гарантирует невозможность использования урана-233, нарабатываемого в реакторе, для приготовления ядерных зарядов (даже при участии в работах операторов-самоубийц) без предварительного отделения изотопа урана-232, что практически невозможно осуществить. Таким образом, как исходный материал – торий-232, так и синтезированный материал – смесь урана-233 и урана-232 не смогут стать реальными компонентами ядерного оружия террористов.

За время эксплуатации уран-ториевого реактора в нем нарабатывается в 105 раз меньше изотопов трансурановых элементов, чем в аналогичном по мощности уран-плутониевом реакторе. Это обстоятельство переводит проблему обращения с радиоактивными отходами уже в практическую плоскость, поскольку для малых количеств трансурановых элементов организация их трансмутации не будет разорительной.

Кроме того, в схемах ЖСР и ГЖБР может реализоваться непрерывная очистка расплава от основных осколочных элементов-поглотителей нейтронов, а выделяемые осколки (газообразные и твердые) прямо в ходе эксплуатации реактора разделяются на фракции, удобные для организации последующего хранения или захоронения тут же. За исключением наиболее значимых долгоживущих осколочных изотопов иода-129 и технеция-99, хранение остальных осколков (до их распада) должно длиться не более 1000 лет. Достижение надежной изоляции РАО на такой срок представляется уже достаточно реалистичным. Так, вес осколочных продуктов реактора тепловой мощностью 300 МВт при кампании 50 лет составит примерно 5,5 тонн, а при средней плотности 2,7 т/куб.м они займут объем примерно 2,0 куб.м., и легко могут быть размещены по соседству с собственно реактором.

Наконец, запасов тория в природе, пригодных для промышленной добычи, гораздо больше, чем запасов урана (например, монацитовые пески с содержанием тория от 3 до 10%, образующие большие залежи).

Эти запасы способны обеспечить выработку тепловой энергии, достаточной для эксплуатации атомных станций суммарной электрической мощностью около 1000 ГВт не менее 1000 лет.

Следует отметить, что рабочие кампании ЖСР и ГЖБР предполагаются гораздо более длительными, чем кампании реакторов на твердом топливе – до 50 и более лет. Для восполнения сгорающего урана-233 в солевой расплав ЖСР будут периодически добавляться порции тетрафторида тория-232, а в расплав свинца ГЖБР металлического тория-232, которые практически при коэффициенте воспроизводства в этих реакторах близких к 1, превратившись в уран-233, сгорают, не требуя какой-либо переработки ОЯТ с его извлечением из реактора. Эта особенность атомных станций делает их практически независимыми от процедур оперативной доставки топлива, что кардинально повышает энергетическую безопасность регионов их размещения.

Еще одним важным моментом является то, что давление в первом контуре предлагаемых реакторов близко к атмосферному, что исключает вероятность разрыва корпуса от опрессовки и открывает новые возможности изготовления корпусов таких реакторов с использованием более широкой промышленной базы.

В ГИ ВНИПИЭТ в 1990-х годах были выполнены изыскания по сопоставлению экономической эффективности уран-ториевого и уран-плутониевого топливных циклов, которые убедительно свидетельствуют о больших преимуществах первого из них.

Итак, по совокупности ключевых параметров уран-ториевый топливный цикл, в отличие от уран-плутониевого цикла, в принципе может удовлетворить потребности человечества в «чистой» энергии на современном этапе его развития, поскольку вписывается в указанные ограничения. Поэтому задача практического воплощения этого цикла в жизнь достойна стать научной и инженерной целью отрасли на ближайшую перспективу, при строительстве демонстрационного уран-ториевого реактора через 5 лет, а не через 45 лет, как записано сейчас в стратегическом плане работ Росатома.

Следует отметить, что в уран-ториевых реакторах могут использоваться в стартовой загрузке не только уран-235, но и плутоний (причём, даже из ЛВР и с малыми актинидами), ибо за 50 лет кампании от них не останется и следов.

Поскольку в ЖСР и в ГЖБР отсутствуют матрица и оболочка твэла, используемые в качестве привычных барьеров для удержания осколочной активности топливных загрузок ЛВР, их роль выполняют дополнительные защитные оболочки. Для гарантий их полной сохранности при различного рода отказах, а главное, при внешних экстремальных природных и техногенных воздействиях (землетрясениях, атаках любых современных самолетов, взрывах ВВ у границ станции и т. п.) целесообразно атомные блоки размещать в подземном пространстве, под защитой природного массива.

Только вовлечение тория в ядерную энергетику в варианте без твердотопливной загрузки-выгрузки активных зон позволит обеспечить страну на столетия экологически чистыми источниками энергии.

В качестве первого шага имеет смысл построить прототипы ЖСР и ГЖБР тепловой мощностью около 300 МВт в подземном пространстве массива стабильных кембрийских глин промплощадки НИТИ им. А.П.Александрова.

Журнал «Атомная стратегия» № 24, август 2006 г.





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

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=622