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

Уже многие десятилетия атомная энергетика, используя ядерные реакторы на тепловых нейтронах, устойчиво развивается на планете, охватывая всё новые страны. Параллельно с выработкой электроэнергии атомная энергетика непрерывно нарабатывает значительные объёмы отработанного ядерного топлива (ОЯТ), содержащего радиоактивные продукты деления, плутоний — топливный материал для будущей атомной энергетики и самый вредоносный из радионуклидов ОЯТ, уран, содержащий значительное количество недогоревшего урана-235, и так называемые минорные актиниды.

Утилизация РАО в России, как и в большинстве стран мира, отложена на неопределённое время. Поскольку утилизация РАО — процедура технологически сложная и затратная, побудительным мотивом к тому, чтобы приступить к утилизации РАО, послужит либо резкое повышение цены на природный уран в связи с истощением достаточно богатых месторождений (ожидается в конце текущего столетия), либо катастрофа, подобная Кыштымскому взрыву, которая побудит мировую общественность потребовать от ядерного сообщества разрешения проблемы утилизации РАО.

Общепринятым в мировом ядерном сообществе путём решения проблемы ликвидации РАО является создание двухкомпонентной атомной энергетики, в которой наряду с традиционными тепловыми реакторами (в России — реакторами типа ВВЭР) функционировали бы реакторы на быстрых нейтронах, способныe нарабатывать большее количество плутония, чем сжигается в активной зоне реактора. Плутония, нарабатываемого в тепловых реакторах, недостаточно для поддержания работоспособности реактора после перегрузки. Быстрый реактор, обеспечив собственные потребности в плутонии, способен восполнить эту недостачу и обеспечить по крайней мере двукратное обращение топлива в нескольких реакторах типа ВВЭР.

Энергокластер из быстрого реактора, нескольких ВВЭР, производства переработки ОЯТ и изготовления смешанного уран-плутониевого топлива (МОХ-топлива), будет потреблять меньше природного урана на единицу вырабатываемой мощности и не будет накапливать РАО.

Здесь следует отметить степень подготовленности ядерных технологий к реализации двухкомпонентной атомной энергетики. Наработка плутония для собственного потребления и обеспечения нужд нескольких реакторов ВВЭР может осуществляться реактором типа БН (с натриевым охлаждением), технология которых достаточно хорошо освоена, что подтверждено несколькими десятилетиями успешной работы реактора БН–600 и др. К сожалению, проект реактора БН–1200, разрабатывавшийся в последние годы, не был нацелен на те задачи, которые быстрый реактор должен выполнять в составе двухкомпонентной атомной энергетики: проектный коэффициент воспроизводства плутония составляет для него всего 1,2.

Таким образом, первоочередной задачей является разработка проекта реактора примерно той же мощности, но обладающего коэффициентом воспроизводства порядка 1,5, что в два с половиной раза повысит число реакторов ВВЭР, подпитываемых плутонием из быстрого реактора. Путь к повышению коэффициента воспроизводства открывается, в частности, в связи с возможностью использовать в зонах воспроизводства вместо обеднённого урана (0,2 % урана-235) отработанного урана из ОЯТ ВВЭР, содержащего 1 % урана-235. Разумеется, существует и немало конструктивных решений проблемы повышения коэффициента воспроизводства.

В стране разработаны надёжные воднохимические технологии отделения продуктов деления в ОЯТ от урана, плутония и других тяжелых металлов; разделения урана и плутония, а также выделения младших актинидов. Технологии отработаны в опытно-промышленных комплексах. Их недостаток — необходимость долговременной (порядка 10 лет) выдержки ОЯТ перед процессом переработки несущественен, т. к. накопленные запасы ОЯТ многократно превзошли эту выдержку.

Технически нерешенной является проблема изготовления в промышленных масштабах МОХ-топлива для тепловых и для быстрых реакторов. Учитывая исключительную вредоносность плутония решение этой проблемы потребует разработки (и / или внедрения) высокотехнологичного оборудования, включая робототехнику. Здесь, однако, может помочь опыт реализации подобных технологий, накопленный во Франции.

Следует отметить ещё одну едва ли не наиболее сложную проблему освоения двухкомпонентной атомной энергетики в нашей стране, тесно связанную с оценкой того момента, когда стране будет целесообразно затрачивать необходимые для этого немалые средства. Если считать, что этот момент уже наступил и с 2018 г. начнётся разработка и реактора, и необходимых технологий переработки ОЯТ, захоронения высокоактивных отходов, производства МОХ-топлива и т. п., то можно было бы ожидать, что лет через 5 эти проекты будут осуществлены, а лет через 10 первый быстро-тепловой атомный энергокомплекс вступит с строй.

Потребуется ещё 5–10 лет для обеспечения замыкания топливного цикла быстрого реактора (в отличие от топлива ВВЭР оно не выдержано!). Для внедрения следующих энергокомплексов потребуется меньше времени, поскольку технологии будут уже отработаны, однако учитывая сложность сооружаемых объектов и необходимость многолетней выдержки топлива каждого вновь вводимого быстрого реактора, это время едва ли составит менее 15 лет.

Таким образом, начав немедленно подготовку к переходу на двухкомпонентную атомную энергетику, мы только-только успеем завершить процесс к концу столетия, когда на традиционную атомную энергетику обрушится рост цен на природный уран. Конечно, предугадать момент резкого возрастания цен с точностью даже до десятилетия едва ли возможно и, испытывая природный оптимизм, мы могли бы отложить начало работ на середину 30-х годов (как это предусмотрено Постановлением Правительства от 9 июня 2017 г. № 1209-р). В этом случае, однако, российская атомная энергетика столкнётся с серьёзнейшей проблемой, связанной со стремительной утратой технологий подготовки высококвалифицированных специалистов и обусловленной этим утратой накопленного опыта.

Неудовлетворительность школьного обучения обсуждается даже на уровне Президента страны. Неудовлетворительность подготовки выпускников вузов неоднократно отмечалась специалистами-ядерщиками (см., например, П. Л.Кириллов. Болонская система образования: её смысл и предварительные итоги. Proatom, 2014). В ведущем институте по разработке быстрых реакторов закрыта аспирантура. Плодотворность предпринимаемых в отрасли усилий по «сохранению знаний» более чем сомнительна. В этих условиях к началу 30-х годов многие необходимые для ядерно-энергетических разработок сведения и умения будут утрачены. Примером могут служить ядерные данные. Библиотека оцененных ядерных данных РОСФОНД, созданная на средства Минобрнауки, требует солидной доработки, но даже сохранённая в Интернете версия для её практического использования требует сложной алгоритмической переработки в константы, адаптированные к расчётным программам. Доступные ныне российские и зарубежные алгоритмы такой переработки через 5–7 лет не смогут быть использованы из-за несовместимости с теми операционными системами, которые к тому времени будут в ходу. Стремительно устаревают вычислительные методы и средства. Если в 50–60-х годах прошлого века доработка оцененных данных могла быть поручена молодым специалистам (Л. Абагян, Н. Базазянц, С. Захарова и др.), то нынче с нею не в силах справиться и дипломированные кандидаты наук.

Всё изложенное говорит о необходимости немедленной мобилизации сил и средств для освоения двухкомпонентной атомной энергетики пока проблема РАО не выросла в проблему планетарного масштаба. В России пока(!) есть опережающие факторы в решении этой проблемы. Затраты на необходимые разработки со временем с лихвой окупятся экспортными поставками двухкомпонентных ядерно-энергетических комплексов с замкнутым топливным циклом: если сейчас не прошляпить, у нас не будет серьёзных конкурентов в этой области.

Размещая этот доклад на сайте PROATOM, я надеюсь на конструктивное обсуждение читателями поднятых в нём проблем.  В частности:

1. Согласны ли Вы с недопустимостью перелагать на плечи грядущих поколений проблему ликвидации (утилизации) непрерывно накапливаемых объёмов РАО, не обеспечив эти поколения надёжной технологией обращения с этой гадостью.

2. Согласны ли Вы с тем, что единственным  приемлемым способом ликвидации некондиционного плутония, содержащегося в РАО тепловых реакторов, является его сжигание в реакторах на быстрых нейтронах.

3.  Согласны ли Вы, что чем выше будет избыточная наработка плутония в быстрых реакторах-бридерах, включённых в двухкомпонентную атомную энергетику, тем ниже будет темп наработки некондиционного плутония тепловыми реакторами.

4. Согласны ли Вы с тем, что при экономической оценке быстрых реакторов для двухкомпонентной атомной энергетики оптимизируемой величиной должны являться затраты на килограмм нарабатываемого избыточного кондиционного плутония, а не на киловатт установленной мощности (недостающая мощность может быть обеспечена путём ввода в действие электростанций с парогазовыми установками, которые (согласно Б.И.Нигматулину) вдвое дешевле БН'ов).