Замыкая цикл

Ядерная энергетика проходит стадию «тихой трансформации», связанную с внедрением ядерных энергетических систем четвертого поколения. Именно такие системы, как предполагается, позволят решить ключевые проблемы, с которыми ассоциируется отрасль,— это риски в части безопасности и накопление долгоживущих радиоактивных отходов. Подробнее о том, что именно меняется в технологических процессах, читайте в этом выпуске "Ъ-Атомная промышленность".

Выйти из полноэкранного режима

Развернуть на весь экран

Наилучшее доступное

Большинство современных АЭС в мире относятся с учетом произведенных модернизаций ко второму и третьему поколениям. К первому относились реакторы, которые были созданы на заре коммерческого использования ядерной энергии, ко второму — более крупные станции, которые строились в 1970–1980-х годах. Дополнительные требования по безопасности и стандартизация технологий, в свою очередь, привели к появлению третьего поколения.

К четвертому же поколению по общепринятой в отрасли классификации международного форума Generation IV относятся не столько АЭС, сколько целые ядерные энергетические системы, соответствующие сразу нескольким важным параметрам: это высшая степень безопасности и надежности используемых энергетических установок, обеспечение устойчивого развития путем кардинального повышения эффективности использования ядерного топлива и снижения потенциальной биологической опасности отходов, экономической конкурентоспособности с альтернативной генераций и поддержка режима нераспространения ядерных материалов.

«Именно ядерные энергетические системы четвертого поколения способны кардинально изменить атомную энергетику, прежде всего за счет нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и существенного сокращения опасности радиоактивных отходов»,— поясняют в Топливном дивизионе «Росатома».

Технических решений, позволяющих реализовать такие параметры, несколько. Перспективными считаются шесть вариантов систем, при этом в реакторной части наиболее широкое распространение получили реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем — сегодня Россия занимает первое место в мире по опыту эксплуатации подобных установок. В качестве основы для устойчивого энергообеспечения многими странами, включая Россию, также рассматриваются проекты быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем, характеризующиеся крайне привлекательными свойствами безопасности и топливопотребления. Еще один перспективный вариант — реактор с расплавом солей, обладающий большим потенциалом для трансмутации минорных актинидов («дожигания» нежелательных отходов атомной промышленности).

Третий тип — высокотемпературные газовые реакторы — работает при гораздо более высоких температурах, что в теории может позволить им крайне эффективно производить водород в качестве углеродно-нейтрального топлива, но их затруднительно использовать в замкнутом ядерном топливном цикле.

От науки к практике

Россия в настоящий момент является лидером по разработке перспективных реакторов для создания вышеупомянутых ядерных энергетических систем четвертого поколения, к которым относятся два проекта: строящийся в Томской области опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК) в составе АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и пристанционным замкнутым ядерным топливным циклом и проектируемый энергоблок БН-1200М на Белоярской АЭС.

«Россия продвинулась дальше всех — этому способствовал как мощный задел, сделанный в советское время: научная школа, производственные мощности, огромный "сундук" с проектами, разработанными в разное время, но не потерявшими актуальности по сей день, так и то, что только в России есть действующие реакторы на быстрых нейтронах большой мощности, которые доказали свою эффективность: БН-600 на Белоярской АЭС успешно работает уже более 40 лет, а БН-800 уже работает с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым МОКС-топливом»,— говорят в Топливном дивизионе «Росатома».

Кроме того, по словам представителя компании, в России исторически сильные компетенции в реакторных технологиях, в начальной стадии топливного цикла и радиохимии: «Если все это вместе совместить, может получиться синергетический эффект: двухкомпонентная энергетическая система с реакторами на тепловых и на быстрых нейтронах, работающих в замкнутом топливном цикле». Еще один фактор — традиционная внутриотраслевая конкуренция идей, проектов и научных направлений.

Ключевое преимущество России и отличие от остальных игроков — активно ведущиеся работы в области дожигания в быстрых реакторах минорных актинидов, а также ставка на многократное рециклирование ядерных материалов (у других компаний пока только однократное использование после переработки облученного топлива), поясняют в «Росатоме».

«Машиностроительный дивизион "Росатома" активно ведет работу по изготовлению оборудования для энергетических систем будущего, воплощая на практике то, что в других странах реализовано только на бумаге. С петербургских заводов дивизиона уже отгружена широкая номенклатура оборудования для БРЕСТ-ОД-300, строящегося в Северске. В нижегородском "ОКБМ Африкантов" идет работа над проектом серийного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200М»,— говорят в дивизионе.

Ядерная энергетика также активно развивается в Китае: сейчас в стране действует 56 атомных энергоблоков, строится еще 29. Суммарная мощность установок к 2030 году должна достигнуть 150 ГВт, при этом в стране уже обеспокоены потенциальной нехваткой урана. В действующих реакторах (на тепловых нейтронах) используется в основном уран-235, но его доля в общем объеме природного урана составляет лишь 0,7%. При этом одна АЭС мощностью 1 тыс. МВт потребляет 170 тонн природного урана в год, а коэффициент использования урановых ресурсов такими реакторами не превышает 1%. При использовании ядерных энергетических систем четвертого поколения с реакторами на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла потребность в наиболее ценном и дефицитном изотопе урана отпадает — для работы станции аналогичной мощности после удаления отходов достаточно подгружать всего около 1,5 тонны обедненного урана, все остальное можно использовать повторно после переработки (рециклировать). Такие станции также могут использовать продукты переработки топлива АЭС с реакторами на тепловых нейтронах.

В чем заключается «Прорыв»?

Основной полигон для внедрения подобных технологий четвертого поколения сейчас находится в Северске (Томская область), где строится ОДЭК в рамках проекта «Прорыв». Это первый подобный проект в мире, который позволит замкнуть ядерный топливный цикл прямо на одной площадке — именно с возможностью замыкания цикла и дожигания наиболее вредных с точки зрения радиоактивности компонентов топлива связана перспектива повторного использования отработавшего ядерного топлива, а также резкого сокращения потребления нового сырья.

В основе комплекса — инновационная реакторная установка на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 мощностью 300 МВт(э). Здесь же строится пристанционный завод с замыкающими ядерный топливный цикл модулями: переработки облученного смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива и его производства. Предполагается, что реактор БРЕСТ-ОД-300 будет сам обеспечивать себя основным энергетическим компонентом — плутонием, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99%.

Пуск нового ядерного реактора запланирован на 2027 год, сейчас стройка продолжается: в этом году был завершен первый этап монтажа корпуса реактора энергоблока (ограждающая конструкция реактора, который станет основой ОДЭК, состоит из трех монтажных блоков, установленных в проектное положение в шахту реактора, общая масса конструкции — 429 тонн, высота — 17 метров), также на площадке уже начался монтаж оборудования турбинного острова. До конца года должен быть достроен и модуль фабрикации и рефабрикации СНУП-топлива — для его запуска уже получена лицензия Ростехнадзора на работу с обедненным ураном.

В основе СНУП-топлива два ключевых ядерных материала — обедненный уран, который является побочным продуктом обогащения урана для ядерных реакторов, и плутоний, извлекаемый из облученного ядерного топлива. На данном этапе запуска завода по производству нового вида топлива и отработки инновационной технологии его изготовления использование обедненного урана снимает риски с точки зрения ядерной и радиационной безопасности. На следующем этапе, после получения разрешения Ростехнадзора на обращение с плутонием, оборудование модуля будет использовано для производства СНУП-топлива штатной зоны реактора БРЕСТ.

Также в рамках проекта ведется подготовка к строительству модуля по переработке облученного топлива: для этого ученые разработали инновационную технологию отделения ценных ядерных материалов от продуктов деления. Технологический процесс позволит совместно выделять уран, плутоний и минорные актиниды, исключая возможность выделения плутония как отдельного продукта (это означает, что технология не нарушает режим нераспространения ядерных материалов). Материалы, выделенные из ОЯТ, после переработки будут направляться на рефабрикацию (то есть повторное изготовление свежего топлива). Таким образом, эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.

В рамках проектного направления «Прорыв» также разрабатывается новый энергоблок с быстрым реактором для ядерной энергетической системы уже четвертого поколения БН-1200М, планируемый к сооружению на Белоярской АЭС.

Ускорение переработки

Параллельно развивается и другая технология дожигания радиоактивных отходов: в июле на Белоярской АЭС в реактор на быстрых нейтронах БН-800 впервые были загружены тепловыделяющие сборки с уран-плутониевым МОКС-топливом, в которые были добавлены так называемые минорные актиниды — одни из наиболее радиотоксичных и долгоживущих компонентов, содержащихся в облученном ядерном топливе. Загрузка топлива в активную зону реактора состоялась после согласования с Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору, которая подтвердила безопасность эксплуатации инновационных сборок.

Экспериментальное топливо было изготовлено в конце 2023 года. В реакторе БН-800 эти тепловыделяющие сборки пройдут опытно-промышленную эксплуатацию в течение трех микрокампаний (ориентировочно — полтора года). «Следующая микрокампания реактора БН-800 должна экспериментально подтвердить возможность утилизации минорных актинидов в промышленных масштабах. Возможность ликвидации минорных актинидов — преимущество реакторов на быстрых нейтронах, позволяющее снизить объемы радиоактивных отходов от всей инфраструктуры ядерного топливного цикла эксплуатации АЭС»,— заявлял ранее представитель Энергетического дивизиона «Росатома».

По оценкам ученых, при выжигании минорных актинидов можно будет достичь радиационной эквивалентности исходного уранового сырья и ядерных отходов в пределах приблизительно 300 лет, то есть в кардинально меньшие сроки, чем при отсутствии переработки ядерного топлива (сотни тысяч лет при открытом ядерном топливном цикле).

Впрочем, пока мощности экспериментальных проектов не позволяют в корне изменить спрос на сырье. «ОДЭК в Северске — это демонстрационный проект с АЭС мощностью 300 МВт, он не может повлиять на добычу природного урана в глобальном масштабе. Эффект от замыкания ядерного топливного цикла может повлиять на добычу сырья в течение скорее нескольких ближайших десятилетий, но это также будет зависеть от темпов развития атомной генерации в мире и от того, каким путем пойдут другие страны в развитии своих технологических платформ»,— заключают в «Росатоме».

Наталья Ильина