В конце июня в Екатеринбурге состоялась третья международная конференция по быстрым реакторам. Мероприятие проводится раз в четыре года Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ). С российской стороны нынешнюю конференцию помогал организовывать Росатом. Выбор на уральскую столицу пал неслучайно – в Свердловской области находятся единственные в мире промышленные быстрые реакторы – БН-600 и БН-800. Для участников конференции был организован технический тур на Белоярскую АЭС, площадку расположения этих реакторов.
В ходе конференции ученые из почти трех десятков стран обсуждали перспективы и вызовы, стоящие перед разработчиками реакторов на быстрых нейтронах. В частности, говорили о двухкомпонентной системе атомной энергетики, в рамках которой используются и тепловые, и быстрые реакторы. В такой системе быстрые реакторы используются для воспроизводства и переработки отработанного ядерного топлива, полученного с тепловых реакторов. Это многократно увеличивает топливную базу атомной энергетики и позволяет решить проблему радиоактивных отходов.
Борис Марцинкевич, главный редактор сайта Геоэнергетика.ru:
Любые энергетические ресурсы на нашей планете конечны, в том числе и углеводородные, и угольные, и урановые. При существующих технологиях КИУМ энергетики, основанной на ВИЭ, за исключением традиционных гидроэлектростанций, не велик, технологии аккумулирования энергии не настолько развиты, чтобы за счет ВИЭ удовлетворять базовые потребности в электроэнергии. Сжигание энергетических ресурсов на электростанциях не дает возможности выполнять в полном объеме положения Парижского соглашения о снижении выбросов СО2.
Предлагаемый российским атомным проектом выход из сложившейся ситуации известен, это – замыкание ядерного топливного цикла за счет вовлечения в процесс ядерных реакторов-бридеров. Только реакторы на быстрых нейтронах позволяют превратить в топливный ресурс основной компонент урановой руды – уран-238. Накопленные в процессе работы АЭС на тепловых нейтронах запасы обедненной по содержанию урана-235 составляют сотни тысяч тонн, это позволяет удешевить производство МОКС-топлива. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют одновременно решить и еще одну проблему – уменьшить запасы накопленного во всех странах-участницах «атомного клуба» ОЯТ, уменьшить количество накопленных РАО.
При этом производство МОКС-топлива в России началось совсем недавно, переход реактора БН-800 на 100%-е использование МОКС-топлива происходит в режиме онлайн, но тоже еще не завершен. Совершенно естественно, что в настоящее время производство МОКС-топлива обходится дороже, чем производство традиционного уранового. Удешевление производства, как и в любой другой отрасли промышленности, возможно, прежде всего, за счет производства массового, «конвейерного». Следовательно, для того, чтобы замыкание ядерного топливного цикла было целесообразно с экономической точки зрения, в России нужно большее количество реакторов на быстрых нейтронах, это должно стать стратегической линией развития атомной энергетики.
При этом необходимо не выпускать из поля зрения и вторую возможность использования МОКС-топлива – в качестве топлива для реакторов ВВЭР. Но применение МОКС-топлива в тепловых реакторах приводит к снижению эффективности всех применяемых в ВВЭР поглотителей нейтронов. В результате снижается эффективность аварийной защиты, возрастают критическая и стояночная концентрации борной кислоты в теплоносителе, уменьшаются эффективная доля запаздывающих нейтронов и время жизни мгновенных нейтронов. Разумный выход – снижение количества МОКС-топлива в ВВЭР до 30-50%, что уже реализуется на части легководных реакторов Франции, Японии и других стран. Но и в этом случае может потребоваться модернизация борной системы и выполнение всех необходимых обоснований безопасности, сотрудничество с надзорными органами МАГАТЭ для получения лицензий на использование МОКС-топлива в тепловых реакторах.
Но только освоение этих технологий позволит перейти к массовому производству этого вида топлива, к удешевлению его производства. Одновременно это позволит значительно более активно решать и проблемы уменьшения количества ОЯТ, более активно использовать запасы обедненного урана.
Освоение этой технологии в сочетании со строительством реакторов-бридеров энергетического плутония – реакторов на быстрых нейтронах позволит России не только замкнуть ядерный топливный цикл, но и сделать его экономически привлекательным. Большие перспективы имеются и у использования СНУП-топлива (смешанное нитридное уран-плутониевое топливо). Экспериментальные ТВС, прошедшие в 2016 году облучение на реакторе БН-600, уже доказали свою эффективность как при реакторных испытаниях, так и по итогам послереакторных исследований. Полученные результаты дают для продолжения работ по обоснованию использования СНУП-топлива при создании реакторной установки БРЕСТ-300 и пристанционных модулей по производству СНУП-топлива опытно-демонстрационного комплекса, строящегося в Северске.
БРЕСТ-300 позволит продолжить отработку технологий, необходимых для полного замыкания ядерного топливного цикла, обеспечить более полное решение проблем ОЯТ и РАО, реализовать идеологию «вернуть природе столько же радиоактивности, сколько ее было извлечено». Реактор БРЕСТ-300, как и реакторы БН – реактор на быстрых нейтронах, что только подчеркивает правильность стратегического направления развития атомной энергетики – сочетание водноводяных реакторов и реакторов на быстрых нейтронах.
Освоение технологии 100%-го использования МОКС-топлива на БН-800 обеспечивает и возможность создания реакторов БН-1200 – не только более мощных, но и экономически более выгодных.
Предварительное решение о строительстве БН-1200 на уровне правительства РФ уже принято, а это означает, что темп научно-исследовательских работ атомным специалистам придется только увеличивать, и создание МБИР, намеченное на 2020 год, может существенно помочь в решении всех проблем, в освоении технологии полного замыкания топливного ядерного цикла. Россия была и остается единственно страной, создавшей энергетические реакторы на быстрых нейтронах, обеспечив наше мировое лидерство в этом важнейшем направлении атомной энергетики.
