«Мы сосредоточились на том, чтобы доказать теорему конкурентоспособности реакторов на быстрых нейтронах»

Евгений Адамов объясняет, как проект «Прорыв» возвращает ядерной энергетике возможность крупномасштабного развития

— Воплощение идеи замыкания топливного цикла должно перевернуть представление об атомной энергетике, переведя ее в разряд возобновляемых и безотходных. Расскажите, как вы формулируете лично для себя миссию проекта «Прорыв».

— Концепция замыкания ядерного топливного цикла разработана и доказана достаточно давно. В ее основе — идеи Энрико Ферми, высказанные еще в 1944 году, о том, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах может происходить наработка «горючего» в большем количестве, чем было сожжено. Чтобы эти идеи проверить, был построен энергетический реактор — исследовательский EBR-1 (экспериментальный размножающий реактор) в Айдахо, и Вальтер Зинн в 1951 году показал, что расширенное воспроизводство делящихся материалов возможно. Однако инженеры с реализацией этой возможности не торопились. Сказывалось наличие достаточных запасов урана и относительно невысокие цены на него, а теперь сказывается и стагнация всей атомной энергетики. И конечно, радиофобия, которая сдерживает развитие вообще всех ядерных технологий. У людей мало знаний, поэтому они до сих пор боятся ядерной энергетики и всего ядерного почти так же, как они боятся ядерного оружия, боятся настолько, что когда ядерные устройства начали внедряться в медицину, то из названия ядерно-магнитный томограф, ЯМР, первая часть исчезла. Почему? Потому что люди, которым ничего не объясняют про безопасность ядерных технологий, боятся даже слова ядерный.

Все эти факторы препятствовали и развитию технологий замыкания, и решению накапливающихся в индустрии проблем. Мы занимаемся проектом «Прорыв» для обоснования широкомасштабного развития ядерной энергетики, которая, к сожалению, в последние 20 лет пошла в обратную сторону. Вместо того, чтобы увеличивать масштабы, она начала сжиматься. Абсолютные цифры почти не изменились, но в начале 90-х годов относительный объем производства электроэнергии на атомных станциях во всем мире составлял 18 %, а сейчас около 10 %. В рамках того, что мы делаем, мы решаем практическую задачу — вернуть ядерной энергетике возможность преимущественного развития.

 

— Какие именно проблемы решит замыкание цикла?

— Первая проблема — это неэффективное использование энергетического потенциала уранового сырья. Если мы сегодня признаём, что ядерная энергетика в мире загибается (давайте называть вещи своими именами), то для нее хватит сырья — хватит до конца века, можно не беспокоиться. А вот если действительно опять начнется развитие теми темпами, которые были до начала 90-х годов, то довольно быстро, уже во второй половине нашего столетия, будет дефицит урана или по крайней мере такая его стоимость, при которой возникает вопрос: правильно ли мы делаем, что от всего сырья используем 0,7 % — только один изотоп уран-235. В замкнутый цикл вовлекается уран-238, поэтому потенциал природного сырья используется полностью, что многократно расширяет топливную базу.

Следующая проблема — отходы. В сегодняшних условиях проблема ОЯТ не решается, она так и называется — «отложенная проблема». Она может быть отложена еще до какого-то времени, пока количество ОЯТ, а на сегодня оно составляет примерно 250 тысяч тонн во всем мире, не начнет беспокоить кого-то всерьез. Сейчас эта отложенная проблема превратилась в неопределенную с точки зрения времени проблему. Но мы с помощью проекта «Прорыв» ее решаем: после переработки ОЯТ (в том числе топлива, облученного в тепловых реакторах) полученные ядерные материалы можно вновь использовать.

Замыкание цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах снижает потенциал биологической опасности отходов на несколько порядков за счет трансмутации, или «дожигания», в реакторах на быстрых нейтронах долгоживущих компонентов ОЯТ — минорных актинидов. То есть достигается радиационно-эквивалентное обращение с отходами: в землю через некоторое время будут возвращены материалы с той же радиоактивностью, что у природного уранового сырья. Что же касается времени достижения эквивалентности пожизненных радиационных рисков для здоровья человека, а говоря проще — риска онкозаболеваний, то радиоэкологи «Прорыва» доказали, что если к 2100 году быстрые реакторы полностью заменят тепловые, то такое равновесие будет достигнуто уже в пределах сотни лет. Кстати, эта работа была удостоена специального приза председателя Наблюдательного совета Росатома за 2020 год, его Сергей Кириенко вручил команде на церемонии «Человек года Росатома», которая недавно состоялась в Сочи.

Еще одна проблема — нераспространение ядерного оружия. Надо сказать, что ни одна страна в мире не шла к созданию бомбы через ядерную энергетику. Есть более короткие пути, они известны, поэтому беспокоиться сегодня о том, что в атомной энергетике нарабатываются оружейные материалы, бессмысленно. Тем не менее в проблеме нераспространения есть несколько составляющих, которые при замыкании топливного цикла могут быть исключены. Чем сейчас обеспокоено международное сообщество? До какого уровня Иран обогащает уран. А для реакторов на быстрых нейтронах вообще не требуется обогащенный уран, в такой атомной энергетике он становится ненужным. И отказ от технологии обогащения усиливает режим нераспространения ядерного оружия, это вообще выводит ядерную энергетику на периферию контура, в котором обсуждаются проблемы нераспространения.

 

— Какой момент будет считаться поворотным — означающим переход ядерной энергетики на новую технологическую платформу с замкнутым топливным циклом?

— Какие-то элементы замыкания существуют и сегодня. Реакторы РБМК частично используют регенерированное топливо атомных подводных лодок и реакторов ВВЭР-440. Это маленький, но элемент замыкания. ГХК начал производить МОКС-топливо в таком количестве, что идет последовательное заполнение активной зоны БН-800 этим топливом — сейчас его доля составляет одну третью часть, в дальнейшем в реактор будет загружаться только МОКС, к 2022 году планируется полная загрузка. Что такое МОКС? Это уранплутониевое смешанное топливо, сырьем для которого выступают оксид плутония, наработанный в энергетических реакторах, и оксид обедненного урана, который получается из ОГФУ — «хвостов» обогатительного производства. Используется результат переработки, а не добычи природного сырья, поэтому применение МОКС-топлива — это тоже элемент замыкания топливного цикла.

Но впервые продемонстрирует всю цепочку технологий замыкания полная работа опытно-демонстрационного комплекса (ОДЭК), который строится на площадке СХК. В него войдут энергоблок с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и завод с двумя модулями: фабрикации/рефабрикации ядерного топлива и переработки отработавшего топлива.

Наращивание линии, связанной с реакторами на быстрых нейтронах и дополняющей уже имеющуюся мощную компоненту — тепловые реакторы, позволяет дать следующему периоду определение «двухкомпонентная ядерная энергетика». Когда работоспособность всех элементов системы будет полноценно доказана на ОДЭКе, будет ясно, что с этого момента больше нет смысла вводить реакторы на тепловых нейтронах, и как только ресурс действующих тепловых реакторов закончится, они уйдут со сцены. Это очевидно.

Здесь, кстати, наше видение совпадает с видением коллег из Китая — страны, которая сейчас развивает атомную энергетику наиболее активно. Пять лет назад Институт атомной энергетики Китая прогнозировал, что такой момент у них наступит к 2030 году. Сейчас понятно, что они немного поторопились, по реализации своей программы замыкания цикла они отстают от нас примерно на 10 лет. Но в любом случае в Китае также есть понимание, что через одно-два десятилетия все развитие атомной энергетики будет происходить только за счет реакторов на быстрых нейтронах.

 

— Ваши оппоненты считают, что замыкание топливного цикла будет обходиться слишком дорого.

— Да, это наиболее сложная проблема из всех, которые приходится решать, — экономическая конкурентоспособность реакторов на быстрых нейтронах и всего замкнутого топливного цикла в целом по сравнению с тем открытым, который есть сегодня.

Вопрос очень непростой, он осложнен еще и тем, что даже у некоторых специалистов есть представление, что реакторы на быстрых нейтронах принципиально не могут быть такими же по цене производимой энергии в пределах всего жизненного цикла, как реакторы на тепловых нейтронах, поэтому быстрые реакторы никогда не будут соревноваться с тепловыми в производстве энергии и для их разработки надо искать какие-то другие причины. Кто-то рассматривает возможность наработки на быстрых реакторах топлива для тепловых, но это плохая идея, потому что для этого энергоблоки с тепловыми реакторами нужно серьезно переделывать. Кто-то считает, что быстрые технологии пригодны только для трансмутации компонентов ОЯТ. Это тоже неверно, так как есть много конкурирующих технологий — и ускорители, и термоядерный источник нейтронов, на которых тоже можно решать эту задачу.

Так что мы сосредоточились на том, чтобы доказать теорему существования энергетических реакторов на быстрых нейтронах, которые могут быть конкурентоспособными.

У нас точно просчитана экономика. Мы знаем, каким образом и в каких экономических параметрах получается выгода при таком пути развития ядерной энергетики. Мы собрали великолепную команду экономистов и с самого начала реализации проекта эти вопросы отслеживаем очень жестко по всем этапам, в том числе на начальном этапе — функционирования ОДЭК. Это опытно-демонстрационный, а не промышленный комплекс, он не будет тиражироваться, поэтому у нас нет для него задачи окупаемости НИОКР, но он будет работать, компенсируя производством электроэнергии собственные эксплуатационные затраты. И это вполне разумно для опытного блока: он будет производить 300 МВт и окупать весь замкнутый топливный цикл на площадке. А когда от опытного блока перейдем к серийным ПЭК — промышленным энергокомплексам, там ситуация меняется: экономика становится положительной.

Совершенно очевидно, что реактор, в котором мы заменяем натриевый теплоноситель на свинцовый, будет конкурентоспособным. Это тот же реактор на быстрых нейтронах с точки зрения трансмутации, реализации радиоэквивалентности и прочих преимуществ, но у него два контура, а не три, уже за счет этого он оказывается дешевле по капитальным затратам. Свинец, в отличие от натрия, достаточно инертен по отношению и к воде, и к воздуху, он обладает очень высокой температурой кипения и не горит, поэтому пожары, химические или тепловые взрывы исключены. Обусловленные этим особенности реактора — то, что мы называем принципами естественной безопасности, — позволяют отказаться от ловушки расплава и от больших объемов как гермооболочки, так и обеспечивающих систем.

В свинцовом реакторе будет использоваться более совершенное топливо, оптимально подходящее для замыкания цикла, — смешанное нитридное уранплутониевое (СНУП). Его основное отличие от МОКС в том, что вместо оксидов урана и плутония используются нитриды, а в нитриде больше концентрация атомов урана и плутония, чем в оксиде. Среди других преимуществ — более высокая плотность, большая теплопроводность и совместимость с жидкометаллическим теплоносителем. Ниже и температура топлива, поэтому снижается запасенная энергия, выделение которой может происходить в нештатных ситуациях.

Вот поэтому у нас есть уверенность в том, что на втором этапе — переходе от опытного к серийным энергетическим блокам большой мощности — мы точно достигаем конкурентоспособности.

 

— Если реактор со свинцовым теплоносителем обладает такими преимуществами, почему параллельно ведется работа над натриевым БН-1200? Нет ли в этом противоречия?

— Первый этап доказательства экономической конкурентности мы в 2017 году попытались осуществить на примере натриевого БН-1200, но он оказался не совсем удачным. Два тематических научно-технических совета — НТС-1 («Ядерные и энергетические установки и атомные станции») и НТС-8 («Новая технологическая платформа ядерной энергетики») — рассматривали проект и дали целый ряд замечаний, прежде всего по экономике. Надо сказать, что за прошедшие 4 года они в большинстве своем учтены. Мы планируем объединенный НТС, на котором вновь вернемся к анализу: можно ли реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, может быть, на МОКСе, может быть, на СНУПе, сделать конкурентоспособным. Пока я считаю, что это возможно при доработке некоторых элементов в НИОКР.

Но, может быть, окажется и так, что БН можно и нужно будет использовать в любом случае, просто чтобы не терять опыт эксплуатации быстрых реакторов, как это случилось, скажем, во Франции, после того как они остановили свой реактор «Суперфеникс». Преемственности не было, они даже после «Феникса» не смогли «Суперфеникс» эффективно эксплуатировать: он то работал, то не работал, и суммарно КПД получился меньше паровозного. Закрыли, и нет сегодня во Франции работающего реактора АЭС на быстрых нейтронах. И эта ситуация катастрофическая, потому что знания и опыт, механизм их передачи — бесценны. А у нас как раз в этом смысле очень хорошее положение: опыт накоплен на первых, небольших по мощности реакторах, работавших в ФЭИ, в НИИАР работает исследовательский БОР-60, энергетический БН-350 работал еще в Советском Союзе, сейчас эксплуатируются БН-600 и БН-800 на Белоярской, у нас эта линия есть, она не прерывалась, и было бы неправильным эту линию терять.

 

— Каким вы видите сценарий перехода к новой технологической платформе?

— Оптимальный сценарий, с моей точки зрения, таков. Мы сейчас на площадке ОДЭК заканчиваем сооружение завода по фабрикации СНУП-топлива. Первый этап — в 2023 году завершаем строительство и с 2024 года начинаем производить штатную зону для БРЕСТа. Через пару лет высвобождаются мощности, которые могут быть использованы в производстве топлива для БН-1200М. В 2026-м запускается БРЕСТ — для окончательного практического доказательства новых технических решений. С моей точки зрения, ближе к 2030 году может появиться БН-1200, я очень рассчитываю на то, что проект будет реализован, и прилагаю к этому усилия. Затем 2032 год — это БР-1200, промышленный свинцовый реактор, сейчас работа над ним находится в стадии ТЭО. По итогам две технологии будут сравниваться. И после этого либо на двух, либо на одном из видов теплоносителей и топлива мы развиваем флот реакторов на быстрых нейтронах, а производство топлива дополняется на модулях переработки.

 

— Смогут ли жидкосолевые реакторы стать энергетическими и присоединиться к флоту натриевых и свинцовых реакторов?

— Никогда. Но как интересную физическую идею разработку жидкосолевых реакторов обязательно надо поддерживать, потому что никто не знает, какая из интересных физических идей какую пользу может дать. С 50-х годов прошлого века ученые занимаются термоядерными реакторами, и пока еще не видно даты, когда энергетика станет термоядерной. Но сколько уже от этих разработок получено побочных технологий — сверхпроводимость, новые материалы, диагностика, приборы, которые выдерживают совершенно другие параметры, чем существующие. Эти исследования уже принесли огромную пользу.

Американцы когда-то посчитали: $20 млрд стоила их программа полета на Луну, но все технологии, которые они при этом развили, которые получили широкое промышленное использование, принесли $200 млрд — в 10 раз больше, чем было затрачено.

Такую же ситуацию мы уже видим с термоядом. И очень может быть, что жидкосолевые реакторы, которые, например, предъявляют особые требования к материалам, дадут такое развитие материаловедения, которое многократно окупит затраты на сооружение ЖСР. Я считаю, что дело дойдет до сооружения опытного блока мощностью около 10 МВт, скорее всего, на ГХК. В энергетике это никогда не будет востребовано, потому что существующие реакторы на тепловых нейтронах решили задачи первого этапа развития ядерной энергетики, на быстрых нейтронах — это следующий этап, а там, глядишь, и термоядерная в конце концов подойдет, после которой вообще энергетических проблем в мире не останется. Но разработка ЖСР будет развивать иные физические и технологические подходы, а это крайне интересная и необходимая вещь.

 

— У реакторов ВВЭР поколения III+ срок службы составляет 60 лет с возможностью продления. Будут ли быстрые реакторы конкурентоспособны по этому параметру?

— Тут вот какая интересная штука. Вспомните, что было с первыми промышленными реакторами, созданными для наработки плутония и трития: у них был десять лет ресурс. А закрывались они когда? Через три ресурса. Срок службы первых энергетических реакторов — 30 лет — был обусловлен тем, что было не известно, как будут вести себя материалы в пределах ресурса. И можно было лишь на основе тех или иных экспериментально известных факторов или факторов, которые поддавались моделированию и расчету, решать: вот аппарат 30 лет прослужит. Потом собиралась информация, и оказалось, что на самом деле не 30 и не 40, а уже 60 лет, удвоился этот ресурс. Думаю, что на этом дело не остановится: не зря же для ВВЭР созданы материалы корпуса с ресурсом в 100 лет.

Это такая меняющаяся характеристика, некоторые из самых первых реакторов в мире поддерживаются больше как музейные, но они работают, и это означает, что доказана работоспособность корневых элементов, элементов преобразования энергии, или доказана возможность их замены. Сейчас у людей даже сердце меняют — насос для перекачки крови, не говоря о суставах. И такая же ситуация возможна с реакторами. Несменных элементов в ВВЭР я вообще не знаю, другой вопрос, что проще и дешевле — вытащить и заменить корпус или построить блок на новом месте.

Так что разработка энергоблока на основе реактора БН-1200М и разработка энергоблока на основе реактора БР-1200 идет на 60 лет. Сегодня у нас уже есть возможность прогнозировать работоспособность материалов и твэлов, и внутриконструкционных элементов именно на такой срок. Есть некоторые проблемы на таком горизонте с парогенераторами и насосами, но они заменяемы. Поэтому ресурс ограничивают только те элементы, которые трудно менять, – для БРЕСТа это металлобетонный корпус, но даже его заменить теоретически можно. Так что первоначальный ресурс будет 60 лет, но с перспективой увеличения.

 

— Определена ли уже технология переработки облученного топлива?

— Технологии переработки разрабатываются одновременно широким фронтом, с резервом. Нам нужно извлечь из ОЯТ 99,9 % делящихся материалов, которые пойдут в новое топливо. В принципе, мы можем заниматься переработкой на базе гидрометаллургии, это хорошо изученная технология, которая была создана еще в рамках первого атомного проекта. Но есть одна проблема: в гидрометаллургии по определению используется вода, а под действием излучения происходит ее радиолиз, поэтому нужно выдерживать топливо до тех пор, пока не произойдет спад радиоактивности, а на это требуется примерно 5–7 лет, как минимум. Вторая технология тоже известна, но пока не освоена до конца — это пирохимия. Даже если пирохимия не позволит уменьшить радиоактивность на необходимые 6 порядков, то ее можно будет использовать на первой стадии переработки.

На данный момент оптимальной выглядит комбинированная схема: пирохимию можно будет поставить на головных процессах, выполняя первичную очистку и решая проблему тепловыделяющих продуктов деления топлива, а затем использовать гидрометаллургию — доочищать от радиоактивных примесей и разделять компоненты, которые будут возвращаться в топливный цикл. Таким образом мы и снимаем радиоактивность, и уходим от проблемы, связанной с использованием водных технологий. Есть у нас и энтузиасты, которые считают, что к 2024 году они смогут обосновать пирохимический метод как технологию, которая целиком может взять на себя переработку ОЯТ без использования гидрометаллургии.

И мы еще изучаем работы по химии плазмы, это методы разделения изотопов по массам с использованием магнитных полей — в плазмохимическом аппарате. Физически очень многообещающая идея, но технологически она еще находится на начальной стадии.

 

— Как будет масштабироваться технология? Предполагается, что модуль переработки нужно будет построить рядом с каждой атомной станцией?

— После того, как мы получим доказательство работоспособности всех элементов комплекса, дальше это можно по-разному развивать. Кто-то считает, что наша технология подразумевает обязательный пристанционный ядерный топливный цикл (ПЯТЦ). Это не так. Сейчас на одной площадке мы собираем все для того, чтобы было удобнее проверить все элементы в действии. А дальше все будет зависеть от экономики. Но нет сомнений, что пристанционный ядерный топливный цикл, который реализует замыкание там же, где работают реакторы, решает целый ряд проблем. Логистика исключается, значит затраты уменьшаются. В пристанционном цикле крутится меньше делящихся материалов — ведь чтобы обеспечивать внешние перевозки, нам надо дольше держать топливо, а значит его просто нужно больше в том цикле, который не замкнут на одной площадке. Тут же и проблема нераспространения. Если ты за пределы площадки ушел, ты должен еще обеспечить безопасность транспортировки свежего и отработавшего топлива.

Скорее всего, экономика покажет, что для одиночных реакторов производство и переработку топлива надо будет осуществлять на действующих комбинатах — на «Маяке», или на ГХК, или на СХК. Кстати, это была идея, сформулированная еще академиком Доллежалем, — у него было уникальное чутье гениального человека, он говорил, что надо развивать наши комбинаты как комплексы по производству энергии с полным циклом, где есть все, начиная от производства топлива и заканчивая захоронением отходов, причем развивать вдали от густонаселенных агломераций.

Мы сегодня выполняем технико-экономическое обоснование для двух площадок. Одна площадка — это место, на котором раньше предполагалось строительство Южно-Уральской АЭС, в Челябинской области, рядом с «Маяком». Промышленность там была развита, прогнозировался существенный рост спроса на электроэнергию. Станция была спроектирована достаточно давно, но в 90-х проект был остановлен. Там мы рассматриваем промышленный энергетический комплекс в связке с «Маяком» — целый ряд производств по замыканию топливного цикла разумно размещать на «Маяке», это может удешевить процесс.

Одновременно мы смотрим площадку для ПЭК (промышленного энергокомплекса) применительно к площадке Курской станции. Сейчас ставятся реакторы ВВЭР рядом со станциями с РБМК, Ленинградская АЭС идет здесь впереди, и на Курской, где действуют четыре блока РБМК, тоже идет их замещение на ВВЭР, и два блока могут быть построены до 2030 года. А третий и четвертый блоки должны быть построены после 2032 года, и там мы вполне успеваем с быстрыми реакторами. Так что очень может быть, что Курская станция станет первой, на которой произойдет смена поколений.

А если заглядывать совсем вперед, то когда-нибудь сверхпроводимость изменит карту генерации в мире точно так же, как оптоволокно изменило ситуацию со связью. Если сверхпроводимость войдет в магистральные линии, то она кардинально поменяет ситуацию: можно будет создавать островки производства энергии в любом месте, а передавать ее будем куда угодно, на огромные расстояния.

 

Цитаты

«ОДЭК будет производить 300 МВт и окупать весь замкнутый цикл на площадке. А когда от опытного блока перейдем к серийным ПЭК — промышленным энергокомплексам, там ситуация меняется: экономика становится положительной»

 

«В реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД‑300 будет использоваться более совер­шенное топливо, оптимально подходящее для замыкания цикла — смешанное нитридное уранплутониевое (СНУП)»