«Прорыв» сегодня

Развитие быстрых технологий для замыкания ядерного топливного цикла

Как идут дела на стройплощадке инновационного энергокомплекса с быстрым реактором БРЕСТ? Как будут перерабатывать ОЯТ бридеров? Кто платит за создание новой технологической платформы атомной энергетики? Обо всем этом «Вестнику атомпрома» рассказывают руководители ПН «Прорыв».

Свинцовые быстрые реакторы: от БРЕСТа к БР

Валерий Рачков: Энергоблок с инновационным реактором со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 сооружается в составе опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) на Сибирском химкомбинате в Северске. В настоящее время завершаются НИОКР, связанные со стендовым экспериментальным подтверждением заявленных в проекте характеристик, обоснований безопасности, верификации и валидации кодов, а также обоснования работоспособности и ресурса оборудования. В частности, можно отметить предстоящее полномасштабное моделирование активной зоны реакторной установки (РУ) БРЕСТ-ОД-300 на комплексе быстрых физических стендов в Обнинске, завершение НИОКР по технологии свинцового теплоносителя, в том числе по датчикам контроля кислорода в свинце.

Нельзя не сказать и о новом блоке НИОКР, который будет реализован уже непосредственно на ОДЭК. Среди них подготовка программ исследований на стадиях физического и энергетического пуска реактора БРЕСТ-ОД-300, получение основных характеристик реактора на мощности, которые невозможно получить на стендах, демонстрация замыкания ядерного топливного цикла с рециклом топлива и затем с трансмутацией минорных актинидов, с выходом в равновесный режим с малым запасом реактивности. Особое внимание, конечно, будет уделено и экспериментальной отработке технологии свинцового теплоносителя.

Идет разработка коммерческого свинцового реактора БР-1200. Она учитывает полученные результаты НИОКР при создании опытно-демонстрационной РУ БРЕСТ-ОД-300. На сегодняшний день завершены НИОКР в обоснование эскизного проекта РУ. Для дальнейшего совершенствования быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем по основным показателям, характеризующим безопасность и экономическую эффективность, проводятся дополнительные НИОКР. Надо добиться увеличения срока эксплуатации основного оборудования с 30 до 60 лет , провести масштабирование части основного оборудования из-за увеличения мощности установки, обосновать конструкционные материалы и изделия активной зоны для условий повышенного уровня выгорания топлива.

Натриевый быстрый реактор БН-1200: развивать потенциал

Валерий Рачков: Следует отметить НИОКР, направленные на обоснование безопасности энергоблока с натриевым реактором БН-1200М и последующее лицензирование проекта. АО «Прорыв», АО «ОКБМ Африкантов», АО «Атомпроект» проделали большую работу по улучшению технико-экономических характеристик энергоблока с реактором БН-1200М и обоснованию его конкурентоспособности, подтвержденному экспертами и Научно-техническим советом Росатома. Однако, как показало рассмотрение на НТС, существует дополнительный потенциал улучшения экономики, с одной стороны, а также необходимость доказательства конкурентоспособности в «железе», с другой. Говорить о полном доказательстве конкурентоспособности можно будет только после создания энергоблока с РУ БН-1200М на Белоярской АЭС. НИОКР в направлении дальнейшего улучшения технико-экономических характеристик блока с РУ БН-1200М не прекращаются и должны получить дальнейшее развитие при доработке проекта указанного энергоблока.

Перед реакторами на быстрых нейтронах ставится также задача обеспечения конкурентоспособности не только в рамках ядерной отрасли, но и с другими источниками энергии. Работы в этом направлении также не прекращаются как применительно к БН-1200М, так и к новому проекту коммерческого энергоблока со свинцовым реактором БР-1200 в рамках разработки промышленного энергокомплекса (ПЭК).

Топливо: от разработки до переработки

Юрий Мочалов: В мире сейчас отсутствует промышленное производство смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива и не осуществляется эксплуатация таких твэлов. Значительный объем исследований в области экспериментального нитридного топлива, помимо СССР и России, выполнялся ранее в США, Японии, Франции, Германии и Индии. Основной акцент в этих исследованиях сделан на лабораторных методах получения требуемых показателей чистоты нитрида по кислороду и углероду, исследованиях дореакторных характеристик и получении данных по реакторному поведению топлива, необходимых для расчетного обоснования работоспособности твэлов в условиях работы реакторов на быстрых нейтронах.

К началу реализации проекта «Прорыв» мировой опыт по облучению смешанного уран-плутониевого нитридного топлива был ограничен 150–200 твэлами, включая и наши экспериментальные твэлы, исследованные в реакторе БОР-60. На старте проекта была разработана комплексная программа расчетно-экспериментального обоснования твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом реакторов БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. В рамках программы был реализован последовательный цикл испытаний, позволивший получить данные по поведению твэлов типа БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200 под облучением. По результатам послереакторных исследований твэлов проведена верификация топливных кодов и их аттестация.

Более тысячи экспериментальных тепловыделяющих элементов с различными характеристиками изготовил Сибирский химический комбинат за 10 лет участия в проекте «Прорыв», чтобы совместно с ВНИИНМ найти и обосновать наиболее удачную конфигурацию ядерного топлива нового поколения. 21 экспериментальная сборка прошла облучение в реакторе БН-600. Достигнуто максимальное выгорание 9% т.а. (тяжелых атомов. — Прим. ред.) и максимальная повреждающая доза — 108 сна (смещений на атом. — Прим. ред.).

Успешное завершение работ в рамках КПРЭО позволило обосновать ресурсную надежность твэлов со СНУП-топливом и оболочкой из стали ЭП823-Ш и выпустить технический проект твэла. Безусловно, у регулирующих органов остаются вопросы, требующие дополнительных исследований, в частности поведение твэлов в свинцовом теплоносителе не в стендовых условиях, а в реакторных. Такие работы могут быть выполнены только после пуска реактора БРЕСТ, иных возможностей нет.

Еще одно направление работ — твэлы с жидкометаллическим подслоем. Результаты облучения ЭТВС в реакторах БОР-60 и БН-600 и послереакторных исследований подтвердили перспективность применения твэлов с жидкометаллическим подслоем на основе сплавов свинца для достижения высоких выгораний. Исследования продолжаются в рамках программы НИОКР «Разработка смешанного нитридного уран-плутониевого топлива со средним выгоранием 12% т.а.».

Строительство модуля фабрикации/рефабрикации топлива ОДЭК практически закончено, сейчас осуществляется монтаж технологических линий, в этом году начались пусконаладочные работы, а в 2023 году стартует фаза освоения производства топлива. Для МФР впервые в мире были созданы уникальные многофункциональные комплексы: установки карботермического синтеза, изготовления таблеток и участок технологического сопровождения.

На первом этапе МФР ОДЭК будет работать под задачи БРЕСТа, но в дальнейшем он будет реконструирован и для топливообеспечения БН-1200М. Прорабатывается возможность производства ТВС БН-1200М со СНУП-топливом на базе МФР ОДЭК с внедрением в технологический процесс робототехнических комплексов, с сохранением производственной программы выпуска ТВС БРЕСТ-ОД-300 и увеличением производительности самого МФР ОДЭК.

Компанией «Диаконт» изготовлены и проходят испытания роботы — прототипы для роботизированных комплексов фабрикации смешанного уран-плутониевого топлива с включением дожигаемых минорных актинидов, переработки отработавшего ядерного топлива и обращения с радиоактивными отходами.

Переработка ОЯТ: пирохимия плюс гидрометаллургия

Юрий Мочалов: Мы приступили к проектированию модуля переработки (МП) ОДЭК. Разработаны исходные данные для проектирования, прорабатываются компоновочные решения, дорабатываются технические проекты оборудования.

В чем уникальность технологии переработки ОЯТ в МП ОДЭК? Применена комбинированная технология, состоящая из пирохимических процессов на начальных стадиях переработки и гидрометаллургических процессов на последующих. Подобный подход позволяет сочетать, казалось бы, труднореализуемые подходы в единую технологию — перерабатывать «горячее» ОЯТ с минимизацией выдержки и регулировать чистоту продуктов переработки от продуктов деления, тщательно контролировать состав направляемых на захоронение радиоактивных отходов. Как результат, достигаются высокие экономические и экологические показатели.

Технологические решения содержат ряд уникальных разработок. Продемонстрирована технологическая готовность к выделению америция для трансмутации. Разработан процесс малоотходной дезактивации оборудования со сложной геометрией. Впервые при помощи СВЧ-денитрации в процессе опытной переработки СНУП наработана партия рефабрицированных исходных оксидных порошков. Разработан технологический процесс изготовления таблеток из порошков, полученных после переработки СНУП-топлива. Разработана установка остекловывания ВАО. Совершенствуется аналитика технологии переработки ОЯТ: разработана установка автоматического отбора и разбавления водных технологических продуктов. Создаются расчетные методики: впервые разработан проект методики определения показателя пожаровзрывоопасности «Температура самовоспламенения твердых веществ и материалов», которая будет использована для исследования пирофорных свойств радиоактивных сред.

В будущем для переработки прорабатывается вариант полностью перейти на пирохимическую технологию. Это обусловлено необходимостью минимизировать масштабы хранения ОЯТ с высоким содержанием плутония и проводить переработку после короткого времени выдержки. В рамках ПН «Прорыв» запланировано достижение возможности переработки ОЯТ с выдержкой не более года.

Головным разработчиком пирохимической технологии является Институт высокотемпературной электрохимии (ИВТЭ) Уральского отделения РАН. Статус работ на настоящий момент — отработка технологии на опытных пирохимических установках с использованием имитаторов ОЯТ, включая плутонийсодержащие. Практическое освоение пирохимической технологии на реальном ОЯТ начнется в 2030 году в производственных условиях МП ОДЭК.

В настоящее время в качестве перспективной прорабатывается также плазменная технология переработки ОЯТ РБН. Она обеспечит сепарацию отдельных компонентов ОЯТ. Головным разработчиком плазменной технологии является Объединенный институт высоких температур (ОИВТ) РАН. На настоящий момент плазменная технология — на стадии НИОКР по обоснованию принципиальных аппаратурно-технологических решений. (Подробнее о технологиях переработки ОЯТ, над которыми работают специалисты «Прорыва», читайте в материале «Повышая градус» — Прим. ред.).

Промышленный энергокомплекс: роботы, а не человек

Юрий Мочалов: На модулях фабрикации и переработки топлива ОДЭК будут применяться новейшие технологические решения. А в ПЭК, который построят вслед за ОДЭК, производство планируется полностью безлюдным, самую опасную работу вместо людей будут делать роботы.

Принципы работы ОДЭК и ПЭК будут схожи, только в основе ПЭК — двухблочная АЭС с двумя быстрыми реакторами мощностью 1200 МВт каждый. Как и в ОДЭК, в ПЭК могут входить пристанционные модули фабрикации и переработки топлива: на первом будут изготавливаться тепловыделяющие сборки со СНУП- или МОКС-топливом, на втором — выполняться переработка ОЯТ для рефабрикации новых сборок. Возможен и вариант, когда объекты замыкания ЯТЦ будут расположены отдельно от АЭС.

Разработка ПЭК началась с длительной предпроектной подготовки, включающей стадии концептуальной проработки закладываемых решений и технико-экономического обоснования конкурентоспособности по сравнению с передовыми способами генерации электроэнергии.

Принципиальное отличие ОДЭК от ПЭК: требования к экономике первого — безубыточность, второго — конкурентоспособность. Производительность же модуля переработки ПЭК — примерно в три раза больше, чем ОДЭК. При этом остальные требования, в частности по безопасности и экологичности, остаются неизменными. Вопросы безопасности в ПЭК реализуются как за счет применения традиционных подходов, так и за счет применения современных достижений робототехники.

При переходе от ОДЭК к ПЭК мы пробуем реализовать концепцию «от автоматизации к роботизации». Применение робототехники обусловлено, во-первых, требованиями безопасности, во-вторых, задачей создания технологического ядра: комплекс производственных участков, на которых непосредственно происходит процесс переработки топлива, должен быть максимально компактным. Присутствие человека, даже в помещениях временного пребывания персонала, требует определенных условий, а это — дополнительное рабочее пространство, затраты на освещение, вентиляцию и т.д.

Сейчас на аналогичных производствах оператор находится в помещении, отделенном от «горячей» камеры стенкой биологической защиты, и наблюдает за происходящим через защищенное стекло. В саму камеру персонал может попасть только в случае нештатных ситуаций, когда ядерный материал удален и «горячая» камера дезактивирована.

Концепция, применяемая в ПН «Прорыв», предполагает создание технологических участков исходя только из принципов ядерной безопасности, а не необходимости временного пребывания персонала. Тем самым достигается, помимо повышения уровня радиационной безопасности, существенная экономия капитальных и эксплуатационных затрат.

Коды: новое поколение

Валерий Рачков: На стадию масштабного внедрения разработанного программного обеспечения вышел проект «Коды нового поколения», центр ответственности которого находится в ИБРАЭ РАН. Одной из ключевых решаемых проблем является импортозамещение и обеспечение независимости от иностранного ПО. Большое внимание уделяется цифровым технологиям, интеграции с их помощью результатов, получаемых в рамках проектного направления «Прорыв», формированию информационной модели проекта в целом.

Замыкание ЯТЦ: на пути к двухкомпонентной энергетике

Валерий Рачков: Готовность к полноценному замыканию ЯТЦ сейчас во многом определяется готовностью технологий и производств. Одним из наиболее ожидаемых результатов является обоснование и готовность пирохимической и/или комбинированной технологии переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах.

Ключевой является проблема дожигания минорных актинидов (МА) в быстрых реакторах, что необходимо для реализации радиационно-миграционного эквивалентного обращения с РАО. НИОКР по поиску оптимальных путей выжигания МА и их экспериментальному обоснованию, опытно-промышленной отработки и демонстрации соответствующих технологий играют основную роль на пути к промышленному и полноценному переходу к замкнутому ядерному топливному циклу двухкомпонентной ядерной энергетики.

Финансирование: схемы и объемы

Наталья Ильина: Схема финансирования проектного направления «Прорыв» менялась по мере его реализации. На старте ПН «Прорыв» и проведения основного объема НИОКР в обоснование закладываемых в проект технических решений финансирование выполнялось в рамках федеральной целевой программы (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения…», а также сформированного в 2017 году инвестиционного проекта госкорпорации «Росатом». В 2018 году постановлением правительства реализация ФЦП была досрочно прекращена, и «Прорыв» реализовывался в рамках инвестиционного проекта «Прорыв», входящего в состав государственной программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса».

С 2020 года госфинансирование идет в рамках программы РТТН. На горизонте 2022–2024 годов выделено порядка 25,5 млрд рублей на реализацию НИОКР, в том числе 22 млрд рублей из средств федерального бюджета. На объекты капитального строительства и прочие инфраструктурные объекты на горизонте 2022–2024 годов запланировано более 105 млрд рублей, в том числе планируется привлечение средств Фонда национального благосостояния в размере 37 млрд рублей.

В этом году президент страны поручил продлить программу РТТН до 2030 года. Это говорит о важности и перспективности дальнейшего развития научно-технических направлений, входящих в ее состав. Задачи на период 2025–2030 годов практически определены. Идет обоснование объемов финансирования и их согласование с федеральными органами исполнительной власти.