«Без экспериментальной базы создать десятки быстрых реакторов к концу века невозможно»
Роль исследований в области реакторов на быстрых нейтронах в обеспечении перехода к замкнутому ядерному топливному циклу
Физико-энергетический институт — научный руководитель «быстрого» направления в «Росатоме» и один из «мыслительных центров» атомной отрасли, где формируются образ, структура и логика замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Чтобы узнать, какое сейчас в госкорпорации представление о замкнутом ЯТЦ и что делается для того, чтобы он стал реальностью, «Вестник атомпрома» пообщался с начальником департамента физики реакторов ГНЦ РФ — ФЭИ им. А. И. Лейпунского Андреем Гулевичем.
— Какова сейчас концепция замкнутого ЯТЦ в представлении ученых ФЭИ?
— Для начала напомню, что этот год для ФЭИ юбилейный, ему исполнилось 80 лет. И практически с самого начала, с конца 1940-х годов, наш научный руководитель Александр Ильич Лейпунский, основываясь на самых свежих данных, которые тогда были в области ядерной физики, сформулировал свое видение роли быстрых реакторов и замыкания ЯТЦ. С тех пор наш институт — лидер в тематике быстрых реакторов в стране. Под нашим руководством были построены все отечественные быстрые натриевые, а также свинцово-висмутовые реакторы, которые использовались на подводных лодках.
В нашем институте более 20 лет назад зародилась концепция натриевого быстрого реактора БН-1200. Уже тогда предполагалось, что реактор БН-800 будет работать на уранплутониевом топливе и на нем будут реализовываться элементы замкнутого ЯТЦ, а БН-1200 станет головным коммерческим блоком. С 2022 года БН-800 полностью работает на МОКС-топливе, но пока в «открытом» по плутонию цикле, хотя первый опыт переработки топлива БН-800 уже имеется. По сути, это первый шаг в замыкании ядерного топливного цикла: при облучении в быстрых реакторах нарабатывается плутоний для новых порций топлива для быстрых и тепловых реакторов. Потенциально быстрый реактор может обеспечивать не только себя, но еще и тепловые реакторы, если природного урана будет не хватать или он будет очень дорог. Здесь все решит экономика топливного цикла.
Еще одна функция быстрого реактора — выжигать долгоживущие радиоактивные отходы, в частности минорные (младшие) актиниды. В «Росатоме» уже сейчас выполняется широкая программа по отработке технологий обращения с ними. Три сборки с единичными твэлами с америцием и нептунием были облучены в БН-800 и выгружены. Они остывают, затем с ними будет выполнен комплекс послереакторных исследований.
— Вы упомянули про использование плутония для тепловых реакторов…
— Да, это тоже часть работы по замыканию ядерного топливного цикла. В тепловом спектре изотопный состав плутония из МОКС-топлива довольно сильно портится, и повторно его использовать в тепловом реакторе нельзя. Но можно использовать в связке с быстрым реактором, так как изотопный состав плутония при облучении в быстром реакторе улучшается. Мы этот процесс называем «облагораживанием». Кроме того, сейчас разрабатывается реактор ВВЭР-С средней мощности, 600 МВт. Предполагается, что он будет управляться с помощью изменения водно-топливного отношения в активной зоне таким образом, чтобы спектр нейтронов становился более жестким. Тогда можно использовать МОКС-топливо, увеличивается коэффициент воспроизводства до приблизительно 0,7.
— Вы сказали, что БН-1200 будет головным коммерческим блоком. А БН-800?
— Этот реактор опытно-промышленный, развитие реактора БН-600. На БН-800 реализованы технологии, разработанные еще в прошлом веке. Но он получился дороже тепловых реакторов, в частности ВВЭР-1200. Для натрия, бурно реагирующего с воздухом и водой, требуются три контура и окожухование трубопроводов (дополнительная защитная оболочка), чтобы избежать разгерметизации первого контура. Чтобы натриевая технология стала конкурентоспособной, были предприняты, да и сейчас предпринимаются, большие усилия по снижению себестоимости будущего БН-1200. И мы видим, что по своим финансовым параметрам (пока на бумаге) он приблизился к ВВЭР-ТОИ — такие блоки сооружаются на Курской АЭС-2, и первый уже запущен в эксплуатацию в этом году. Поэтому мы называем БН-1200 коммерческим.
Наш институт принимает активное участие в создании БН-1200. Мы предполагаем, что он заработает в середине 2030-х и с самого начала будет работать на МОКС-топливе в замкнутом ядерном топливном цикле и иметь возможности для выжигания америция и нептуния. Также мы ищем решения для выжигания кюрия — очень опасного элемента, возникающего при трансмутации америция — в топливном цикле самого реактора БН-1200, не перекладывая эту проблему на специализированные установки типа жидкосолевых реакторов. Кюрий может принести много хлопот исследователям и эксплуатантам, но мы сейчас прорабатываем концепцию, которая позволит избавляться и от него, и от америция. Конечно, пользователю главное — цена электричества в розетке, а не то, что происходит в топливном цикле, но это же хорошо, что быстрые реакторы помогают сократить объем высокоактивных отходов. Благодаря совокупности всех этих факторов, уверен, БН-1200 может в XXI веке стать базой для развития коммерческих быстрых натриевых реакторов.
— Много разговоров было о том, какова должна быть пропорция быстрых и тепловых реакторов. Какова сейчас позиция ФЭИ по этому поводу?
— Да, среди специалистов есть разные взгляды на то, как будут развиваться тепловые и быстрые реакторы в двухкомпонентной системе и на каком топливе. Мы считаем, что в течение XXI века у нас будет сохраняться значимое количество тепловых реакторов, хотя часть ныне действующих уже скоро будут выведены из эксплуатации — это РБМК, ВВЭР-440 и первые тысячники. На замену им к середине века должны быть развиты технологии реакторов ВВЭР-С, которые смогут работать как на урановом, так и на МОКС-топливе. Для того чтобы обеспечить нужный объем плутония, нужны быстрые реакторы, работающие на МОКС- или СНУП-топливе. Например, один реактор БН-1200 на СНУП-топливе может полностью обеспечивать качественным плутонием два реактора ВВЭР-С мощностью 600 МВт. По нашим оценкам, к концу XXI века 50–60% реакторов будут с быстрым спектром нейтронов, 40–50% — реакторы ВВЭР-1200 и реакторы ВВЭР-С на уранплутониевом топливе, а общий объем атомной генерации в России на конец века, предположительно, составит 90–100 ГВт.
— Чтобы обеспечивать плутонием быстрые и тепловые реакторы, коэффициент воспроизводства должен быть больше 1. Каков, по вашим оценкам, оптимальный или наивысший коэффициент?
— Все зависит от задачи, стоящей перед быстрым реактором. Например, БН-800 был спроектирован таким образом, чтобы коэффициент воспроизводства в активной зоне (КВА) был существенно меньше единицы. Это было связано с проблемой утилизации избыточного оружейного плутония в России и США, которая стояла лет 20 назад. Называлась цифра в 34 тонны. Россия предлагала сжечь этот плутоний в быстром реакторе, поэтому БН-800 проектировался как сжигатель плутония — с низким КВА и без бокового экрана. Но американцы не захотели идти по этому пути.
В БН-1200 коэффициент воспроизводства будет зависеть от используемого топлива. На МОКС-топливе реактор с боковым экраном и нижней торцевой зоной воспроизводства может обеспечить коэффициент воспроизводства порядка 1,2. Загружаем, условно, 1 тонну плутония, выгружаем 1,2 тонны более качественного плутония. На более плотном СНУП-топливе он может быть еще больше, вплоть до 1,3 или даже 1,35. Этого, мы считаем, вполне достаточно для обеспечения топливом системы из быстрых и тепловых реакторов.
В своих системных исследованиях мы учитываем, сколько у нас природного урана для тепловых реакторов, сколько будет в их облученном топливе плутония и каков его изотопный состав, что и сколько лежит на складе и что мы можем использовать прямо сейчас и так далее. Баланс непростой: мы, например, не можем просто наращивать производство плутония и складировать его. Плутоний — это такой продукт, который, как мы шутим, «протухает» со временем. Его изотоп плутоний-241 — очень ценный для реакций деления, но период его полураспада всего 14 лет. Поэтому ценность плутония со временем уменьшается. Есть и другая проблема: накапливается америций, с которым надо бороться. Поэтому мы моделируем, сколько нам надо плутония, чтобы не затоваривались склады, не накапливались минорные актиниды в системе ядерной энергетики, но и не было его дефицита.
— Как, предположительно, будет распределяться во времени строительство быстрых реакторов?
— В Генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики до 2042 года запланированы девять быстрых реакторов. У них может быть разная мощность и теплоноситель. Первым запланирован опытно-экспериментальный реактор БРЕСТ-ОД-300, а затем головной коммерческий БН-1200. Решения о том, какие именно блоки станут вводиться далее, будут приниматься по итогам пуска и эксплуатации БРЕСТ-ОД-300. Если все пойдет успешно и свинцовая технология покажет себя достаточно низкозатратной, то следующий реактор, вероятно, будет БР-1200. Он сейчас проектируется, главный конструктор — НИКИЭТ, руководит и координирует работу АО «Прорыв». После 2042 года планируется построить еще около 50 быстрых блоков, то есть примерно по блоку в год. Получится ли выполнить такой сценарий, сказать сложно. В атомной отрасли еще ни в одной стране, по-моему, не сбылся ни один долгосрочный прогноз. В начале 1970-х годов, например, предполагалось, что к 2000 году в мире будут работать блоки совокупной мощностью несколько тысяч ГВт, из них в СССР — более 300 ГВт. Сейчас, как мы знаем, совокупная мощность атомных энергоблоков в мире около 400 ГВт. Правда, Китай ставит амбициознейшие цели — более 300 ГВт к 2050 году.
— Но это не значит, что вообще планировать не надо.
— Да, и мы рассматриваем различные сценарии: активного развития, стагнации и даже прекращения работы. Вывести из эксплуатации ядерный объект — задача не менее сложная, чем строительство. Куда девать плутоний, как безопасно уничтожить отходы — все эти вопросы требуют системного рассмотрения. Но мы уверены, что без атомной энергетики человечество не обойдется.
— Что ученые ФЭИ делают для того, чтобы атомная энергетика развивалась? Расскажите об экспериментах на стендах БФС-1 и БФС-2.
— Не только в ФЭИ, но и в целом в России многие ученые поддерживают тематику быстрых реакторов. Мы сотрудничаем с «Прорывом», ОКБМ, НИКИЭТ, Курчатовским институтом, АО «ТВЭЛ» и концерном «Росэнергоатом».
Про стенды: БФС-1 у нас появился в 1961 году. Он создавался как инструмент моделирования нейтронно-физических процессов в быстром реакторе. Это реактор нулевой мощности. Там нет отдельных твэлов и ТВС, а есть несколько сотен труб, в которые мы закладываем делящиеся и конструкционные материалы, замедлители, поглотители и так далее в виде блочков. В быстром реакторе у нейтронов длинные пробеги — сантиметры или десятки сантиметров, поэтому нейтронам не важно, в какой форме у нас топливо — в стержнях или блочках. Мы создаем упрощенную активную зону и можем вывести ее в критическое состояние с Кэфф, равным 1. Известно, что реактор может существовать при Кэфф, равном 1 на любой мощности — и 1 Вт, и 1 ГВт. Наша мощность — несколько десятков, может, сотня ватт. БФС-1 хорош тем, что даже на такой мощности мы можем экспериментально воспроизвести на нем нужный спектр нейтронов, измерить интересующие нас спектральные индексы, эффективность органов управления, распределение энерговыделений, эффективную долю запаздывающих нейтронов, пустотные эффекты реактивности и другие параметры активной зоны, похожей на активную зону «большого» реактора.
Вскоре после запуска БФС-1 стало понятно, что нужен стенд большего размера, и он был построен. Если на БФС-1 диаметр бака у нас примерно 2 м, то на БФС-2 — 5 м. Там моделировались БН-350, БН-600, БН-800 на уране и МОКСе, БРЕСТ-ОД-300, сейчас работаем над БН-1200. Два года моделировали его работу на СНУП-топливе, а в прошлом и этом году — на МОКСе.
В 2010 году в федеральную программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» вошло техническое перевооружение комплекса критических стендов БФС. Мы обновили стендовое оборудование, различные системы, получили много материалов — делящихся, поглощающих и других, — необходимых для моделирования больших энергетических реакторов типа БН и БРЕСТ. Повторный ввод в эксплуатацию БФС-1 состоялся в 2019 году, а БФС-2 — в 2021 году. С тех пор ведем очень широкий спектр исследований. Мы моделировали китайский SEFR, французский АSTRID, выполнили большой спектр исследований для многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР). С конца 2023 года мы моделируем на БФС-1 ВВЭР-С. Используем как традиционные, так и нетрадиционные технологии. Достаточно сказать, что нам удалось поместить в центр нашего стенда бак с водой и реальными МОКС-твэлами, которые изготовил Сибирский химический комбинат. Заказчиком работы выступает АО «ТВЭЛ».
— Что делаете на обоих стендах сейчас?
— У нас большая программа, рассчитанная до 2029–2030 годов. На БФС-1 мы продолжаем эксперименты для ВВЭР-С, исследуя различные конфигурации активной зоны. В ближайшее время приступим к работам с борным поглотителем — борной кислотой, затем — с выгорающими поглотителями и так далее. Это большая и интересная работа. По просьбе НИКИЭТ и Горно-химического комбината (ГХК) мы изучаем возможности смоделировать на БФС-1 характеристики жидкосолевого реактора ИЖСР, который планируется построить на ГХК. Это реактор небольшой мощности, порядка 10 МВт, для решения проблемы минорных актинидов, в частности кюрия. Чтобы такой реактор запустить, надо экспериментально смоделировать его «физику», а, кроме БФС, другого такого инструмента нет нигде в мире. Мы изыскиваем возможности приступить к этим работам с 2028 года.
— А на втором стенде что делаете?
— Моделируем БН-1200. Дела идут очень активно. Для моделирования его активной зоны нам потребовалось собрать миллион (!) блочков примерно 5 см в диаметре и 3 мм высотой — как гигантское лего. Все это прошло через руки наших инженеров, техников и рабочих. Таких моделей никто и никогда в мире не создавал.
— Очень круто!
— В этом году мы планируем завершить эксперименты, моделирующие нейтронно-физические характеристики штатной активной зоны БН-1200 с МОКС-топливом. Затем на этом же стенде запланирована серия экспериментов по безопасности: как себя будет вести реактор при гипотетической аварии с локальным расплавлением активной зоны и перемещением топлива. Конечно, не в реальности, а моделируя на стенде (перебирая блочки с делящимися и конструкционными материалами) активную зону и измеряя на каждом этапе ее характеристики. Так мы верифицируем наши коды и, конечно, обоснуем и повысим безопасность будущего реактора.
Кроме того, мы планируем войти в национальный проект технологического лидерства «Новые атомные и энергетические технологии» и начать моделирование характеристик активной зоны БН-1200 на стенде БФС-2 со вставкой из нептуния. Это уникальные эксперименты, которые в мире никто не проводил, по уточнению нейтронно-физических констант для минорных актинидов. Есть также задумки по америцию и даже по кюрию. В этой работе мы активно взаимодействуем с физиками из «Прорыва» и планируем пригласить специалистов из других организаций для верификации кодов.
— Про верификацию кодов тоже расскажите, пожалуйста.
— За десятилетия развития атомной энергетики в разных странах и даже организациях появилось очень много нейтронно-физических кодов. Системы констант тоже разные, единой не существует. Исторически они формировались в США, Японии, СССР, странах Европы и в последнее время — в Китае. Десятки лет ученые обменивались информацией по константам под эгидой МАГАТЭ, поэтому библиотеки ядерных данных частично пересекаются, частично уникальны, особенно по тем элементам, которые редко использовались в атомной энергетике. Это касается, в частности, некоторых изотопов плутония и минорных актинидов.
Для корректировки и верификации констант расчетчики выполняют кросс-верификацию, то есть решают одну и ту же задачу с помощью разных кодов и систем констант, а затем сравнивают результаты и анализируют расхождения. Помимо этого, все константы надо верифицировать в реальных экспериментах. Делать это можно либо на действующих реакторах, либо на стендах. На действующих реакторах проводить эксперименты сложно. На стендах, таких как наши БФС, гораздо проще. Из этих экспериментов можно получить информацию, а правильно ли вообще коды считают либо, наоборот, правильно ли поставлен сам эксперимент, потому что его результаты могут расходиться со всеми кодами.
— Бывало такое?
— Да, иногда. Это значит, что эксперимент плохо подготовлен (недостаточно информативен) либо расчетчики плохо знают константы или не учитывают технологические погрешности и так далее.
— Какие новые эксперименты вы бы хотели провести на обоих БФС?
— Их много. Например, для термоядерного реактора. Сейчас его в России рассматривают как компонент гибридной системы, где термоядерный синтез выступает источником высокоэнергетических нейтронов для облучения делящихся материалов в специальном бланкете, в котором можно как нарабатывать топливо для ядерных реакторов, так и выжигать, например, младшие актиниды. Ту часть установки, которая касается бланкета, — по сути, это подкритический реактор деления — можно моделировать на БФС с «подсветкой» внешним источником нейтронов. Таких исследований тоже никто еще не делал.
— А ВВЭР-СКД?
— До экспериментов дело не дошло, хотя мы вместе со специалистами Курчатовского института нашли подходы, как характеристики ВВЭР-СКД смоделировать на БФС. Основная проблема в том, что в эксперименте необходимо корректно смоделировать воду с переменной по высоте активной зоны плотностью (как известно, в реальном сверхкритическом состоянии вода превращается во флюид с плотностью от 0 до 1 г/см3). Моделировать его — непростая задача. Пока нам эти эксперименты не заказывают, но мы готовы.
— Насколько сильно загружены стенды? Есть ли дефицит мощностей или, напротив, заказов?
— В разное время было по-разному. Иногда приходилось искать заказы, но в целом сейчас «Росатом» реализует много проектов, которые требуют физического моделирования, и у нас достаточно заказов на проведение экспериментов.
— А у БФС есть радиоактивные отходы?
— В следовых количествах. Если мощность реального реактора в сто миллионов раз больше, чем у БФС-2, то и материалы у нас активируются в сто миллионов раз меньше.
— Вы упомянули про инженеров и рабочих, которые могут собрать «атомное лего» из миллиона компонентов. В ФЭИ молодежь приходит?
— Да, и довольно хорошая, ребята активно влились в работу и в коллектив. Любопытно только, что они больше сориентированы на использование кодов и проведение расчетов, а для физики важен еще и эксперимент. Ведь не все можно смоделировать «на бумаге». А в эксперимент идут гораздо менее охотно.
— Почему? Неинтересно?
— Не только. Специалистов, которые будут работать на новых реакторах, надо растить, и для этого нужно современное оборудование, а экспериментальная база с 1990-х годов по настоящее время частично была утрачена, а то, что осталось, надо модернизировать или приводить в соответствие с современными нормами и правилами. Ну и, конечно, надо создавать новое. Мы, например, очень хотим создать большой натриевый стенд. Он необходим, чтобы натриевые технологии развивались быстрее и соответствовали масштабам и характеристикам реакторов нового поколения. Без экспериментальной базы создать десятки быстрых реакторов к концу века невозможно. Действующие мощности устаревают, а требования к ним у Ростехнадзора растут. И беда в том, что если стенды ликвидируются или консервируются, то через какое-то время исчезают и специалисты. А восстановить — значит начинать с нуля. Это беда не только ФЭИ, это во всем мире так. Вот американцы, например, более 40 лет не строили АЭС у себя и в значительной степени утратили свои реакторные компетенции.
— Каким должен быть этот натриевый стенд?
— Он должен быть крупным, с большим объемом натрия, с электромагнитным насосом и современным оборудованием. Хотим моделировать там работу крупных элементов реальных реакторов — расходомеров, холодных ловушек, систем безопасности и др. Решать задачи поддержания чистоты, температуры, давления натрия. Для всего этого нужны специалисты с хорошими руками, которые могут провести исследования. К сожалению, пока нас не поддерживают, говорят, что дорого. Но за знания нельзя платить мало, знания всегда стоят дорого. Потом придется платить больше. Что может быть альтернативой стенда? Выполнять эксперименты и исправлять ошибки на реальном реакторе? Это гораздо дороже. Сейчас выгадаем копейку, а потом проиграем: чем меньше мы знаем о наших реакторах, тем хуже. Еще нам нужен стенд мощностью до 2 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем и естественной, не требующей насосов циркуляцией. Но это отдельный большой разговор. Есть и другие предложения и задумки.
— Каковы цели ФЭИ до конца года?
— Успешно завершить экспериментальную программу по БН-1200 на МОКС-топливе на БФС-2, начать работы с борной кислотой на макете ВВЭР-С на БФС-1, выполнить и отчитаться по работам с минорными актинидами, а также системным исследованиям развития атомной энергетики. И, конечно, создать заделы на будущее.
