Будущее требует технологий
Что нужно мирному атому, чтобы сохранить технологическое лидерство
Ольга Ганжур
Атомная отрасль в своем современном виде основана на наборе технологий, последовательно развивавшихся в течение почти столетия. Но чтобы сохранить системообразующую роль в энергобалансе будущего, мирному атому придется совершить очередной технологический рывок. Изменения могут затронуть почти все стадии ядерного топливного цикла (ЯТЦ): от добычи урана до обращения с отработавшим ядерным топливом и отходами. «Вестник атомпрома» подготовил обзор перспективных технологий атомной энергетики.
Добыча с умом
В самом методе добычи сырья для атомной энергетики революций не предвидится. Продолжится развитие скважинного подземного выщелачивания (СПВ) – самого экологичного, эффективного и безопасного способа. Он уже применяется на двух предприятиях горнорудного дивизиона «Росатома»: «Хиагде» в Бурятии и «Далуре» в Курганской области. Через скважины под землю закачивается выщелачивающий раствор, который соединяется с рудой. Смесь с растворенными солями металлов откачивается на поверхность, где подвергается экстракции. При СПВ почвенный покров почти не нарушается, не образуется отвалов пустой породы и отходов, а состояние вмещающего руду водоносного горизонта после отработки восстанавливается до начального состояния. «Хиагда» и «Далур» будут развивать технологию, поступательно осваивая новые месторождения.
Повысить эффективность добычи и снизить ее себестоимость могут цифровые технологии. Уже сейчас на ряде уранодобывающих предприятий внедрены «Умные каски». Это система позиционирования персонала, которая позволяет удаленно контролировать соблюдение техники безопасности, наблюдать за передвижением и состоянием сотрудников и тем самым способствует повышению безопасности на производстве.
Дальше – больше. Северский технологический институт НИЯУ МИФИ и горнорудный дивизион «Росатома» «Атомредметзолото» разрабатывают проект «Умный рудник», который даст уранодобывающим предприятиям принципиально новые производственные возможности. Суть инновации в максимальной автоматизации и оптимизации всех технологических процессов, начиная от геологоразведочных работ и заканчивая финальными стадиями гидрометаллургии урана вплоть до получения товарной окиси-закиси урана. Пилотная площадка для внедрения технологий «Умного рудника» – «Хиагда». Здесь постепенно создается система интеллектуального управления добычей методом СПВ на всем производственном цикле.
«Умный рудник» включает четыре уровня управления процессом добычи, которые связаны между собой информационными каналами. На первом уровне находятся датчики, исполнительные механизмы, регулирующие устройства, которые собирают информацию с объектов (технологических скважин, трубопроводов и др.). Второй уровень – программируемые контроллеры и регуляторы, управляющие технологическими объектами на основе информации, получаемой с первого и третьего уровней. На третьем уровне диспетчерско-операторского управления находится компьютер, на который установлена система управления и сбора данных. Она позволяет в режиме реального времени следить за работой технологических объектов, получать и накапливать необходимую информацию, корректировать режимы работы оборудования для достижения оптимальных параметров. Значения этих параметров определяются с помощью систем четвертого уровня управления технологическим процессом: постоянно действующей геотехнологической модели добычного полигона, системы контроля и анализа работы полигона, системы оптимизации геотехнологического процесса добычи урана, информационно-моделирующей экономической системы.
Топливо стремится к совершенству
На рынке ядерного топлива высокая конкуренция, чтобы достичь тут успеха, нужно постоянно совершенствовать продукцию и предлагать новые, более эффективные технологии. Топливная компания «Росатома» АО «ТВЭЛ» ежегодно вкладывает в НИОКР и совершенствует топливо для всех типов реакторов российского дизайна, находящихся в эксплуатации. Например, за счет использования усовершенствованного топлива реакторы ВВЭР-440, построенные в 80-х годах прошлого века, сегодня показывают максимальную эффективность. На венгерской АЭС «Пакш», например, блоки с ВВЭР-440 за счет модификации топлива перевели с 12-месячного топливного цикла на 15-месячный, что позволило повысить коэффициент использования установленной мощности электростанции. Компания «ТВЭЛ» также разработала для ВВЭР-440 новую модификацию тепловыделяющих сборок (ТВС) с увеличенной ураноемкостью и оптимизированным водно-урановым отношением. Это позволит повысить экономическую эффективность работы АЭС при сохранении текущих параметров топливного цикла. Усовершенствование топлива для реакторов ВВЭР-1000 сделает возможным переход таких блоков на 18-месячный топливный цикл и работу на повышенной мощности, также топливо постепенно адаптируют к маневренным режимам работы АЭС.
Наряду с модификацией существующих видов топлива, идет разработка новых. Испытывается ремикс-топливо (от англ. remix, regenerated mixture – регенерированная смесь) для реакторов ВВЭР. Его получают из неразделенной смеси регенерированного урана и плутония, которая образуется при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Использование ремикс-топлива позволит не только расширить сырьевую базу атомной энергетики за счет возможности повторного использования урана, но и внесет вклад в снижение объемов ОЯТ и радиоактивных отходов. В выделенную смесь добавляют небольшое количество обогащенного урана. Таким образом, повторно используется не только плутоний, содержащийся в ОЯТ, но и невыгоревший уран-235.
Актуальный мировой тренд – разработка устойчивого к авариям, или толерантного топлива (от англ. Accident Tolerant Fuel). Термин возник после аварии на АЭС «Фукусима-1». По формулировке МАГАТЭ, такое топливо должно быть работоспособно как в нормальных условиях эксплуатации, так и в условиях потери теплоносителя. Основной разрушающий твэлы фактор связан с пароциркониевой реакцией, происходящей при температуре свыше 1200 градусов (именно это стало главной проблемой на «Фукусиме-1» в 2011 году). Основная задача разработчиков толерантного топлива – исключить эту реакцию. Ученые «Росатома» прорабатывают разные пути решения проблемы: изменение топливной композиции, нанесение защитных покрытий на циркониевые топливные оболочки, замена конструкционных материалов твэлов и ТВС на другие сплавы или на керамику.
Другое перспективное направление разработок – топливо с повышенным обогащением (более 5 % по урану-235) для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Уже проведены технические и экономические исследования, по результатам которых видно, что при переходе на среднее обогащение в 18-месячных и 24-месячных циклах соответственно удастся значительно увеличить среднее выгорание. Цикл с топливом повышенного обогащения не требует изменения количества потребляемого природного урана, сокращает длительность операций по загрузке свежего ядерного топлива и выгрузке отработавших ТВС. Кроме того, не потребуется значительная модернизация оборудования для изготовления твэлов и ТВС и оборудования для транспортировки и хранения свежего и отработавшего топлива.
Замкнуть по-быстрому
Стратегия развития «Росатома» предполагает, что к 2050 году ядерная энергетика в России станет двухкомпонентной: производить электроэнергию будут как реакторы на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Последние также будут нарабатывать плутоний и потреблять топливо, сырьем для которого станут ОЯТ и обедненный уран, так что цикл производства топлива замкнется. Это позволит минимум в 100 раз увеличить использование добытого урана, а значит и сырьевую базу атомной энергетики, минимизировать объемы хранения ОЯТ, поскольку оно станет сырьем для таких видов топлива, как МОКС и СНУП.
Смешанное оксидное уранплутониевое топливо (МОКС, от англ. MOX, Mixed-Oxide) делают из продуктов переработки ОЯТ – оксида плутония и невыгоревшего обогащенного урана. К плутонию добавляют обедненный уран, оставшийся после обесфторивания гексафторида урана, и уже из этой смеси делают топливные таблетки. В конце 2018 года на площадке Горно-химического комбината началась промышленная фабрикация российского МОКС-топлива. Первая серийная партия для БН-800 на Белоярской АЭС из 18 ТВС была загружена в реактор в конце 2019 года. Предполагается, что в 2021 году активная зона БН-800 будет полностью загружена МОКС-топливом.
Перспективные реакторы на быстрых нейтронах со свинцовым и натриевым теплоносителями будут работать на еще более совершенном топливе – смешанном нитридном уранплутониевом (СНУП). Его основное отличие от МОКС-топлива в том, что вместо оксида урана и оксида плутония используются нитрид урана и плутония, а в нитриде больше концентрация атомов урана и плутония, чем в оксиде. Это топливо имеет ряд преимуществ, среди которых – более высокая плотность, большая теплопроводность и совместимость с жидкометаллическим теплоносителем. Уже получены первые успешные результаты испытаний.
Водо-водяная стратегия
Водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР – основа современной атомной энергетики в России и основной экспортный продукт «Росатома». До конца века это вряд ли изменится, ведь двухкомпонентная система на основе тепловых и быстрых реакторов будет выстраиваться постепенно. ВВЭР – это современные и безопасные установки, но есть потенциал для их улучшения.
Стратегия научно-технологического развития «Росатома» предполагает, что уже в этом десятилетии появятся водо-водяные реакторы со спектральным регулированием (ВВЭР-С). Спектральное регулирование – это управление реактором за счет изменения водно-уранового соотношения путем введения в активную зону и выведения из нее вытеснителей по ходу топливной кампании. Это позволяет в начале кампании создать более жесткий спектр нейтронов, которые в обычных ВВЭР поглощаются, и потратить их на наработку новых делящихся материалов. По мере выгорания активной зоны вытеснители извлекаются, вытесняются водой.
Система спектрального регулирования имеет ряд преимуществ. Во-первых, экономия природного урана: при той же мощности реактор со спектральным регулированием потребляет на 30 % меньше сырья, чем современные ВВЭР. Во-вторых, спектральное управление позволяет полностью загрузить активную зону регенерированного МОКС-топлива (в современных реакторах может быть не более 50 % МОКС-топлива). То есть ВВЭР-С может потреблять регенерат в рамках замкнутого ядерного топливного цикла.
В следующем десятилетии, по планам атомщиков, существенно продвинется проект реактора с водой сверхкритического давления (ВВЭР-СКД). Он позволит повысить КПД блоков АЭС, что совершенно необходимо в замкнутом топливном цикле. ВВЭР-СКД сможет сам воспроизводить топливо для себя. Достичь высокого КПД и коэффициента воспроизведения поможет использование пароводяного охлаждения или воды при сверхкритических параметрах по давлению и температуре. «Росатом» работает над таким реактором в рамках международной кооперации Generation IV. Вклад России в НИОКР составляет порядка €2 млн ежегодно. Общие средства участники будут расходовать на собственные исследования, а результаты будут доступны всем.
Натрий или свинец?
Вторым полноценным участником двухкомпонентной системы станут быстрые реакторы. Россия имеет солидный опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: на Белоярской АЭС успешно работают два промышленных энергоблока с реакторами БН-600 и БН-800. Однако для будущего нужен более мощный и совершенный реактор. Атомщики разрабатывают проект энергоблока с реактором БН-1200.
В 2016 году уже были готовы основные схемно-технологические решения и выполнены технико-экономические оценки. Научно-технический совет «Росатома» высоко оценил проект, но были вопросы по экономическим характеристикам: капвложения в строительство, цена электроэнергии уступают современным энергоблокам с тепловыми реакторами. Сейчас ученые дорабатывают проект, чтобы с точки зрения экономики довести БН-1200 до уровня, превосходящего ВВЭР-1200 и сопоставимого с самыми перспективными мировыми проектами тепловых реакторов.
Совершенно новый «быстрый» проект «Росатома» – реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Отличительной особенностью проекта является концепция естественной безопасности: она достигается за счет использования природных законов и свойств используемых материалов. Предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечет упрощение устройства и удешевление АЭС. Использование свинца в качестве теплоносителя имеет ряд преимуществ. Он не горит, обладает очень высокой температурой кипения. Исключаются пожары, химические или тепловые взрывы при разгерметизации первого контура.
В 2015 году «Росатом» приступил к сооружению опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) на площадке Сибирского химического комбината в Томской области. В него войдут энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 и пристанционный завод с двумя модулями: фабрикации-рефабрикации ядерного топлива и переработки ОЯТ. ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла.
Водород из ядра
Еще одна перспективная реакторная технология – высокотемпературные гелиевые установки (ВТГР) – связана с планами «Росатома» на развивающемся водородном рынке. Сегодня объем потребления водорода в мире не превышает 80 млн тонн в год, однако, по оценкам экспертов Hydrogen Council (Совет по водороду, международная организация), к 2050 году объем вырастет до 550 млн тонн. Основные драйверы развития – энергетика, транспорт, накопители энергии.
«Росатом» выбрал водородную энергетику в качестве стратегического направления научно-технического развития и к 2050 году надеется занять 10 % мирового водородного рынка: госкорпорация может предложить экологически чистые ядерные технологии производства водорода. Довольно давно развивается проект производства водорода методом электролиза с использованием энергии АЭС. Его суть в том, чтобы, воздействуя на дистиллированную воду электротоком, разложить ее на кислород и водород. Сейчас практически на всех российских АЭС есть электролизеры, которые производят водород, используемый для охлаждения генераторов. Это низкотемпературный электролиз. Но для более масштабного производства технику и технологии нужно будет модернизировать.
Если электролиз проводить при помощи высокотемпературного пара, то полученная от ядерного реактора тепловая энергия заменяет часть электрической. Следовательно, чистая эффективность (отношение произведенного водорода высокого нагрева к затраченной электроэнергии) увеличится. Наиболее подходящий реактор с источником тепла для высокотемпературного электролиза – это гелиевый реактор с газовым охлаждением (ВТГР). С 1970-х годов в нашей стране были выполнены и получили необходимое научно-техническое обоснование и экспериментальное подтверждение проекты безопасных ВТГР. Это новый тип экологически чистых универсальных атомных энергоисточников с уникальными свойствами: способностью вырабатывать тепло при температуре 1000 °C и высоким уровнем безопасности. Это определяет широкие возможности их использования для производства в газотурбинном цикле электроэнергии с высоким КПД. ВТГР смогут снабжать высокотемпературным теплом и электричеством производство водорода, опреснение воды, технологические процессы химической, нефтеперерабатывающей, металлургической и других отраслей промышленности.
Извлечь пользу, сжечь вред
Стратегия развития российской ядерной энергетики предполагает замыкание ЯТЦ, это позволит максимально эффективно использовать природные ресурсы и минимизировать количество отходов. Для решения этой задачи нужно разработать целый комплекс технологий.
Первое направление – технологии переработки отработавшего ядерного топлива. ОЯТ ряда тепловых и быстрых энергетических реакторов, а также ОЯТ исследовательских реакторов уже давно перерабатывают на ПО «Маяк» с выделением урана и плутония, из которых можно делать новое топливо. Но в ОЯТ много других веществ, которые могут использоваться в различных отраслях промышленности. Например, благородные металлы (платина, палладий, рутений) и редкоземельные элементы. В природе эти вещества редко встречаются и стоят дорого. Если обеспечить высокую степень очистки этих элементов от радиоактивных изотопов при переработке ОЯТ, то можно заменить природные ресурсы и при этом сократить количество отходов. Некоторые изотопы цезия и стронция востребованы в ядерной медицине. В этом году в «Росатоме» стартовал проект «Сбалансированный ЯТЦ», задача участников – создать технологии выделения отдельных групп веществ (фракции) на стадии переработки ОЯТ с учетом последующего обращения с каждой фракцией.
Есть в ОЯТ и безусловно вредные элементы – минорные актиниды (америций, кюрий, нептуний), которые альфа-активны, весьма радиотоксичны и имеют длительные периоды полураспада. Разрабатываются технологии, которые позволят при переработке топлива их выделять. Во ВНИИНМ им. А.А. Бочвара в прошлом году был проведен эксперимент, подтвердивший возможность выделения америция и кюрия достаточно высокой чистоты.
После выделения минорные актиниды предполагается дожигать в ядерных реакторах. Но тепловые реакторы для этого не годятся. В быстрых реакторах эти изотопы использовать можно, но это недостаточно эффективно: актиниды сгорают, но при этом нарабатываются новые. Расчеты показывают, что гораздо лучше для этой цели подойдут жидкосолевые реакторы (ЖСР), или реакторы на расплавах солей. Это установка, в которой активную зону формирует гомогенная расплавленная смесь из фтористых солей легких металлов (лития, натрия и калия или лития и бериллия) и фторидов делящихся материалов (урана, плутония или тория).
В «Росатоме» разрабатывается экспериментальный жидкосолевой реактор, его планируется построить на Горно-химическом комбинате. В 2024 году должно быть завершено материаловедческое обоснование конструкционных материалов топливного контура и установки переработки топливной соли. С помощью математического моделирования рассчитают условия эксплуатации топливной соли и конструкционных материалов полномасштабного жидкосолевого реактора, интегрированного с системой регенерации топлива. К этому сроку планируется получение лицензии на размещение исследовательского ЖСР на площадке ГХК, демонстрация на экспериментальных установках ключевых технологий, а также интегрированного с ЖСР модуля рециклирования актинидов и очистки топливной соли от продуктов деления, разработка эскизного проекта промышленного ЖСР. Строительство исследовательского ЖСР в Железногорске стартует в 2030–2031 годах. На нем будут не только подтверждены ключевые технологии, но и разработана нормативная база для лицензирования промышленного ЖСР.
Отходы – под землю
Пока ученые ориентируются на то, что какие-то отходы у ядерной энергетики в замкнутом ядерном топливном цикле все же будут. Но они должны достигать радиационной эквивалентности не более, чем за 70 лет. То есть за это время захораниваемые отходы достигнут той же потенциальной биологической опасности, что и природный уран, извлекаемый из недр для атомной энергетики.
Стратегия развития «Росатома» предполагает, что радиоактивные отходы (РАО) будут захораниваться в глубоких геологических формациях. В Красноярском крае (Нижнеканский массив) строится подземная лаборатория, которая будет исследовать воздействие отходов на геологические формации, изучать гидрогеологический режим, теплофизические свойства массива. Если эксперименты пройдут успешно, то позже на базе лаборатории построят первое в РФ глубинное подземное хранилище РАО.
Сейчас высокоактивные отходы остекловывают. Стеклянные матрицы достаточно надежны в среднесрочной перспективе, но предсказать, как они будут вести себя через сто миллионов лет после захоронения, почти невозможно. Ученые Российской академии наук предлагают использовать минералоподобные матрицы вместо стекла для отверждения высокоактивных отходов. Такие матрицы затвердевают при комнатной температуре, их можно безопасно хранить миллионами лет. Это подтверждено самой природой: наша планета появилась свыше 4,5 млрд лет тому назад, самые ранние из сохранившихся минералов не сильно моложе, и с тех пор ничего с ними не случилось.
«Только реакторы на быстрых нейтронах могут решить энергетические проблемы человечества»
Владимир Решетов, доктор ф.-м. наук, профессор Института лазерных и плазменных технологий НИЯУ МИФИ
Современные атомные электростанции – это надежные, хорошо защищенные сооружения с огромным ресурсом работоспособности. Сегодня много говорят о возобновляемых источниках энергии – солнце и ветре. Энергия воды – это тоже возобновляемый источник, но почти все возможные ГЭС уже построены. Самый интересный альтернативный источник – это солнечная энергетика. И здесь, на первый взгляд, у нее нет серьезных конкурентов и реальных ограничений по генерируемой мощности. Есть только три маленьких проблемки: сделать так, чтобы солнечный элемент за время своей жизни мог выработать электричества раз в сто больше, чем было затрачено на его изготовление, научиться передавать электрическую мощность на большие расстояния без потерь и создать дешевые аккумуляторы, способные хранить и отдавать огромные количества энергии. Так что сегодня в мире, который озабочен изменением климата, сохранением земной биосферы, пересаживанием на электромобили и ценой на нефть и газ, реальной альтернативы атомной энергетике просто нет.
Если быть более точным, только реакторы на быстрых нейтронах, «сжигающие» основной 238-й изотоп урана, могут решить энергетические проблемы человечества. Обычные АЭС на тепловых нейтронах, где «горит» 235-й изотоп урана, нарабатывают слишком мало плутония, и лет через сто у нас просто кончится нужный изотоп урана и эти реакторы придется остановить. Новое поколение реакторов на быстрых нейтронах кардинально решает эту проблему, поскольку в них наработка плутония идет с коэффициентом больше единицы, это позволяет не только получать топливо для «быстрых» реакторов, но снабжать «горючим» обычные АЭС.
Как показывают расчеты, того урана-238, который сегодня «пылится» на складах, хватит на ближайшие 300 лет, а если добыть из месторождений тот, что уже разведан, то и на тысячу хватит, если, конечно, мы не станем осваивать Марс и впишемся в десять миллиардов жителей Земли.
Недаром проект по созданию коммерчески выгодных реакторов на быстрых нейтронах и замыканию ядерного топливного цикла сравнивают по значимости с атомным проектом и назвали его «Прорыв». Это будет действительно прорыв в светлое электрическое будущее для всего человечества, в будущее, где энергии хватит всем.
Задача эта не из простых, и на этом пути еще много неведомого. Мы умеем строить надежные реакторы с теплоносителем из жидкого натрия, отлично работают реакторы с висмутом, но нужны реакторы с теплоносителем из свинца. Они спроектированы и строятся, и очень скоро мы узнаем, насколько ученые были правы, обещая и высокий коэффициент наработки плутония, и естественную безопасность реактора.
Новые реакторы требуют не только нового теплоносителя, им нужно и новое топливо, в котором основным делящимся элементом будет плутоний, а урана-235 почти не будет.
Наш президент еще в 2007 году в своей Мюнхенской речи пригласил весь мир принять участие в создании нового поколения ядерных реакторов и обеспечении всеобщего режима нераспространения ядерного оружия. Плутоний – идеальный материал для создания атомной бомбы, и для многих выглядит очень странным, что Россия так активно разрабатывает и продвигает технологию наработки этого самого плутония с помощью реакторов на быстрых нейтронах. Но дело в том, что для создания оружия нужен 239-й изотоп плутония, а в рамках замкнутого ядерного цикла и рабочих кампаний реакторов на быстрых нейтронах нарабатывается целый букет изотопов плутония, из которых сделать хорошую атомную бомбу практически невозможно.
Это в некотором смысле ключевой момент и особенность концепции ЗЯТЦ: разработка такого способа рефабрикации отработавшего ядерного топлива, при котором мы не выделяем в концентрированном виде элементы, пригодные для создания ядерного оружия. Идеальной была бы схема, при которой наработанный из урана-238 плутоний тут же начинает «гореть» в реакторе и постепенно весь «сгорает», но так, похоже, не получится, и ядерное топливо придется периодически извлекать, очищать от вредных для цепной реакции деления примесей, снова фабриковать топливные элементы и загружать в реактор. И так может повторяться бесконечно долго, главное, не забывать добавлять нужное количество природного необогащенного урана. Таким образом тот уран, которого в 200 раз больше, чем нужно, превращаясь в плутоний, начинает успешно делиться и выделять энергию.
Ученые «Росатома» поговаривают о том, что в схеме ЗЯТЦ радиоактивных отходов не будет, а интегральный радиационный фон того, что придется захоронить, будет не выше того фона, который имел исходный природный уран. Будет ли все так замечательно, мы пока не знаем, но то, что отходов будет в сотни, а то и тысячи раз меньше, чем сейчас, это точно. В реакторах на быстрых нейтронах так много нейтронов и они такие энергичные, что с их помощью можно легко проводить трансмутацию радиоактивных изотопов, превращая их либо в ценное медицинское сырье, либо в долгоживущие и малоактивные формы.
Возможно, что задача создания хорошего реактора на быстрых нейтронах сейчас самая главная для нашей атомной отрасли, и здесь очень важно, сотрудничая с коллегами из других стран, не потерять лидерство. У нас уже несколько перьев Жар-птицы, теперь надо не проспать и поселить на нашей территории парочку способных к размножению птичек.
«“Зеленый квадрат” – гидро, ветер, солнце и атом – имеет все шансы вытеснить и уголь, и газ»
Георгий Тихомиров, заместитель директора Института ядерной физики и технологии НИЯУ МИФИ, доктор ф.-м. наук, профессор:
Атомная энергетика развивается. По данным PRIS МАГАТЭ, в мире 442 энергетических реактора эксплуатируются и 53 строятся. Все больше политиков в разных странах начинают понимать, что для безуглеродной электроэнергетики нужно развивать не только ВИЭ, но и атом. «Зеленый квадрат» – гидро, ветер, солнце и атом – имеет все шансы вытеснить и уголь, и газ из данной отрасли. Уже есть примеры в начале текущего века значительного сокращения потребления угля за счет развития ВИЭ и АЭС в Китае.
Я думаю, что в ближайшее время (10-20 лет) в основном будут строиться тепловые легководные реакторы, которые сегодня составляют основу атомной энергетики. Эти реакторы относят к поколению 3 и 3+. Энергетическая отрасль очень инерционная. Однако будущее за другими реакторами – поколения 4. Это шесть типов новых реакторов, которые разрабатываются в различных странах. Они позволят расширить область применения ядерной энергии и вовлечь в энергобаланс не только изотоп урана-235, но и значительно более распространенный изотоп урана-238. Это позволит увеличить топливную базу ядерной энергетики в 100 раз.
В России сегодня реализуется проект «Прорыв». Он предусматривает строительство комплекса, включающего предприятия замкнутого ядерного топливного цикла и демонстрационный быстрый реактор четвертого поколения со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Реализация подобного масштабного проекта требует решения большого количества конкретных научных, технологических и инженерных задач. Для их решения нужны кадры. Поэтому для будущего атомной энергетики необходимо заниматься подготовкой новой смены атомных специалистов. Такая подготовка ведется в Национальном исследовательском ядерном университете МИФИ и других университетах.
Проблема радиоактивных отходов существует. Однако масштаб ее сильно преувеличен по сравнению с другими экологическими проблемами, которые связаны с различными способами производства электричества. Например, выбросы парниковых газов, ущерб природе от добычи нефти, угля и других полезных ископаемых. Что касается проблемы радиоактивных отходов, то для ее решения есть несколько способов: от прямого захоронения отходов в специальных хранилищах до их переработки (трансмутации) и/или повторного использования полезных изотопов. Подобные технологии также разрабатываются.
