К новой атомной энергетике
Начался монтаж первой в мире реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
В Северске Томской области на площадке АО «СХК», предприятия Топливной компании Росатома «ТВЭЛ», в рамках проекта «Прорыв» идет сооружение опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК). Энергоблок мощностью 300 МВт на базе быстрого реактора четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, реализующий принципы естественной безопасности, — это ключевой элемент ОДЭК.
В январе 2024 года достигнута знаковая веха в реализации проекта — установлена стальная опорная плита реактора общим весом 165 тонн. В шахту реактора строители погрузили первую часть корпуса реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 — нижний ярус ограждающей конструкции.
«В отличие от традиционных легководных тепловых реакторов ВВЭР, быстрый реактор БРЕСТ имеет интегральную компоновку. Его корпус — это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР, а металлобетонная конструкция, в которой предусмотрены металлические полости под размещение оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Кроме того, корпус БРЕСТ — более крупногабаритный, доставить его можно только по частям, а финальная сборка возможна только в условиях строительной площадки ОДЭК», — прокомментировал главный конструктор реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов.
Согласно классификации МАГАТЭ, поколение IV ядерных реакторов характеризует применение различных технологий, которые объединены общим результатом — более высокой эффективностью использования топлива, увеличенной безопасностью, энергоэффективностью, сокращением объемов отработавшего ядерного топлива и т.п.
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом, обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также «дожигать» (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды). Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа уран-238, которого в природной урановой руде более 99%.
Комментарий
Виктор Иванов
Главный радиоэколог ПН «Прорыв»
ЗЯТЦ на базе РБН: Окончательное решение проблемы ОЯТ и РАО
В Энергетической стратегии РФ на период до 2035 года, утвержденной распоряжением Правительства РФ от 9 июня 2020 года № 1523-р, подчеркивается, что «основные проблемы и риски развития атомной энергетики связаны со сравнительно высокими затратами на обеспечение ядерной и радиационной безопасности и с необходимостью обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами с учетом требований экологической безопасности». И это действительно так.
Согласно текущему прогнозу МАГАТЭ, к 2040 году предполагается накопление 530 тыс. тонн ОЯТ в мире: в Северной Америке — 200 тыс. тонн; в Европе — 100 тыс. тонн; в России — 30 тыс. тонн; в Азии — 200 тыс. тонн. Необходимо в ускоренном порядке принять стратегическое решение по сокращению накопленных объемов ОЯТ.
Серьезная попытка решения этой проблемы была предпринята в США, речь идет о сооружении репозитория в Юкка-Маунтин. По данным на 2008 год, затраты превысили 9 млрд долларов. Три года назад американцами была оценена дозовая нагрузка на население через 1 млн лет после захоронения. При этом учитывалось, что период полураспада нептуния-237 составляет 2,2 млн лет. Было установлено, что полученная дозовая нагрузка населения примерно в 2 раза превышает установленные стандарты МАГАТЭ и на 75% определяется как раз содержанием нептуния. В Объединенной конвенции о безопасности обращения с ОЯТ, ратифицированной также и федеральным законом РФ, подчеркивается, что следует «стремиться избегать действий, имеющих обоснованно предсказуемые последствия для будущих поколений, более серьезные, чем те, которые допускаются в отношении нынешнего поколения». Поэтому вопрос с репозиторием Юкка-Маунтин пока остается открытым.
Нами ранее было показано, что трансмутация минорных актинидов при ЗЯТЦ на базе РБН снижает онкотоксичность по америцию в 213 раз, по нептунию — в 101 раз и по кюрию — в 47 раз. При этом надо иметь в виду, что даже после выжигания актинидов наиболее значимыми радионуклидами в двухкомпонентной ядерной энергетике в течение 3 тыс. лет с позиций ожидаемого канцерогенеза остаются америций-241 и плутоний-238, -239, -240.
Установлено, что время выдержки, когда онкотоксичность РАО в двухкомпонентной ядерной энергетике и природного уранового сырья выравнивается, составляет около 100 лет. Верхняя (95%) доверительная граница этой величины примерно 340 лет, что удовлетворяет требованиям практики. Вопрос обоснования достижения радиологической эквивалентности РАО и природного уранового сырья решен окончательно.
Показано, что захоронение РАО без достижения эффекта радиологической эквивалентности дает неприемлемый экономический ущерб за счет повышения частоты онкозаболеваний будущих поколений в течение ближайших 30 тыс. лет.
Учитывая полученные результаты, эксперты МАГАТЭ в Техническом документе сделали следующие выводы: использование ЗЯТЦ на базе РБН позволяет снизить радиотоксичность РАО в 100–200 раз; сократить время выдержки РАО с более чем 100 000 лет до менее чем 1000 лет.
Данные материалы были представлены на пленарном заседании конференции госкорпорации «Росатом» «Новая атомная энергетика» (2023 г., Сочи).
