Насколько оправдана ставка на «прорывные реакторы будущего»

Б.И.Нигматулин, гендиректор Института проблем энергетики

Попробуем разобраться, насколько оправдана наша ставка на «прорывные реакторы будущего» и почему страны, критически зависящие от атомной энергетики (АЭ), не дышат нам в затылок в гонке за лидерство. За все время существования мировой АЭ эксплуатировалось около 20 реакторов на быстрых нейтронах (РБН), большинство из которых были исследовательскими. Для сравнения: количество только коммерческих энергоблоков АЭС с ЛВР равнялось 623.

Суммарное время эксплуатации всех РБН в Мире составило более 400 лет.

История развития и современное состояние АЭС с РБН и ЗЯТЦ

Предполагается, что развитие АЭС с РБН позволит гораздо более эффективно использовать ресурсы природного урана и сжигать минорные актиниды, которые являются долгоживущими компонентами ОЯТ с высоким уровнем активности. Проекты реакторов «IV поколения» в основном представляют собой РБН, и международное сотрудничество по проектам РБН идет с высоким приоритетом.

В табл. 1 представлены все РБН, которые находятся в эксплуатации в Мире в настоящее время[1].

Таблица 1. Реакторы на быстрых нейтронах, находящиеся в эксплуатации в Мире в 2019 г.

В настоящее время, как видно из данных таблицы, только в России на Белоярской АЭС эксплуатируются коммерческие АЭС с РБН, охлаждаемые натрием — это 3-й энергоблок с БН-600 и 4-й с БН-800 (электрической мощностью 864 МВт), которые поставляют электроэнергию в энергосистему Урала. В Китае, Индии и Японии имеются только исследовательские реакторы на быстрых нейтронах.

В Мире до настоящего времени АЭС с РБН и ЗЯТЦ не были доведены до коммерческой реализации по следующим причинам:

• во-первых, уже в 1970-х г. проведенные геолого-разведочные работы показали, что в Мире имеются значительные извлекаемые запасы природного урана. Тем более что после аварии на ЧАЭС в 1988—2000 гг. среднегодовой темп электропроизводства на АЭС в Мире снизился в 5 раз, а после 2000 г. вообще перестал расти. Соответственно снизился среднегодовой темп потребления природного урана, так что существующие извлекаемые запасы природного урана в Мире (на 01.01.2017 г.) не будут ограничивать будущее развитие атомной энергетики до конца XXI века (см. часть 3);

• во-вторых, плутоний, выделяемый после переработки из ОЯТ ЛВР (легководных реакторов - Прим. ВИВас) и предназначавшийся первоначально для РБН, теперь может использоваться и используется в качестве одного из компонентов в МОХ-топливе АЭС ЛВР;

• в-третьих, РБН, охлаждаемые натрием, имеют более сложную конструкцию, для них используются более дорогостоящие материалы по сравнению с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах (ЛВР). Уже в 1980-х гг. стало ясно, что АЭС с РБН экономически неконкурентоспособны с АЭС с ЛВР, как российскими ВВЭР, так и зарубежными PWR и BWR;

• в-четвертых: в настоящее время даже при заметном улучшении конструкции РБН его конкурентоспособность существенно зависит от соотношения стоимости воспроизведенного плутония и мировых цен на природный уран. АЭС с РБН и ЗЯТЦ будет востребован только тогда, когда стоимость топливной составляющей АЭС с ЛВР в разы превысит топливную составляющую АЭС с РБН. Однако сегодня доля затрат на природный уран в цене электроэнергии новых (неамортизированных) АЭС с ЛВР составляет всего 3—5 %, поэтому даже существенный рост цены природного урана кардинально не скажется на конкурентоспособности АЭС с ЛВР в целом (см. часть 3). При этом разработчики этого направления никогда не обсуждают стоимость топливной составляющей АЭС с РБН и ЗЯТЦ, не приводят ни методик расчета, ни самих данных по стоимости, базирующихся на реальных затратах, например, исходя из опыта эксплуатации реактора БОР-60.

Потенциальная востребованность коммерческих АЭС с РБН с ЗЯТЦ возможна только после 2040—2050 гг. Отсюда следуют три вывода:

• выбор какой-либо конкретной технологии РБН с ЗЯТЦ преждевременен, целесообразно продолжать НИОКР по широкому спектру направлений для поиска экономически оптимального решения;

• в ближайшие десятилетия АЭС с РБН могут быть востребованы только для выжигания (утилизации) реакторного плутония и долгоживущих высокоактивных минорных актинидов из ОЯТ АЭС с ЛВР;

• РБН с ЗЯТЦ может оказаться невостребованным вовсе в случае успеха работ по созданию коммерческого термоядерного реактора в указанные сроки.

Далее кратко проанализируем опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН, охлаждаемых натрием, в странах, где эта технология была наиболее разработана, а именно в России, Франции, США и Японии.

Российский (советский) опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением натрием

Первой в Мире АЭС с РБН была АЭС с БН-350 в г. Шевченко, Казахская ССР. Тепловая мощность реактора составляла 1000 МВт, эквивалентная суммарная электрическая мощность — 350 МВт, которая расходовалась следующим образом: на производство электроэнергии 150 МВт, на производство тепла для отопления 100 МВт, на получение пресной воды 100 МВт.

Топливом служила обогащенная двуокись урана.

Начало работ над проектом — 1960 год; начало строительства — 1964 г. (время строительства около 10 лет). Сначала планировался пуск нового энергоблока в 1966 г. Однако сроки пришлось несколько раз сдвигать из-за сложности и новизны возникавших проблем, многие из которых были вызваны влиянием масштабного фактора.

Удивительно, как можно было переходить сразу от экспериментального быстрого реактора БР-5 тепловой мощностью всего 5 МВт к коммерческому реактору с тепловой мощностью 1000 МВт (в 200 раз! большего масштаба).

Энергопуск АЭС с БН-350 состоялся только в июле 1973 год. Топливом БН-350 был диоксид урана, обогащенный до 17—26 %. Опыт сооружения, наладки и эксплуатации этой электростанции позволил понять и решить многие проблемы АЭС с реакторами типа БН. В то время она являлась единственной атомной опреснительной установкой в Мире, поставляла пресную воду для города Шевченко (ныне г. Актау) в объеме 120 000 м3 в сутки. В 1998 г. правительство Казахстана по экономическим соображениям приняло решение не продолжать эксплуатацию АЭС с БН-350. Реактор был остановлен и в 1999 г. переведен в режим вывода из эксплуатации.

БОР-60 (быстрый опытный реактор) — исследовательский реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, тепловой мощностью 60 МВт, электрической 12 МВт, который иногда называется предшественником БН-350, но на самом деле он начал разрабатываться в 1964 г., на 4 года позже! Начало строительства — 1965 г. в НИИАР г. Димитровград, и уже в 1968 г. был произведен физпуск, а в 1969 — энергопуск. Топливо БОР-60 — MOХ-топливо с обогащением 45—90 %. В его проектных решениях и даже программе пуска можно проследить влияние наработок, сделанных для БН-350.

Ввод в эксплуатацию БОР-60 состоялся на 4 года раньше, чем была пущена АЭС с БН-350. Произошло это благодаря меньшим масштабам димитровградского реактора. Конечно, правильнее было бы начать с реактора БОР-60, а уж потом с АЭС с БН-350. Тогда можно было бы избежать многих задержек в реализации этого проекта и, конечно, лишних затрат.

АЭС с БН-600 — 3-й энергоблок Белоярской АЭС — следующий российский энергоблок с РБН с установленной мощностью 600 МВт. Его строительство началось в январе 1969 г. и продолжалось до апреля 1980 г. (более 11 лет), ввод в промышленную эксплуатацию состоялся в конце 1981 г.

Сам БН-600 является реактором бассейнового типа с натриевым теплоносителем и рабочей температурой до 550 °С. Топливо — диоксид урана с различным уровнем обогащения: 17, 21 и 26. В последние годы в активную зону БН-600 загружалось несколько экспериментальных ТВС с MOХ-топливом и нитридным топливом.

Активную зону реактора БН-600 достаточно легко можно переформатировать для сжигания оружейного плутония. Для этого вокруг активной зоны устанавливаются стальные сборки-отражатели.

Лицензия на его эксплуатацию была продлена до 2020 г., предполагается дальнейшее продление еще на 5 лет.

АЭС с БН-800 — 4-ый энергоблок Белоярской АЭС — последний российский энергоблок с РБН. Начало строительства (продолжение) — с середины 2006 г., завершение — конец 2015 г. (более 9,5 лет). Ввод в промышленную эксплуатацию состоялся в октябре 2016 г. Сам реактор БН-800 установленной мощностью 864 МВт, тепловой — 2100 МВт с натриевым теплоносителем с температурой на выходе 547 °С, проектный срок службы 40 лет, средняя глубина выгорания 66 ГВт сут/т с потенциальным увеличением до 100 ГВт·сут/т. Первоначально БН-800 был спроектирован на MOХ-топливе, но из-за задержек с поставками первые загрузки состояли из ТВС с диоксидом урана (около 70 %), до 100 ТВС с MOХ-топливом с вибропакетом и 66 ТВС с MOХ-топливом в таблетках (всего 565 ТВС).

Средняя концентрация плутония в MOХ-топливе составляет 22 %. У БН-800 отсутствует отражатель, хотя версия, разработанная для Китая, допускала отражатель из 198 ТВС с обедненным ураном.

БН-800 в значительной степени является опытно-промышленным реактором для отработки топлива быстрых реакторов. Планируется отработка элементов ЗЯТЦ, использование плутония и выжигание минорных актинидов, полученных из переработанных ОЯТ ВВЭР. Ожидается, что технология будет «развернута в ближайшем будущем». Большая часть текущих НИОКР будет сосредоточена на топливе. В реакторе можно сжигать до 3 т оружейного плутония в год (по данным ОКБМ — главного конструктора реактора — 1,7 т/год), а также отрабатывать технологию выжигания минорных актинидов из ОЯТ ЛВР.

Важной особенностью ЗЯТЦ БН-800 является то, что и плутоний, и минорные актиниды, произведенные в реакторе, будут потребляться в этом же реакторе, т.е. будет наконец организован ЗЯТЦ. В топливном цикле реактора в равновесии используется около 5 т плутония (включая 3 т в активной зоне и 2 т во внешнем топливном цикле) и около 200 кг минорных актинидов. Предполагается, что за 40 лет эксплуатации активная зона реактора будет рециркулироваться 20 раз при условии продолжительности топливной компании 730 эквивалентных суток. Основная цель БН-800 — получить опыт эксплуатации и отработать технологические решения особенно в отношении топлива, которые будут использоваться в проекте энергоблока АЭС БН-1200.

Сооружения энергоблоков с БН-600 и БН-800 сопровождались многочисленными трудностями, неполадками и, соответственно, повышенными затратами как на стадии строительства, так и во время эксплуатации.

По фактическим данным о стоимости их строительства и эксплуатации, можно сделать следующие выводы:

• капитальные затраты на строительство энергоблоков, так же как и во Франции, были более чем на 50 % выше, чем при возведении близких по мощности АЭС с ЛВР. Например, на энергоблоке № 3 Белоярской АЭС с БН-600 стоимость строительства 1 кВт установленной мощностью была в 1,7 раза больше, чем на энергоблоке № 5 Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-1000, введенного в эксплуатацию также в первой половине 1980 г.

Аналогично на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС с БН-800 стоимость строительства 1 кВт установленной мощностью была также в 1,7 раза больше, чем стоимость строительства энергоблока № 1 Нововоронежской АЭС-2 мощностью 1,2 ГВт (подключен к сети в 2016 г., включен в промышленную эксплуатацию в феврале 2017 г.).

АЭС с БН по капитальным затратам абсолютно не конкурентоспособны по сравнению с парогазовыми или угольными энергоблоками ТЭС, не говоря уж об их реконструкции и техперевооружении применительно к условиям энергосистемы Урала, где находится Белоярская АЭС. Кстати, в российской электроэнергетике (включая энергосистему Урала) именно такие объекты самые эффективные и по капитальным вложениям, и по затратам на эксплуатацию, но никак не строительство энергоблоков с БН на Белоярской АЭС;

• на АЭС с БН по сравнению АЭС с ВВЭР оказались более высокие затраты на эксплуатацию, техническое обслуживание и ремонт, приходящиеся на 1 кВтæч произведенной электроэнергии;

• для топливных загрузок БН используется уран в 4—5 раз более высокого обогащения по изотопу 235U (16—20 %), чем для ЛВР. Это удорожает стоимость топлива в 2—2,5 раза;

• для развития БН требуется разработка технологии по извлечению 235U и 239Pu из ОЯТ ЛВР и БН;

• в России, в отличие от Франции и США, воспроизводство ядерного топлива как необходимое условие замыкания ЯТЦ, НЕ ПОДТВЕРЖДЕНО ни пятидесятилетним опытом эксплуатации БОР-60 в НИИАР г. Димитровград, ни почти сорокалетним опытом эксплуатации БН-600 на Белоярской АЭС, не было ни создано, ни апробировано никаких новых видов ядерного топлива, доведенных хотя бы до уровня опытных образцов, не говоря уже о промышленном масштабе, тем более до коммерческой (экономической) эффективности.

Французский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением натрием

Французский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН базируется на двух АЭС с реакторами типа БН: «Феникс» и «Суперфеникс».

РБН «Феникс». Строительство энергоблока с реактором «Феникс» электрической мощностью 230 МВт продолжалось 5 лет (с ноября 1968 г. по декабрь 1973 г. — подключение к сети), ввод в эксплуатацию состоялся в июле 1974 г. В этом реакторе, в отличие от российских БН-600 и БН-800, использовалось МОХ-топливо вместо обогащенного урана. Основной целью энергоблока с «Феникс» была демонстрация возможностей быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, а также изучение выжигания (трансмутации) долгоживущих минорных актинидов. Судьба его оказалась далеко не безоблачной.

В первые годы эксплуатации большинство проблем были связаны с протечками в промежуточных теплообменниках и локальными возгораниями.

Но уже в 1980-х короткие периоды эксплуатации сменялись длительными остановками, которые были связаны с тем, что каждое возобновление работы реактора требовало принятия политического решения (влияние аварии на Чернобыльской АЭС, 1986 г.). Затем, в 1989—1990 гг., на «Фениксе» произошло четыре инцидента с внезапным снижением реактивности[2]. По шкале INES инциденты получили второй уровень. Выяснить причины событий не удалось, что привело к постепенному отказу Франции от дальнейшего развития направления быстрых реакторов. Сам «Феникс» как исследовательский реактор с большими перерывами доработал до конца 2009 г. Незадолго до его останова французские инженеры успели поставить два эксперимента с целью разгадать причины таинственного снижения реактивности двадцатилетней давности. Выдвигалась гипотеза об искривлении активной зоны. В экспериментах удалось повторить картину снижения реактивности и подтвердить эти предположения. Коммерческий результат работы «Феникса» оказался ограниченным.

Работа РБН «Феникс» была направлена на достижение максимально возможной глубины выгорания топлива (что несовместимо с производством чистого оружейного Pu). Весь воспроизведенный плутоний после переработки возвращался обратно в реактор. Американское ядерное общество в 1997 г. объявило «Феникс» мировым историческим памятником.

Первые работы по переработке топлива начались в декабре 1976 г. на экспериментальной установке CEA Marcoule Pilot Plant. К 1983 г. было переработано 9 т ОЯТ реактора ≪Феникс≫ с глубиной выгорания 80 ГВтæсут/т.

На заводе Cogema (Ла Гааге) в период 1979—1984 г. было переработано около 10 т ОЯТ ≪Феникс≫, разбавленных ОЯТ газоохлаждаемых реакторов (GCR). Всего было переработано в эквиваленте 4,5 топливных загрузок реактора «Феникс», что составляет 25 т ОЯТ.

Плутоний, извлеченный из ОЯТ, использовался в воспроизводстве нового топлива (ТВС) с 1980 г. Некоторые из этих ТВС были повторно переработаны на экспериментальной установке в Маркуле. Таким образом, на АЭС «Феникс» несколько раз выполнялся полный замкнутый топливный цикл, что наглядно подтверждало возможности РБН-размножителей. Работа с РБН «Феникс» в ЗЯТЦ продемонстрировала в промышленном масштабевсе этапы этого цикла: переработка ОЯТ РБН с большой глубиной выгорания, организация хранения высокоактивных отходов, фабрикация нового топлива и повторная загрузка его вновь в реактор.

Проектный коэффициент воспроизводства у РБН «Феникс» равнялся 1,13 и фактически оказался близким к 1,16, т.е. было получено на 16 % больше делящегося материала, чем было использовано. За время работы реактора его активная зона в эквиваленте была перегружена в 7 раз с более чем 700 ТВС, из которых почти 200 было экспериментальных, или 140 тыс. твэлов. К этому следует добавить несколько сотен ТВС с обедненным ураном, в котором образовывался плутоний, и отражатель — зона воспроизводства, представляющая собой около сотни ТВС с обедненным диоксидом урана. В одной такой ТВС после облучения образовывалось 2 кг 239 Pu.

В центре активной зоны глубина выгорания равнялась 90 ГВт·сут/т, а на периферии 115 ГВт·сут/т. В экспериментальных твэлах и ТВС глубина выгорания достигала около 150 ГВт·сут/т, что в три раза превышало проектные значения.

РБН «Суперфеникс». В 1968 г. одновременно со строительством «Феникса» началось проектирование АЭС с РБН с установленной электрической мощностью 1200 МВт и тепловой мощностью 3000 МВт. Аналогов такого реактора в Мире не было, его назвали «Суперфеникс». Конструкция реактора по сравнению с «Фениксом» была существенно модернизирована, в том числе системой безопасности. Реактор должен был стать не только «супер» по мощности, но и по использованию всех достижений науки и технологий того времени. Это был год высоких цен на нефть и тревожных ожиданий дефицита природного урана, который становился основным энергетическим сырьем для французской энергетики. Планировалось построить серию АЭС с РБН, которые должны были предотвратить гипотетический дефицит природного урана за счет воспроизведенного плутония. Строительство АЭС с «Суперфеникс» продолжалось 9 лет (с декабря 1976 г. до января 1986 г. —подключение к энергосети), ввод в эксплуатацию состоялся в декабре 1986 г., выведен из эксплуатации 31.12.1998 г. Собственно, реактор «Суперфеникс» запустили в 1981 г., но подключить его к энергосистеме удалось только через 4 года. Практически сразу при его эксплуатации возник целый ряд технических и административных проблем.

Подготовительные работы по сооружению АЭС с «Суперфеникс» начались в 1974 г. (до начала строительства в середине 1976 г.), когда конъюнктура на нефтяном рынке улучшилась. К тому же стоимость строительства из-за технических проблем росла на глазах. Широкая общественность была не подготовлена к строительству такого типа АЭС, начали активно проявлять себя «зеленые». Пять с лишним тысяч тонн жидкого натрия будоражили воображение. СМИ раздували слухи о том, что авария на АЭС «Суперфеникс» может привести к мгновенной смерти миллиона человек. А главное, строящийся реактор в первую очередь ассоциировался с наработкой плутония, а холодная война в то время достигла апогея. В довершение всех несчастий в декабре 1990 г. из-за небывалого снегопада обрушилась крыша турбинного зала. После ее восстановления АЭС проработала совсем недолго.

В конце 1996 г., реактор был остановлен на ППР и подготовку к работе по программе исследования трансмутации. Однако уже через 2 месяца, в феврале 1997 г., Госсовет Франции аннулировал лицензию на его эксплуатацию. В дальнейшем по решению правительства его работа больше не возобновлялась, хотя последний год эксплуатации был самым успешным за всю историю АЭС, было произведено 3,5 млрд кВтæч. В итоге АЭС с «Суперфеникс» за 11 лет подключения к энергосистеме работала на мощности (в основном на малой) всего половину срока (63 месяца) и была отключена по техническим причинам через 25 месяцев и по политическим и административным — 66 месяцев.

Американский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением натрием

Министерство энергетики США до 1985 г. затратило около 16 млрд долл. США (в ценах 2011 г.) на разработку АЭС с РБН с натриевым теплоносителем, составившую большую часть тогдашнего бюджета на НИОКР.

В США в предыдущие годы эксплуатировались пять исследовательских РБН и еще несколько было спроектировано, но не построено. В первую очередь следует отметить программу создания экспериментальных энергоблоков РБН с натриевым теплоносителем «EBR & IFR»[3].

EBR-I находится на Национальной испытательной станции реакторов (NRTS) и был спроектирован, построен и эксплуатировался Аргоннской национальной лабораторией (Argonne National Laboratory, ANL). EBR-I — первый в Мире экспериментальный энергоблок с РБН-размножителем и натриевым теплоносителем. Основной целью этого реактора была экспериментальная проверка физики воспроизводства топлива. В 1951 г. этот реактор производил достаточно электроэнергии, чтобы обеспечивать электроснабжение собственного здания. Его эксплуатация завершилась в 1963 г., а в 1965 г. реактор EBR-I был объявлен национальным историческим памятником.

EBR-II также находится на Национальной испытательной станции реакторов (NRTS) и был спроектирован, построен и эксплуатировался ANL.

Энергоблок EBR-II — демонстрационный энергоблок с РБН и натриевым теплоносителем, тепловая мощность 62,5 МВт, электрическая — 19 МВт.

Время эксплуатации — 1963—1994 гг. (32 года), произвел 2 млрд кВтæч для электроснабжения всей NRTS. Главной целью этого энергоблока было продемонстрировать, как работает АЭС с РБН (натриевым теплоносителем) вместе с пристанционным ЗЯТЦ, в котором перерабатывается ОЯТ этого реактора и повторно воспроизводится топливо для него. Это было успешно продемонстрировано в течение 6 лет (1964—1969 гг.). EBR-II стал пионером в разработке ЗЯТЦ, включая дистанционное управление на всех этапах производства топлива. Было изготовлено несколько повторных топливных загрузок с использованием ОЯТ самого реактора. На вторичном топливе было произведено около 1 млрд кВтæч электроэнергии.

Затем исследования на этом реакторе сместились на испытания материалов и топлива (оксиды металлов и керамическое топливо, карбиды и нитриды урана и плутония), которые разрабатывались для проектов более крупных РБН.

EBR-II лег в основу программы США по развитию РБН с ЗЯТЦ (Integral Fast Reactor, IFR) с топливом из металлического сплава U-Pu-Zr, которую Национальная академия наук считала самым приоритетным научно-исследовательским проектом для разработки будущих типов реакторов. Планировалось в одном комплексе создать полностью интегрированную систему: АЭС с РБН и пристанционные производства ЗЯТЦ, в котором переработка ОЯТ осуществляется по технологии электрометаллургического «пиропроцессинга» с последующей рефабрикацией вторичного топлива. В настоящее время единственной лицензированной электрометаллургической технологией для переработки ОЯТ в значительных масштабах является IFR электролитический процессинг, разработанный ANL. Он использовался для «пиропроцессинга» ОЯТ EBR-II. В проекте реактора IFR была предусмотрена возможность его работы как реактора-размножителя. Интересно, что на финансирование программы IFR было выделено около 46 млн долл. США от японской ассоциации операторов АЭС.

Цели программы IFR заключались в демонстрации: внутренней присущей безопасности таких установок, т.е. обеспечении безопасности реактора помимо инженерных систем безопасности; повышения эффективности обращения с высокоактивными отходами (ВАО) путем выжигания всех долгоживущих минорных актинидов, при котором существенно сокращаются сроки хранения оставшихся радиоактивных продуктов деления; полного использования энергетического потенциала природного урана, а не только около 1 %. Кроме того, была и политическая цель —показать, как АЭС с РБН и ЗЯТЦ с рециркуляцией плутония вместе с другими актинидами обеспечивают устойчивость (препятствует) к распространению плутония и других ядерных материалов и технологий.

Некоторая демонстрация этих целей была показана на реакторе EBR-II в апреле 1986 г. (по-видимому, сразу после аварии на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г.). Тогда на этом реакторе было проведено два испытания:

• при работе реактора на полной мощности были отключены главные циркуляционные насосы первого контура. Нормальные системы останова реактора не участвовали в управлении. Примерно за пять минут мощность реактора упала почти до нуля. Не было никакого повреждения ни топлива, ни оборудования реактора;

• при работе реактора на полной мощности была остановлена циркуляция теплоносителя второго контура. Это вызвало повышение температуры активной зоны. Когда топливо, натрий первого контура и конструкции активной зоны достаточно расширились, реактор отключился сам собой.

Тем не менее, в 1994 г. Конгресс США под нажимом администрации президента Клинтона принял закон о закрытии EBR-II и прекращении работ по реактору IFR всего за три года до его ввода в эксплуатацию! И в США есть свои «враги» атомной энергетики с РБН. Это нанесло огромный ущерб развитию работы по топливным циклам РБН в США, поэтому не удалось должным образом оценить рециркуляцию нептуния и америция. В реактор EBR-II в 1986 г. было впервые загружено топливо для реактора IFR и была достигнута глубина выгорания 19 %. Однако достичь целевого значения 22 % не успели. Для сравнения: глубина выгорания топлива обычных ЛВР составляет 3—4 %.

Министерство энергетики США (Department of Energy, DOE) в 2001 г. в рамках программы работ по новым ядерным реакторам «Поколения IV» поручило группе из 242 специалистов: DOE, Калифорнийского университета (Беркли), Массачусетского технологического института, Стэндфордского и Дьюк университетов, Аргонской национальной лаборатории (ANL), Ливерморской национальной лаборатории (LLNL), энергетических корпораций Toshiba (Япония), Westinghouse, EPRI и других профильных учреждений оценить 19 лучших конструкций реакторов по 27 различным критериям. Первое место занял реактор IFR, который должен был быть достроен в апреле 2002 г.

В настоящее время программа IFR пересматривается как часть программы «Инициатива по улучшенным топливным циклам (Advanced Fuel Cycle Initiative)». Тем не менее энергоблок с EBR-II выводится из эксплуатации, а проект нового энергоблока с реактором следующего поколения (EBR-III) установленной мощностью 200—300 МВт так и не был разработан.

Другие ранние РБН в США

Fast Flux Test Facility (FFTF) в Хэнфорде (Hanford) — исследовательский реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 400 МВт эксплуатировался в период 1982—1992 гг. в Хэнфорде как крупный национальный исследовательский реактор. Был остановлен в конце 1993 г., а с 2001 г. был дезактивирован и находится в холодном резерве. В августе 2006 г. DOE указало, что он может быть вновь введен в эксплуатацию в рамках программы «Глобальное партнерство по ядерной энергии (The Global Nuclear Energy Partnership)».

PRISM — первый проект модульного РБН с натриевым теплоносителем. Совместная разработка с 1984 г. компании General Electric (GE) и национальных лабораторий Министерства энергетики США (Department of Energy, DOE) по программе создания усовершенствованного РБН с жидкометаллическим теплоносителем (Advanced Liquid-Metal Fast Breeder Reactor, ALMR). Первая версия — тепловая мощность 425 МВт, электрическая около 150 МВт, коэффициент воспроизводства 1,12, максимальное выгорание 147 ГВт·сут/т. Топливо — металлическое с обогащением 26 % и содержанием плутония 10 %. Период между перегрузками 20 месяцев, время эксплуатации топлива 60 месяцев.

Японский опыт создания и эксплуатации АЭС с РБН с охлаждением натрием

В Японии в конце 1970—1980-х гг. была принята программа развития ЗЯТЦ с РБН, состоящая из трех этапов. На первом этапе был построен экспериментальный реактор Joyo тепловой мощностью 140 МВт и натриевым теплоносителем, который был запущен в 1978 г. и проработал до 2007 г. (20 лет). В настоящее время законсервирован.

На втором этапе в 1994 г. была введена в эксплуатацию демонстрационная АЭС Монжу (Monju) в г. Цуруга (Tsuruga), мощностью 714 МВт (теп.)/280 (эл.) с тремя первыми контурами, активная зона состояла из 198 ТВС с MOХ-топливом, была окружена зоной воспроизводства, состоящей из 172 сборок.

На третьем этапе предполагалось построить коммерческую АЭС с БН мощностью около 1000 МВт (эл.). Однако проект АЭС Monju оказался крайне неудачным. Через несколько месяцев после запуска, в 1995 г., реактор был остановлен и законсервирован из-за пожара, произошедшего вследствие утечки около 3 т натрия из второго контура. В мае 2005 г. Верховный суд Японии выдал разрешение на его повторный запуск. Сначала он планировался в 2008 г., однако реактор возобновил работу в мае 2010 г. Затем снова остановился из-за механических повреждений во вспомогательных системах. В период эксплуатации 1994—2016 гг. (23 года), реактор находился в работе всего 250 дней, при этом ни разу не было достигнуто 100 % номинальной мощности. Создание самой АЭС и ее эксплуатация обошлись бюджету Японии в 1 трлн йен (8,5 млрд долл. США).

В декабре 2016 г. правительство Японии решило отказаться от продолжения проекта АЭС Monju. Было объявлено, что после аварии на АЭС «Фукусима-1» в соответствии с обновленными правилами безопасности АЭС на повторный запуск реактора потребуется как минимум восемь лет и дополнительно 540 млрд йен (4,5 млрд долл. США). Вывод его из эксплуатации обойдется в 375 млрд йен (3,2 млрд долл. США) в течение последующих 30 лет.

Несмотря на неудачу с проектом АЭС Monju, правительство Японии продолжает рассматривать ЗЯТЦ с БН как перспективный топливный цикл для развития атомной энергетики в стране. Поэтому в 2018 г. планируется разработать дорожную карту по развитию АЭС с БН, по которой совместно с Францией предполагается построить демонстрационный реактор ASTRID с натриевым теплоносителем, а также использовать экспериментальный реактор Joyo. В настоящее время АЭС с реактором ASTRID находится в стадии проектирования.

Кроме того, правительство Японии намерено содействовать использованию MOX-топлива на обычных АЭС с ЛВР, несмотря на то, что оно является более дорогостоящим по сравнению с обычным топливом на природном уране. Тем не менее его использование остается на невысоком уровне, поскольку после аварии на АЭС «Фукусима-1» в стране очень медленно вновь запускаются АЭС.

В Японии развитие реакторов на быстрых нейтронах обусловлено потенциальными проблемами, связанными с ограниченными мощностями хранилищ ОЯТ. Кроме того, было отложено завершение строительства завода по переработке ОЯТ в префектуре Аомори из-за серии технических сбоев и существенного перерасхода средств. В то же время в Японии запасы плутония, полученные после переработки ОЯТ с японских АЭС с ЛВР на зарубежных предприятиях, составляют 48 т. Необходимо принять решение, что с ним делать. Кроме того, этот плутоний вызывает озабоченность с точки зрения нераспространения ядерного оружия.

Авария на АЭС «Фукусима-1» (в 2011 г.), изменила общественное мнение Японии, большая часть населения настроена негативно как к самой атомной энергетике, так и к ее развитию, включая ЗЯТЦ с РБН. Так, в статье «Анализ неудачи с Monju (Review the failure of Monju)»[4], опубликованной в газете The Japan Times 22.12.2016, высказывается мнение о том, что план по развитию ЗЯТЦ с БН разработан в закрытой дискуссии очень небольшой группой людей, некоторые из которых лично связаны с бизнесом в атомной энергетике. Он был принят на Совете по развитию реакторов на быстрых нейтронах, созданном Министерством экономики, торговли и промышленности. В этот Совет вошли министр экономики и торговли, министр образования и науки, глава японского агентства по атомной энергетике, которое является эксплуатирующей организацией АЭС Monju, председатель Ассоциации электроэнергетических компаний Японии и президент компании Mitsubishi Heavy Industries — крупнейшего производителя оборудования для атомных станций в Японии.

В указанной статье отмечается: «Это недопустимо, что будущее направление в национальной политике по атомной энергии и решение начать новый, очень дорогостоящий проект принимается в узком кругу заинтересованных сторон, без публичного обсуждения. Несостоятельность такого подхода показала неудача с проектом АЭС Monju». 

Статья призывает правительство дать убедительное объяснение, почему развитие ЗЯТЦ с РБН по-прежнему актуально и сможет ли этот цикл снизить зависимость Японии от ядерной энергетики. Ибо после аварии на АЭС «Фукусима-1» и электроэнергетического кризиса 2011 г. развитие атомной энергетики прежними темпами невозможно. Решение о прекращении проекта АЭС Monju — путь к переосмыслению энергетической стратегии страны. Необходимо провести открытое обсуждение потребностей в электроэнергии и планов по развитию ядерной энергетики. В конце 2016 г. было принято решение о выводе из эксплуатации АЭС Monju[5].

В октябре 2010 г. (до аварии на АЭС «Фукусима-1») было подписано соглашение между Агентством по атомной энергии Франции (CEA), аналогичным агентством в Японии (JAEA) и Министерством энергетики США (DOE), по которому Япония работает над проектом АЭС с демонстрационным РБН, чтобы заменить АЭС Monju.

Франция вместе с Японией разрабатывает усовершенствованную АЭС с РБН с натриевым теплоносителем ASTRID. В США сосредотачиваются на анализе систем, материалов и безопасности с обширной базой данных и опытом по разработке проекта FNR, в частности Fast Flux Test Facility (FFTF) и EBR-II. Компания GE Hitachi продвигает некоторые работы на базе нового проекта PRISM. Последний серьезно рассматривается в Великобритании для сжигания накопленных запасов реакторного плутония при производстве электроэнергии.

Проекты РБН как бассейнового, так и петлевого типов имеют потенциал для развития. Однако проекты большинства РБН большой мощности принадлежат к бассейновому типу. Работа будет включать исследования топливного цикла РБН[6].

Перспективы развития АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом

В нескольких странах Мира, традиционно развивающих атомную энергетику: России, США, Китае, Индии, Франции, Японии продолжаются программы НИОКР по усовершенствованию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ). Предполагается, что развитие АЭС с РБН позволит гораздо более эффективно использовать ресурсы природного урана и сжигать минорные актиниды, которые являются долгоживущими высокоактивными компонентами ОЯТ ЛВР.

В табл. 2 представлены проекты реакторов на быстрых нейтронах, находящиеся в стадии проектирования или стадии решения о проектировании в период 2016—2030 гг[7].

Таблица 2. Проекты реакторов на быстрых нейтронах.

Из табл. 1 и 2 следует, что практически все страны, заинтересованные в развитие АЭС с РБН, имеют собственные национальные исследовательские программы или референтные проекты РБН. В число стран, потенциально заинтересованных в сооружении АЭС РБН, входят пороговые государства: Япония, Республика Корея и государство, нарушившее международный режим нераспространения, — Индия (не является подписантом ДНЯО).

Исследовательские ядерные реакторы на быстрых нейтронах 

В Мире в настоящее время почти все исследовательские ядерные реакторы работают на тепловых (медленных) нейтронах. Самый крупный исследовательский реактор на быстрых нейтронах — БОР-60 находится в НИИАРе (г. Димитровград, Россия). Он был запущен в 1969 г. и после 2020 г. должен быть заменен на многоцелевой быстрый исследовательский реактор (МБИР) мощностью 100—150 МВт, с четырехкратной мощностью облучения. Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований, производство электроэнергии и тепла, отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. На реакторе МБИР можно будет испытывать одновременно три типа теплоносителя: свинцовый или свинцово-висмутовый, газовый и натриевый, в трех параллельных внешних циркуляционных контурах. Он будет работать на MOХ-топливе с вибропакетом с содержанием плутония 38 %, возможно использовать топливо с содержанием плутония 24 %. Само топливо будет изготавливаться в НИИАРе на экспериментальном производстве. Планируется, что МБИР будет работать в замкнутом ядерном топливном цикле с использованием пирохимической переработки ОЯТ.

Имеется так же несколько небольших экспериментальных реакторов — CEFR (Китай), FBTR (Индия), Joyo (Япония), но они в основном работают в качестве установок для нейтронного облучения и не участвуют в исследованиях для третьих сторон (хотя CEFR в некоторой степени может это сделать). В Мире явно существует нехватка исследовательских реакторов на быстрых нейтронах, особенно для испытания материалов коммерческих РБН «поколения IV».

-------------------------------------

[1] World Nuclear Association Fast Neutron Reactors (Updated April 2019): https://www.worldnuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx

[2] Jean-Franзois Sauvage. Phenix-30 years of history: the heart of a reactor (англ.). — EDF — Electricite de France 2004.

[3] World Nuclear Association, Fast Neutron Reactors (April 2019): https://www.worldnuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx

[4] Japan Times «Review the failure of Monju» 22.12.2016 https://www.japantimes.co.jp/opinion/2016/12/22/editorials/review-failure-monju/#.XWVaTS4zaUk

[5] World Nuclear Association, Fast Neutron Reactors (April 2019): https://www.worldnuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx

[6] Filip Gottfridsson. Simulasion of Reactor Transient and Design Criteria of Sodium-cooled Fast Reactors. — University essay from Uppsala universitet/Tillдmpad kдrnfysik, 2010.

[7] World Nuclear Association, Fast Neutron Reactors (April 2019): https://www.worldnuclear.org/information-library/current-and-future-generation/fast-neutron-reactors.aspx

Источник: https://cont.ws/addpost/journa...