• РЕГИСТРАЦИЯ

Насколько оправдана ставка на «прорывные реакторы будущего»

2 419

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...

За кармой и рейтингом не гонюсь. Пытаюсь быть объективным.

    Поперечный и диктатура

    Сидел я такой, уныло рассматривал скучные новости в ленте, раздумывая, о чём писать. И тут товарищ Карнаухов в Телеграмме размещает на ночь глядя отрывок из выступления комика (или, как сейчас модно...

    Он просто никто

    Однажды Георгий читал мнения по поводу 90-летия Горбачёва. Одни его хуесосили на чём свет стоит, другие восторженно облизывали. Георгий расскажет своё впечатление от личной встречи с Го...

    Раскрыт секрет возвышения Мишустина. Премьер, которому "не все равно"

    55 лет исполнилось сегодня Михаилу Мишустину — управленцу, который превратил традиционно отсталую российскую налоговую службу в одну из самых передовых в мире и был неожиданно назначен в прошлом...

    Ваш комментарий сохранен и будет опубликован сразу после вашей авторизации.

    0 новых комментариев

      ВИВас Вчера 13:47

      Кто "разбомбил" российскую промышленность после 1991 года?

      Сперва немного фактов из истории Второй мировой войны. Союзники смогли ослабить немецкую военную мощь только во второй половине 1944 года, когда лишили Германию таких стратегических ресурсов, как румынская нефть, шведское железо, финский никель и пр.. Кроме того союзники целенаправленно стали бомбить немецкие заводы по производству подшипников.Только по...
      128
      ВИВас Вчера 13:34

      Куда пропали трудовые пенсии, кому дают страховые, а кому теперь грозят социальные

      Пенсионеры «со стажем» наверняка помнят, что когда-то им назначали трудовую пенсию — теперь же ПФР утверждает, что им выплачивается страховая пенсия, а если стажа не хватает, то и вовсе социальная.Разумеется, у людей возникают вопросы.Куда пропала их трудовая пенсия?Что это за страховая пенсия?И кому сейчас грозят социальной пенсией?Трудовые пенсии были...
      170
      ВИВас ВИЭ
      Вчера 12:29

      В Калмыкии будет построена крупнейшая в России солнечная электростанция

      «Фортум», ведущая энергетическая компания в Северной Европе и лидер в области возобновляемой энергетики России, и Российский фонд прямых инвестиций (РФПИ, суверенный фонд Российской Федерации) инвестируют в проект строительства солнечной электростанции (СЭС) мощностью 116 МВт в Республике Калмыкия. Станция станет крупнейшим объектом солнечной генерации ...
      85

      КИРИЕНКО НАШЕЛ "МЕБЕЛЬ" ДЛЯ ЧУКОТКИ

      Пока "Новатэк" и "Газпром" выясняют отношения, "Росатом" тянет "одеяло" на себя: Баимскому медному месторождению на Чукотке теперь "светят" ядерные реакторы вместо газовых горелок? Среди недоброжелателей у Сергея Владиленовича Кириенко, кроме милого игрушечного прозвища, есть еще одно - "маленький компьютер": так называли бывшего главу госкорпорации "Ро...
      142

      Наша Дарья - На крылечке твоём

      И эта песня продана англичанам. Вот этой непонятной фирме - SOLAR Music Rights Management. Да, размер трагедии нашей страны ужасен. Мы лишились самого главного что необходимо для души и духа нашего народа - наших советских песен. Песня из кинофильма " Свадьба с приданым"Музыка Бориса МокроусоваСлова Алексея ФатьяноваНа крылечке твоемКаж...
      171

      В финском репозитории РАО и ОЯТ построят испытательный туннель

      Финская компания по обращению с радиоактивными отходами Posiva Oy объявила о начале работ по проходке испытательного туннеля для окончательного захоронения ядерных отходов на подземном хранилище “Онкало”. Данный туннель предназначен для “комплексных функциональных испытаний”, которые включают в себя финальную изоляцию РАО в небольших масштабах в реальных условиях и яв...
      79
      ВИВас 2 марта 09:04

      Оптимизация здравоохранения - это самая настоящая диверсия, виновников которой нужно судить: парламентарии об инициативе Рошаля

      Парламентарии комментируют ... Пока не будут созданы новые комфортные условия для оказания медпомощи гражданам, оптимизацию в здравоохранении надо запретить. Такую точку зрения высказал сопредседатель Центрального штаба ОНФ, доктор Леонид Рошаль на «круглом столе» в ОНФ о наиболее острых проблемах реализации программы модернизации первичного звена здравоохранения. ...
      612
      ВИВас 2 марта 08:56

      Блеск компрадорской элиты и нищета работающего населения: парламентарии о причинах раскола в российском обществе

      Парламентарии комментируют ...В мире существуют силы, которые пытаются использовать раскол в российском обществе против страны. Об этом журналист Владимир Познер заявил в интервью коллеге Акмарал Баталовой для ее YouTube-канала WithBataLove.По его словам, граждане России делятся на советских и несоветских, а их мнения о том, какой должна быть страна, пр...
      101
      ВИВас 26 февраля 13:04

      О бездомных животных

      В продолжение дискуссии, вызванной статьёй "Тёмная сторона Сочи: о массовом убийстве бродячих животных" Вот такой опыт надо перенимать ...Источник: https://ok.ru/nashiza/topic/152889162234856...
      79

      Утилизация радиоактивных отходов в Фукусиме обойдется недешево

      Расходы на утилизацию снятого слоя земли, веток, травы и других отходов, оставшихся после работ по дезактивации на территории японской префектуры Фукусима, составят от 440,1 до 675,6 млрд иен (от $4,2 до $6,4 млрд), сообщил японский телеканал NHK. Объемы радиоактивного мусора составляют 14 млн кубометров. Государство планирует завершить его утилизацию до...
      75

      Просто помните!

      Источник: https://aloban75.livejournal.com/5759637.html...
      158
      ВИВас 25 февраля 11:30

      «Пленные»? Рабочие росатомовской стройки устроили забастовку из-за невыплаты зарплаты

      Строящаяся в Димитровграде исследовательская ядерная установка на базе многоцелевого реактора взамен действующего реактора БОР-60, ресурс которого подходит к концу, – это сплошные скандалы, а ситуация – как две капли воды напоминает другую димитровградскую росатомовскую «стройку века» – Центра медрадиологии, до сих пор работающего в экспериментальном р...
      100
      ВИВас 25 февраля 10:36

      Это точно какой-то фейк: парламентарии об исследовании ВШЭ о готовности россиян платить дополнительные налоги

      Парламентарии комментируют  Больше половины россиян (60%) согласны платить дополнительные налоги и сборы под конкретные программы, направленные на решение общественных проблем. Об этом говорится в результатах исследования, проведенного Высшей школой экономики."Стоит отметить, что 60% опрошенных россиян согласны платить дополнительные налоги и сборы, которые будут...
      59
      ВИВас 25 февраля 10:27

      Надо проверить всех "назначенных" олигархов из 90-х, а не только Потанина: парламентарии о персональном налоге для владельца Норникеля

      Парламентарии комментируют  Партия «Коммунисты России» потребовала взимать с Владимира Потанина персональный налог.По мнению лидера партии Максима Сурайкина, предприниматель достиг «фантастического богатства за счёт интенсивной эксплуатации трудящихся».«Бизнесмен Владимир Потанин, несмотря на пандемию и всеобщие бедствия, достиг фантастического богатства. Его сос...
      89
      ВИВас 24 февраля 09:06

      FLeet – гроза Большого Брата?

      Новое исследование EPFL и INRIA показывает, что наши мобильные устройства могут выполнять обучение моделей самостоятельно, являясь частью распределённой сети и не раздавая наши данные технологическим компаниям.Каждый раз, когда мы читаем новости в Интернете или ищем, где можно перекусить, технологический «Большой Брат» собирает огромное количество данны...
      98
      ВИВас 24 февраля 08:47

      Китай приступил к установке своей космической станции на ракете-носителе для запуска на орбиту

      Китайцы неоднократно рассказывали о планах по созданию собственной космической орбитальной станции. В течение нескольких лет велась подготовка к практическому этапу, и сейчас ученые и инженеры из Поднебесной приступили к его реализации.В понедельник на космодром Вэньчан на острове Хайнань в Южном Китае была доставлена ракета-носитель Чанчжэн-5В. Это тяж...
      1149
      ВИВас ВИЭ
      24 февраля 08:06

      Техас удвоит мощности солнечных и ветровых электростанций за три года

      В середине февраля в штате Техас (США) произошли аварии в энергосистеме, вызванные экстремально холодной, для этих мест, погодой.Причиной нарушения энергоснабжения стала фундаментальная неготовность энергетической инфраструктуры штата к таким холодам.Обычно пик потребления электроэнергии и мощности в Техасе отмечается летом, когда работает кондициониров...
      140
      ВИВас ВИЭ
      22 февраля 15:52

      Ветрогенератор и вертолёт

      В связи с экстремальной погодой в Германии и на части территории США (Техас) часть российской блогосферы впала в радостную истерику. Мол, ветряки замерзли, а солнечные панели завалило снегом. Прям чувствовалось, как слюна капает от воодушевления. И никакая статистика выработки электроэнергии, никакие реальные данные о состоянии энергоснабжения не нужны....
      170

      ЗАРУБЕЖНЫЕ "ПРЯНИКИ" РОСАТОМА РАЗОРЯЮТ РОССИЮ

           Расположение: близ г. Мерсин (провинция Мерсин)     Тип реактора: ВВЭР-1200     Количество энергоблоков: 4 (в стадии сооружения)23.01.2021Примета времени: чем больше проблем внутри России, тем громче обещания Росатома застроить половину планеты атомными станциями российского дизайна, причё...
      363

      Болгария получила еще 63 млн евро на демонтаж АЭС

      Европейский Союз предоставил Болгарии еще 63 миллиона евро в виде грантов на вывод из эксплуатации четырех уже приостановленных энергоблоков АЭС «Козлодуй». Об этом заявил член правления госкомпании «Радиоактивные отходы» Сергей Цочев. По его словам, на данный момент на вывод из эксплуатации приостановленных энергоблоков АЭС «Козлодуй» было потрачено 433...
      142
      Служба поддержи

      Яндекс.Метрика