Ядерный топливный цикл замкнется, и атомная энергетика станет возобновляемой: облученное ядерное топливо (ОЯТ) будет перерабатываться и использоваться вновь.
Замкнутый ядерный топливный цикл обеспечит значительное расширение топливной базы атомной энергетики за счет включения в топливный цикл сырьевых нуклидов, количество которых на Земле в разы превышает применяемые в открытом ядерном топливном цикле делящиеся нуклиды, а также позволит решить проблему накопления отработанного ядерного топлива (ОЯТ) за счет выжигания долгоживущих радиоактивных изотопов и применения технологий переработки.
Это окажется возможным благодаря развитию двухкомпонентной схемы — парк АЭС будет состоять из реакторов двух типов: на тепловых нейтронах (тепловые реакторы) и на быстрых нейтронах (быстрые реакторы). Чем больше доля вторых в энергобалансе, тем больше отрасль сможет сэкономить природный уран для будущих поколений и тем меньше будет накапливаться ОЯТ.
Атомная энергетика будущего сделает возможным развитие самых отдаленных и труднодоступных территорий, где использование других видов генерации, в первую очередь дизельной, неэффективно по экономическим и экологическим факторам: все благодаря атомным станциям малой мощности (АСММ) на основе малых модульных реакторов (ММР).
Атомная энергетика будущего сделает возможным развитие самых отдаленных и труднодоступных территорий, где использование других видов генерации, в первую очередь дизельной, неэффективно по экономическим и экологическим факторам: все благодаря атомным станциям малой мощности (АСММ) на основе малых модульных реакторов (ММР).
Работы по развитию всех этих направлений ведутся в рамках первого федерального проекта комплексной программы РТТН («Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации»).
90% существующей промышленной атомной генерации обеспечивают водно-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Они относятся к тепловым: цепная реакция деления урана в активной зоне поддерживается за счет нейтронов с энергией, соответствующей тепловому движению атомов среды. Это нейтроны, которые потеряли свою кинетическую энергию при столкновении с ядрами атомов вещества-замедлителя.
В ВВЭР в качестве замедлителя используется вода — и она же выступает теплоносителем, с помощью которого тепло в парогенераторе передается во второй контур для генерации пара, который приводит в движение турбины, вырабатывающие электрический ток. Для управления работой реактора в воду подают борную кислоту: она поглощает избыточные нейтроны в активной зоне, необходимые для работы реактора между перегрузками.
ВВЭР-С будет управляться не добавлением в воду борной кислоты, а изменением водно-уранового соотношения в активной зоне и, таким образом, средней энергии спектра нейтронов: при необходимости количество воды в активной зоне будут сокращать, вводя специальные вытеснители. Избыточные нейтроны в таких реакторах поглощаются не борной кислотой, а благодаря изменению поглощающих свойств ядерного топлива в зависимости от энергии нейтронов, в том числе поглощения нейтронов ураном 238.
В результате этой реакции, как и в современном ВВЭР, нарабатывается плутоний-239 — новое ядерное топливо, которое может быть затем использовано как в самом ВВЭР-С, так и в реакторах на быстрых нейтронах. Этот процесс называют воспроизводством ядерного топлива, а соотношение между выгоранием первичного топлива и образованием вторичного — коэффициентом воспроизводства. Для ВВЭР-С он составит более 0,5 (максимальный достигнутый коэффициент на современных ВВЭР — порядка 0,3).
Благодаря тому, что реактор ВВЭР-С работает с применением спектра нейтронов промежуточных энергий (между тепловым и быстрым), появляется возможность эффективного использования смешанного уран-плутониевого топлива, что экономит до 30% потребление природного урана, ресурсы которого ограничены.
В быстром реакторе не используются замедлители нейтронов, ядерная реакция деления в его активной зоне осуществляется за счет так называемых быстрых нейтронов — с энергией свыше 100 тыс. электронвольт. Для сравнения энергия тепловых (замедленных) нейтронов — порядка 0,025 электронвольт. Теплоноситель быстрого реактора не должен замедлять нейтроны, поэтому вместо воды используют легкоплавкие металлы.
В мире накоплен опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, в разработке находятся проекты реакторных установок со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем.
Благодаря быстрому спектру нейтронов процесс наработки вторичного делящегося топлива (плутоний-239) из сырьевого нуклида (уран-238) происходит эффективнее, чем в реакторах на тепловых нейтронах, и коэффициент воспроизводства может быть больше 1, т. е. вторичного ядерного топлива нарабатывается больше, чем выгорает первичного делящегося изотопа.
Использование быстрых нейтронов позволит эффективно вовлекать в топливный цикл уран-238 и нарабатывать из него в достаточных количествах вторичный делящийся изотоп плутоний-239. Это станет колоссальным достижением для атомной энергетики. Дело в том, что природный уран, извлекаемый из недр, состоит из урана-238 на 99,3%. Остальные 0,7% составляет уран-235. Он легко делится, и потому именно на нем работает сегодняшняя атомная энергетика (тепловые реакторы). А уран-238 делению при энергиях тепловых нейтронов не подвержен — и потому большая его часть отправляется в отходы.
На заводах по обогащению урана доля легко делящегося 235-го изотопа в нем доводится до 5%. При этом образуется побочный продукт — обедненный уран. В нем содержание урана-238 доходит 99,7%, и он отправляется в отвалы. ОЯТ тоже почти целиком состоит из урана-238 — до 94%.
В России воспроизводство ядерного топлива планируется осуществлять на базе реакторов на быстрых нейтронах. Избыточные нейтроны будут поглощаться воспроизводящимся материалом — тем же ураном-238. В результате этой реакции будет получаться плутоний-239, воспроизводиться делящийся плутоний-239 как минимум в том же количестве, в котором он был изначально использован в виде топлива.
Быстрые реакторы решат проблему накопления долгоживущих минорных актинидов — америция нептуния и кюрия. Именно из-за их содержания облученное ядерное топливо и радиоактивные отходы остаются опасны свыше ~1000 лет и потому не подлежат обычному приповерхностному захоронению — вместо этого их захоранивают в специальных хранилищах в глубоких геологических формациях.
Реакторы на быстрых нейтронах позволят сжигать собственные и наработанные в тепловых реакторах минорные актиниды. В результате будут образовываться радиоактивные отходы, риски онкозаболеваемости от которых уже примерно через 100-150 лет будут ниже аналогичных рисков от природного уранового сырья, использованного за этот период.
Быстрые реакторы станут воплощением концепции естественной безопасности благодаря свойствам применяемых компонентов активной зоны, теплоносителя, конструктивным особенностям.
Жидкометаллический теплоноситель с высокой температурой плавления исключает риск течи и осушения активной зоны. Высокая температура кипения жидкометаллического теплоносителя позволяет не иметь высокого избыточного давления в корпусе. Интегральная компоновка первого контура с дополнительным барьером исключает потерю теплоносителя.
В настоящий момент Россия — единственная страна, успешно эксплуатирующая действующие промышленные реакторы на быстрых нейтронах. Их два: БН-600 и БН-800 с натриевым теплоносителем, пущенные в 1980-м и 2015-м на Белоярской АЭС (Свердловская область). Суммарно они вырабатывают 1485 МВт — 16% установленной мощности всех электростанций свердловской энергосистемы.
БН-600 позволил отработать технологию быстрых нейтронов в промышленном масштабе. На БН-800 начали отрабатывать промышленное применение смешанного уран-плутониевого топлива, которое производят из отходов обогащения урана и плутония, выделенного из ОЯТ тепловых реакторов.
В 2021 году на территории Сибирского химического комбината в Северске (Томская область) стартовало строительство быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем. Это уникальный проект — ранее быстрых реакторов со свинцом никто в мире не строил.
Этот реактор разрабатывают в НИКИЭТ с 1999 года. Он станет сердцем опытно-демонстрационного энергетического комплекса, куда также войдут мощности по изготовлению и переработке смешанного уран-плутониевого топлива.
Опыт разработки и обоснования демонстрационного БРЕСТ-ОД-300 лег в основу разработки большой серийной быстрой реакторной установки со свинцовым теплоносителем на 1200 МВт — БР-1200. Ее тоже разрабатывает НИКИЭТ, завершение проектных работ и старт строительства ожидается после 2030 года. В процессе разработки будет также учтен опыт пуска БРЕСТ-ОД-300.
К 2035 году еще один большой серийный быстрый реактор — БН-1200 с натриевым теплоносителем — заработает на Белоярской АЭС (Свердловская область). Проект разрабатывает АО «ОКБМ Африкантов», в его основе лежит опыт эксплуатации БН-600 и БН-800 и много других инновационных решений. Завершение проектных работ запланировано на 2025 год, старт строительства — на 2026–2027 годы.
Чтобы вернуть в топливный цикл все ценные компоненты, полученные при переработке ОЯТ, из них необходимо изготовить новое топливо. Одна из самых перспективных на сегодняшний день технологий изготовления такого горючего разработана в России, это так называемое СНУП-топливо.
Аббревиатура расшифровывается как «Смешанное Нитридное Уран-Плутониевое». Такое топливо представляет собой смесь нитридов урана и плутония, производится из обедненного урана и продуктов переработки ОЯТ (урана, плутония, нептуния и америция).
Что делать с ураново-плутониевой смесью после того, как она отработает свое в реакторе? Ее можно будет восстановить и вновь запустить в цикл. После переработки и удаления продуктов деления к СНУП-топливу для этого достаточно добавить обедненный уран.
При БРЕСТ-ОД-300 запустят два топливных модуля: фабрикации/рефабрикации и переработки. Первый модуль будет производить СНУП-топливо из компонентов, выделяемых во втором модуле в ходе переработки отработанного горючего. Можно сказать, реактор будет производить топливо сам для себя. В перспективе эту схему масштабируют на серийных промышленных реакторах, которые находятся в разработке: БР-1200 и БН-1200.
Наладить стабильное, экологически чистое энергообеспечение и превратить эти регионы в развитые, комфортные для работы и жизни пространства позволят атомные станции малой мощности (АСММ).
Они будут создаваться на базе малых модульных реакторов (ММР), мощность которых исчисляется не сотнями и тысячами, а десятками мегаватт. Скромные размеры и вес этих установок позволяют собирать их прямо на производстве и затем перевозить в собранном виде — что существенно упрощает и удешевляет возведение АЭС на их основе, в том числе на труднодоступных территориях.
Мощность таких станций можно будет гибко масштабировать, добавляя по мере необходимости новые ММР. Кроме того, АСММ может быть не только стационарной, но и мобильной, в том числе плавучей.
Планы развития Российской Арктики и Дальнего Востока с помощью «малого атома» разрабатывались еще в советское время — сегодня их возрождают и актуализируют. Технология АСММ обладает и высоким экспортным потенциалом. Рынком сбыта могут стать государства, нуждающиеся в развитии малой атомной энергетики — например, страны Африки, Азии и Латинской Америки.
Опыт создания и эксплуатации промышленных малых ядерных реакторов Россия нарабатывает с 1950-х годов, оснащая ими ледоколы. На самых современных — принятых в эксплуатацию в 2020–2022 годах «Арктике», «Сибири» и «Урале» — работают новейшие реакторы РИТМ-200, разработанные в ОКБМ «Африкантов». В 2019-м на базе судового реактора КЛТ-40С заработала первая в мире плавучая АЭС — «Академик Ломоносов», которая обеспечивает электричеством и теплом полярный город Певек на Чукотке.
Электрическая мощность установки — 55 МВт, тепловая — 190 МВт. Реактор рассчитан на 60 лет эксплуатации, на одной загрузке топлива может работать 6 лет.
АСММ обеспечит бесперебойным и экологически чистым электричеством территорию двух районов Якутии: Усть-Янского и Верхоянского, заменив устаревшие угольные и дизельные генерации. Она станет сердцем одного из крупнейших в России минерально-сырьевых центров: опираясь на малый атом, здесь планируют развить целый кластер месторождений (Кючус, Депутатское, Тирехтях), построить промышленные предприятия, транспортную и инженерную инфраструктуру, а также социальные объекты.
В НИКИЭТ разрабатывают реакторную установку «Шельф-М» — первый в мире реактор до 10 МВт электрической мощности и 35 МВт тепловой. Длина такой установки составит всего 11 м, диаметр — 8 м, а вес — не более 370 тонн. Расчетный срок службы установки — 60 лет, срок работы на одной загрузке топлива — до 8 лет.
В 2023 году в НИЦ «Курчатовский институт» приступили к разработке проекта атомной термоэлектрической станции теплоснабжения (АТСТ) «Елена-АМ», предназначенной для обеспечения маленьких труднодоступных поселков. Особенность этой АТСТ — для выработки электроэнергии тепло будет преобразовываться в электричество напрямую, при помощи термоэлектрогенераторов. Это устройства, вырабатывающие электричество за счет разницы температур на контактах. Низкий КПД такого метода компенсируется возможностью использовать вырабатываемое тепло для обогрева.
«Елена-АМ» проектируется как необслуживаемая станция: проект реактора предусматривает саморегулирование во всем диапазоне нагрузок без вмешательства операторов. Все оборудование должно безаварийно работать 350 суток, после чего допускается проведение двухнедельного техобслуживания и планово-предупредительного ремонта. При этом станция должна сохранять бесперебойную работоспособность при температуре окружающей среды от +45 до -70 градусов, а реактор должен быть способен продолжать работу при землетрясениях магнитудой 8 баллов и падении самолета массой до 200 тонн.
