длинное интервью с замглавы Росэнергоатома - о "быстрых" реакторах

Irina_Afanaseva

О быстрых реакторах и медленных мыслях

Сараев О.М. – заместитель генерального директора ФГУП Концерн «Росэнергоатом» - директор по новой технологической платформе.

- Олег Макарович, почему для крупномас­штабной атомной энергетики будущего в качест­ве базовых были выбраны именно быстрые ре­акторы?
- Физика реакторов на быстрых нейтронах (РБН) такова, что позволяет получить избыток нейтронов на цепную ядерную реакцию по срав­нению с тем, что происходит в реакторах на те­пловых нейтронах. Это делает возможным кро­ме сопоставимой с реакторами на тепловых нейтронах выработки тепловой энергии попутно получить из природного (или отвального) урана новое ядерное топливо - плутоний, причём энергетический эквивалент нового топлива мо­жет быть значительно выше, чем исходного то­плива. Это свойство РБН даёт возможность замкнуть топливный цикл и придать атомной энергетике новые, весьма важные базовые качества: многократное увеличение эффективности топливоиспользования, многократное же сокра­щение объёмов радиоактивных отходов и прак­тическую независимость от естественных ура­ новых ресурсов.
- Но почему на эти преимущества не равня­лись раньше, разве свойственные РБН физиче­ские закономерности не были известны уже в середине прошлого века?
- О преимуществах РБН и замкнутого топливного цикла известно давно, однако их практическое подтверждение потребовало многолетней отработки технологий и пугающих затрат. Разви­тие реакторов на тепловых нейтронах явилось следствием военных технологий, которые созда­вались высокими темпами, практически соответ­ствующими условиям военного времени. Реали­зовать атомную энергетику на тепловых нейтро­нах оказалось значительно дешевле и быстрее, чем если бы развивалась энергетика на быстрых нейтронах, тем более что с самого начала обра­щение с отработанным топливом было опреде­лено как «отложенная проблема». Таким обра­зом, создались искусственные условия, при ко­торых тепловая атомная энергетика стала выгля­деть более дешёвой.
- А сегодня разве это не так?
- Уже не так. Накопленный мировой опыт и весьма богатый многолетний опыт нашей стра­ны уже сейчас позволяют быть уверенными, что в ближайшем будущем можно создать энергоблок с РБН, который по общим экономическим показателям в составе замкнутого топливного цикла будет существенно более эффективным, чем энергоблок с реактором на тепловых нейтронах сопоставимой мощности, то есть более приемлемым для потребителя электроэнергии.
- То есть, при серийном строительстве РБН их стоимость будет сопоставима, например, со стоимостью ВВЭР?
- Нет, капитальная составляющая для одного киловатта установленной мощности даже серийных РБН будет на 5-8% выше, чем для киловат­та установленной мощности ВВЭР. Однако меня­ющееся отношение к экологии ядерного произ­водства и к «отложенным проблемам» обраще­ния с ОЯТ и РАО, рост цен на природный уран и осознание исчерпаемости его запасов в корне меняют баланс и долю затрат на производство ядерной энергии.
Используя реакторы на быстрых нейтронах в замкнутом топливном цикле, мы освобожда­ем последующие поколения от проблем ОЯТ и РАО, нам не нужно строить хранилища - ни пристанционные, ни специальные централизо­ванные; отпадает необходимость в огромном парке контейнеров, которые сновали бы по же­лезным дорогам, перемещая отработанное топ­ливо, доставляя свежее и попутно пугая обще­ство, и, наконец, мы снижаем удельные потреб­ности природного урана для нужд атомной энергетики.
К тому же потенциально в самих РБН можно удешевить очень многое. На основе опыта экс­плуатации отечественного реактора БН-600,ко­торый работает на Белоярской АЭС уже 27-й год и, что признано всеми, работает успешнее любой другой установки на быстрых нейтронах, существовавшей или существующей в мире, мы знаем, за счёт чего можно значительно сни­зить капитальные затраты при строительстве новых блоков.
Например, для реактора на быстрых нейтро­нах с натриевым теплоносителем не нужен контаймент - мощный защитный купол, которым оснащаются все современные тепловые ядер­ные реакторы. Средства защиты шахты с быст­рым реактором от любых повреждений могут быть гораздо проще и надёжнее, чем в совре­менных водо-водяных реакторах. Реакторный зал можно строить не круглым, как у ВВЭР, а прямоугольным, в этом случае отпадает необ­ходимость применения такой дорогостоящей и сложной в эксплуатации техники, как поляр­ный кран. Опыт эксплуатации парогенераторов «натрий-вода» и технологии обеспечения их безопасности показывает, что можно приме­нить прямоточные парогенераторы корпусного типа - компактное их расположение позволяет значительно уменьшить строительные объёмы, сократить длину трубопроводов, количество арматуры и защитных систем с одновремен­ным снижением пожарной опасности.
Кроме того, быстрые реакторы требуют меньше средств активного обеспечения безо­пасности. Если в реакторах ВВЭР и РБМК мы всё время увеличиваем уровень безопасности, добавляя дополнительные системы и оборудо­вание в целях всё более надёжной локализации последствий возможной аварии, то присущие быстрым реакторам свойства пассивной безо­пасности, теплофизические свойства теплоно­сителя и интегральная конструкция реактора обеспечивают предотвращение аварии, сводя нужду в дополнительном оборудовании к ми­нимуму. Это также позволяет уменьшить удельные капитальные затраты. В подтвержде­ние этого замечу, что при разработке быстрого реактора ЕРЯ уже в 1995 году удельные капи­тальные затраты превышали показатели РРЯ всего лишь на 8%.
- Быстрые реакторы действительно в разы безопаснее?
- Насчет «разов» не знаю, но это видно при сравнении параметров и свойств теплоносите­лей. Давление воды в первом контуре ВВЭР достигает двухсот атмосфер. В случае разрыва контура аккумулированная в воде энергия и возможные носители радиоактивности вме­сте с паром могут, в конечном счете, попасть в окружающую среду и привести к необрати­мым последствиям всю реакторную установку. В реакторах же на быстрых нейтронах теплоно­сителем является натрий, температура кипения которого около 900 градусов, а его давление в корпусе реактора равно гидростатическому давлению столба натрия, приблизительно од­ ной атмосфере. Кроме того, российский РБН - бассейного типа, в котором интегрировано всё оборудование первого контура, включая теплообменники для съёма остаточного тепловыделения при отказе штатных систем охлаждения.
Теплоёмкость системы настолько велика, что все аварийные процессы, критичность которых в других реакторах изменяется за минуты, в бассейновой конструкции протекают часами.
В связи с низким давлением корпус инте­грального РБН, в отличие от других типов реа­кторов, сделан из «вязких» сталей, трещины в которых не могут развиваться с опасной ско­ростью. Учитывая, что помимо основного кор­пуса в быстрых реакторах предусматривается равнопрочный страховочный, есть достаточ­ный резерв времени для того, чтобы принять меры по локализации течи основного корпуса.
Важная для безопасности особенность: в бы­стром реакторе можно обеспечить весьма ма­лый запас реактивности как при старте, так и в любой последующий период работы, что исключает «разгон» реактора.
Особенностью графитовых канальных и во­до-водяных реакторов таковы, что с каждым градусом изменения температуры и паросодержания теплоносителя меняется физика реакто­ра и равномерность поля энерговыделения. По­этому для поддержания активной зоны в задан­ном состоянии и для обеспечения её безопас­ности требуется значительное число как авто­матических, так и ручных управленческих дви­жений. В реакторе на быстрых нейтронах поле энерговыделения практически ровное, тепло­носитель не имеет фазовых переходов во всех режимах, физика реактора стабильна, а возни­кающие с изменением мощности и температу­ры эффекты нейтральны или (преимуществен­но) отрицательные. В принципе БН способен поддерживать сам себя на установившемся уровне мощности - настолько он внутренне приспособлен для саморегулирования.
- В реакторах БН нового поколения в каче­стве теплоносителя также будет использоваться натрий?
- На мой взгляд, лучшего теплоносителя на сегодня нет. В связи с высокой температурой вскипания он, как уже упомянуто, не имеет фазовых переходов во всех режимах, что облегчает регулирование реактора. Одно из сильных преимуществ натрия в том, что он не вступает в химическое взаимодействие с теми материала­ ми, которые его обволакивают или встречаются на его пути. В воде, несмотря на все принимаемые меры, протекают коррозионные явления, продукты которых, проходя через активную зо­ну, превращаются в радиоактивные отходы. Как показала практика, обеспечить высокую чистоту натрия в быстром реакторе нетрудно. Реактор не нуждается в подпитке - за все годы работы БН-600 в него и ведра натрия не доли­ли. Конечно, в энергетическом режиме реакто­ра натрий первого контура приобретает наве­дённую активность, и немалую, но период по­лураспада изотопов натрия настолько короткий, что в помещение, которое сделали недос­таточным на время работы на мощности из-за большой дозы излучения, персонал может вхо­дить для выполнения профилактических опе­раций уже через несколько дней после остано­ва реактора. Даже относительно долгоживущие изотопы натрия по своей обременительности ни в какое сравнение не идут с коррозионно-шламовыми радиоактивными отходами водо-водяных реакторов.
- А каковы перспективы использования свинцового теплоносителя, о котором так мно­го говорили применительно к реактору БРЕСТ?
- Расчёты показывают, что реализация про­екта БРЕСТ могла бы принести выдающийся эффект. Вместе с тем многое в этом направлении развития РБН нуждается в экспериментальных проверках и устойчивом практическом подтверждении на стендах и прототипе. Это по­ требует значительного времени, но, безуслов­но, меньшего, чем было потрачено на отработку технологий натриевого быстрого реактора. Продолжение работ в направлении реализации проекта БРЕСТ входит в планы отрасли.
- Противники атомной энергетики запугива­ют общество прежде всего тем, что натрий - горючий элемент, да ещё и склонный к самовозгоранию при контактах с водой и водяным паром..
- И как пример они часто вспоминают аварию в Японии на АЭС «Монжу». Могу сказать, что причина, по которой у японцев протёк и за­горелся натрий, нам давно известна. Мы встре­чались с подобным ещё на исследовательских реакторах и знаем технологические приёмы, которые исключают возможность такого про­исшествия. Прямое тому свидетельство - реак­тор БН-600, который давно работает без случаев возгорания натрия. Сегодня можно сказать, что уже известными технологическими, конст­руктивными, защитными и организационными мерами вероятность возгорания натрия может быть снижена до приемлемого уровня.
- Энергоблок с реактором БН-800, который строится сегодня на Белоярской АЭС, тоже от­носится к четвёртому поколению?
- Нет, это реактор не четвёртого поколения. Проект БН-800 не является свежим, у него судьба долгостроя, и возобновление его строительства приняло реальные очертания только в этом году. Однако следует принять во внимание то, что все эти годы проект не стоял на месте, а постоянно совершенствовался. В первую очередь на опыте и реальных результатах эксплуатации БН-600, а также на опыте, в том числе и неудач­ ном, других государств, которые с разной степе­нью успеха осваивали быстрые технологии. БН-800 является блоком, обеспечивающим базу для создания коммерческого серийного реактора на быстрых нейтронах, который будет рабо­тать в замкнутом топливном цикле.
- Когда начнётся крупномасштабное строи­тельство энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах? Ощущение такое, что с каждой новой программой развития отрасли эти сроки отодвигаются.
- Я бы не сказал, что сроки отодвигаются. Даже по ранним планам 80-х годов прошлого века предусматривалось, что коммерческие быстрые реакторы должны появиться в стране на границе 2015-2020 годов. Другое дело, что постоянно отодвигалось начало работ в этом направлении, тем самым сжимая отведённое на развёртывание программы время. Впрочем, се­годня изменение отношения к этой теме на всех уровнях руководства страны и отрасли способствует более интенсивным работам, и мы имеем все шансы уложиться в ранее на­меченные сроки.
Это видно сейчас по БН-800. Решение о до­стройке блока и отработке на его основе эле­ментов замкнутого топливного цикла - долго­жданное проявление признаков понимания грядущих проблем и видения будущего атом­ной энергетики. Во-первых, БН-800 включён в федеральную целевую программу на период до 2015 года, которая вот-вот будет утвер­ждена правительством РФ. Во-вторых, в этой федеральной целевой программе предусмот­рено стабильное финансирование - средства на достройку БН-800 будут выделяться из бюджета страны.
В итоге в 2012 году мы должны ввести в эксплуатацию БН-800 и начать на его базе отработку технологии коммерческого рециклинга топлива. К этому времени предстоит со­здать и запустить производство смешанного уран-плутониевого топлива для стартовой за­грузки и последующей подпитки БН-800. Уже в 2007 году начнётся проектирование серий­ного РБН, который должен быть построен в 2018 году. К этому же времени в наших руках будут технологические основы создания про­изводств по переработке топлива РБН в замк­нутом топливном цикле.
- А каковы сроки сооружения атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах в других странах?
- Ближе всего к нам Япония, заявившая, что создаст коммерческий РБН в районе 2020 года. Франция, обновившая свою программу после неудач с «Суперфениксом», собирается пустить к этому же времени новый РБН. США, где вы­полнен большой объём исследовательских работ в области безопасности РБН и работ, кото­рые могли бы лечь в основу замкнутого топливного цикла, в 80-х годах свою программу остановили. В последнее время их специалисты осторожно говорят, что к замыканию топ­ливного цикла стремление есть, но первосте­пенной задачей является дожигание в РБН накопленных атомными станциями отходов. Важно, что США возобновляют работы в этой области. Амбициозные планы развития атом­ной энергетики в Китае учитывают проблемы, которые неизбежно возникнут в связи с нако­плением ОЯТ и РАО, а также весьма вероятный дефицит природного урана в будущем. Их стремление развивать энергетику на быстрых нейтронах очевидно - в 2009 году они пускают прототип РБН, и, видимо, в 20-25 годах у них будет реактор на быстрых нейтронах, отвечаю­щий требованиям будущего времени. Наибо­лее последовательная политика Индии в обла­сти энергетики на быстрых нейтронах позво­ляет считать, что в 2009 году там вступит в эксплуатацию быстрый реактор - размножи­тель РРВР мощностью 500 МВт электрических.
- Россия рассчитывает строить быстрые реакторы и в стране, и за рубежом?
- Устоявшегося мнения о целесообразности и возможности экспорта реакторов БН нет. Я думаю, что срочность промышленного развития технологий РБН и замкнутого топливного цикла внутри страны настолько очевидна, что возможность экспорта - дело далёкого будущего. Быстрые реакторы позволят уменьшить потребность в добыче природного урана для внутреннего потребления и дадут возможность нашим внешнеторговым компаниям осуществлять экспорт продукции для зарубежных водо-водяных технологий на более приемлемых условиях. Не надо забывать, что действующие сегодня блоки с реакторами ВВЭР/РWR будут работать ещё десятилетия, а те, строительство которых ещё только пла­нируется, будут работать до последней чет­верти века.
Если мы всё-таки соберёмся продавать станции с реакторами на быстрых нейтронах за рубеж, мы должны будем технологически обеспечить соблюдение режима нераспро­странения компонентов ядерного топлива.
- Поскольку обеспечить замыкание топливного цикла невозможно без создания производств по переработке топлива, какие тех­нологии рециклинга разрабатываются, и где они будут создаваться?
В числе задач, стоящих перед атомной энер­гетикой XXI века, как заявил президент России В.В. Путин на Саммите тысячелетия, важнейшей является задача обеспечения режима нераспро­странения делящихся материалов. Это напря­мую связано с совершенствованием технологий рециклинга топлива, в частности, с исключени­ем операций разделения делящихся компонен­тов топлива АЭС до состояния физико-химиче­ской чистоты. Если бы это стало технологиче­ски возможным, то рациональнее всего с точки зрения нераспространения такие производства размещать на площадках АЭС.

- Дискуссия о том, что переработку надо приближать к станциям, все ещё ведётся?
- Задача создания пристанционных производств по переработке и изготовлению топлив впервые была поставлена американцами еще в 50-х годах прошлого столетия. После многолетней паузы исследования в этом направлении возобновляются.
У нас дискуссия на эту тему если и идёт то весьма вяло. Важно другое: в составе разработок по проекту БРЕСТ со свинцовым РБН уж тратятся деньги на создание пристанционной производства по рециклингу топлива. Завершение этих работ с приемлемым результатом было бы нашим выдающимся достижением мирового уровня. На этой задаче необходимо сконцентрировать достойные организационной финансовые силы отрасли.
Нужно добиться того, чтобы серийные коммерческие РБН работали в пристанционно замкнутом топливном цикле.
- Много у нас таких инновационных проектов, которые сегодня тормозятся из-за нерасторопности и недомыслия?
- У нас своеобразное понимание инновационности. То, что для нас является инновационным, в развитых промышленных странах внедряется или работает. Нужно активно перенимать мировой опыт. Примером может быть электротехническое хозяйство, в нашей стране оно устаревшее и малонадёжное, в сводках отказов оборудования на электростанциях львиная доля приходится на электротехнику. Мы привыкли к тому, что большинство электродвигателей электростанций работает на низком напряжении. Но уже созданы материалы, позволяющие делать высоковольтные двигатели на генераторное напряжение. В случае их использования отпадёт необходимость в значительной части трансформаторного хозяйства: распредустройств, как следствие уменьшится длина кабельной разводки, число коммутирующих устройств, элементов автоматики и защиты, повысится пожарная безопасность. Разумеется, снижается капитальная и эксплуатационная составляющие расходов электростанций. Вообще, как показал отраслевой форум инновационных технологий, проектов весьма много.
- Так почему же мы не внедряем их у себя?
- Ни один ответ не будет полным. Я предпочел бы следующий: в нашем всё ещё народном хозяйстве для инновационной деятельности отсутствуют движущие мотивы.
- Думаю, ваши утверждения покажутся жесткими не только оппонентам...
- Дело не в мягкости изложения проблема в доходчивости. Важно понять, почему мы в состоянии делать то, без чего наше продвижение вперёд невозможно.
Источник: журнал «Росэнергоатом»
http://www.warandpeace.ru/ru/commentaries/view/4511/

vovkak

Очень хорошая статья.
Золотые слова:
"- Так почему же мы не внедряем их у себя?
- Ни один ответ не будет полным. Я предпочел бы следующий: в нашем всё ещё народном хозяйстве для инновационной деятельности отсутствуют движущие мотивы."

Nefertyty

А вот может специалисты выскажут мнение, насколько вообще проблема с выработанным ядерным топливом реальна? Насколько я понимаю, этого топлива совсем немного, наверняка транспортные расходы, о которых говорится в интервью, меньше, чем на личный транспорт президента или вроде того.
Что реально плохого может произойти, если использовать простейшие способы захоронения - типа спрятать внуть бетонных блоков и закопать на пустыре на глубине 10м?
Утечка и возгорание натрия - тоже жесть. Автомобили, нефте- и газопроводы почему-то никто не отменяет из-за возможности возгораний.

flukkky

Я не специалист, но то что я понял...Дело даже не в отходах. В природном уране много разных изотопов. Самые содержательные уран 235(U235) и уран 238(U238 остальных вообще немного. Содержание U235 составляет где-то 0,7%. Содержание U238 составляет где-то 99%.U235 осталось по разным оценкам на 50-60 лет. Чтобы пошла реакция нужно, чтобы содержание U235 было бы не меньше 3%. Для этого обогащают природный уран-это очень вредное производство. Кроме того в реакции в основном участвует U235. После выработки топлива остается куча всякого долгоживущего радиоактивного гавна. В реакторах на быстрых нейтронах (БН) можно выжигать U238, а значит топлива хватит на 7000-8000 лет. Кроме того отходов меньше и в принципе на БН можно дожигать отработанное на обычных станциях топпиво.

Kraft1

А то, что на Луне нашли, не катит?

mong

"- Так почему же мы не внедряем их у себя?
белоярская АЭС, что близ Свердловска на быстрых нейтронах.
Сейчас достраивается четвёртый энергоблок к ней.
так, что внедряем.

flukkky

Вы имеете в виду гелий-3? Конечно, это же из области научной фантастики. Проект добычи гелия-3 очень дорогостоящий и бессмысленный. Некоторым академикам просто хочется напиздеть деньжат. Хорошо, что Путин не идиот и не дает им денег. Термоядерные реакции дейтерия и трития идут только при десятках миллионах градусов, а гелий-3 вступает в реакцию при температурах на порядок больше. На данный момент и может в ближайшую 1000 лет это технически не осуществимо (термоядерные реакции с гелием-3)

nedanna

Ну вообще-то десятки миллионов градусов получают. В разного рода разрядах. Проблема - удержать плазму. Эту проблему решают уже лет 40 безуспешно. А синтез уже в общем-то давно осуществлен, но опять же в лабораторных установках и в настолько мизерных объемах, что о каком-то кпд речь не идет.

mong

ты отстал от жизни. Посмотри про ИТЭР.
Оставить комментарий
Имя или ник:
Комментарий: