Жаһандық атом өнеркәсібінің негізгі тенденцияларының бірі – реакторлық технологияның түбегейлі жаңа түрлерін жасауға тырысу. Бұл тұрғыда төртінші буын туралы айтылады. Бірақ бұл ұғымға не кіреді? Ресейлік атомшылар өз тәсілдерін ұсынады.
Росатом бас директорының атом энергетикасының жаңа өнімдерін дамыту жөніндегі бірінші орынбасары Александр Локшин «Атомэкспо 2024» форумында сөйлеген сөзінде IV буын реактордан гөрі жоғары кешенді жүйе екенін атап өтті. Александр Локшин төртінші буын жүйелері екі мәселені шешуі керек екеніне баса назар аударды. Біріншісі -пайдаланылған ядролық отынды қайта өңдеу. Екіншісі – уранды барынша толық пайдалану. Қазір, еске салсақ, реакторлық отын үшін уран-235 изотопы бойынша 5%-ға дейін байытылған уран пайдаланылады. Оның табиғи урандағы үлесі 0,7% құрайды, сондықтан уран-238 изотопының көп бөлігі жиналады.
ИНПРО және «4-буын» форумы
4 буын не екенінің бірыңғай анықтамасы жоқ. МАГАТЭ-де «инновациялық» және «ілгері» реактор ұғымдарын енгізе отырып, реакторлардың буындар бойынша градациясынан мүлдем кетуге тырысты. Алайда, бүкіл әлем бойынша атомшылар арасында «буын» ұғымы тамыр жайып, белсенді қолданылуын жалғастырды. Мамандар арасында бірінші, екінші, үшінші, үшінші плюс буындар қауіпсіздік деңгейімен ерекшеленеді («Реакторлар эволюциясын» қараңыз). Сонымен, бүкіл әлемде Росатом салатын ВВЭР-1200 реакторлары бар ресейлік дизайн блоктары 3+ буынына жатады және бүгінгі күні ең қауіпсіз болып табылады.
Ресей 2000 жылы МАГАТЭ қамқорлығымен құрылған инновациялық ядролық реакторлар мен отын циклдары (ИНПРО) бойынша Халықаралық жоба аясында болашақ үшін қандай атом энергетикасы қажет екендігі туралы заманауи пікірталасты бастады. «Оған деген қызығушылық өте көлемді болды. Көптеген дамушы елдер, ядролық энерготехнологияларының әлеуетті тұтынушылары, соның ішінде Үндістан мен Қытай, қазірдің өзінде жұмыс істеп тұрған АЭС паркін сақтап қалуды армандаған Франция немесе Жапония сияқты елдерді айтпағанда, тіпті антиядролық Германия да бірден қосылды», – деп еске алды AtomInfo.ru порталына берген сұхбатында МАГАТЭ-нің бұрынғы өкілі Владимир Каграманян.
ИНПРО жобасында IV буын жүйелеріне қойылатын талаптар бірден енгізілді, олар бүгінгі таңда да өзекті болып келеді: қауіпсіздік, таратпау, қалдықтармен жұмыс. «Ресейлік ұстаным классикалық болды. ОЯТ – бұл қалдықтардың бір бөлігі емес, жылдам реакторларды қамтитын тұйық ядролық отын циклі шеңберіндегі жаңа отынға арналған шикізат», — деп атап өтті Владимир Каграманян.
Келесі жылы АҚШ бастаған «4-буын» форумы (GIF IV) пайда болды. Владимир Каграманянның айтуынша, батыстық әзірлеушілер бір-екі технологияны таңдап, демонстрациялық жоба құруы болжанды. Алайда, қатысушылардың көзқарастары, технологиялар да тым әртүрлі екені бірден анықталды. Барлық талқылаулардан кейін осы талаптарға сәйкес келетін 4 буынды алты реакторлық технологияның тізімі пайда болды (төменде қараңыз). Алайда, мұндай технологияларды ИНПРО да қарастырады.
«ИНПРО-да жүргізілген жұмыстардың нәтижелері МАГАТЭ мен бүкіл атом қауымдастығына атом энергетикасын адамзаттың тұрақты дамуына бағытталған кешенді «ұзақ өмір сүретін» жүйелер ретінде бағалаудың маңызды құралдарын берді», – деді AtomInfo.ru порталына берген сұхбатында МАГАТЭ бас директорының бұрынғы орынбасары Александр Бычков.
ИНПРО да, Generation 4 форумы да болашақ технологияларын анықтауда келесі критерийлерді басшылыққа алды: бұл технологиялар қалдықтардың минимум мөлшерімен тұрақты энергия өндіруді қамтамасыз етуі керек; өндірілетін энергияның өзіндік құны бүкіл өмірлік циклде генерацияның басқа түрлерімен салыстырғанда төмен болуы керек; қауіпсіздік деңгейі жобалау апаттарын болдырмауы керек; таратпауға кепілдік беруі керек.
Жаңа жүйелерге арналған тапсырмалар
Түбегейлі жаңа атом технологияларына деген қажеттілік сумен салқындатылатын реакторлардың үш кемшілігіне байланысты. Біріншісі – олар төмен ПӘК-мен жұмыс істейді, екіншісі – бірінші контурдағы жоғары қысым, бұл өте қауіпті, үшіншісі – нейтрондардың жылу спектрі, яғни табиғи уранның энергетикалық әлеуетінің аз ғана бөлігі қолданылады. Жаңа буын жүйелерінің міндеттері – осы кемшіліктерден арылу.
МАГАТЭ өкілі Владимир Кривенцев «Атомэкспо-2024» форумында атап өткендей, әрбір жаңа технологияның (GIF IV қарастыратындардың) белгілі бір кемшіліктері бар. Мысалы, тым шектік реакторларда температурамен және тиімділікпен бірге қысым жоғарылайды. Жоғары температуралы газ салқындатқыш реакторларда ПӘК мәселесі шешіледі, ал жоғары қысым соншалық қауіпті емес, өйткені жылу тасымалдағыш – газ, бірақ нейтрондар спектрі жылу күйінде қалады. Жылдам натрий реакторлары жоғарыда аталған барлық мәселелерді шешеді, бірақ натрий сумен және ауамен қатты әрекеттеседі, сондықтан аралық (үшінші) тізбек қажет. Қорғасындық жылдам реакторларда мұндай проблема жоқ, бұл реакторлар барлық қалғандарымен салыстырғанда жоғары қауіпсіздікпен сипатталады, бірақ жылу тасымалдағыш пен радиацияның әсерінен бұзылмауы тиіс конструкциялық материалдарға қойылатын талаптардың жоғарылауы болады. Сонымен қатар, GIF IV қарастыратын көптеген технологиялар бұрын сыналмаған.
Ресейдің атом саласы ұсынатын төртінші буынды түсіну тәсілі «төртінші буынның сыналмаған технологияларын үшінші буынның сыналған технологияларынан жақсы деп санауға мүмкіндік береді» деген сұрақты алып тастайды. Төртінші буынға жаңа – қауіпсіздік, қалдықсыздық, үнемділік, шикізатты барынша пайдалану қасиеттерін беретін – яғни атом станциясының бүкіл өмірлік циклінде тұрақтылықтың жоғары деңгейін қамтамасыз ететін жүйелер кіруі керек.
4 буынға кіру
Ресейде реактордың түріне емес, жаңа қасиеттері бар жүйелерге баса назар аударатын реакторлардың жаңа түрлері ғана емес (бұл бүкіл әлемде орын алады), сонымен қатар оларды жасау үшін отынның, технологияның және жабдықтың жаңа түрлері, ең бастысы – атом энергетикалық кешеніне не кіруі керек деген жаңа тәсілдер әзірленуде, бұл атом электр станциясына қарағанда кеңірек түсінілуі мүмкін.
Жаңа әзірлемелер Росатом жүзеге асыратын «Серпіліс» инновациялық жобасында толық ұсынылған. Жоба аясында Сібір химиялық комбинаты алаңында (Росатомның отын дивизионына кіреді) тәжірибелі демонстрациялық энергетикалық кешен салынуда. Оған БРЕСТ-ОД-300 қорғасын жылу тасымалдағышында жылдам тәжірибелік-демонстрациялық реакторы бар блок және екі модуль кіреді: отынды өндіру-қайта өндіру және сәулеленген отынды қайта өңдеу. Осындай орналасу арқасында «Серпіліс» объектілерінде әлемде алғаш рет ОЯТ қайта өңдеудің және одан отынның жаңа бөліктерін өндірудің станция жанындағы циклі пысықталатын болады, яғни практикада Александр Локшин айтқан мәселелер шешілетін болады.
«IV буын реакторларына қойылатын талаптар көбінесе «Серпіліс» жобасының міндеттеріне сәйкес келеді: отын циклінің тұйықталуы, апат болған жағдайда өнеркәсіптік алаңнан тыс жерде көшіру және қоныстандыру қажеттілігінің болмауы және т.б. Сонымен бірге «Серпіліс» міндеттері, ол кезде ол әлі бұлай аталмаған, 1980 жылдардың аяғында әлемдік және кеңестік атом энергетикасының тәжірибесі негізінде қалыптасты, 1990 жылдары дамыды, ал «GIF IV» халықаралық форумының тәсілдері 2000 жылдары құрылды. Сондықтан идеялар бүкіл әлемде пайда болды және біз жүзеге асыратын талаптарға сәйкес кристалданады», – деді «Жаңа атом сарапшысы» журналына берген сұхбатында «Серпіліс» жобалау бағытының бас дизайнері Вадим Лемехов.
«Серпіліс» қарқынды дамып келеді. Сәуір айының ортасында ресейлік реттеуші Ростехқадағалау Сібір химиялық комбинатына тығыз отынды өндіру/қайта өңдеу модулінің ядролық қондырғысын пайдалануға лицензия берді. Ядролық қондырғыларға радиоактивті немесе бөлінетін материалдар өндірілетін, өңделетін немесе айналымда болатын өндірістік объектілер жатады. Ростехқадағалау лицензиясын алу жабдықты сынаудың және технологиялық режимдерді пысықтаудың келесі кезеңіне өтуге және БРЕСТ-ОД-300 үшін жылу бөлетін құрастырмаларды дайындау технологиясының барлық өндірістік учаскелерінің жабдықтарын кешенді сынақтан өткізуге мүмкіндік береді. Наурыз айының соңында сынақ режимінде карботермиялық синтез желісі іске қосылды, «Атомэкспо – 2024″барлық қатысушылары ұшырудың тікелей трансляциясын көре алды.
Сәуір айының ортасында Брест-ОД-300 реакторының шахтасына реактордың қоршау құрылымының орташа блогы орнатылды – оны салудың екінші кезеңі аяқталды. Жоғарғы блокты реактор шахтасына осы жылдың желтоқсан айында орнату жоспарлануда. Құрылымның соңғы биіктігі 17 метрді құрайды.
ОДЭК толығымен 2030 жылы пайдалануға беріледі деп болжануда. Бірақ қазірдің өзінде ол үшін жасалған ғылыми және инженерлік әзірлемелер өнеркәсіптік энергетикалық кешенді (ПЭК) жобалау үшін пайдаланылады, оның құрамына BR-1200 қорғасын салқындатқышы бар жоғары қуатты жылдам реакторлары бар екі блокты атом электр станциясы кіреді. Сондай-ақ, БЭК-ке жанармайды қайта өңдеу және фрикциялау станциясының кешені кіруі мүмкін. БЭК басқа генерация объектілерімен бәсекеге қабілетті болуы керек.
Дәл осындай жүйелік міндеттер – ОЯТ қайта өңдеумен қатар ядролық отын циклінің тұйықталуы және жалпы коммерциялық тиімділік жағдайында уранның энергетикалық әлеуетін біршама толық пайдалануды – жылдам натрий реакторлары шешеді. Белоярск АЭС-те екінші жыл БН-800 реакторы бар блок ОЯТ-тан азайған уран мен плутонийден өндірілген МОКС отынымен толығымен жұмыс істейді. Натрий жылу тасымалдағышы бар БН-1200 жылдам реакторы бар блокты жобалау жүріп жатыр, жаңа блокқа арналған алаң анықталды, орналастыру бойынша қоғамдық тыңдаулар өтті. 2026 жылға арналған міндет – құрылысқа лицензия алу. 2027 жылы бірінші бетонды құю жоспарланған. Пайдалануға лицензия алу, физикалық және энергетикалық іске қосу – 2031 жылға арналған жоспар.
Сондай-ақ Росатом ядролық отын циклін тұйықтауға және ОЯТ-ты өңдеуге бағытталған сұйық тұзды бағытты дамытады. Сұйық тұзды реакторда минорлық актинидтер трансмутацияланады (немесе басқаша, «күйіп кетеді»). Бұл – ядролық отын реакторында жұмыс істеген кезде пайда болатын жоғары белсенді элементтер. Минорлық актинидтерді жою ОЯТ радиоактивтілігін айтарлықтай төмендетеді.
Росатом дамытатын жаңа технологиялардың ішінде сутегі өндіруге арналған технологиялық бөлігі бар жоғары температуралы газ салқындатқыш реакторды және спектрлік реттелетін, тым шектік қысымы бар реакторларды атап өткен жөн.
Әрине, Ресей – атом энергетикасының жаңа сапасын шығаратын әлемдегі жалғыз ел емес, онымен Қытай мен Үндістан да айналысады, басқа елдерде де әрекет жасалуда. Алайда жылдам натрий және қорғасын технологияларының, ядролық отын циклін тұйықтауға арналған әртүрлі отындардың және басқа да көптеген мәселелердің пысықталу дәрежесі Ресейге қазірдің өзінде жобаларды жүзеге асыруға мүмкіндік береді, олар әлемдік атом энергетикасын үнемділік, шикізатты ұтымды пайдалану және қалдықтарды азайту тұрғысынан тұрақты етеді.
«4-буын» форумының технологиялары
- сумен салқындататын тым шектік реактор (Supercritical Water-cooled Reactor, SCWR) ;
- натриймен салқындататын жылдам реактор ( Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) ;
- қорғасынмен салқындататын жылдам реактор ( Lead-cooled Fast Reactor, LFR) ;
- сұйық тұз реакторы (Molten Salt Reactor, MSR) ;
- газбен салқындатылған жылдам реактор (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) ;
- жоғары температуралы газ салқындатқыш реактор (Very High Temperature Reactor, VHTR).
Реакторлар эволюциясы
I буын 1950-60 жж. табиғи немесе Төмен байытылған уран түріндегі отыны бар, графитті, жеңіл және ауыр су баяулатқышы бар, су және газ (CO2) салқындатқыштары бар энергетикалық реакторлардың алғашқы үлгілері.
II буын. 1970 жылдардың басы-1990 жылдардың аяғы. Жеңіл су реакторлары — қайнаған (BWR) және қысымды сумен (PWR, ВВЭР).
II буын+. Бұл Термин кейде 2000 жылдан кейін салынған II буын реакторларына қолданылады.
III буын. Олардың сипаттамалары жоғары отын тиімділігі, жақсартылған жылу тиімділігі, қауіпсіздік жүйесін едәуір жетілдіру (пассивті ядролық қауіпсіздікті қоса алғанда) және құрылымды стандарттау болып табылады.
III + буын реакторлары. Қауіпсіздігі жоғары реакторлық қондырғылар. Сипаттамалық ерекшеліктері-модульдік орындау, жабдықты стандарттаудың жоғары деңгейі, ұшақтың құлауына төтеп беру қабілеті, әртүрлі пассивті қауіпсіздік жүйелерінің болуы (пассивті жылу тарату жүйелері, «балқытылған тұзақтар», корпусты салқындату құрылғылары және т.б.).
