В конце апреля в Вене прошла Международная конференция по быстрым реакторам и связанным с ними топливным циклам: устойчивая чистая энергия для будущего (FR22) (International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Sustainable Clean Energy for the Future (FR22). Россия — единственная страна, где быстрые промышленные реакторы давно и успешно работают — стала одним из ключевых участников. Конференция прошла в гибридном формате: часть мероприятий — очно в Вене, часть — в онлайн-режиме.
Открывая конференцию, генеральный директор МАГАТЭ Рафаэль Мариано Гросси отметил, что сейчас весь мир решает задачи устойчивого развития, борьбы с климатическими изменениями и глобального энергетического перехода. Ядерная энергетика, в том числе быстрые реакторы — технология, которая поможет справиться с этими вызовами.
«Помимо того, что быстрые реакторы, как и все ядерные реакторы, низкоуглеродны, они еще и соответствуют ключевым параметрам устойчивости: они уменьшают воздействие отходов на окружающую среду, извлекая при этом значительно больше энергии из топлива. Быстрые реакторы могут стать мостиком к еще более безопасной и эффективной ядерной энергии, обеспечив многие поколения устойчивой чистой энергией», — сказал Мариано Гросси.
В реакторах на быстрых нейтронах основным делящимся материалом является плутоний‑239, который образуется из урана‑238. Эти реакторы намного более эффективнее, чем традиционные реакторы на тепловых нейтронах, так как они расходуют гораздо меньше природного сырья. Кроме того, «быстрые» реакторы позволяют переработать образованные от тепловых реакторов отходы. Благодаря вовлечению в топливный цикл урана‑238 в 150 раз увеличивается доступный топливный потенциал. Таким образом, ядерная энергетика, в которой «быстрые» реакторы работают в связке с тепловыми, позволяет замкнуть ядерный топливный цикл.
В быстрых реакторах в роли теплоносителя могут выступать жидкие металлы (натрий, свинец, свинец-висмут) и газы. Технологии этих реакторов разрабатываются во всех странах — лидерах мирового ядерного клуба. О последних достижениях представители стран рассказали на конференции.
В Китае в 2011 году состоялся пуск экспериментального быстрого реактора с натриевым теплоносителем CEFR. Его сооружение велось в тесном сотрудничестве с Росатомом. Сейчас в Китае строят два демонстрационных быстрых натриевых реактора CFR‑600 мощностью 600 МВт каждый, их планируется запустить к 2025 году. Оборудование для них частично также изготавливает Росатом. Представитель Китайского института атомной энергии Хонги Ян, выступая на конференции, отметил, что Китай рассчитывает построить промышленный быстрый натриевый реактор мощностью около 1000 МВт к 2030 году. Также в стране разрабатывается проект малого модульного быстрого натриевого реактора мощностью от 1 до 3 МВт и малый реактор мощностью 1 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем.
Свои программы по разработке «быстрых» технологий есть у Франции, США, Южной Кореи, Индии, Японии.
Кроме того, с 2001 года работает международная программа «Generation IV» (GIF), в которую входят 13 стран. Цель программы — совместные НИОКР по перспективным технологиям ядерной энергетики, в числе которых и быстрые реакторы: так, рассматриваются концепции с натриевым (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR), свинцовым (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) и газоохлаждаемым (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) теплоносителями.
За четыре дня работы конференции участники обсудили ядерные топливные циклы энергетики будущего, экономику, проектирование и анализ безопасности, новые конструкционные материалы для быстрых реакторов, продвижение инновационных проектов и многое другое.
«Если раньше на конференциях FR говорилась только о дизайне «быстрых» реакторов, то сейчас обсуждается широкий круг вопросов. Такая трансформация идеологии конференций позволяет говорить о переходе глобального ядерного сообщества к новому этапу формирования атомной энергетики», — резюмировал спецпредставитель Росатома по международным и научно-техническим проектам Вячеслав Першуков.
Впереди планеты всей
Пока единственная страна в мире, имеющая опыт промышленной эксплуатации «быстрых» реакторов — Россия. На Белоярской АЭС работают два натриевых реактора БН‑600 и БН‑800. Поэтому в своих докладах российские атомщики рассказывали об опыте промышленной реализации технологической платформы, включающей в себя все ключевые этапы: от фабрикации нового топлива и строительства разных типов «быстрых» реакторов до освоения процессов переработки ОЯТ.
Сейчас в стране разрабатываются несколько концепций «быстрых» реакторов: натриевые, свинцовые, и свинцово-висмутовые. Первые две — в рамках проектного направления «Прорыв», который реализует Росатом.
Полностью проработан и готов для промышленного освоения проект натриевого реактора БН‑1200: этот реактор станет пятым энергоблоком Белоярской АЭС. Решение о начале его строительства ожидается в этом году, ориентировочные сроки пуска — начало 2030‑х. «По сравнению с БН‑800 в этом проекте реализован ряд существенных технических инноваций. Благодаря этому себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на БН‑1200, будет ниже, чем на стандартных ВВЭР‑1200. Так мы развеем миф о том, что реакторы на быстрых нейтронах приводят к удорожанию электроэнергии», — отметил Вячеслав Першуков.
Параллельно строится уникальный реактор БРЕСТ-ОД‑300 со свинцовым теплоносителем — в прошлом году состоялась церемония заливки «первого бетона», запуск запланирован на 2026 год. Этот реактор будет соответствовать критериям «естественной безопасности» — то есть безопасность будет достигаться благодаря максимальному использованию законов природы и свойств материалов. БРЕСТ возводится на площадке Опытно-демонстрационного комплекса (ОДЭК) в Северске (Томская область). Помимо реактора, там же будет находиться двухмодульный завод по фабрикации и переработке топлива. Строительство модуля фабрикации уже завершено, сейчас ведется монтаж оборудования, запуск в эксплуатацию намечен на 2023 год. Также ведется проектирование модуля переработки топлива, его строительство должно стартовать в 2026 году. В 2030 году ОДЭК будет целиком построен и начнет свою работу. «На этой площадке будет реализован полноценный пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, где «на входе» потребуется только 10 % урана‑238 (его будут брать из урановых отвалов), а на выходе будет получаться минимальное количество ядерных отходов, причем их радиоактивность должна будет соответствовать уровню радиоактивности природного урана — то есть будет достигнута радиационная эквивалентность», — резюмировал Вячеслав Першуков.
Также разрабатывается проект свинцового реактора большой мощности — БР‑1200. Его реализация начнется после пуска БРЕСТа.
В России работают и над концепцией «быстрого» модульного реактора СВБР‑100, теплоносителем в котором выступает свинец-висмут. Развитие свинцово-висмутовой технологии велось в СССР еще с 1950‑х годов, долгие годы успешно эксплуатировались судовые реакторы с этим теплоносителем. О преимуществах этой технологии на FR22 рассказал советник генерального директора АО «АКМЭ-инжиниринг» и АО «ГНЦ РФ — ФЭИ» (входит в Росатом) Георгий Тошинский. Он отметил повышенную безопасность и потенциальную высокую эффективность свинца-висмута как теплоносителя.
