Одна из ключевых тенденций глобальной атомной промышленности — попытки создать принципиально новые типы реакторных технологий. В этом контексте говорят о четвертом поколении. Но что входит в это понятие? Российские атомщики предлагают свой подход.
Первый заместитель генерального директора Росатома по развитию новых продуктов атомной энергетики Александр Локшин, выступая на форуме «Атомэкспо 2024», подчеркнул, что поколение IV — это больше, чем реактор, это комплексная система. Акцент Александр Локшин сделал на том, что системы четвертого поколения должны решить две задачи. Первая — переработка отработавшего ядерного топлива. Вторая — максимально полное использование урана. Сейчас, напомним, для реакторного топлива используется уран, обогащенный до 5 % по изотопу уран-235. Его доля в природном уране — 0,7 %, поэтому большая часть изотопа урана-238 складируется.
ИНПРО и форум «Поколение IV» (GIF IV)
Единого определения, что такое поколение IV, не существует. В МАГАТЭ попробовали вообще уйти от градации реакторов по поколениям, введя понятия «инновационного» и «продвинутого» реактора. Однако в среде атомщиков по всему миру понятие «поколение» прижилось и продолжило активно использоваться. Среди специалистов первое, второе, третье, третье с плюсом поколения различаются по уровню безопасности (см. «Эволюция реакторов»). Так, блоки российского дизайна с реакторами ВВЭР-1200, которые Росатом строит по всему миру, относятся к поколению III+ и на сегодняшний день — самые безопасные.
Современную дискуссию о том, какая атомная энергетика нужна для будущего, инициировала Россия в рамках Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), созданного в 2000 году под эгидой МАГАТЭ. «Интерес к нему был широчайший. Сразу подключилась многие развивающиеся страны, потенциальные потребители ядерных энерготехнологий, включая Индию и Китай, даже антиядерная Германия, не говоря уже о таких странах, как Франция или Япония, мечтавшие сохранить у себя парк уже работающих АЭС», — вспомнил в интервью порталу AtomInfo.ru экс-представитель МАГАТЭ Владимир Каграманян.
В проекте ИНПРО сразу были заложены требования к системам поколения IV, остающиеся актуальными и сегодня: безопасность, нераспространение, обращение с отходами. «Российская позиция была классической. ОЯТ — это не часть отходов, а сырье для нового топлива в рамках замкнутого ядерного топливного цикла, включающего быстрые реакторы», — подчеркивает Владимир Каграманян.
На следующий год появился форум GIF IV, инициированный США. По словам Владимира Каграманяна, предполагалось, что западные разработчики, выбрав одну-две технологии, построят демонстрационный проект. Однако практически сразу обнаружилось, что подходы у участников слишком разные, технологии тоже. После всех обсуждений появился список из шести реакторных технологий поколения IV, которые соответствуют этим требованиям (см. ниже). Впрочем, подобные технологии рассматривает и ИНПРО.
«Результаты работ, которые выполнялись в ИНПРО, дали МАГАТЭ и всему атомному сообществу серьезные инструменты для оценки атомной энергетики как комплексных «долгоживущих» систем, нацеленных на устойчивое развитие человечества», — заявил в интервью порталу AtomInfo.ru бывший заместитель гендиректора МАГАТЭ Александр Бычков.
И ИНПРО, и форум GIF IV при определении технологий будущего руководствовались следующими критериями: эти технологии должны обеспечивать стабильное производство энергии с минимальным количеством отходов; себестоимость производимой энергии должна быть ниже по сравнению с другими видами генерации на всем жизненном цикле; уровень безопасности должен исключать запроектные аварии; гарантировать нераспространение.
Задачи для новых систем
Потребность в принципиально новых атомных технологиях обусловлена тремя недостатками действующих реакторов с водяным охлаждением. Первый — они работают с невысоким КПД, второй — высокое давление в первом контуре, что потенциально опасно, третий — используется тепловой спектр нейтронов, то есть лишь небольшая часть энергетического потенциала природного урана. Задачи систем нового поколения — избавиться от этих недостатков.
Как отметил на форуме «Атомэкспо-2024» представитель МАГАТЭ Владимир Кривенцев, у каждой новой технологии (из тех, что рассматривает GIF IV) есть те или иные недостатки. Например, в сверхкритических реакторах вместе с температурой и КПД увеличивается давление. В высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах решается проблема КПД, а высокое давление не так опасно, поскольку теплоноситель — газ, но спектр нейтронов остается тепловым. Быстрые натриевые реакторы решают все вышеперечисленные проблемы, но натрий бурно реагирует с водой и воздухом, поэтому нужен промежуточный (третий) контур. У свинцовых быстрых реакторов нет такой проблемы, эти реакторы отличаются повышенной безопасностью по сравнению со всеми остальными, но есть повышенные требования к конструкционным материалам, которые не должны разрушаться под действием теплоносителя и радиации. Кроме того, многие технологии, рассматриваемые на GIF IV, раньше не были опробованы.
Подход к пониманию четвертого поколения, предлагаемый российской атомной отраслью, снимает вопрос, «что позволяет считать неопробованные технологии четвертого поколения лучше опробованных технологий третьего». К четвертому поколению должны относиться системы, дающие новые качества (безопасность, безотходность, экономичность, максимальное использование сырья), то есть обеспечивающие более высокий уровень устойчивости на всем жизненном цикле атомной станции.
Вхождение в поколение IV
В России, которая делает акцент не на типе реактора, а на системах с новыми свойствами, разрабатываются не только новые виды реакторов (это происходит во всем мире), но и новые виды топлива, технологий и оборудования для их создания, а главное — новые подходы к тому, что должно входить в атомный энергетический комплекс, который может пониматься более расширенно, чем АЭС.
Наиболее полно новые разработки представлены в инновационном проекте «Прорыв», реализуемом Росатомом. В рамках проекта на площадке Сибирского химического комбината (входит в топливный дивизион Росатома) строится опытный демонстрационный энергетический комплекс. В него входят блок с быстрым опытно-демонстрационным реактором на свинцовом теплоносителе БРЕСТ-ОД-300 и два модуля: фабрикации-рефабрикации топлива и переработки облученного топлива. Благодаря такой компоновке на объектах «Прорыва» впервые в мире будет отработан пристанционный цикл переработки ОЯТ и производства из него новых порций топлива, то есть на практике будут решаться те проблемы, о которых говорил Александр Локшин.
«Требования к реакторам IV поколения во многом совпадают с задачами проекта «Прорыв»: замыкание топливного цикла, отсутствие необходимости эвакуации и отселения за пределами промплощадки в случае аварии и так далее. При этом задачи «Прорыва», тогда он так еще не назывался, были сформированы на основании опыта мировой и советской ядерной энергетики в конце 1980-х годов, развивались в 1990-х, а подходы международного форума GIF IV создавались в 2000-х годах. Так что идеи витали во всем мире и кристаллизовались примерно в одни и те же требования, которые мы и реализовываем», — рассказал в интервью журналу «Новый атомный эксперт» генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов.
«Прорыв» динамично развивается. В середине апреля российский регулятор, Ростехнадзор, выдал Сибирскому химическому комбинату лицензию на эксплуатацию ядерной установки модуля фабрикации-рефабрикации плотного топлива. К ядерным установкам относят промышленные объекты, где производятся, обрабатываются или находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы. Получение лицензии Ростехнадзора позволит перейти к следующему этапу испытаний оборудования и отработки технологических режимов и выполнить комплексное опробование оборудования всех производственных участков технологии изготовления тепловыделяющих сборок для БРЕСТ-ОД-300. В конце марта в тестовом режиме была запущена линия карботермического синтеза, прямую трансляцию запуска могли видеть все участники «Атомэкспо — 2024».
В середине апреля в шахту реактора БРЕСТ-ОД-300 был установлен средний блок ограждающей конструкции реактора — завершился второй этап ее возведения. Верхний блок планируется установить в шахту реактора в декабре этого года. Итоговая высота конструкции составит 17 м.
Предполагается, что полностью ОДЭК будет введен в эксплуатацию в 2030 году. Но уже сейчас сделанные для него научные и инженерные разработки используются для проектирования промышленного энергетического комплекса (ПЭК), частью которого станет двухблочная АЭС с быстрыми реакторами большой мощности со свинцовым теплоносителем БР-1200. В ПЭК также может входить пристанционный комплекс переработки и фабрикации топлива. ПЭК должен быть конкурентоспособен с другими объектами генерации.
Такие же системные задачи — замыкание ядерного топливного цикла с переработкой ОЯТ и более полное использование энергетического потенциала урана при условии общей коммерческой эффективности — решают быстрые натриевые реакторы. На Белоярской АЭС второй год блок с реактором БН-800 полностью работает на МОКС-топливе, произведенном из обедненного урана и плутония из ОЯТ. Идет проектирование блока с быстрым реактором БН-1200 с натриевым теплоносителем, площадка под новый блок уже определена, прошли общественные слушания по размещению. Задача на 2026 год — получить лицензию на сооружение. На 2027 год запланирована заливка первого бетона. Получение лицензии на эксплуатацию, физический и энергетический пуски — план на 2031 год.
Также Росатом развивает жидкосолевое направление, нацеленное на замыкание ядерного топливного цикла и переработку ОЯТ. В жидкосолевом реакторе трансмутируются (или, иначе, «дожигаются») минорные актиниды. Это высокоактивные элементы, возникающие при работе в реакторе ядерного топлива. Удаление минорных актинидов значительно снизит радиоактивность ОЯТ.
Среди новых технологий, которые развивает Росатом, следует упомянуть и высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с технологической частью, предназначенной для производства водорода, и реакторы со спектральным регулированием, сверхкритическим давлением.
Конечно, Россия не единственная страна в мире, создающая новое качество атомной энергетики, этим также занимаются Китай и Индия, предпринимаются попытки и в других странах. Однако степень проработанности быстрых натриевых и свинцовых технологий, разных видов топлива для замыкания ядерного топливного цикла и многих других вопросов позволяет России уже сейчас «в железе» реализовывать проекты, которые сделают мировую атомную энергетику более устойчивой с точки зрения экономичности, рационального использования сырья и минимизации отходов.
Технологии форума GIF IV
- Сверхкритический реактор с водяным охлаждением (Supercritical Water-cooled Reactor, SCWR).
- Быстрый реактор с натриевым охлаждением ( Sodium-cooled Fast Reactor, SFR).
- Быстрый реактор со свинцовым охлаждением ( Lead-cooled Fast Reactor, LFR).
- Жидкосолевой реактор ( Molten Salt Reactor, MSR).
- Быстрый реактор с газовым охлаждением (Gas-cooled Fast Reactor, GFR).
- Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (Very High Temperature Reactor, VHTR).
Эволюция реакторов
Поколение I. 1950–60-х годов. Ранние образцы энергетических реакторов с топливом в виде природного или низкообогащенного урана, с графитовым, легководным и тяжеловодным замедлителем, с водяным и газовым (CO₂) теплоносителями.
Поколение II. Начало 1970-х — конец 1990-х годов. Легководные реакторы — кипящие (BWR) и с водой под давлением (PWR, ВВЭР).
Поколение II+. Термин иногда применяется к модернизированным реакторам поколения II, построенным после 2000 года.
Поколение III. Их характерные черты — более высокая топливная эффективность, улучшенный тепловой КПД, значительное усовершенствование системы безопасности (включая пассивную ядерную безопасность) и стандартизация конструкции.
Реакторы поколения III+. Реакторные установки повышенной безопасности. Характерные черты — модульное исполнение, высокий уровень стандартизации оборудования, способность выдержать падение самолета, наличие разнообразных пассивных систем безопасности (системы пассивного отвода тепла, ловушки расплава, устройства охлаждения корпуса и т. п.).
