Китайская делегация активно участвовала в прошедшем в конце марта международном форуме «Атомэкспо-2024». Подробнее о самом форуме читайте в других материалах этого выпуска. Центральной темой форума стали системы IV поколения — эти технологии динамично развиваются и в Китае, и в России.
На тематической сессии в рамках форума прозвучала ключевая мысль: IV поколение — это больше, чем реактор, это комплексная система. Спикеры сессии отметили, что две главные проблемы развития современной атомной энергетики — это обращение с отходами и конечные запасы природного урана. Поэтому системы IV поколения должны не только соответствовать требованиям, предъявляемым предыдущим поколениям реакторов (в первую очередь — по безопасности), но и решать две эти ключевые задачи.
Международный форум GIF IV (the Generation IV International Forum, в который входят 14 стран, в том числе Китай и Россия) и Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО) под эгидой МАГАТЭ относят к IV поколению шесть технологий:
сверхкритический реактор с водяным охлаждением;
быстрый реактор с натриевым охлаждением;
быстрый реактор со свинцовым охлаждением;
жидкосолевой реактор;
быстрый реактор с газовым охлаждением;
высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.
Свинец и натрий
У Китая и России — давняя история успешного сотрудничества, в том числе в области быстрых технологий. В Китае с 2011 года эксплуатируется экспериментальный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем CEFR, разработанный в сотрудничестве с предприятиями Росатома. На базе этой технологии китайские специалисты спроектировали демонстрационный быстрый натриевый реактор CFR-600 мощностью 600 МВт. Два блока с этими установками сооружаются в провинции Фуцзянь. В 2022 году Росатом отгрузил топливо для стартовой загрузки первого блока. Его пуск может состояться уже в текущем году. Кроме того, выступая на «Атомэкспо-2024», генеральный директор Китайского института атомной энергии CIAE Ян Хуньи рассказал о проекте коммерческого быстрого реактора CFR-1200. Согласно презентации докладчика, мощность реактора составит 1200 МВт, он будет работать на МОКС-топливе, пуск запланирован на 2030 год.
В России наиболее масштабное развитие получили технологии быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителем. Быстрые натриевые реакторы БН-600 и БН-800, эксплуатируемые на Белоярской АЭС, — это единственные в мире промышленные реакторы на быстрых нейтронах. БН-600 работает уже почти 45 лет, сейчас рассматривается возможность продления срока эксплуатации до 60 лет. Ключевое решение для БН-600 — интегральная компоновка активной зоны — стало референтным для последующих проектов быстрых реакторов.
В проекте БН-800 были применены новые технические решения, в частности — пассивные системы безопасности. Однако БН-600 и БН-800 — это не только наглядная демонстрация работоспособности натриевых быстрых технологий, но и важная база для апробации решений для перспективных быстрых реакторов . «В прошлом году БН-800 полностью перешел на загрузку МОКС-топливом, решив одну из основных задач замкнутого ядерно-топливного цикла. Следующей задачей мы видим переход на новый вид топлива для дожигания минорных актинидов», — рассказал, выступая на «Атомэкспо-2024», генеральный директор АО «Концерн Росэнергоатом» Александр Шутиков.
Он подчеркнул, что с учетом уже апробированных на БН-600 и БН-800 конструктивных и технологических решений, а также с применением новых инновационных решений проектируется инновационный энергоблок БН-1200М — быстрый натриевый реактор нового поколения. БН-1200М отличается от предыдущих проектов быстрых натриевых реакторов улучшенными характеристиками безопасности, увеличенным сроком микрокампании, более высоким выгоранием топлива и уменьшением капитальных затрат на сооружение.
Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 станет сердцем ОДЭК (сооружается в рамках проекта «Прорыв»), где будут продемонстрированы все преимущества IV поколения. В ОДЭК также входят модуль по производству уранплутониевого топлива и модуль по переработке отработавшего топлива. Из энергетического плутония с добавлением обедненного урана будут производиться новые порции свежего топлива. Фактически это замыкание ЯТЦ на площадке атомной станции. Полностью ОДЭК предполагается запустить в 2030 году.
На «Атомэкспо-2024» в прямом эфире состоялся тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по производству топлива для БРЕСТ-ОД-300.
«Помимо передовых технологий реакторов IV поколения, проект «Прорыв» вытягивает колоссальный пласт технологий будущего в производстве и переработке ядерного топлива, а это сложнейшее наукоемкое химическое машиностроение», — прокомментировал событие глава Росатома Алексей Лихачев. Активно разрабатывается и свинцовый реактор большой мощности — БР-1200, который будет работать на нитридном (СНУП) топливе.
ЖСР, ВТГР, ВВЭР-СКД
Китай — мировой лидер в области высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. В 2000-х там был запущен исследовательский реактор HTR-10. В конце 2023 года введена в промышленную эксплуатацию АЭС «Шидаовань» с двумя первыми в мире модульными высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами HTR‑PM мощностью 250 МВт каждый. Теплоноситель — газообразный гелий.
В России такие технологии также разрабатываются. Росатом реализует масштабный проект «Разработка технологий атомно-водородной энергетики для крупномасштабного производства и потребления водорода». Предполагается создание пилотной АЭТС с высокотемпературным газовым реактором (ВТГР) и химико-технологической частью для производства водородсодержащих продуктов. Завершена разработка технического проекта ВТГР.
Технология сверхкритического реактора с водяным охлаждением предполагает переход к сверхкритическим параметрам теплоносителя. Это позволит существенно улучшить КПД установки, а также повысить экономические характеристики. Росатом разрабатывает проект водо-водяного энергетического реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления (ВВЭР СКД). В частности, успешно проводятся испытания конструкционных материалов для будущего реактора.
Российские специалисты разрабатывают проект исследовательского жидкосолевого реактора (ИЖСР). Это установка, где топливо растворено в солевой среде фторидов металлов (теплоносителе), а суммарно соль и топливо формируют гомогенную активную зону. Для таких реакторов, в отличие от гетерогенных ядерных реакторов, не нужны твэлы и топливные сборки. Основное назначение ЖСР — трансмутация минорных актинидов. ЖСР рассматривается как часть замкнутого ядерного топливного цикла. Уже разработан эскизный проект реактора.
