AY: Борьба за индийский трудный атом. Надежда 232

Разобрав в прошлых двух частях (Часть 1, Часть 2) вопросы прошлого развития атомной энергетики Индии и её нынешнего непростого выбора между углём и торием, перейдём всё-таки к анализу того, насколько реальным является создание Индией в ближайшем будущем собственной ториево-урановой энергетики.

Да, с точки зрения механики изотопов задумка Джехангира Бабы выглядит безупречной: жжём уран, получая плутоний из урана, жжём плутоний, получая уран из тория, снова жжём уран, получая плутоний — и так до тех пор, пока у нас не закончатся последние делящиеся изотопы.

Бесплатным бонусом такой программы является то, что торий, уран и плутоний можно в рамках такого цикла спокойно отделять с помощью радиохимических методов (как отдельные химические элементы), особо не напрягаясь с весьма дорогостоящими и капризными в разработке и освоении центрифужными технологиями.

А это, напомню, одна из органических слабостей индийской ядерной программы — как страна, так и не подписавшая ДНЯО, Индия очень ограничена в доступе к российским или западным передовым ядерным технологиям.

Сами, всё — исключительно сами.

Поэтому основная проблема «ториевой программы» Индии лежит не в плоскости физики или химии, а в плоскости техники и технологии: сможет ли «родина слонов» овладеть столь сложной и комплексной технологией, опираясь исключительно на собственные силы?

Безусловно, тремя «краеугольными камнями» любой размножительной (бридерной) программы являются три основных момента: реактор-размножитель, изготовление всех видов ядерного топлива и — переработка отработанного топлива с целью разделения изотопов и выделения «горючего» следующего этапа.

И «сердцем» любого замкнутого ядерного цикла (ЗЯТЦ), безусловно, является реактор-размножитель.

Индия на сегодняшний день уже вовсю ведёт работы по собственному реактору-размножителю, получившему рабочее название PFBR — «прототип быстрого реактора-бридера». Согласно опубликованным данным, индийский бридер (размножитель) должен, как и реакторы-размножители российской, французской и японской разработки, использовать жидкий натрий в качестве теплоносителя. Это — проверенная и зарекомендовавшая себя с наилучшей стороны схема, которая позволяет не только добиться воспроизводства уранового и, в перспективе, ториевого топлива, но и уже отработана в плане получения электроэнергии.

Строительство первого блока с реактором PFBR мощностью в 500 МВт было начато Индией в 2004 году, на сегодняшний день, согласно последним заявлениям, может быть запущен уже к середине 2015 года.

Изначальные планы по запуску PFBR были нацелены на 2010 год, однако, как и в случае почти что всех построек ректоров последнего времени, сроки запуска неоднократно переносились, в итоге чего PFBR строился более 11 лет.

Если энергетический запуск реактора, намеченный на июль 2015 года, пройдёт успешно, то уже к концу 2016 года PFBR может быть подключён в энергосистему.

Безусловно, запуск собственного бридера может стать наиболее крупным успехом Индии за последнее время: на сегодняшний день лишь Россия может похвастаться работающими экспериментальными и энергетическими натриевыми реакторами-размножителями: аналогичные проекты во Франции («Суперфеникс») и в Японии («Мондзю») находятся в  стадии «глубокой» заморозки, а США, Германия и Великобритания вообще закрыли все свои работы по реакторам-размножителям.

Стройка реактора PFBR в Калпаккаме

Индия же вот уже 30 лет (начиная с 1985 года) эксплуатировала свой прототип натриевого быстрого бридера, тепловой мощностью в 40 МВт, названный FBTR («быстрый тестовый реактор-размножитель»). Прототипом для проектирования индийского FTBR выступил первый экспериментальный французский бридер «Рапсодия», запущенный ещё в 1967 году.

Однако, в отличии от французов, индусы построили на FTBR полноценную АЭС: кроме тепловой мощности в 40 МВт экспериментальный быстрый реактор должен был обеспечивать ещё и работу электростанции мощностью в 13,2 МВт.

Нельзя сказать, что эксплуатация FBTR проходила гладко: после запуска в 1985 году первый индийский экспериментальный размножитель четыре года вообще лихорадило, а после этого, в период с 1989 по 1992 год его эксплуатировали на смешной мощности в 1 МВт.

Наконец, к 1993 году индусам удалось поднять электрическую мощность FBTR до 10,5 МВт — после чего индийские атомщики решили не испытывать судьбу и продолжили эксплуатацию FBTR на 75% от номинальной мощности.

Первый экспериментальный индийский реактор-размножитель FBTR.

Скорее всего, исходя из опыта FBTR и учитывая практику эксплуатации обычных тяжёловодных реакторов в Индии, которые тоже постоянно страдают от неправильного обслуживания и работают отнюдь не на номинальной мощности — запуск первого индийского промышленного реактора-размножителя тоже не будет «лёгкой прогулкой». Скорее всего, даже весьма реалистичные в другой стране мира планы по почти что двухлетнему периоду подключения PFBR к сети могут легко вылиться и в пятилетнюю эпопею по трудному запуску с устранением массы недоделок — как это и происходило с FBTR.

Тем более, что опыт французского «Суперфеникса» и японского «Мондзю» говорит именно об этом: переход от экспериментальных размножителей к промышленным бридерам всегда чреват массой осложнений.

Кроме того, надо учесть, что выбранный размер промышленного реактора (500 МВт электрической мощности) позволит Индии достаточно полно отработать все этапы работы реального бридера, но может и не обеспечить ей приемлемых коэффициентов размножения топлива. Так, например, реальное размножение топлива (с фактическим коэффициентом размножения около 1,2, то есть на 20% больше плутония, нежели изначального урана) согласно всем рассчётам, может быть достигнуто на реакторах размеров 800-1200 МВт электрической мощности («Суперфеникс», БН-800, БН-1200). Для первого же французского реактора-бридера («Феникс», 1974 год, 250 МВт) удалось обеспечить коэффициент размножения плутониевого топлива всего лишь в 1,12 (12% дополнительного плутония к загруженному ядерному топливу).

Теоретический коэффициент размножения для уран-плутониевого цикла составляет около 1,28. Любая активная зона реактора подвержена процессу потери нейтронов, которые либо поглощаются внутренней конструкцией, либо же покидают активную зону реактора, так и не вступив в реакции. В случае же попытки размножить топливо в торий-урановом цикле теоретический коэффициент размножения составит около 1,06, поскольку дополнительно к потерям нейтронов из-за утечки и паразитного поглощения, торий образует промежуточные продукты превращения в уран, которые остаются в реакторе продолжительное время.

В течение этого времени эти продукты (особенно ²³³Th и ²³³Ра) реакции чистого ²³²Th могут поглощать нейтроны, образуя неделящиеся продукты.

Кроме того, что маломощный бридер имеет проблемы с коэффициентом размножения топлива, его подключение к сети тоже является малорентабельной затеей: согласно всем расчётам наиболее хорошую экономическую рентабельность дают блоки с мощностью в 800-1200 МВт и выше.

Поэтому, пока на пути к замкнутому ядерному циклу (да и ещё и использованием весьма экзотического тория) у Индии нет главного - «двигателя» процесса, собственного реактора-размножителя. С гипотетической возможностью, конечно же, получить его в перспективе 2-5 лет. Если всё будет хорошо и гладко в металле.

Однако, индийские ядерщики не расстраиваются — и стараются идти вперёд, заранее нарабатывая знания о работе различных типов топлива (оксидное и нитридное) из различных «наборок» активной зоны реактора, включая и смешанные урано-плутониево-ториевые загрузки.

Этот процесс упрощается для индийских атомщиков тем, что большую часть их парка составляют индийские «клоны» канадских реакторов CANDU, которые позволяют легко загружать и выгружать каждую индивидуальную ТВС с ядерным топливом, не производя полной остановки реактора, как, например, надо делать в случае с реакторами типа ВВЭР.

Активная зона реактора CANDU позволяет заменять каждую ТВС по отдельности, без остановки работы реактора.

Именно этот неприятный для операторов АЭС факт, который вынуждает рабочие смены реакторов CANDU буквально ежедневно «дёргать» и переставлять с места на место ТВС, позволил индийским экспериментаторам достаточно массово и быстро провести наибольшее количество экспериментов с ториевыми ТВС в мире — причём именно в рамках серийных, а не экспериментальных реакторов.

Индия, начиная с 1980-х годов и по сегодняшний день, загрузила в общей сложности более  230 ториевых сбороки в свои тяжёловодные энергетические реакторы.

Первые четыре ториевых сборки были испытаны в реакторе PHWR (клоне CANDU) на блоке №1 на АЭС «Мадрас». С тех пор исследования ториевого топлива различной направленности производились на АЭС «Кайга» и  на АЭС «Раджастан».

Ториевые сборки, изготовление и репроцессинг которых уже налажены в Индии на радиохимическом заводе в Тарапуре, предполагается использовать в блоках с реакторами PHWR для выравнивания энерговыделения уже в первой загрузке, что позволит выводить такие блоки на номинал уже на начальных стадиях пусковой программы.

В индийскую ториевую сборку для PHWR входят 19 твэлов с диоксидом тория в качестве топлива. Они спроектированы на линейную мощность 57,5 кВт/м и глубину выгорания 15 ГВт×сут/тонну. Максимальные реально достигнутые показатели для индийских ториевых сборок — максимальная мощность сборки 408 кВт и глубина выгорания 13 ГВт×сут/тонну.

Именно глубина выгорания показывает «качество» ядерного топлива и определяет, насколько долго его можно эксплуатировать в реакторе без потери его основных свойств.

По сравнению с урановыми сборками, которы сегодня для реакторов ВВЭР показывают глубину выгорания в 40 ГВт×сут/тонну с перспективой довести цифру до 60 ГВт×сут/тонну, конечно же, показатели, достигнутые индийскими учёными для тория, пока очень скромны.

Как скромен и сам проект первого индийского бридера, который поможет «родине слонов» выйти из порочного замкнутого круга постепенного истощения своих небогатых запасов природного урана — при необъявленной блокаде поставок урана в страну в связи с позицией Индии по ДНЯО.

Однако, именно этот реактор-размножитель позволит Индии поднять коэффициент размножения топлива с обычных 0,8-0,9 (что является средним для тяжёловодных и легковожных реакторов на тепловых нейтронах, составляющих общую массу реакторов на индийских АЭС) до уровня хотя бы в 1,06, что может обеспечить Индии будущий ториевый цикл.

Тогда, где-то в пределе 30-40 лет (учитывая коэффициент размножения 1,06) Индия может рассчитывать на масштабную ториевую энергетику.

А пока... Пока Индии для того, чтобы выжить — надо будет жечь уголь.

И учить в своих и в иностранных ВУЗах студентов, которые послезавтра смогут жечь уже торий — создавая снова и снова из его пепла новое ядерное топливо.

ИСТОЧНИК