Быстрые реакторы: медленно, но верно

Например, подход Индии и Китая принципиально отличается от, скажем, российского или французского. В связи с относительной молодостью атомной энергетики обе страны не успели наработать запасы плутония, чем обусловлено стремление обеспечить максимально высокий коэффициент воспроизводства (КВ). Поэтому долгосрочные R & D этих двух стран нацелены на применение металлического топлива.

Выбор металлического топлива для Южной Кореи, напротив, был, скорее, вынужденным. В этой стране остро стоит проблема ОЯТ, но в свете давнего соглашения с США по нераспространению Южная Корея не имеет права перерабатывать ОЯТ без согласия американцев. Поэтому корейцы хотят запустить быстрые реакторы в связке с пирохимической переработкой – при пиропроцессинге плутоний из ОЯТ выделяется не в чистом виде, а в смеси с другими элементами, что делает его, по мнению экспертов, не пригодным для изготовления ядерного оружия.

Франция, которая до заморозки программы развития быстрых реакторов в 1990-х годах была лидером в этом направлении с проектами «Феникс» и «Суперфеникс», а также заводом по переработке ОЯТ и фабрикации MOX-топлива, страдает от другой головной боли. Повторный запуск переработанного MOX-топлива в тепловые реакторы существенно снижает качество плутония, а также увеличивает число младших актинидов. Поэтому современный французский быстрый реактор с натриевым охлаждением, который строится в рамках проекта Astrid, будет ориентирован как раз под сжигание такого ОЯТ.

США, которые когда-то сконструировали первый в мире реактор на быстрых нейтронах, сейчас отличаются, пожалуй, самым прагматичным подходом. Америку вполне удовлетворяет работа тепловых реакторов, в части же быстрых – страна занимается лишь R & D материалов и исследованиями опций по топливу, а также «держит руку на пульсе» через участие в международных проектах. Судя по тому, что основной акцент в докладе сделан на словах «сокращение издержек» и «повышение эффективности», США не возьмутся за сооружение относительно мощных быстрых реакторов до тех пор, пока не будет доказана их экономическая привлекательность.

В то время как США считают и проводят R & D, Россия сразу инвестирует в промышленный запуск всех возможных технологий. Бюджет ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения», в рамках которой прорабатываются и натриевый, и свинцовый, и свинцово-висмутовый теплоносители, исследовательский реактор МБИР, а также MOX и нитридное топливо, превышает 100 млрд рублей до 2020 года. В отличие от других стран Россия считает наиболее перспективными свинец и нитридное топливо – только они могут обеспечить выбранные требования по безопасности.

С другой стороны, пока другие только тестируют натриевый теплоноситель, в РФ промышленный реактор такого типа, правда, без замыкания топливного цикла, уже эксплуатируется более трех десятков лет. На этом фоне почему бы не сделать ставку на более перспективную и менее изученную технологию. Для Франции, например, такой перспективной технологией является реактор с газовым охлаждением Allegro.

Правда, в рамках конференции Россия все-таки сделала упор на натриевую технологию БН – большинство докладов было представлено по разным модификациям этого проекта. Свинцовому БРЕСТу и свинцово-висмутовому СВБР было отведено лишь по одному докладу в рамках тематических панелей. При всей перспективности России пока нечего представить по этим технологиям мировому сообществу. Само же мировое сообщество, судя по вопросам из зала, заинтересовалось смыслом термина «естественная безопасность».

Об экономической же эффективности реакторов на быстрых нейтронах, кроме США, пока мало кто думает. В основном разработчики рассчитывают выйти на коммерческие образцы на горизонте 2030-х годов.

 

Китай: скачок в три этапа

Китай ставит перед быстрыми реакторами две основных задачи, одна из которых – повышение коэффициента использования уранового ресурса, вторая – трансмутация долгоживущих радиоактивных изотопов от ОЯТ реакторов на легкой воде. Поэтому Китай будет проектировать быстрые реакторы и для наработки нового топлива, и для дожигания отработанного.

По прогнозу КНР, существует два сценария развития технологии БР в стране. Первый сценарий предполагает, что Китай не испытывает дефицита уранового ресурса. Тогда основная задача быстрого реактора сжигать младшие актиниды из ОЯТ водяных реакторов, для чего будет достаточно лишь 70 ГВт быстрых мощностей, или 20 % от общей мощности реакторов PWR. И наоборот, если уранового ресурса будет не достаточно, основной задачей быстрых реакторов будет наработка топлива. В этом случае мощность быстрых реакторов будет более 200 ГВт, или как минимум 50 % атомной энергетики в целом. Коммерческого уровня технологии быстрых реакторов достигнут в 2030 году, ожидают экономисты этой страны.

Исследованиями по быстрым реакторам Китай занимается с 1960-х годов, делая упор на физику нейтронов, теплогидравлику, топливо, материалы, натриевые технологии. Работа по воплощению исследований в жизнь была условно разделена на три этапа: экспериментальный, демонстрационный и коммерческий реакторы.

Первый этап – строительство китайского экспериментального быстрого ректора CEFR – завершен. CEFR представляет собой натриевый реактор электрической мощностью 25 МВт. Теперь в Китае идет подготовка к строительству демонстрационного реактора CFR-600, который планируется ввести в эксплуатацию до 2025 года. Блок на 600 МВт будет построен в провинции Фуджиян. Работа над CFR была инициирована в августе 2012 года. Концепт-проект будет сделан к концу года, предварительный проект планируется закончить в 2015 году. Параллельно продолжаются R & D.

Демо-реактор будет близок по технологическому устройству к CEFR, основное топливо – MOX, предполагаемый коэффициент воспроизводства – 1,2. По сравнению с тестовым реактором, демонстрационная версия должна быть более удобная для проверки (верификации) в промышленных условиях и сочетать в себе опережающие технологии, которые останутся передовыми и через десятилетия. Сразу после ввода CFR Китай планирует начать сооружение более мощного коммерческого реактора – на 1000 МВт – с более низким уровнем технологических и экономических рисков, а также замкнутым топливным циклом.

Параллельно Китай работает над созданием остальных звеньев топливного цикла, таких как переработка ОЯТ и фабрикация топлива для быстрых реакторов. «Пилотный» завод по переработке ОЯТ мощностью 50 – 80 тонн в год уже введен в эксплуатацию, в проекте – выход на промышленный масштаб. Что касается фабрикации МОХ-топлива, линия лабораторного размера находится в стадии строительства, а параметры проекта по запуску более мощного производства – пока в стадии обсуждения. Кроме MOX, Китай планирует применять и металлическое топливо (сплав урана, плутония и циркония). Создание металлического топлива – а это все-таки опция на более отдаленную перспективу – находится на уровне R & D.

Китай также работает над проектом реактора со свинцовыми сплавами – в рамках исследований ADS-систем. В 2009 году Академия наук Китая приступила к проработке основных технологий по этому проекту. На первом этапе планируется построить исследовательские мощности, включая реактор CLEAR-I с нулевой электрической мощностью, который спроектирован в двух моделях. Одна из них предназначена для проверки интеграции в ADS-систему, другая – для обоснования технических характеристик и безопасности свинцово-висмутового теплоносителя, а также тестирования топлива и материалов. Более мощный экспериментальный реактор с теплоносителем из сплава свинца на 100 МВт планируется построить в 2020 году, демонстрационную версию мощностью в 1000 МВт – в 2030 году. Свинцовые сплавы имеют прекрасную способность теплообмена и характеристики по безопасности, считают эксперты КНР. Параллельно ведутся эксперименты по материалам (тестируются ферритные и мартенситные стали), а также по свойствам свинцово-висмутового теплоносителя.

 

Индия: дьявол в деталях

Индия выглядит наиболее заинтересованной в быстрых реакторах страной. Основной доклад о состоянии развития БР они снабдили подробными фотографиями всех аппаратов, элементов, детальным описанием всевозможных испытаний – модератору пришлось дважды напоминать спикеру о соблюдении временных рамок. По всей видимости, такая детализация лишь на пользу международной кооперации – в кулуарах один из представителей индийской делегации был замечен за увлеченным обсуждением материалов доклада с американским и французским коллегами.

Индии есть чем гордиться: вот уже около 30 лет эта страна эксплуатирует собственный быстрый экспериментальный реактор – FBTR. За этот период были проведены опыты с топливом – как с привычным MOX-топливом, так и более экзотическим карбидом плутония, – передовыми материалами, тренировки персонала, отработан алгоритм ремонтов, а также создан квалифицированный инструментарий для работы в этом направлении. Кроме того, в FBTR удалось получить полезный в ядерной медицине изотоп стронция путем облучения иттрия. За годы работы тестового реактора ряд его деталей были заменены в рамках управления жизненным циклом, часть работ еще в процессе и будет завершена в 2014 году. Также был произведен апгрейд в связи с возросшими после Фукусимы требованиями по безопасности.

В настоящее время в Калпаккаме строится 500 МВт-ный прототип, который должен стать переходом от стадии экспериментальной к более мощному реактору. Сооружение близко к завершению: основное тяжелое реакторное оборудование уже возведено. В планах – создание двух быстрых реакторов мощностью более 500 МВт на той же площадке – Калпаккаме. Помимо технических улучшений, Индия предъявляет к этим проектам повышенные по сравнению с экспериментальным реактором требования по экономичности и безопасности.

Параллельно с развитием реакторов в стране идет работа по созданию остальных составляющих топливного цикла, которые планируется разместить на той же площадке. В рамках подготовительного процесса Индия уже осуществила переработку урана, плутония и смешанного карбидного топлива, извлеченного из FBTR. Плутоний, извлеченный во время переработки, был использован при фабрикации свежего топлива для тестового реактора, таким образом, было продемонстрировано замыкание топливного цикла. Был также построен демонстрационный завод, который предназначен для переработки первого отработанного MOX с прототипа быстрого реактора. Кроме того, страна развивает и пирохимическую переработку – пока на лабораторном уровне.

Для фабрикации топлива для быстрых реакторов, в том числе из младших актинидов, Индия считает перспективной технологию золь-гель. В кооперации с BARC, IGCAR была создана фабрика для фабрикации твэлов, содержащих смешанные урановый и плутониевый оксиды.

Долгосрочный подход Индии состоит в том, чтобы использовать высокий потенциал воспроизводства реакторов на металлическом топливе. Для работы над созданием реакторов на металлическом топливе были инициированы R & D в различных сферах, включая фабрикацию и эксперименты по облучение твэлов в FBTR. Развитие металлического топлива и является текущим предназначением первого тестового реактора. Так, уран-циркониевые твэлы уже прошли тесты по облучению, в ближайшее время пройдет кампания по тестированию смеси урана, плутония и циркония.

Индия подчеркивает, что металлическое топливо, представляющее собой сплав урана и плутония с прослойкой в виде цинка, – опция на долгосрочную перспективу, которая раскроет потенциал быстрых реакторов как бри­деров.

 

Япония: вера и надежда

До аварии на «Фукусиме» Япония развивала ряд проектов по быстрым реакторам. Первым опытом был запущенный в 1977 году экспериментальный реактор JOYO со стартовой тепловой мощностью 50 МВт, увеличенной впоследствии почти втрое, который был остановлен в 2007 году из-за повреждения. Основной проект Японии – MONJU – 280 МВт-ный прототип быстрого реактора, был запущен в 1994 году. Он имел следующие технические характеристики: натриевый теплоноситель, проектная мощность 280 МВт по электрике, три петли охлаждения, MOX-топливо. Параллельно в стране был построен завод по переработке ОЯТ легко-­водных реакторов и фабрикации MOX-топлива.

В 2006 году Япония приступила к сооружению концепта реактора на быстрых нейтронах четвертого поколения. Демонстрацию модели пла­нировалось провести в 2015 году с перспективой ввода реактора в эксплуатацию в 2025 году. Однако эти планы были заморожены. После событий в Фукусиме правительство Японии учредило новый регулирующий орган – NRA, который пересматривает национальную программу, в то время как 50 реакторов в этой стране временно остановлены.

Прогнозы и ожидания игроков рынка о судьбе действующих реакторов прямо противоположные. Что касается возобновления программы по быстрым реакторам, даже у Комиссии по атомной энергии Японии, судя по аккуратным высказываниям «мы полагаем», «мы считаем», «мы будем рекомендовать», нет стопроцентной уверенности в положительном решении NRA.

 

США: прагматичный подход

США, даже несмотря на то, что бы­ли пионерами освоения технологий быстрых реакторов, в настоящее время активно это направление не развивают, а лишь проводят R & D для развития современного уровня технологий, связанных с ЯТЦ, и поддержания критических технических возможностей.

Собственно, долгосрочные R & D и представляют из себя программу США по быстрым реакторам, которая направлена на улучшение качества технологии, а именно, рост безопасности, сокращение расходов, повышение энергоэффективности, а также на развитие технологий ведения операционной деятельности и сервисного обслуживания. Также они работают над новыми материалами, передовыми системами преобразования энергии, продвинутой концепцией компактного реактора, системой обращения с топливом, симуляторами.

Для тестирования новых материалов в США была построена механико-инженерная и экспериментальная лаборатория в Аргоне. В ней, в частности, изучается поведение компонентов реактора в натриевом окружении. Когда-то США уже имели всю необходимую инфраструктуру по натриевым реакторам, но она была разрушена, для восстановления нужны новые инвестиции.

В другой лаборатории – Оак-Ридж, изучают новые материалы, а именно, сплавы с аустенитной сталью NF709 и модифицированные сорта. Национальная лаборатория Pacific Northwest и лаборатория в Аргоне также развивают технологии просмотра сквозь жидкий натрий, а именно, ультразвуковой волновод или специальные датчики. Дело в том, что одна из проблем охладительных систем для быстрых реакторов – это непрозрачность, что осложняет их дальнейшую инспекцию, сервис или ремонт. Также США работают над усовершенствованным металлическим топливом с повышенной устойчивостью к распространению делящихся материалов и оптимальным использованием ресурса.

DOE также имеет широкую программу международной кооперации. По быстрым нейтронам США сотрудничает с такими странами, как РФ и Франция. Основной приоритет работы DOE с Росатомом – создание международного центра коллективного пользования на базе МБИР. Власти США также работают с CEA по проекту Astrid, с Японией – по реакторным технологиям, топливному циклу и управлению отходами. Лаборатория Аргон сотрудничает с южнокорейским исследовательским институтом KAERI.

Сокращение капитальных и эксплуатационных затрат – ключевой фактор для дальнейшего развития реакторов на быстрых нейтронах в США.

 

Франция: утилитарные задачи

Эта страна ставит перед реактором на быстрых нейтронах три задачи: управление ростом запасов плутония через переработку, более эффективное использование урана (накопленные запасы обедненного урана позволят обеспечить текущие потребности Франции на 1000 лет вперед), возможность преобразовывать и сжигать младшие актиниды.

С точки зрения теплоносителя Франция выбрала для развития два направления: охлаждение газом (проект Allegro) и натриевое охлаждение (проект Astrid). В среднесрочной перспективе Франция фокусируется на втором проекте. Astrid будет представлять из себя интегрированный технологический образец мощностью 600 МВт. В конце 2012 года было принято решение о начале реализации предварительного проекта. В 2013 году, как ожидается, появятся результаты исследований по разделению младших актинидов и возможности их трансмутации (CEA уже подсчитала, что расходы на разделение младших актинидов добавят 4 % к стоимости электроэнергии EDF). Строительство мощностей по фабрикации топлива запланировано на начало 2017 года, начало сооружения реактора – на 2019 год, а загрузка топлива и ввод энергоблока в эксплуатацию – на горизонте 2025 года.

В работу над проектом вовлечены и французские корпорации. Areva разрабатывает ядерный остров, Alstom – систему преобразования эне­ргии. Работы проводятся при поддержке и прямом участии EDF, а в команде Astrid также участвуют Toshiba, Rolls-Royce. Для поддержки Astrid Франция сотрудничает с другими странами, в частности, с Россией кооперация касается тестирования материалов в БОР-60, основных физических свойств в БФС, облучения топлива в БН-600.

Выбор именно натриевого теплоносителя в качестве базовой технологии во Франции продиктован наличием наиболее широкой базы знаний – достаточной, чтобы оправдать технические и эксплуатационные ожидания от реакторов четвертого поколения в краткосрочной и среднесрочной перспективе. Другие технологии связаны с большей неопределенностью из-за технологических препятствий, говорят французы.

Allegro – проект на более отдаленную перспективу. Применение гелия в качестве теплоносителя имеет преимущества перед натрием или свинцом, а точнее, не имеет их недостатков. Так, гелий, в отличие от жидкого металла, является оптически прозрачным, что упрощает проверочные инспекции и ремонт. Кроме того, гелий является химически инертным, в отличие от натрия, который вступает в реакцию с воздухом и водой. По мнению Франции, технология имеет хороший потенциал, но ее разработка сопряжена со значительными препятствиями в части материалов, огнеупорного топлива, безопасности.

Проект Allegro был создан по инициативе французского CEA консорциумом из 4 стран: Чехия, Венгрия, Польша, Словакия. Проект охватывает строительство реактора и соответствующих R & D центров.

 

Южная Корея: заложник обстоятельств

Республика Корея развивает быстрые реакторы в первую очередь, чтобы решить проблемы трансурановых отходов от тепловых реакторов. Сочетают их с собственной пирохимической технологией переработки ОЯТ, чем и продиктован выбор металлического топлива для быстрых реакторов. По графику, прототип натриевого быстрого реактора будет спроектирован к 2017 году, утверждение проекта и строительство запланировано на 2020 год и 2028 год соответственно. Работа над «пилотной» моделью быстрого реактора была начата в 2012 году. Его мощность – 150 МВт по электрике, первоначальное топливо – уран-циркониевое металлическое, референтное – смесь урана, трансурановых элементов и циркония.

Пока у прототипа конкретная утилитарная задача, но в KAERI не исключают, что впоследствии такой тип реактора будет успешным коммерческим проектом. Что касается переработки, то в 2012 году была запущена демо-версия пирохимического завода. В настоящее время эти мощности не используют ОЯТ напрямую, работают на макетах.

 

Россия: на перепутье трех дорог

Мы уже не раз писали о проекте «Прорыв» и ФЦП по новым ядерным технологиям, в рамках которых отрабатываются типы реакторов с натриевым (БН), свинцово-висмутовым (СВБР) и свинцовым (БРЕСТ) теплоносителем. На первом этапе в России планируют использовать MOX-топливо, в перспективе – плотное, нитридное топливо.

Идеологи «Прорыва» считают, что технология БРЕСТ, которая позволит России обеспечить беспрецедентный по сравнению с другими странами уровень безопасности – коэффициент воспроизводства в активной зоне 1,05 – имеет наибольший потенциал. Критики проекта считают, что Россия, делая основной финансовый упор на свинцовом направлении, реализуемость которого пока не доказана, рискует упустить свои конкурентные преимущества в натриевом.

О конкуренции между альтернативными технологиями в российской делегации предпочитают не говорить. Но идею конкуренции так или иначе культивируют сами руководители «Прорыва», заявляя, что к 2020 году будет выбрана лучшая, в том числе с точки зрения экономики, технология быстрого реактора большой мощности.

«БРЕСТ на концептуальном уровне – перспективная технология. Но что будет в действительности – трудно сказать, – комментирует советник гендиректора ФЭИ Владимир Каграманян, который был одним из докладчиков от России на тематических панелях. – Будет ли это действительно работоспособный и дешевый реактор, мы сможем сказать лишь тогда, когда мы его построим, то есть к 2020 году».

Россия не так уж оригинальна в исследовании свинцового направления, считает эксперт: «Интерес к свинцовым реакторам есть и у других стран. У Китая есть доклад, есть европейский доклад. Интерес есть, но у всех этот интерес носит научный, экспериментальный характер, и только у нас интерес – именно сделать».

Именно советник гендиректора ФЭИ на конференции представил уже озвученную ранее внутри страны идею, которая может «примирить» альтернативные российские разработки, обеспечить преемственность наиболее проработанной технологии БН с более перспективной и менее изученной свинцовой технологией. В. Каграманян предложил построить в ближайшие годы 2 – 4 натриевых реактора БН-1200, которые позволят в виде MOX-топлива вновь запустить в цикл переработанное ОЯТ от всех российских ВВЭР. А отработанное топливо от БН-1200 уже использовать в более отдаленной перспективе в БРЕСТ.

«Мы не потеряли бы плутоний, как французы. Когда они перерабатывают ВВЭР-MOX, плутоний уничтожается – в тепловых реакторах коэффициент воспроизводства 0,5, поэтому количество плутония в 2 раза падает. В быстром реакторе уровень не падает, плутоний сохраняется и улучшается его качество. Сохранить качество, технологию удержать и взлететь. Даже если по каким-то соображениям взлета может и не быть, то можно этот плутоний снова вернуть в ВВЭР. При наличии быстрых реакторов мы можем через них очищать плутоний, сделав своего рода круг. И этот круг позволит стабилизировать количество плутония в системе», – объясняет ученый.