МОСКВА, 7 июн — РИА Новости. Российская атомная энергетика со временем обязательно придет к своей новой структуре, в которой будут активно использоваться энергетические реакторы на быстрых нейтронах, одним из стимулов для такого перехода станет рост затрат на обращение с отработавшим ядерным топливом, считает советник генерального директора госкорпорации "Росатом" Владимир Асмолов.
По мнению специалистов, блоки с "быстрыми" реакторами целесообразно эксплуатировать не сами по себе, а в двухкомпонентной системе — в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной мировой атомной энергетики. С помощью "быстрых" реакторов можно будет эффективнее решать проблему накопления отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) "тепловых" реакторов, уменьшая радиотоксичность этого ОЯТ.
Росатом прорабатывает сценарии развития атомной энергетики РФ в рамках двухкомпонентной системы.
"Двухкомпонентная система является обязательной. Ввод второй компоненты – "быстрых" реакторов — будет необходим", — сказал Асмолов РИА Новости в кулуарах прошедшего в Москве восьмого международного форума "Атомэкспо-2016".
"Вопрос – когда это надо будет делать. Это зависит от двух главных факторов – когда уран опять станет дороже и когда мы серьезно станем платить за обращение с отработавшим ядерным топливом", — добавил он.
Он напомнил, что в России на Белоярской АЭС сейчас работает энергоблок №4 с реактором БН-800 (от "быстрый натриевый", электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленным реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием, и что прорабатывается проект более мощного, коммерческого энергоблока БН-1200.
Также в России в Северске (Томская область) реализуется проект "Прорыв", в ходе которого будет построен опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для этого реактора и комплекс по переработке отработавшего топлива.
По словам Асмолова, в настоящее время реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уступают "тепловым" реакторам ВВЭР с точки зрения эффективности выработки электроэнергии. "Но они станут лучше ВВЭРов, когда будут "продавать" вторую компоненту – топливо (осуществляя расширенное воспроизводстов ядерного "горючего" — ред.)", — сказал Асмолов.
По мнению Асмолова, задача замыкания ядерного топливного цикла будет связана не только с эксплуатацией "быстрых" реакторов, но и с совершенствованием тепловых реакторов ВВЭР, так, чтобы двухкомпонентная система была равновесной. Речь идет о том, чтобы ядерных материалов из отработавшего топлива тепловых реакторов всегда хватало для устойчивой работы "быстрых" реакторов.
"Сейчас коэффициент воспроизводства (ядерного "горючего") у реакторов ВВЭР примерно 0,4-0,5. Есть возможность ужесточить нейтронный спектр, выйти в резонансный, чтобы коэффициент воспроизводства был 0,7-0,8, чтобы совместить "быстрые" и "тепловые" реакторы", — отметил Асмолов.
