Важное событие в российской атомной энергетике произошло 17 августа на Белоярской АЭС — впервые на полную мощность был выведен уникальный четвертый энергоблок станции с реактором на быстрых нейтронах БН-800, прототип более мощных коммерческих быстрых энергоблоков, которые, как считается, необходимы для развития атомной энергетики будущего, эффективного решения ее сырьевых и экологических задач. Сейчас на блоке проходят испытания, необходимые для начала его промышленной эксплуатации.
О том, как оценивают работу энергоблока его разработчики и каковы планы развития быстрого реакторного направления в России, в интервью РИА Новости рассказал главный конструктор реакторов на быстрых нейтронах предприятия госкорпорации "Росатом" АО "ОКБМ Африкантов" (Нижний Новгород) Борис Васильев.
— Борис Александрович, что вы можете сказать о первых результатах работы четвертого блока Белоярской АЭС с реактором БН-800? Оправдались ли ваши ожидания как главного конструктора этой реакторной установки?
— Реактор БН-800 в настоящее время вышел на номинальную мощность. До этого было проведено опробование различных режимов работы оборудования реакторной установки, показавшее близость эксплуатационных параметров проектным, подтверждена высокая эффективность систем безопасности. Реактор и энергоблок в целом хорошо управляемы. По большому счету можно говорить о том, что наши ожидания оправдались. Это особенно важно в отношении систем, новых по сравнению с реактором БН-600, более 35 лет успешно действующим на третьем энергоблоке Белоярской АЭС.
Хочу подчеркнуть, что проект БН-800 на сегодняшний день — это самый совершенный, полностью обоснованный проект быстрого реактора в мире. Он разработан на основе конструкции реактора БН-600 с введением существенных улучшений, направленных на повышение безопасности и экономичности. По уровню безопасности он соответствует поколению 3+, на которое планируется переход атомной энергетики.
По экономичности БН-800 приблизился к наиболее распространенным в российской атомной энергетике реакторам на тепловых нейтронах ВВЭР, обладая при этом уникальными, характерными для быстрого реактора качествами по эффективному замыканию топливного цикла. Именно отработка технологий топливного цикла на базе уран-плутониевого МОКС-топлива является главной задачей БН-800.
И что очень важно, имеется достаточное обоснование возможности длительной (не менее 45 лет) надежной эксплуатации реактора благодаря опыту, накопленному при эксплуатации БН-600. То есть при необходимости ускоренного решения задач замыкания топливного цикла этот реактор можно тиражировать.
После ввода в эксплуатацию БН-800 стал вторым после БН-600 действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах в мире. Россия укрепила свои лидирующие позиции в этой исключительно важной для атомной энергетики отрасли. Создание БН-800 обеспечило преемственность в развитии технологии быстрых натриевых реакторов, дало возможность уверенного движения вперед.
— Помните ли вы тот момент, когда узнали об успешном начале энергопуска БН-800?
— Этот момент замечательным образом совпал с празднованием 70-летия ОКБМ. Праздничный вечер 10 декабря 2015 года уже подходил к концу, когда нашим коллегам — гостям с Белоярской АЭС — поступил звонок на мобильный телефон: энергоблок БН-800 подключен к сети "Свердловэнерго". Конечно, было и дружное "ура!" и звон бокалов.
— А как идут работы по доработке проекта энергоблока с реактором БН-1200, который, как планируется, должен стать уже коммерческим быстрым блоком? Какие основные его параметры приходится оптимизировать?
— Во-первых, хочу сказать, что разработки проекта БН большой мощности для массового серийного сооружения были начаты еще в 1970 году, тогда это был проект БН-1600 и по нему был выполнен значительный объем работ. После 2000 года, с учетом тенденции по увеличению мощности тепловых реакторов, прорабатывался вариант реактора БН-1800. Но в конечном счете, с учетом целого ряда факторов, был выбран реактор установленной электрической мощностью около 1200 МВт.
В 2014 году был разработан технический проект реакторной установки БН-1200 и материалы проекта энергоблока, показавшие возможность дополнительного, по сравнению с БН-800, улучшения характеристик безопасности и достижения показателей экономичности на уровне современных тепловых реакторов ВВЭР. Достигнуто это за счет введения целого ряда новых технических решений, которые требуется обосновать соответствующими научно-исследовательскими и опытно-конструкторскими работами, часть из которых уже выполнена.
Однако с учетом повышения требований к конкурентоспособности атомной энергетики ведется дальнейшая оптимизация конструкции реакторной установки и проектных решений по энергоблоку с целью сокращения количества и материалоемкости оборудования и систем, уменьшения строительных объектов. Понимание приемлемости тех или иных оптимизационных решений без ущерба для надежности энергоблока БН-1200 основывается на опыте эксплуатации БН-600 и опыте создания БН-800. И ряд таких решений найден, в настоящее время они прорабатываются более детально с целью введения соответствующих изменений в проект.
— Весной нынешнего года тематические научно-технические советы (НТС) Росатома обсуждали перспективы развития российской атомной энергетики на основе двухкомпонентной системы из тепловых и быстрых реакторов. Каковы основные выводы, сделанные на основе обсуждений? Какое место в такой системе отводится именно быстрым реакторам типа БН с жидкометаллическим теплоносителем, натрием? Будут ли эти вопросы оформлены в виде некоей стратегии?
— Понимание того, что атомная энергетика в перспективе на длительное время должна стать двухкомпонентной — на основе реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на быстрых нейтронах, — сформировалось у ведущих специалистов отрасли еще полвека назад. Первоочередное развитие первой компоненты было естественным, оно было подготовлено освоением реакторных технологий для создания ядерного оружия.
Кроме того, реакторы на тепловых нейтронах обладают важными, решающими для начального периода создания атомной энергетики преимуществами: в них возможно использование в качестве теплоносителя воды, хорошо освоенной в обычной энергетике, а изготовление топлива возможно на слабообогащенном и даже природном уране. Но понятно было и другое, что в реакторах на тепловых нейтронах можно использовать не более 1% природного урана: примерно 0,7% — это доля в нем урана-235, остальное — использование плутония, образующегося из урана-238 в процессе выгорания ядерного топлива, как непосредственно в процессе эксплуатации реактора, так и при целенаправленном повторном использовании плутония путем замыкания топливного цикла.
Реакторы на быстрых нейтронах имеют два замечательных качества, определяющих эффективность их применения. Во-первых, они имеют коэффициент воспроизводства ядерного горючего более 1, в реакторах на тепловых нейтронах этот коэффициент равен примерно 0,5.
Во-вторых, возможность многократного рециклирования плутония в замкнутом топливном цикле, тогда как в реакторах на тепловых нейтронах имеется существенное ограничение по рециклированию плутония из-за ухудшения его изотопного состава. Благодаря указанным качествам реакторы на быстрых нейтронах позволяют эффективно использовать весь природный уран, одновременно решая задачу утилизации плутония, накопленного в реакторах на тепловых нейтронах.
Ядерная энергетическая система реакторов на быстрых нейтронах в принципе является самодостаточной. Но она не создавалась на начальном этапе развития атомной энергетики по объективным причинам. Главными из них являются более сложная технология быстрых реакторов, связанная с невозможностью использования водяного теплоносителя, замедляющего нейтроны, и необходимость использования для изготовления топлива урана высокого, около 20%, обогащения по урану-235.
Однокомпонентная система реакторов на тепловых нейтронах достаточно успешно развилась в течение полувека, но, естественно, по мере ее функционирования нарастают, а в дальнейшем будут обостряться характерные для нее проблемы: исчерпание запасов природного урана, чрезмерное увеличение объемов отработавшего ядерного топлива и выделенного из него плутония, подлежащих хранению. В связи с этим задача внедрения в атомную энергетику компоненты реакторов на быстрых нейтронах ставилась во всех принимавшихся программных документах отрасли. С учетом большого внимания в нашей стране в настоящее время вопросам рыночной экономики, внедрение реакторов на быстрых нейтронах должно быть всесторонне обосновано.
Состоявшиеся НТС констатировали высокую степень готовности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем к коммерческой реализации в виде проекта БН-1200, отметив, однако, необходимость дополнительного совершенствования проекта, о чем мы говорили выше. Вместе с тем на НТС отмечалась и необходимость дальнейшего совершенствования технологии тепловых реакторов ВВЭР, эффективного использования в них плутония, нарабатываемого в том числе в реакторах БН. В чем, собственно, и заключается главное качество эффективной двухкомпонентной атомной энергетики.
НТС рекомендовали выполнить разработку оптимального сценария создания и функционирования двухкомпонентной системы, а также уточнение требований к реакторам как на быстрых, так и на тепловых нейтронах со стороны двухкомпонентной системы.
— Каковы у России по сравнению с другими странами возможности для перехода к новой структуре атомной энергетики?
— Сейчас Россия является единственной в мире страной, которая может внедрить в структуру атомной энергетики реакторы на быстрых нейтронах. Это достигнуто благодаря тому, что только в нашей стране успешно пройдены все этапы освоения технологии реакторов БН. Мы можем гордиться этими результатами еще и потому, что технология использования натрия в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах, получившая мировое признание, была предложена одним из основоположников этих реакторов, нашим соотечественником Александром Ильичом Лейпунским.
Здесь следует сказать и о новой инициативе российских специалистов-атомщиков — разработке технологии свинцовых быстрых реакторов, которая сейчас ведется в рамках проекта "Прорыв". Главной задачей ближайшего периода по этому направлению является создание опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300. В случае его успешной работы у нас появится дополнительная возможность развития компоненты быстрых реакторов.
— Борис Александрович, вы с ОКБМ фактически ровесники: в декабре прошлого года праздновалось 70-летие предприятия, а в конце июля нынешнего года отмечалось ваше 70-летие. Как вы приняли решение связать жизнь с атомной отраслью и ОКБМ?
— Я родился и вырос в районном центре Нижегородской (тогда Горьковской) области. После окончания школы в 1963 году, как и многие мои сверстники, решил учиться в каком-нибудь вузе в Горьком. Ориентировались мы по объявлениям в газете "Горьковская правда". Мне хотелось овладевать профессией, связанной с физикой, математикой. Физико-технический факультет Горьковского политехнического института со стипендией 45 рублей (на 10 рублей больше, чем на других факультетах и в других вузах) меня вполне устраивал. Туда я и поступил, хотя, честно говоря, специфику возможной будущей работы хорошо не представлял.
Факультет был создан по инициативе руководства ОКБМ за два года до этого. Преподававшие на нем специалисты ОКБМ, включая Игоря Ивановича Африкантова — директора-главного конструктора, конечно же, давали нам очень многое. Я учился хорошо, дипломную работу делал в ОКБМ, так что возможность поступить на работу в ОКБМ у меня была, чем в конечном счете я и воспользовался.
— А как вы приняли решение связать свою работу именно с направлением реакторных установок на быстрых нейтронах?
— Работать по проектам реакторов БН я начал почти сразу после поступления в 1970 году в ОКБМ. В это время на предприятии расширялась сфера деятельности по этим проектам: наряду с конструкторскими работами стали выполняться и специальные расчетные исследования в обоснование проектов — по физике, теплогидравлике, радиационной защите, которые до этого проводились только в организации научного руководителя — Физико-энергетическом институте в Обнинске.
Я определился в создаваемую группу физических расчетов (считаю это удачей) и в 1972 году уже участвовал в физическом пуске первого в мире энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-350. А в 1980 году, будучи начальником бюро физических расчетов, входил в состав группы руководства физическим пуском реактора БН-600.
Работы, которые проводились в ОКБМ по активным зонам реакторов БН, были разнообразны и интересны. Наряду с физикой пришлось изучать и теплогидравлику, и работоспособность топлива, и вопросы безопасности. При этом велись работы как по действующим реакторам БН-350 и БН-600, так и по новым проектам — БН-800 и БН-1600.
В 1997 году я был назначен на должность заместителя главного конструктора реакторов БН, а в 2000 году стал главным конструктором.
— Что для вас значит работа?
— Ее я в значительной мере могу назвать смыслом своей жизни, она дает мне бодрость и силы.
После назначения на должность главного конструктора забот, конечно, заметно прибавилось и времени, даже сверхурочного, не всегда хватало на все то, что хотелось сделать в творческом плане. Но главное — мне всегда было интересно. А дело, которым я занимался, представлялось значительным и нужным, в чем я уверен и сейчас. И делалось это дело в замечательном коллективе ОКБМ и совместно с коллегами из других организаций, многие из которых стали мне близкими людьми.
— Какие у вас будут пожелания молодому поколению атомщиков?
— Пожелания такие: тщательно выполнять любую работу, независимо от ее масштаба, исправлять все замеченные недостатки. Стараться понять место выполняемой работы в общем деле, связь ее с другими вопросами. Интересоваться тем, что происходит в атомной отрасли в целом. Конечно же, быть ответственными. И быть уверенными в востребованности и важности своего дела.
