На Урале открывается главный мировой форум по ядерным "реакторам будущего"

ЕКАТЕРИНБУРГ, 26 июн — РИА Новости. Крупнейшая в истории международная конференция по ядерным реакторам на быстрых нейтронах и их топливным циклам FR17 под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) открывается в понедельник в Екатеринбурге.

Конференция FR (от fast reactors, "быстрые реакторы") — глобальный международный форум, на который приезжают представители стран, занимающихся тематикой этих установок, необходимых для развития атомной энергетики. Подчеркивая значимость этих конференций для атомной энергетики, специалисты сравнивают их с олимпиадами в спорте.

Первый такой форум FR09 прошел в 2009 году в японском Киото, второй — FR13 — состоялся в 2013 году в Париже. Темой конференции FR17 станет новое поколение ядерных систем для устойчивого развития.

Конференция FR17, которая пройдет 26-29 июня, будет экспертной площадкой для обмена информацией о международных и национальных программах по реакторам на быстрых нейтронах, о новых разработках в области "быстрых" реакторов и их топливных циклов. Организатором форума стало МАГАТЭ при содействии госкорпорации "Росатом".

Одной из главных причин выбора Екатеринбурга в качестве места проведения конференции FR17 стало то, что в расположенном рядом городе Заречном на Белоярской АЭС в настоящее время действуют единственные в мире энергетические реакторы на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности — БН-600 (на блоке №3 станции) и БН-800 (на блоке №4).

Рекордный интерес к форуму

Оргкомитет конференции получил докладов больше, чем на каком-либо международном форуме по "быстрой" реакторной тематике — на FR17 зарегистрировалось более 500 участников.

Программой конференции предусмотрены доклады о проектах в области реакторов на быстрых нейтронах и их топливным циклам в странах, занимающихся этой тематикой — России, Китае, США, Японии, Франции, Индии. На конференции также выступят специалисты из Южной Кореи, Швейцарии, Германии, Аргентины, Швеции, Италии, Мексики, Словакии, Бельгии, Чехии, Венгрии.

Программой конференции предусмотрен тур на Белоярскую АЭС. Ранее заместитель генерального директора — директор блока по управлению инновациями госкорпорации "Росатом" Вячеслав Першуков сообщил в интервью РИА Новости, что треть из более чем 500 участников конференции выразили желание увидеть на Белоярской АЭС уникальные реакторные установки БН-600 и БН-800. Першуков отметил, что это проявление невиданного интереса к российским атомным технологиям и "настоящее паломничество".

"И это невзирая на политику, ни на какие санкции. Россия становится местом, которое научная общественность признает в качестве центра притяжения, как с точки зрения наличия компетенций, технологий, так и возможности проведения таких больших мероприятий", — отметил замглавы "Росатома".

"Реакторы будущего"

Реакторы на быстрых нейтронах, как считается, имеют два главных преимущества.

Первый большой плюс связан с решением сырьевой проблемы нынешней атомной энергетики. В ней используются так называемые "тепловые" реакторы, работа которых основана на использовании энергии, выделяемой при делении ядер урана-235. Но эффективность использования урана-235 очень мала, потому что содержание этого изотопа в природном уране составляет менее 1% (основной составляющей природного урана является уран-238).

Образно говоря, добыча урана с целью обеспечения ядерным топливом "тепловых" реакторов сродни использованию древесины лишь для производства спичек, сжигаемых потом в печке.

Следовательно, применение в качестве ядерного "горючего" лишь одного урана-235 не может обеспечить развития атомной энергетики в глобальном масштабе — все же запасы урана на Земле не безграничны.

Проблему можно решить, используя именно реакторы на быстрых нейтронах, энергия которых гораздо выше энергии "рабочих" нейтронов в тепловых реакторах (отсюда и название "быстрый" реактор). Быстрые нейтроны приводят к делению ядер атомов как урана-235, так и урана-238. Но у "быстрых" реакторов определенного типа, так называемых реакторов-размножителей (бридеров) есть еще одна очень важная особенность — в них "сжигание" ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного "горючего".

Практическая реализация воспроизводства ядерного "горючего" принципиально важна для будущего атомной энергетики: такой процесс даст возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым примерно в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана.

Это открывает путь к почти неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики. Поэтому специалисты уверены, что использование реакторов-"размножителей" — необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

Экологическое преимущество

Второе достоинство "быстрых" реакторов — их способность эффективно "сжигать" наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе.

Таким образом, можно радикально решить проблему обезвреживания радиоактивных отходов атомной энергетики, многократно уменьшив их объем.

Именно благодаря этим двум главным преимуществам специалисты называют реакторы на быстрых нейтронах завтрашним днем атомной энергетики, которая благодаря замкнутому ядерному топливному циклу будет и обеспечивать себя воспроизводимым ядерным "горючим", и решит многие экологические вопросы.

История "быстрых"

Идея создания реакторов на быстрых нейтронах для атомной энергетики возникла еще на ее заре, в конце 1940-х годов. В Советском Союзе это направление развивалось под руководством академика Александра Лейпунского (сейчас его имя носит обнинский Физико-энергетический институт, ФЭИ — научный "штаб" российских проектов по "быстрым" реакторам).

Но строить "быстрые" реакторы оказалось не так просто из-за технических сложностей. В частности, в таких установках теплоноситель, "отбирающий" тепло от ядерного топлива, не должен замедлять быстрые нейтроны, иначе теряется сам смысл этих реакторов (поэтому вода в качестве теплоносителя здесь не годится — она "тормозит" быстрые нейтроны).

Требовались новые конструкционные материалы, которые могут работать при высоких температурах и сильном нейтронном облучении. Для решения этих проблем и отработки технологий потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960–1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в СССР, США, Франции, Великобритании и Германии.

Советский Союз обогнал конкурентов: первый в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 установленной электрической мощностью 350 мегаватт был запущен в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Этот энергоблок проработал до 1998 года — на пять лет дольше проектного срока. Опыт создания и эксплуатации этой установки позволил понять и решить многие задачи в области реакторов типа БН.

Надо отметить, что аббревиатура БН означает не "быстрые нейтроны", а "быстрый натриевый" — тем самым подчеркивается, что в качестве теплоносителя в таких реакторах используется жидкий натрий.

А в 1980 году на Белоярской АЭС имени Курчатова был запущен третий энергоблок этой станций БН-600 установленной электрической мощностью 600 мегаватт, он надежно работает по сей день.

Этот блок не только вырабатывает электроэнергию, но и служит уникальной базой для испытаний новых конструкционных материалов и ядерного топлива. Причем "ветеран" БН-600 по ряду своих показателей признается специалистами одним из лучших реакторов — не только среди "быстрых", а вообще среди всех типов энергетических реакторов.

Четвертый Белоярский

Следующим по плану шел проект реактора БН-800 установленной электрической мощностью 880 мегаватт с улучшенными техническими и экономическими показателями. Но из-за аварии на Чернобыльской АЭС, после которой развитие атомной энергетики в СССР затормозилось, и стагнации российской атомной энергетики после распада Советского Союза будущее проекта БН-800 оказалось неопределенным.

Решающую роль сыграла поддержка со стороны руководства страны, утвердившего новую программу развития атомной энергетики в России. Четвертый энергоблок Белоярской АЭС был построен, пущен в 2014 году, а первый ток он дал в декабре 2015 года. В октябре 2016 года он был сдан в промышленную эксплуатацию. На этом энергоблоке будет отрабатываться ряд технологий для замыкания ядерного топливного цикла.

БН-800 рассчитан на использование в нем смешанного оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива, в котором можно использовать плутоний, выделенный в процессе переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах.

В ноябре прошлого года старейший американский журнал по энергетике POWER, одно из наиболее влиятельных и авторитетных международных профессиональных изданий в этой области, назвал энергоблок БН-800 лучшей АЭС 2016 года в мире.

Блок с реактором БН-800 должен стать прототипом более мощных коммерческих энергоблоков БН-1200, решение о целесообразности строительства которых в России будет приниматься на основе опыта эксплуатации БН-800.

Ранее сообщалось, что российские эксперты в области атомной энергетики признали конкурентоспособность экономических показателей доработанного обликового проекта БН-1200.

Проект "Прорыв"

Работа над проектом энергоблока БН-1200 — одна из составляющих выполняемого "Росатомом" проекта "Прорыв" – одного из главных современных мировых проектов в атомной энергетике, в рамках которого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.

Еще одна большая составляющая проекта "Прорыв" — создание энергетического комплекса в составе энергоблока с "быстрым" реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива.

Этот энергокомплекс строится на площадке предприятия "Росатома" "Сибирский химический комбинат" (Северск, Томская область).

Мировое лидерство России

То, что Россия безоговорочно, за явным преимуществом, лидирует в области "быстрых" реакторов для АЭС, отмечают зарубежные эксперты. Это подчеркивают, в частности, специалисты Всемирной ядерной ассоциации (WNA). В своих исследованиях они отмечали, что Россия "уверенно продвигается вперед в реализации планов по значительному расширению роли атомной энергии, в том числе в разработке новых моделей реакторов".

Более того, те страны, которые тоже занимаются "быстрым" атомом для энергетики, в этой области сейчас в принципе не могут рядом стоять с Россией просто потому, что у них нет сейчас своих таких реакторов промышленного уровня мощности. По-настоящему освоить собственные установки за рубежом не смогли.

США, даже несмотря на то, что были пионерами освоения технологий "быстрых" реакторов, в настоящее время это направление активно не развивают. Если у американцев и будет собственный такой энергоблок, то, по мнению экспертов, никак не ранее 2030-х годов.

Были у Франции два "быстрых" энергетических реактора — "Феникс", установленной электрической мощностью 230 мегаватт, заработавший в 1974 году, и "Суперфеникс" мощностью 1200 мегаватт, запущенный в эксплуатацию в 1985 году. Но с эксплуатацией "Феникса" возникли проблемы, и в 2010 году этот проект был закрыт.

Еще менее долговечной была "жизнь" "Суперфеникса" — он проработал до 1998 года, при этом ни разу не был выведен на максимум мощности. Он был остановлен по политическим причинам, в угоду местным "зеленым".

Сейчас французы выполняют проект своего нового "быстрого" реактора ASTRID, у которого будет такая же мощность, как у БН-600.

В Японии работал единственный "быстрый" энергетический реактор "Мондзю", запущенный в 1995 году. И на нем возникали перебои с эксплуатацией. Дело кончилось в 2010 году, когда в реактор упал и утонул в жидком натрии кран, с помощью которого перегружалось ядерное топливо. Этот реактор окончательно решено вывести из эксплуатации.

Китай намерен активно развивать у себя "быструю" тематику, в том числе в партнерстве с Россией, и специалисты "Поднебесной" были одними из самых заинтересованных наблюдателей за работами по БН-800. Свои исследования ведет и Южная Корея.

Из зарубежных стран сейчас ближе всех к началу работы своего "быстрого" энергоблока подошла Индия — речь идет о намерении Дели в скором времени пустить индийский прототип коммерческого реактора-"размножителя" PFBR мощностью 500 мегаватт.

Миру —МБИР

Особое место не только в отечественном, но и мировом направлении работ по "быстрым" реакторам занимает строительство в России самого мощного в мире многоцелевого исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах МБИР и создание на его базе международного центра исследований.

Реактор МБИР строится на базе Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде (Ульяновская область). Уникальные технические характеристики МБИР позволят решать широкий спектр исследовательских задач в обоснование создания новых конкурентоспособных и безопасных ядерных энергетических установок, в том числе и реакторов на быстрых нейтронах для замыкания ядерного топливного цикла. При этом время исследований на новом реакторе, по сравнению с ныне действующими установками, сократится в несколько раз.

Считается, что создание многоцелевого быстрого исследовательского реактора обеспечит атомную отрасль современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на ближайшие 50 лет. Эксплуатацию реактора МБИР планируется начать после 2020 года.

Как отметил ранее замглавы "Росатома" Першуков, интерес зарубежных партнеров госкорпорации к участию в проекте МБИР "даже шире, чем мы предполагали".

"Росатом" предложил зарубежным партнерам уникальную возможность — принять участие в создании исследовательской инфраструктуры, которая нацелена на решение актуальных научных задач в обоснование инновационных реакторных концепций и будет отвечать всем передовым требованиям", — заявил Першуков.

"Заложенная в проект многофункциональность делает реактор привлекательным для пользователей различного уровня — и для коммерческих прикладных исследователей, и для научных институтов, и для стран, находящихся в начале пути к созданию ядерного направления национальной науки", — отметил он.

Сейчас идет формирование состава международного исследовательского центра на базе МБИР, в ближайшее время планируется сформировать управляющий совет центра.

Основная научная программа работ на МБИР, позволяющая начать изготовление и монтаж оборудования для этого реактора, должна быть сформирована в ближайший год.