Евгений Адамов: мы создаем ядерный комплекс для устойчивого развития

Событие, без преувеличения историческое не только для российской, но и мировой ядерной энергетики, скоро произойдет в городе Северске под Томском. Там на площадке "Сибирского химического комбината" Росатома в торжественной обстановке начнется строительство необычного, первого в своем роде реактора БРЕСТ-ОД-300 – он станет "сердцем" комплекса, воплощающего в себе новое качество ядерной энергетики. В нем окажутся в принципе невозможны аварии типа Чернобыля и Фукусимы, одновременно будут решаться ключевые сырьевые и экологические задачи атомной отрасли. И все это завязано на обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации. Как и почему в свое время родилась и оказалась востребованной такая концепция, какие технологические решения для нового опытно-демонстрационного энергетического комплекса уже обкатаны на практике, и что еще предстоит сделать, в интервью РИА Новости рассказал научный руководитель предприятия Росатома "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Доллежаля" (НИКИЭТ), научный руководитель проектного направления "Прорыв" Евгений Адамов, бывший в 1998-2001 годах министром атомной энергии РФ. Беседовал Владимир Сычев.

– Евгений Олегович, проект "Прорыв" подошел к очень важной точке – официальному началу строительства опытно-демонстрационного энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ. Но, наверное, важность этого события лучше всего можно понять через то, как и зачем в свое время возникла потребность в проекте. Что здесь можно назвать отправным пунктом?

– По сути, все, что сейчас делается в проектном направлении "Прорыв", началось для меня и моих ближайших коллег еще в Курчатовском институте после того, как произошла авария на АЭС "Три-Майл-Айленд" в США в 1979 году и особенно после Чернобыльской аварии 1986 года. Мы начали не только выяснять непосредственно причины аварий, смотреть на недочеты конструкции реакторов либо на ошибки персонала АЭС, но и стали смотреть более глубоко – на всю историю создания ядерных реакторов в мире. И анализ, который мы провели, показал, что есть технологические аспекты, решения, которые позволят в принципе избежать того, что бросает наибольшую тень на ядерную энергетику. Ведь мало кто в обществе разбирается в вопросах обращения с облученным ядерным топливом, радиоактивными отходами, вопросах нераспространения, вопросах экономики применительно к ядерной энергетике. А вот аварии ментально очень сильно сказываются на отношении к ней.

И нам с единомышленниками удалось сформулировать пять основных подходов по решению основных проблем крупномасштабной ядерной энергетики. Первое – исключить аварии на атомных станциях, требующие эвакуации населения. Второе – максимально возможно использовать весь энергетический потенциал природного урана в замкнутом ядерном топливном цикле на базе реакторов на быстрых нейтронах. Третье – решать проблему с радиоактивными отходами, приближаясь к так называемому радиационно-эквивалентному их захоронению (то есть, в пределе, захоранивать отходы с такой активностью, какую имеет природное сырье в руде). Четвертое – технологически укрепить режим нераспространения. Пятое – это, разумеется, конкурентоспособность с другими видами генерации. И когда мы сформулировали эти тезисы, стало понятно, что речь идет о новой технологической платформе ядерной энергетики.

В конце 1990-х годов 14 стран в рамках INPRO, международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам, были готовы присоединиться к развитию этих технологий, чтобы практически их реализовать.

И в 2000 году наш президент Владимир Путин выступил на "Саммите тысячелетия" с предложением об энергетическом обеспечении устойчивого развития человечества на базе новой платформы ядерной энергетики, которая к тому времени была проработана настолько, что по каждому из ее элементов можно было давать конкретные ответы. К сожалению, после этого в российской атомной отрасли работы затормозились. И только после прихода к ее руководству Сергея Кириенко, когда у него после решения первоочередных проблем, после восстановления основных элементов единой атомной отрасли появилась возможность заняться научно-техническим комплексом, родилась ориентированная федеральная целевая программа по ядерным энерготехнологиям нового поколения, в которой была сформулирована задача, которую мы и решаем с 2013 года в рамках проектного направления "Прорыв".

– Аббревиатура БРЕСТ расшифровывается двояко. С одной стороны, в ней заложена его технологическая особенность – реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. А с другой – "быстрый" реактор, обладающим свойством естественной безопасности. Но насколько вероятность тяжелых аварий для него можно действительно считать практически нулевой?

– Когда была придумана вот эта аббревиатура БРЕСТ, мы исходили из радикального подхода: естественная безопасность детерминистически исключает тяжелые аварии. Их не может быть, потому что для них нет чего-то. Аварии как в Чернобыле, с разгоном реактора на мгновенных нейтронах, быть не может, потому что у БРЕСТа нет запаса реактивности. Благодаря конструкции реактора, интегральной компоновки оборудования, не может и произойти аварии типа фукусимской, с потерей теплоносителя.

Но даже при этом мы используем вероятностный анализ безопасности. Ведь нормативная база, которая сейчас используется, родилась применительно к существующей ядерной энергетике, и поэтому при проектировании новой установки регулятор обязывает выполнить для нее все те же самые оценки, что и для эксплуатируемых реакторов. Иными словами, даже если вы считаете, что та или иная авария не может произойти, то все равно постулируйте, что она произошла, и оцените ее вероятность. Так вот вероятность тяжелой аварии с активной зоной – десять в минус девятой. Это на четыре порядка, то есть в десять тысяч раз, меньше нормативных требований. По авариям с выбросами радиоактивных веществ у нас запас в один-два порядка даже в таких ситуациях, когда не требуется эвакуация населения. И это очень важный показатель. Ведь для обычных людей трудно объяснить, что такое естественная безопасность реакторной установки. Но наиболее понятно это звучит так – что бы ни случилось, не нужно будет никого никуда эвакуировать.

– А как для широких кругов вы объясните, каким образом для реактора БРЕСТ обеспечивается "круговорот" ядерного "горючего" с одновременным решением ресурсных и экологических задач?

– Сочетание свойств плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива и свинцового теплоносителя дает возможность работать реактору в так называемом равновесном топливном режиме, то есть когда ядерного "горючего", плутония, нарабатывается столько, сколько "сгорает". Этот наработанный плутоний в составе облученного ядерного топлива (ОЯТ) идет для изготовления новых партий свежего топлива для БРЕСТа, извне подпитываемых только отвальным (обедненным) ураном, и так по кругу. Цикл замыкается.

Что касается экологической безопасности замыкания топливного цикла в реакторе БРЕСТ, то она достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации топлива, заключающихся в очистке ОЯТ от продуктов деления, добавлении к очищенной смеси обедненного урана при изготовлении нового топлива. В результате так называемых минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их "пережигание".

– То есть главная радиоактивная "грязь" тоже идет в дело – откуда она вышла, туда же и ушла, при этом поработав на благие цели.

– Да. А оставшиеся выделенные продукты деления (радиоактивные отходы) направляются на длительную контролируемую выдержку в специальных хранилищах с последующим помещением их в устойчивые композиции для окончательного захоронения без нарушения природного радиационного баланса Земли.

– Что увидят те гости, которые приедут на церемонию начала строительства БРЕСТа? Что сейчас происходит на площадке строительства энергокомплекса?

– Проект выполняется стабильно. На модуле фабрикации/рефабрикации, то есть заводе по выпуску ядерного топлива, строительные работы закончены, идет монтаж оборудования. Что касается строительства энергоблока, к нему мы на самом деле уже приступили – идет бетонирование фундамента плиты машинного зала.

По нашим планам, реактор БРЕСТ должен начать работу в 2026 году. В 2024 году предполагается начать сооружение модуля переработки облученного топлива. А к 2023 году мы хотим освоить производственный комплекс по выпуску топлива. Сначала должно делаться 14 тонн в год. Потом мы его модернизируем на большую мощность. Отмечу, что само производство топлива в масштабах, позволяющих его экспериментально обосновать, стартовало еще с начала прошлого десятилетия. Нам говорили, что мы эту программу доведем до обоснования в реальных "быстрых" реакторах где-то лет через 30. А мы сделали это за семь лет. Мы обосновали новое топливо на уровне, соизмеримом с обоснованием топлива на основе диоксида урана, которое сейчас работает в реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики.

– Почему, на ваш взгляд, это удалось сделать так быстро?

– Я считаю, что проектное направление "Прорыв" по своей системе организации работ сравнимо с советским атомным проектом. У нас есть четкая дорожная карта работ, начиная от полномасштабных научных исследований, затем конструирования и производства оборудования, и заканчивая проектированием, строительством и вводом объектов ОДЭК в эксплуатацию. Наши правила оценки эффективности исследований и допустимых технологических рисков основаны на критериях получения конкретных результатов. В результате возможно ввести единые, объективные требования к детальному планированию, контролю и приемке результатов НИОКР, спланировать достижение доказательной базы для перехода к созданию необходимого оборудования. И, конечно, у нас удалось собрать уникальный коллектив людей – причем как на верхнем уровне проекта, так и на предприятиях, в составе которых выделены специальные Центры ответственности.

– Евгений Олегович, вы говорите, что топливо для БРЕСТа уже получило экспериментальное обоснование в достаточной мере. А как обстоят дела с другими элементами и узлами реакторной установки? Что по ним уже сделано, и какие основные научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы надо еще выполнить?

– Вообще говоря, сам по себе БРЕСТ – объект НИОКР, поскольку в его названии есть слово "опытный". Целый ряд его оборудования отработан экспериментально. Но ряд работ еще предстоит. У нас пока нет таких стендов, на которых мы можем полномасштабно испытать главные циркуляционные насосы (ГЦН) и парогенераторы. Один стенд для парогенератора сооружается в НИКИЭТ, и на будущий год он будет готов. И, скорее всего, с небольшим переходом в 2023 год на площадке "Сибирского химического комбината" будет готов стенд для испытаний ГЦН.

У нас есть вопросы от регулятора, которые вошли в Условия действия лицензии и Планы по ответам на эти вопросы, которые утверждены руководством Росатома, и четко расписано, как до получения лицензии на загрузку топлива в реактор мы должны их решить.

– У России, среди прочего, есть единственная в своем роде в мире экспериментальная база для моделирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах – это комплекс так называемых быстрых физических стендов (БФС) в Физико-энергетическом институте в Обнинске. Такое, как иной раз говорится, атомное "Лего", где как в детском конструкторе из небольших элементов собираются большие композиции. Активную зону для БРЕСТа там смоделировали?

– На БФС часть вопросов применительно к БРЕСТу уже решалась. Но это были незаконченные работы. Есть основания полагать, что в 2022-2023 годах они будут завершены.

– А стартовая загрузка для БРЕСТа будет на нитридном топливе?

– Это очень существенно. Ведь понимание, что плотное уран-плутониевое топливо нужно для ядерной энергетики, у специалистов существует с 1950-х годов. Но, к сожалению, все время у нас откладывали работу на смешанном плотном топливе, каждый раз запускали "быстрые" реакторы на диоксиде урана, говоря: "а потом перейдем на плотное топливо", но так на него и не переходили. Сейчас смешанным уран-плутониевым топливом, но не нитридным, а оксидным МОКС-топливом постепенно заполняют активную зону реактора БН-800 на четвертом блоке Белоярской АЭС.

По сути дела, у нас только стартовая загрузка будет с использованием давальческого плутония, выделенного из облученного ядерного топлива других реакторов, а дальше будет самообеспечение. Именно для этого мы создали на одной площадке инфраструктуру для замыкания ядерного топливного цикла.

– Ключевой этап замкнутого ядерного топливного цикла, собственно, на чем основана возможность "круговорота" ядерного "горючего", – это переработка топлива, "отслужившего" в реакторе положенное время, и получение компонентов для новых партий топлива. В какой мере эти технологии отработаны для БРЕСТа?

– Тут подходы такие. Есть то, что называется гидрометаллургией – технологии переработки, берущие свое начало со времен первого атомного проекта, когда надо было получать оружейный плутоний. И поэтому она доведена до такой стадии, что ее можно было бы использовать и для переработки топлива БРЕСТа. Хотя здесь мы имеем дело с несколько иным облученным топливом. По гидрометаллургии в нашем случае все основные НИОКРы выполнены, и на ней в принципе можно замкнуть цикл. Но при этом все же есть ряд ограничений, связанных, в том числе, с короткой послереакторной выдержкой ОЯТ применительно к БРЕСТу. Но если подольше выдерживать ОЯТ перед переработкой, то это значит, что в пределах замкнутого цикла делящихся материалов станет больше.

Есть другая технология переработки – так называемая пирохимия. У нее есть свои преимущества, в частности, она дает возможность перерабатывать ОЯТ уже в первые годы после выгрузки из реактора. Но ее освоение потребовало больше времени. Мы подключили к работам очень хороший академический институт Уральского отделения РАН в Екатеринбурге – Институт высокотемпературной электрохимии. И благодаря его участию мы сможем снять первичную, большую радиоактивность с помощью пирохимии, а затем при необходимости использовать гидрометаллургию.

– Примечательно, что президент РАН Александр Сергеев недавно назвал этот результат в числе главных достижений академической науки за последнее время.

– Да. И теперь у нас остался вопрос, сумеем ли мы до конца использовать пирохимию саму по себе или в комбинации с гидрометаллургией. Поэтому мы сейчас для модуля переработки в рамках ОДЭК заложили возможность использования комбинированной технологии. В этом варианте проблема наиболее горячих продуктов деления решается на пирохимическом переделе, а гидрометаллургия используется для доочистки от радиоактивных примесей материалов, возвращаемых в топливный цикл.

Если в 2026 году мы запустим БРЕСТ, то переработка понадобится нам не ранее 2028 года. Этот запас по времени позволяет нам распараллеливать подходы. Ведь мы еще рассматриваем и плазмохимическую технологию, при которой облученное топливо переводится в состояние плазмы, после чего в электромагнитном поле происходит разделение изотопов. Такие работы идут в Объединенном институте высоких температур РАН.

– БРЕСТ, как задумано, станет предтечей коммерческого реактора большой мощности БР-1200 со свинцовым теплоносителем. Что это будет за проект? Простое масштабирование БРЕСТа или в нем появится что-то другое?

– Хороший вопрос. Вы знаете, что мы в БРЕСТе используем металлобетонный корпус. Сейчас мы для БР-1200 сравниваем возможность использования металло-бетонного и обычного металлического корпуса. И однозначного решения пока нет. Есть ряд параметров, не только экономических, которые надо учитывать. Очень может быть, что будет металлический корпус.

У нас за душой есть большой нераспечатанный "пласт" робототехники. Применение робототехники на объектах замкнутого ядерного топливного цикла – это неизбежность. Модуль фабрикации/рефабрикации для БРЕСТа сейчас пока роботизирован в минимальной степени, мы переведем его на робототехнику после того, как наработаем штатную зону для БРЕСТа, это закончится в 2025 году, и перед рефабрикацией. Поскольку переработку мы начнем после 2028 года, у нас будет период, когда мы сможем заняться модернизацией модуля, чтобы не только увеличить его производительность – до 20 тонн нитридного топлива в год вместо 14, но и одновременно включить туда потенциал робототехники, существенно уменьшив использование персонала. И на модуле переработки робототехника тоже будет активно использована.

Но мы в рамках проектного направления "Прорыв" изучаем возможность использования роботов и на энергоблоках. И тут мы нашли неожиданную вещь: по нашим прикидкам, 40% персонала энергоблоков можно заменить роботами. Ведь люди там выполняют множество стандартизованных действий, а значит, и роботизируемых. Но даже при стандартизованности процедур персонал может отклоняться от них – то есть имеет место человеческий фактор. Робот же будет делать то, что ему предписано. И вот для БР-1200 мы это рассматриваем. И в том числе поэтому он не будет точной копией БРЕСТа.

Кроме того, у нас очень хороший коллектив работает над автоматизированными системами управления технологическими процессами (АСУ ТП). У нас в НИКИЭТ это изначально было важным направлением работы. Мы отрабатываем АСУ ТП на БРЕСТе, и она для БР-1200 будет не просто масштабирована, но и усовершенствована, и я думаю, что она будет кардинально отличаться вообще от того, что делается сейчас в ядерной энергетике.

– Проектное направление "Прорыв" включает в себя разработку проекта и первого в мире энергоблока большой мощности с реактором на быстрых нейтронах, но с натриевым теплоносителем – БН-1200. Каковы его перспективы?

– У нас в стране очень большой задел по натриевым реакторам разных мощностей, еще с 1950-х годов, и мне очень не хотелось бы, чтобы эта линия потерялась. Такая опасность существует. Во всем мире укоренилось представление о том, что реакторы на быстрых нейтронах не могут быть экономически выгодными, а, следовательно, для них надо искать какие-то другие, вспомогательные ниши – использование всего потенциала уранового сырья, решение проблемы отходов, наработка топлива для тепловых реакторов. Но мы исходим из другого постулата, мы считаем , что это просто были проектные недоработки. Сейчас у нас заканчивается технико-экономическое обоснование проекта БН-1200. В июле должны состояться несколько тематических научно-технических советов Росатома, на которых, по-видимому, я надеюсь на это, будет приниматься решение по рекомендации руководству госкорпорации по сооружению блока БН-1200, имеющего перспективы конкурентоспособности с энергоблоками ВВЭР. Наверное, это все же еще не будет конкурентоспособность с парогазовыми установками – эта задача у нас тоже в "Прорыве" стоит, но, повторю, у нас есть достаточно высокая уверенность, что конкурентоспособность БН-1200 по сравнению с блоками ВВЭР и возобновляемыми источниками энергии в наших российских условиях будет обеспечена. Он может быть с опережением построен и в пределах нынешнего десятилетия.

И тогда, имея две линии реакторов на быстрых нейтронах, отличающихся по типу теплоносителя, мы в начале 2030-х годов получим возможность выбора и развития второй "ноги" двухкомпонентной ядерной энергетики – быстрых реакторов в замкнутом топливном цикле, как основной линии развития нашей ядерной энергетики, что предусмотрено стратегией, в 2018 году одобренной президиумом научно-технического совета Росатома.