Приложение 1

Раздел 1. Структура развивающейся ядерной энергетики

Современная ядерная энергетика переживает сложный период. Свидетельством этого является то, что она подвергается критике, вплоть до требования ее полного запрета. Несмотря на то, что в подобной критике часто присутствует субъективизм, а то и полная необъективность, следует признать, что веские основания для критики имеются. Развивающаяся ядерная энергетика, как и любая технология, должна постоянно совершенствоваться. Основаниями для этого являются: потенциальная опасность аварий с большим экологическим и экономическим ущербом (реальность этой опасности подтверждена рядом аварий), накопление высокоактивных и долгоживущих отходов, связь ядерной энергетики с проблемой предотвращения распространения ядерного оружия и ряд других. С точки зрения глобальной роли ядерной энергетики в мировой энергетической системе имеет смысл выделить следующие основные проблемы современной ядерной энергетики:

•ядерная безопасность, прежде всего безопасность персонала и населения в ходе эксплуатации атомных объектов;

•экологическая безопасность при обращении с отходами работы атомных электростанций и предприятий ядерного топливного цикла;

•вывод ядерных установок из эксплуатации после истечения их срока службы;

•обеспечение нераспространения материалов, потенциально пригодных для изготовления ядерного оружия;

•экономическая конкурентоспособность ядерной энергетики по сравнению с энергетикой на органическом топливе;

•общественная приемлемость ядерной энергетики.

Энергетические системы будущего должны не только решать эти проблемы. Они должны отвечать гораздо более сложному набору требований, в качестве которых можно сформулировать следующие:

•Целостность: энергетическая система должна быть целостной в том смысле, что она включает все стадии производства энергии, от добычи и транспорта топлив до уничтожения отходов.

•Эффективность. Количество произведенной энергии за вычетом всех потерь (на всех стадиях производства энергии и уничтожения отходов) должно быть достаточным для удовлетворения энергетических потребностей человечества.

•Безопасность. Как все компоненты энергетической системы, так и система в целом, должны обладать внутренней безопасностью. Это означает, что никакое внешнее воздействие (землетрясение, взрыв, наводнение, пожар, террористический акт или человеческая ошибка) не должны, по определению, наносить непоправимый ущерб населению и окружающей среде.

•Наличие ресурсов. Система должна быть обеспечена топливом и другими необходимыми ресурсами в количестве, достаточном для удовлетворения потребностей человечества на долгое время.

•Рецикл. Недоиспользованные ресурсы, в первую очередь топливо, должны возвращаться в цикл производства энергии до полного исчерпания ресурса.

•Минимизация отходов и утилизация тепла. Энергетическая система должна исключать накопление отходов, вредных для окружающей среды, с учетом теплового воздействия.

•Био-нейтралитет. Энергетическая система не должна своим функционированием нарушать основные естественные биологические циклы, существующие в природе, такие как

кругооборот водорода, азота, кислорода, углерода и т.п.

Эти требования близки к сформулированным в разных работах определениям устойчивого развития человечества. Энергетическая система, построенная подобным образом, будет устойчивой внутренне и сможет быть одной из составляющих общемировой системы устойчивого развития.

В настоящее время нельзя выделить какое-либо одно из направлений развития ядерных технологий, которое решило бы все задачи, стоящие перед ЯЭ, поскольку существующие, разрабатываемые и предлагаемые реакторные направления, даже исходя из сегодняшних представлений, не обладают необходимым и достаточным для осуществления убедительного выбора обоснованным набором характеристик, а также требуемой для такого выбора

совокупностью физических и математических моделей, экспериментальной и технологической базами, промышленной инфраструктурой.

Условно все реакторные направления можно разделить на три большие группы:

1.Существующие коммерческие реакторы, дающие существенный вклад в энергопроизводство, для которых создана достаточно развитая промышленная инфраструктура, экспериментальная и технологическая базы, есть набор физических и математических моделей: легководные - PWR, BWR и ВВЭР; тяжеловодные - CANDU; газографитовые - магноксовые и AGR; водографитовые - РБМК, реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением натрием.

2.Разрабатываемые, для которых уже созданы демонстрационные или опытно-промышленные установки, есть экспериментальная база, определенные технологические заделы, для которых в значительной степени разработаны и продолжают совершенствоваться физические и математические модели, но для которых еще не создано требуемой промышленной инфраструктуры и которые еще не дают своего вклада в энергопроизводство: газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы; реакторы с охлаждением теплоносителем на основе свинца-висмута; жидкосолевые реакторы.

3.Предлагаемые к разработке, для которых имеются оценки заявляемых характеристик и предполагаемых перспектив, и для которых, если на первых стадиях разработки и возможно заимствование экспериментальной базы и математических моделей от других реакторных направлений, то в дальнейшем потребуется создание дополнительных экспериментальных стендов, новых математических моделей, разработка технологии и, естественно, более или менее длительное время для создания демонстрационного образца. К третьей группе можно отнести: реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые газом, паром, тяжелометаллическими теплоносителями; легководные реакторы со сверхкритическим давлением; тяжеловодные реакторы с охлаждением углекислым газом и твэлами в магниевой оболочке; энергетические импульсные реакторы с разделенными по времени

процессами генерации тепла и теплоотвода.

В результате накопления практического опыта внутри направлений первой группы реакторы PWR вытесняют AGR, которые в свою очередь когда-то вытеснили магноксовые реакторы. Реакторы РБМК не смогли доказать первоначально заявленные их создателями показатели экономичности и безопасности, хотя показали пути их совершенствования. PWR, BWR и CANDU характеризуются примерно одинаковыми показателями экономической эффективности и безопасности и имеют заделы по совершенствованию экономичности и дальнейшему улучшению безопасности, что обеспечивает им будущее, по крайней мере, в течение нескольких десятилетий. В то же время ясно видна ограниченность во времени широкомасштабного использования реакторов этой группы. Это связано с неизбежным ростом топливной составляющей стоимости энергии, производимой этими реакторами и с ограниченностью возможностей увеличения термодинамической эффективности. Принципиальным недостатком этих реакторов также является достаточно высокий уровень внутренне присущего риска, связанного с большими эффектами реактивности, значительно превышающими долю запаздывающих нейтронов, большим количеством нарабатываемых трансплутониевых нуклидов, высоким давлением теплоносителя, а также возможностью интенсивного выделения большого количества энергии в результате паро-циркониевой реакции.

Тяжеловодные реакторы типа CANDU в настоящее время, как и LWR, являясь конкурентоспособными, имеют некоторые преимущества по сравнению с LWR. Но несмотря на все возможные усовершенствования, которые могут значительно влиять на стоимость АЭС и безопасность, эти реакторы, также как и LWR, не способны на расширенное воспроизводство топлива и период их широкомасштабного использования определяется наличием запасов дешевого урана.

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением натрием довольно неплохо освоены в настоящее время. Развитие реакторов этого направления было связано с присущей им способностью к расширенному воспроизводству ядерного горючего и в связи с этим с признанием их особой роли в системе ЯЭ при ее развитии на долгосрочную перспективу.

Без БР ЯЭ лишается серьезной перспективы, поскольку ресурсы дешевого урана для тепловых реакторов (ТР) по энергии меньше нефти и газа и много меньше угля. Но значительно изменившиеся условия позволяют теперь скорректировать техническую концепцию БР.

По БР накоплен большой практический опыт, почти 30 лет отработал БН-350, успешно работают БОР-60 (с 1969 г.), БН-600 (с 1980 г.). В мирной и военной ядерной технике освоены новые реакторные и топливные технологии.

Поскольку темпы роста мировой энергетики значительно снизились и будут падать дальше, высокие темпы бридинга перестали быть актуальными и разработка БР теперь может быть направлена исключительно на мобилизацию их больших резервов для достижения наивысших показателей безопасности и экономичности, на решение проблем отходов и нераспространения. Результаты исследований последних лет продемонстрировали, что наряду с высоким уровнем КПД (большой термодинамический потенциал теплоносителя) и КВ (использование традиционных или нетрадиционных компоновок активной зоны с высокоплотными типами топлива) реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемых натрием, обладают значительным потенциалом оптимизации эффектов реактивности, использования свойств самозащищенности реактора, широкого применения различных пассивных средств аварийной защиты (в особенности, при снижении единичной мощности реакторной установки и увеличении уровня естественной циркуляции теплоносителя).

Принципиальным недостатком этого направления является риск, обусловленный химической активностью теплоносителя по отношению к воде и кислороду воздуха, что к тому же ухудшает и конкурентоспособность этих реакторов в сравнении с LWR.

В последние примерно 15 лет институты Минатома России и РНЦ "Курчатовский Институт" провели поисковые исследования и НИОКР, которые показали, что, не уходя далеко от уже освоенных технологий, наряду с традиционными БР, охлаждаемыми натрием, в ограниченные сроки могут быть разработаны и продемонстрированы БР с тяжелометаллическим теплоносителем, отвечающие требованиям большой энергетики:

•воспроизводство ядерного топлива в нужных масштабах;

•исключение тяжелых аварий с большим выбросом радионуклидов при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях

•контроль баланса радиоактивности, извлекаемой из Земли при добыче урана, в ЯТЦ и захораниваемой с отходами;

•экономическая конкурентоспособность;

•постепенное внедрение на режимах стационарных перегрузок технологий переработки топлива без извлечения чистого Pu.

Предварительные оценки показывают, что к началу 2030 годов можно перейти к развитию крупномасштабной ЯЭ с постепенным отказом от производств с повышенным риском распространения ядерного оружия или их сокращением.

В отдаленном будущем, ближе к концу века, при исчерпании дешевого U БР можно будет снабдить ториевыми зонами воспроизводства для перевода ТР в цикл Th-U233.

Надежды разработчиков на развитие ядерных реакторов второй группы связываются с возможностями качественного повышения их безопасности и улучшения топливоиспользования. Но для того, чтобы ЯЭУ этой группы получили право на широкомасштабное применение в системе ЯЭ, требуется не только существенно снизить капитальные затраты для АЭС с данными реакторами, но также решить многие технологические проблемы как для самих ЯЭУ, так и для предприятий их топливного цикла.

Жидкосолевые реакторы обладают большим потенциалом в плане безопасности, термодинамических показателей и топливоиспользования. Но доработка этой технологии до уровня широкомасштабного промышленного внедрения несомненно потребует много времени, ресурсов и затрат.

Газоохлаждаемым высокотемпературным реакторам присущи хорошие термодинамические характеристики, высокий уровень самозащищенности при небольшой единичной мощности, они наряду с эффективной выработкой электроэнергии могут производить высокотемпературное тепло но они обладают значительным запасом химической энергии, способной выделиться в случае окисления графита, что требует строгого регламентирования режимов работы и надежных методов защиты от окисления.

Реакторы третьей группы, в силу их меньшей проработанности и отсутствия глубокого экспериментального подтверждения заявляемых характеристик, пока отличаются прогнозами по значительным улучшениям основных заявляемых показателей АЭС: безопасности, экономичности, экологичности и т.д. Конечно, можно видеть и их недостатки. Но на первоначальной стадии работ трудно сказать на сколько эти недостатки фатальны, так как то, что в начале работ видится недостатком, в конце работ может оказаться преимуществом, как это было уже продемонстрировано на примере развития BWR.

При оценке и обосновании перспектив использования в будущем какой либо ЯЭУ недостаточно простого сравнения реакторов различных групп по безопасности, экономичности, топливоиспользованию. Реакторы первой группы уже созданы и освоены и это является их безусловным преимуществом, вес которого в будущем оценить очень трудно; есть большой

опыт их эксплуатации, который во многом компенсирует их хорошо известные недостатки; можно весьма быстро начать их широкомасштабное строительство.

Интуитивно ясно, что для обоснования выделения средств для разработки новых ЯЭУ, должно существовать как минимум одно какое-либо явное преимущество в характеристиках "идеальных" ЯЭУ по сравнению с характеристиками действующих реакторов.

Для обеспечения широкомасштабного и долговременного производства энергии необходимо разработать структуру ЯЭ, которая была бы способна удовлетворить все названные выше требования, а также продемонстрировать, что ЯЭ может функционировать, не интегрируя соответственно энергопроизводству, риск и опасности, а сохраняя их пропорциональными мощности или даже уменьшая их со временем; что она способна уничтожать за собой все опасные долгоживущие отходы.

Стратегия и перспективы развития ядерной энергетики состоят не только в преумножении того, что уже создано, но и в создании на его основе новой целостной структуры, которая будет отвечать сформулированным выше требованиям. На основе уже накопленного в ядерной энергетике опыта и имеющегося базиса можно предложить перспективную структуру будущей ядерной энергетики.

Экономическая эффективность и ресурсообеспеченность вполне могут быть достигнуты при использовании двухкомпонентной ЯЭ, опирающейся на имеющиеся конструкционные и технологические решения, состоящей из реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. При такой структуре ЯЭ можно значительно увеличить эффективность использования природных ресурсов (урана и/или тория), снизить добычу урана.

В рамках уран-плутониевого топливного цикла принципиальные пути достижения ресурсообеспечения, необходимого уровня бридинга, повышения безопасности ЯЭУ и снижения капитальных затрат для обоих видов реакторов (как тепловых, так и быстрых) сейчас уже известны, и нужны только время и средства на их реализацию. Однако несмотря на наличие в основном готовых решений по двухкомпонентной ЯЭ, осознание обществом ее необходимости произойдет лишь после решения проблем ядерного топливного цикла, связанных с выбором приемлемой технологии обращения с радиоактивными отходами.

Можно сказать, что от изыскания приемлемых способов ликвидации и захоронения радиоактивных отходов зависит будущее ЯЭ. Как известно, основную радиотоксичность высокоактивных радиоактивных отходов (ВАО) составляют актиноиды и долгоживущие продукты деления, йод-129 и технеций-99, к ним примыкают также углерод-14, самарий-151, тербий-158, гольмий-168м, олово-126, цирконий-93, селен-79 и некоторые др. Предварительные оценки показывают, что практически для всех трансурановых нуклидов следует искать способы вовлечения их в топливный цикл, т.е. замыкать топливный цикл не только по Pu, но и по Np, Am, Cm, Bk, Cf. Для этого необходимо разрабатывать и вводить в ЯЭ реакторы на быстрых нейтронах, поскольку только в быстром спектре есть возможность обеспечить нейтронный баланс, необходимый для наработки Pu (в будущем возможно и урана-233) и использования его как топлива и источника нейтронов для преобразования в осколки деления минорных актиноидов.

Нуклиды с временем полураспада в 30 лет и менее неэффективно трансмутировать в нейтронном потоке энергетических реакторов. Их, по всей видимости, придется хранить в контролируемых хранилищах. Продукты активации и деления с большим временем полураспада

должны быть просто захоронены. Отдельного подхода могут потребовать нуклиды 99Tc и 129I

и, возможно, при неудачной структуре ЯЭ, 237Np. Для них должны быть исследованы как методы их трансмутации, так и возможности их захоронения.

Поэтому более целесообразным (энергетически выгодным) может оказаться создание трехкомпонентной структуры ЯЭ, в которой наряду с традиционными твердотопливными тепловыми и быстрыми энергетическими реакторами будут присутствовать средства для сжигания прежде всего минорных актиноидов и трансмутации некоторых продуктов деления.

В качестве таких средств сейчас предлагаются:

•электроядерные установки, где в качестве внешнего источника нейтронов используются линейные ускорители протонов большой мощности, а в качестве бланкетов - или тяжеловодные или жидкометаллические твердотопливные подкритические системы, или же подкритические жидкосолевые реакторы;

•твердотопливные критические реакторные системы как с быстрым, так и с тепловым спектром нейтронов;

•и жидкотопливные критические реакторы.

Введение минорных актиноидов и продуктов деления в твердотопливные реакторы на тепловых

ибыстрых нейтронах приводит к усложнению конструкции этих реакторов, отрицательно сказывается на их безопасности, требует разработки для них новых видов топлива и новых проектных решений реакторных установок. Поэтому наиболее перспективной представляется концепция структуры ЯЭ, в которой наряду с традиционными твердотопливными тепловыми и быстрыми реакторами будут присутствовать специальные реакторы-"выжигатели" с жидким циркулирующим горючим, для сжигания прежде всего минорных актиноидов и трансмутации некоторых продуктов деления. В этом случае нет необходимости менять хорошо отработанные

ипроверенные конструкционные решения традиционных реакторов поскольку при этом весьма вероятно соответственное ухудшение их экономических, безопасностных и бридинговых характеристик как в случае принятия принципиального решения о необходимости трансмутации, так и избежания выполнения ненужной работы в случае признания допустимым захоронения долгоживущих радионуклидов.

Для оценки требуемой доли реакторов-выжигателей в структуре ЯЭ и их характеристик необходимо определить количества минорных актиноидов (МА) и долгоживущих продуктов деления (ПД), с которыми придется иметь дело в системе ЯЭ. Для любого радионуклида рано или поздно будет достигнуто его максимальное количество, которое можно назвать равновесным при неизменной мощности системы ЯЭ. При равновесии отношение скорости генерации этого радионуклида будет равно скорости его распада.

При долговременном развитии ЯЭ эти равновесные количества для некоторых радионуклидов достигают значительных величин и трудно представить, что удастся поместить в реакторы такие радионуклиды, как стронций и цезий. К тому же показано, что размещение в нейтронном потоке энергетических реакторов таких сравнительно короткоживущих радионуклидов, как стронций-90 и цезий-137, практически не приводит к снижению их равновесных количеств, т.к. скорость их естественного распада превышает скорость их трансмутации за счет нейтронного потока в энергетических реакторах.

Стоит также отметить, что использование существующего сейчас водного метода многократной переработки топлива, помимо дороговизны, ведет к невозвратной потере трансурановых нуклидов из топливного цикла. При той частоте переделов, которая характерна для твердотопливных реакторов с их ограниченной глубиной выгорания топлива, потери тяжелых нуклидов за определенное время сравнимы с количеством нарабатываемых за это время МА. Таким образом, при замыкании ядерного топливного цикла (ЯТЦ) лишь на основе твердотопливных реакторов использование трансмутации для снижения риска от захоронения теряет смысл.

В Российском Научном Центре "Курчатовский институт" предложена схема развития ЯЭ, в основу которой положена следующая многокомпонентная структура ЯЭ(см. Рис. 1):

•тепловые энергетические реакторы для минимизации равновесных количеств плутония в системе ЯЭ за счет потребления его избыточного количества (и оптимального энергопроизводства в силу множества других свойств: гибкий мощностной ряд, широкая область использования и т.д.);

•быстрые реакторы для базового энергопроизводства, обеспечения нейтронного баланса в системе ЯЭ и соответственного эффективного замыкания топливного цикла по U и Pu;

•жидкосолевые реакторы-выжигатели для минимизации количеств минорных актиноидов на этапе стабильного использования ЯЭ и для сжигания всех опасных актиноидов и опасных

долгоживущих продуктов деления на стадии закрытия ЯЭ. Схема функционирования этой структуры такова:

•выгруженное облученное топливо подвергается переработке, с возможно более коротким временем технологического цикла и наименьшим количеством невозвратно теряемых нуклидов;

•уран, после небольшого дообогащения, большая часть плутония без значительной очистки и, возможно, часть нептуния направляются на изготовление свежего топлива для тепловых

ибыстрых твердотопливных реакторов;

•часть плутония (в качестве источника нейтронов) вместе со всеми минорными актиноидами

инекоторыми продуктами деления вводится в реакторы-”мусорщики”, из которых стабильные и не долгоживущие продукты деления выводятся системами регенерации самого реактора;

•стабильные и короткоживущие продукты деления направляются во временное хранилище, откуда, если не найдут применения в технологических процессах и медицине, передаются на контролируемое захоронение.

Большинство элементов этой системы ЯЭ имеются в наличии уже сейчас, однако для части элементов (неводная переработка топлива, жидкосолевые реакторы и ряд других) требуется дополнительная работа.

Следует подчеркнуть, что важнейшей особенностью данной структуры является целостная организация топливного цикла ЯЭ, обеспечивающая как производство топлива для энергетических реакторов, так и обращение с материалами и отходами на завершающей, послереакторной стадии топливного цикла. Проявлениями целостности этой структуры являются: воспроизводство ядерного топлива, обеспечивающее достаточность ресурсной базы ядерной энергетики; сортировка и уменьшение количества объема отходов; использование ядерноопасных материалов внутри топливного цикла, что является одним из средств поддержания режима нераспространения этих материалов.

Вотношении ресурсообеспечения ЯЭ важную роль может сыграть возможность использования,

вдополнение к традиционному урановому топливу, ресурсов тория.

Интерес к изучению возможностей использования тория обусловлен следующими общеизвестными причинами:

•снижение зависимости ЯЭ от потребности в природном уране;

•ожидаемой экономичностью топливного цикла (предполагаемой совместимостью большинства технологических процессов с аналогичными для уранового топлива в случае многокомпонентной структуры ЯЭ);

•предпочтительными в сравнении с ураном нейтронно-физическими и технологическими свойствами тория (в химических соединениях торий более стабилен и в меньшей степени химически активен; температура плавления как металлического тория, так и его двуокиси выше, чем у урана и двуокиси урана соответственно; более высокая теплопроводность двуокиси тория и меньшее ее изменение с ростом температуры в сравнении с двуокисью урана; большее в сравнении с ураном сечение захвата тепловых нейтронов для тория; меньшая радиационная опасность при выходе в окружающую среду дочерних нуклидов распада тория, в основном, вследствие меньших времен жизни радона и радия в сравнении с дочерними нуклидами урана);

•качественным улучшением баланса нейтронов в реакторах на тепловых нейтронах вплоть до бридинговых режимов;

•возможностью избавления от огромных количеств плутония;

•возможностью технической реализации вышеназванных преимуществ ТТЦ в ядерных

реакторах.

Для подготовки к внедрению U-Th топливного цикла должны быть изучены следующие проблемы:

•накопление и распад 233Pa (в сравнении с 239Np в уран-плутониевым топливе период полураспада и концентрация Pa в топливе практически в 10 раз выше);

•контроль и управление реактивностью, особенно в случае Th-Pu топлива (эффективность стандартных стержней регулирования из Ag-In-Cd на ~70 %, а растворенного бора в

теплоносителе на ~30 % меньше в сравнении с UO2 топливом) в условиях малой доли запаздывающих нейтронов;

•локальные положительные пустотные эффекты реактивности в PWR и PHWR в случае их работы с Th-Pu топливом с высоким содержанием Pu;

•увеличение (в ~1,25-1,5 раза) значения температурного коэффициента реактивности замедлителя в случае Th-Pu топлива (влияние которого положительно в авариях с

повышением температуры, но негативно в авариях с захолаживанием теплоносителя). Решение проблем, связанных с эффектами реактивности, требует их тщательного анализа и, может быть, разработки новых конструкций стержней регулирования, новых материаловпоглотителей, включая выгорающие поглотители.

Конкретными шагами по реализации вовлечения тория в ЯЭ могут стать:

•в ближайшие 10 - 15 лет - использование тория в существующих LWR и FBR для улучшения их эксплуатационных характеристик и безопасности работы практически без изменения их конструкции. При этом за счет гомогенного введения тория в топливо, гетерогенного размещения в отдельных твэлах тория или тория в комбинации с выгорающим поглотителем, использования тория в подвижных компенсаторах реактивности и создания ториевых экранов возможно удастся решить следующие задачи:

а) оптимизация эффектов реактивности; б) улучшение физико-химических свойств топлива;

в) увеличение запасов до предельных параметров; г) снижение запасенной энергии и других внутренне присущих рисков.

•в ближайшие 10 - 20 лет - оптимизация конструкции и режимов работы твэлов, ТВС, активной зоны существующих реакторов с учетом возможности использования тория и урана-233 для улучшения безопасности и экономичности, снижения скорости наработки трансурановых нуклидов в системе ЯЭ (при этом следует анализировать всевозможные топливные циклы, топлива, ЯЭУ, причем в различных комбинациях и предположениях);

•в течение 20 - 50 лет - исследование и создание способов наработки урана-233 как в критических, так и в подкритических реакторах, с использованием электроядерных и термоядерных источников нейтронов; поиск оптимальных путей конверсии трансурановых нуклидов в делящиеся нуклиды в пределе - с переводом ядерного топливного цикла на режим производства энергии без сопутствующей генерации трансурановых нуклидов.

Окончательное

захоронение

Рис. 1. Трехкомпонентная система ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом для всех актиноидов, включая Pu и опасные долгоживущие продукты деления