CC BY
31УДК 621.039 (470+571)
П.Н. Алексеев, А.Ю. Гагаринский, Ю.М. Семченков1
СТРАТЕГИЯ РАЗВИТИЯ ДВУХКОМПОНЕНТНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Для обеспечения успешной инвестиционной политики в ядерной энергетике (ЯЭ) и для создания условий принятия ее обществом необходимо стратегическое обоснование планов ее развития и твердое долгосрочное обязательство правительства следовать этим стратегическим планам. В рамках Международного проекта по инновационным реакторам и ядерному топливному циклу (ИНПРО) принято, что оптимизации всей ядерной энергосистемы будет благоприятствовать ситуация, когда составляющие ее установки, расположенные в разных странах, будут рассматриваться как часть международной многокомпонентной системы инновационной ядерной энергетики. В многокомпонентной системе ЯЭ основным принципом развития системы становится не конкуренция между различными типами реакторов, а их способность наилучшим образом реализовать свои потенциальные преимущества за счет системных возможностей компенсации их специфических слабых сторон. В статье изложены некоторые стратегические подходы к организации начального периода развития многокомпонентной структуры ЯЭ на примере двухкомпонентной системы ЯЭ в России, основанной на тепловых и быстрых реакторах.
Ключевые слова: система ядерной энергетики, реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах, замкнутый ядерный топливный цикл.
Введение
Сегодня основу ядерной энергетики в России и в мире составляют тепловые реакторы с водой под давлением. Учитывая темпы строительства новых АЭС, это положение сохранится долгие годы, поскольку срок эксплуатации таких реакторов уже продлевается до 60 (в перспективе -до 80 и более) лет. Поэтому при формировании долговременной стратегии развития ядерной энергетики рассматриваются различные сценарии перехода к замкнутому топливному циклу и включению быстрых реакторов в ее структуру с учетом неизбежности формирования двухком-понентной системы, в которой одновременно будут работать как тепловые, так и быстрые реакторы [1-5]. В такой системе получаемый в быстром реакторе избыток нейтронов позволяет реализовать в них процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива, посредством конверсии в делящиеся нуклиды сырьевых изотопов - урана-238 и/или тория-232. Тепловые реакторы берут на себя решение большой части системных энергетических задач. Они обеспечивают покрытие неравномерной нагрузки,
подстраивают мощностной ряд под внешние потребности, решают задачи неэлектрического энергопотребления.
Ядерно-энергетическая система с тепловыми реакторами далеко не исчерпала внутренних возможностей более эффективного использования топлива, например, при повышении термодинамической эффективности тепловых реакторов, изменении спектра нейтронов для компенсации изменения реактивности с выгоранием. Можно организовать в них замкнутый топливный цикл с использованием выделенного из облученного ядерного топлива (ОЯТ) плутония или топлива на основе неразделенного уран-плутониевого регенерата (РЕМИКС). К сожалению, в современных разработках быстрых реакторов по разным причинам существенно снижена или даже исключена способность избыточного воспроизводства нового топлива, но, если адаптировать характеристики этих реакторов под требования системы ЯЭ, то наработку искусственного ядерного топлива в них можно существенно увеличить.
Эти и другие мероприятия могут привести к заметному сокращению потребления природ-
1 Павел Николаевич Алексеев - заместитель руководителя Курчатовского комплекса ядерных технологий, НИЦ «Курчатовский институт», к.ф.-м.н., e-mail: Alekseev_PN@nrcki.ru;
Андрей Юрьевич Гагаринский - советник директора НИЦ «Курчатовсвкий институт», д.т.н., e-mail: Gagarinsky_AY@nrcki.ru;
Юрий Михайлович Семченков - руководитель Курчатовского комплекса ядерных технологий, НИЦ «Курчатовский институт», e-mail:
Semchenkov_YM@nrcki.ru
ного топлива в водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР) с современных примерно 180 до 130 тЦ/год и ниже, что значительно увеличит эффективность ресурсной базы. А при достижении в перспективе доли БР в системе порядка 60%, потребление природного урана в системе можно будет практически прекратить.
Облегчить решение проблемы топливообе-спечения при меньшей доле БР в системе и минимизировать проблемы обращения с плутонием и минорными актинидами можно за счет введения тория в систему ЯЭ как дополнительного ресурса. Исследования по перспективам использования тория в ядерной энергетике ведутся практически на протяжении всей истории мирного использования ядерной энергии (см., например, [6]). Это рассмотрение включает в себя применение тория в действующих реакторах, его использование в открытом и замкнутом топливном цикле, а также в системе тепловых и быстрых реакторов и в перспективных жидкосо-левых реакторах. Существующее мнение о том, что практических шагов в масштабных разработках реакторов на ториевом топливе можно ожидать только после обострения проблемы исчерпания ресурсов дешевого урана отнюдь не отрицает целесообразности дальнейших работ по включению тория в систему ядерной энергетики России.
Многолетние исследования показали перспективность включения на дальнюю перспективу ресурсно-инновационной стратегии термоядерного источника нейтронов, предназначенного для обеспечения топливной базы крупномасштабной ядерной энергетики деления [7]. О возможности создания термоядерного реактора для наработки делящихся веществ писал еще И.В. Курчатов в 1951 г. [8].
Потенциал по производству топлива в термоядерных реакторах существенно выше, чем в любых других. Это связано с тем, что при одинаковой мощности в термоядерном реакторе производятся нейтроны, которые можно использовать для конверсии сырьевых изотопов в делящиеся, примерно на порядок больше чем в реакторах деления. При такой высокой интенсивности наработки нового делящегося материала доля термоядерных реакторов в системе должна быть на уровне примерно 10%.
Конечно, столь мощных термоядерных реакторов пока нет, однако уже реализуется международный проект ИТЭР, ориентированный на демонстрацию производства электроэнергии при помощи управляемого термоядерного синтеза. По сравнению с этой задачей создание гибридного термоядерного реактора для производства топлива для ядерной энергетики представляется более простым. Для гибридного термоядерного реактора, нарабатывающего топливо для реакторов деления, нет надобности в высоком отношении полученной энергии к затраченной. Основная энергия будет получаться впоследствии из нового топлива в реакторах деления. Нет надобности придерживаться очень жестких требований по непрерывности работы с коэффициентом нагрузки на уровне 0,8 и выше. Гибридный реактор может прерывать работу по мере собственных надобностей, поскольку произведенный им продукт отправляется на склад. Учитывая малую долю гибридных реакторов в системе, они могут быть приемлемы даже в случае существенно более высокой цены в сравнении с реакторами деления. Наконец, работа гибридного термоядерного реактора предполагается в режиме непрерывной очистки топливной композиции, в которой нарабатывается новый делящийся изотоп, в условиях максимально подавленного процесса деления ядер. Это гарантирует практически полное отсутствие остаточного энерговыделения в бланкете гибридного реактора, а, следовательно, и радиоактивности от продуктов деления. Предварительные оценки показывают, что для производства 1 грамма нового делящегося изотопа в гибридном реакторе будет высвобождаться радиоактивность примерно в 100 раз меньшая по сравнению с вариантом получения того же грамма делящегося изотопа после переработки ОЯТ быстрого реактора.
Разработка технологии производства топлива в гибридных термоядерных реакторах для использования его в реакторах деления расширяет возможности варьирования структуры ядерной энергетики, быстрые и тепловые реакторы в этом случае будут выступать как равноправные конкуренты, и их присутствие в энергетической системе будет обуславливаться их преимуществами в части безопасности и экономичности.
Ключевые задачи предстоящего этапа
Развитие ядерной энергетики должно происходить в рамках общей энергетической стратегии. Взгляды на стратегические ориентиры развития электрогенерации России в течение последних десяти лет корректировались в сторону снижения (с 2500 млрд кВтч/год в 2005 г. до 1500 млрд кВт.ч/год в 2015 г.). На сегодня (проектом Энергетической стратегии - 2035) в силу экономических причин предполагается, что страна энергоизбыточна и главной задачей является повышение энергоэффективности; при этом электрогенерация к 2030 г. увеличится в 1,2-1,3 раза (при среднем темпе роста экономики по инновационному сценарию около 4%). Такое развитие событий с точки зрения развития энергетики, как основы и базиса экономики, представляется маловероятным.
Исходя из состояния российской экономики, ориентироваться на высокие потребности в атомном энергопроизводстве не приходится, поскольку дешевый природный газ для энергетики будет доступен никак не менее чем до середины века. По этой причине альтернативные газу энергоисточники на этом временном интервале будут рассматриваться прежде всего для диверсификации энергетики, обеспечения энергобезопасности страны и в качестве задела на перспективу.
В этих условиях для ядерной энергетики, по-видимому, следует исходить из роста ядерной генерации примерно до 40 ГВт к 2035 г. (вместо ~47 ГВт, планировавшихся дорожной картой «Росатома»), и практические меры по реализации стратегии рассматривать для такого энергетического сценария.
В стратегии развития ядерного сектора энергетики определяющее место приобретает его экспортная составляющая. Она опирается на приемлемость для рынка развиваемых в России и демонстрирующих референтность атомных станций при рыночной конкурентоспособности и общественно приемлемой безопасности, к тому же это сопровождается полным набором услуг ядерного топливного цикла.
В связи с возрастающей конкуренцией на реакторном рынке большое значение имеет созда-
ние нового продукта в достаточно сжатые сроки, определяемые ожидаемой динамикой рынка.
Таким образом, ключевыми задачами предстоящего этапа представляются:
• развитие проверенных реакторных технологий и обеспечение референтности их эволюционного развития;
• ориентация на возможность и востребованность экспорта проверенных реакторных технологий;
• целенаправленное создание на базе проверенных технологий нового продукта с меньшими удельными капитальными затратами в сроки, диктуемые рынком.
Наряду с этим необходимо продвижение в дополняющих и альтернативных технологиях (например, новое топливо и конструкционные материалы, ненатриевые бридеры, высокотемпературные реакторы, жидкосолевые реакторы, внедрение тория, альтернативные источники нейтронов).
Выводы
Результатом такого развития российской ядерной энергетики в перспективе станет практическое освоение основных технологий атомной отрасли и развитие ее как в плане решения собственных проблем, так и в плане готовности к использованию освоенных технологий, адекватных запросам рынка.
При этом центральной задачей для технологии ВВЭР следует считать создание в сжатые сроки нового продукта, пригодного для конкурентного положения на рынке. Эта стратегическая задача разбивается на конкретные цели и разработки:
• повышение потребительской привлекательности (надежность, безопасность, маневренность, когенерация электричества и тепла, отказ от борной кислоты в теплоносителе, гибкий топливный цикл) в рамках эволюции базового проекта;
• улучшение технико-экономических характеристик (уменьшение затрат на сооружение и эксплуатацию, сокращение удельной материало- и металлоемкости, повышение КПД энергоблока и др.);
• развитие отдельных технологий ВВЭР (парогенератор новой конструкции, повышение водородной безопасности, устойчивости к сейсмическим и ударным нагрузкам и др.);
• улучшение топливоиспользования (новые виды топлива, обеспечивающие понижение его температуры и повышение теплостойкости (жаропрочности) оболочек; повышение обогащения топлива для реализации двухгодичной кампании реактора; внедрение смешанного уран-плутониевого топлива, в перспективе - уран-торие-вого топлива);
• расширение мощностного ряда, разработка проектов с гарантированным преимуществом на внутреннем и внешнем рынках: ВВЭР-1200, 1800; ВВЭР-600, 900; интегральный ВВЭР малой мощности; ВБЭР-300, 450, 600;
• разработка модификаций ВВЭР-супер (ВВЭР-С):
- ВВЭР со спектральным регулированием изменения реактивности при выгорании топлива для эффективной работы в открытом и замкнутом топливном цикле;
- ВВЭР-СКД с закритическими параметрами теплоносителя для работы в замкнутом топливном цикле с самообеспечением топливом.
В области технологии быстрых натриевых реакторов в число ключевых задач (расширение референтности) входят:
• развитие и совершенствование технологии БН на базе опыта БН-600 и БН-800, в том числе как источника нейтронов, например, для наработки урана-233 при помещении тория в экраны этих реакторов;
• выбор базового и перспективного топлива, конструкционных материалов и теплоносителей (в том числе с эвтектической модификацией натрия) для БН;
• определение системных технико-экономических требований к энергоблокам БН-1200 с учетом их жизненного цикла и границ конкурентоспособности технологии БН как части системы ЯЭ (как уже отмечалось, современные проекты быстрых
реакторов не ориентированы на снабжение тепловых реакторов топливом);
• оценка экспортного потенциала реакторной технологии БН-1200.
При любых геополитических или региональных изменениях отношение к ядерной энергетике с позиции социально-экономического доверия к ней будет по-прежнему базироваться на фактической оценке состояния радиационной безопасности, то есть способности организации всех этапов обращения с высокоактивными материалами таким образом, чтобы риск неконтролируемого выхода радиоактивности был минимизирован до приемлемого уровня. По этой причине работы, связанные с поиском материалов, конструкций и процессов, приносящих заметное снижение радиоактивного риска, в том числе и при тяжелых авариях на АЭС и предприятиях топливного цикла, будут привлекать внимание и инициировать потенциальную возможность практического внедрения.
Поэтому в области замыкания топливного цикла, переработки ОЯТ и изоляции РАО должны решаться следующие задачи:
• переработка накопленного ОЯТ и использование выделенного урана и плутония в реакторах ВВЭР и БН;
• производство топлива из регенерированных материалов;
• минимизация радиационной нагрузки на этапах регенерации, рефабрикации, транспортировки и загрузки топлива в реакторы, в том числе рассмотрение концепции гетерогенной топливной композиции для кардинального снижения радиационной нагрузки при переработке ОЯТ на первом этапе развития замкнутого ядерного топливного цикла;
• комплексная постановка экономических проблем ядерного топливного цикла на уровне микро-, макро- и институциональных моделей экономики;
• разработка методики и выполнение исследований для определения оптимальной глубины выгорания для ОЯТ ВВЭР и БН в открытом и замкнутом ЯТЦ.
В направлении развития дополняющих и альтернативных технологий должны быть опре-
делены потребности в НИОКР, возможные этапы и сроки подтверждения технологий и их коммерциализации. Развитие любой из новых технологий должно учитывать возможность и перспективность использования соответствующих разработок на внешнем рынке и возможности международного сотрудничества для их поддержки.
Предстоящий период экономического развития России не требует быстрого роста производ-
ства энергии. Сейчас идет этап совершенствования реакторных технологий, составляющих основу ядерного сектора энергетики России и объединение их для создания единой системы ядерной энергетики, отвечающей принципам устойчивого развития, сформулированным в рамках Международного проекта по инновационным реакторам и ядерному топливному циклу (ИНПРО), разрабатываемого под эгидой МАГАТЭ [9] .
ЛИТЕРАТУРА
1. Алексеев П.Н., Асмолов В.Г., Гагаринский А.Ю. и др. О стратегии развития ядерной энергетики России до 2050 г. / Атомная энергия, т. 111, вып. 4, октябрь 2011.
2. О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года. НИЦ «Курчатовский институт», М., 2012.
3. Адамов Е.О., Джалавян А.В., Лопаткин
A.В. и др. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. / Атомная энергия, т. 112, вып. 6, июнь 2012.
4. Сидоренко В.А., Алексеев П.Н., Асмолов
B.Г. и др. Ключевые положения ядерной энергетики России до 2050 года и далее. XXI Александровские чтения, 13 февраля 2015 г., НИЦ «Курчатовский институт», М., 2015.
5. Андрианова Е.А., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Перспективные топливные загрузки реакторов для замкнутого топливного цикла / Атомная энергия, т. 118, вып.5, май 2015.
6. Introduction of Thorium in the Nuclear Fuel Cycle. NEA, No 7224, OECD 2015.
7. Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Азизов Э.А. и др. Термоядерный источник нейтронов для производства ядерного топлива / Атомная энергия, т. 114, вып. 3, март 2013.
8. Курчатов И.В., Головин И.Н. О возможности создания магнитных термоядерных реакторов. В кн. И.В. Курчатов. Собрание научных трудов, т. 5. М: Наука, 2012, с. 78-81.
9. Methodology for the Assessment of Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles. Report of Phase 1B (first part) of the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO), IAEA-TECDOC-1434, December 2004.
Поступила в редакцию 22.05.2017 г.
P.N. Alekseev, A.Yu. Gagarinsky, Yu.M. Semchenkov2
STRATEGY FOR DEVELOPMENT OF TWO-COMPONENT NUCLEAR POWER INDUSTRY
In order to ensure a successful nuclear power industry investment policy and to lay the groundwork for its adoption by society, it is necessary to strategically substantiate its development plans and obtain a binding long-term government commitment to follow these strategic plans. Under the International Project on Innovative Reactors and Nuclear Fuel Cycle (INPRO) it is accepted that optimization of the entire nuclear power system will benefit from the situation when its constituent plants located in different countries will be considered as part of the international multicomponent system of innovative nuclear power industry (INPRO). The main principle of the system development in a multicomponent nuclear power industry system is not a competition between different types of reactors, but their capability to realize their potential advantages in the best possible way through system capabilities to compensate for their specific weaknesses. The article outlines some strategic approaches to organization of the initial period of the multicomponent nuclear power industry structure development by the example of the Russian two-component nuclear power industry system based on thermal and fast reactors.
Key words: nuclear power industry system, thermal neutron reactors, fast neutron reactors, closed nuclear fuel cycle.
2 Pavel N. Alekseev - Deputy Head of the Kurchatov Nuclear Technology Complex, Research Center «Kurchatov Institute», PhD in Physical and Mathematical Sciences, e-mail: Alekseev_PN@nrcki.ru;
Andrey Y. Gagarinsky - Adviser to the Director of the Research Center «Kurchatov Institute», Doctor of Engineering, e-mail: Gagarinsky_AY@nrcki.ru; Yuri M. Semchenkov - Head of the Kurchatov Nuclear Technology Complex, Research Center «Kurchatov Institute», e-mail: Semchenkov_YM@nrcki.ru
