Реакторы устремились в будущее

Как в России решают проблему отработавшего ядерного топлива

Сегодня в 32 странах мира функционируют более 400 реакторов атомных электростанций. Перед всеми из них стоит проблема хранения и утилизации отработавшего, или облученного, ядерного топлива (ОЯТ), то есть такого топлива, которое уже было использовано для получения энергии в реакторе. Из-за потенциальной биологической опасности ОЯТ требует специального обращения, просто забыть или захоронить где угодно его невозможно. Государства, эксплуатирующие мирный атом, вынуждены непрерывно расширять свои защищенные хранилища. Но проблему облученного ядерного топлива можно решить иначе.

Что происходит внутри реактора

Выделение энергии в ядерных реакторах происходит за счет деления ядер урана и плутония. Обычно для запуска управляемой ядерной реакции в традиционных реакторах используется изотоп урана-235. В природном уране, то есть в урановой руде, которую добывают на рудниках, именно этого изотопа совсем мало — всего 0,7%. Остальные 99,3% составляет изотоп урана-238. Он в реакции деления не участвует. По крайней мере в традиционных реакторах на тепловых (медленных) нейтронах, а на них пока и базируется вся атомная энергетика. Не пригодившийся уран направляют на хранение или утилизируют.

Интерес к ядерной энергетике растет: по данным МАГАТЭ, на этапе сооружения находятся 63 новых реактора. По оценкам организации, сырьевых запасов урана для тепловых реакторов с учетом нынешних темпов работы станций осталось на 130–150 лет. Но уран можно расходовать эффективнее. Идею об этом высказал еще на заре атомной эры советский физик Александр Лейпунский. Уже в конце 1949 г. он предложил разработку реакторов на быстрых нейтронах. Вообще, именно под действием нейтронов ядра урана начинают делиться. В тепловых реакторах нейтроны замедляют с помощью специальных замедлителей – воды или графита. В быстрых реакторах замедлители не используют.

В традиционных тепловых реакторах делящиеся изотопы, такие как уран-235 и плутоний-239, выгорают, и их доля в топливе становится меньше. В реакторах на быстрых нейтронах уран-238 участвует в реакции деления и позволяет нарабатывать плутоний-239 даже в большем количестве, чем было использовано изначально. Иными словами, быстрые реакторы нарабатывают столько же или больше топлива, чем потребляют.

Первый в истории реактор на быстрых нейтронах БН-350 запустили в эксплуатацию в Казахстане в 1973 г. В 1980-м на Белоярской АЭС начал вырабатывать электроэнергию его «преемник» – БН-600. В 2015 г. на той же АЭС к работе присоединился БН-800. Во всем мире атомная энергетика из-за дешевизны производства тепловых реакторов пошла по пути их активного внедрения. Россия до сих пор эксплуатирует единственные быстрые реакторы коммерческого масштаба. Сегодня на территории Сибирского химического комбината (в Северске), который занимается обогащением урана, в рамках проекта «Прорыв» строится опытно-демонстрационный энергетический комплекс в составе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 и пристанционной инфраструктуры замкнутого ядерного топливного цикла.

Переработка ОЯТ

Само по себе облученное топливо состоит из четырех ключевых компонентов: урана, плутония, минорных актинидов и продуктов деления. Исторически переработка ОЯТ была необходима для создания ядерного оружия на основе плутония. Тем не менее всегда было понятно, что и уран, и плутоний после переработки можно и нужно использовать для энергетических целей в виде топлива на АЭС с целью экономии природного урана, запасы которого ограничены. Но для того, чтобы переработка стала экономически оправданной, нужны эффективные потребители продуктов переработки. Использование регенерированного плутония в тепловых реакторах, например, в виде МОКС-топлива (от англ. mixed-oxide fuel), позволяет в некоторой степени сэкономить природный уран, однако эта экономия не в состоянии покрыть затраты на переработку ОЯТ и производство уран-плутониевого топлива. Более того, использование плутония в тепловом реакторе ухудшает его изотопный состав и уменьшает его количество по отношению к первоначальной загрузке. Такую систему устойчивой назвать нельзя. В быстрых реакторах он имеет возможность нарабатываться как минимум в том же количестве без ухудшения изотопного состава. В рамках проекта «Прорыв» разрабатывается так называемое СНУП-топливо (смешанное нитридное уран-плутониевое ядерное топливо). Оно считается более перспективным: делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен там в форме соединения азота, мононитрида, вместо диоксида урана, а значит, у него выше теплопроводность.

В промышленности СНУП-топливо еще не применяется, проект «Прорыв» должен стать первым, ориентированным на его создание и использование. Особенность проекта свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в том, что это первая установка, спроектированная для работы на нитридном уран-плутониевом СНУП-топливе. Как объясняли журналу TechInsider специалисты топливного дивизиона «Росатома», его отличие от оксидного МОКС-топлива, которое производится для быстрого натриевого реактора БН-800, в большей плотности, это делает его более компактным и энергоемким. Специалисты топливного дивизиона уже разработали технический проект тепловыделяющего элемента СНУП-топлива, который ляжет в основу промышленного производства на модуле фабрикации-рефабрикации в Северске.

Преимущества замкнутого топливного цикла

При замкнутом ядерном топливном цикле станция может обеспечивать топливом саму себя столько, сколько потребуется, учитывая срок службы объекта. Так, например, реактор БРЕСТ-ОД-300 будет снабжать себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239. Он сможет воспроизводить его из изотопа урана-238, которого нам хватит на тысячи лет. За счет полного использования уранового сырья у нас ресурсная база фактически не ограничена. Мы сможем масштабировать атомную энергетику без предела. Что это значит для России? Во-первых, она остается конкурентоспособной. Во-вторых, за счет использования атомной генерации мы сможем экономить имеющиеся природные ресурсы: уголь, нефть, газ и природный уран.

Эффективное использование урана и плутония повлияет на ценообразование этих компонентов. За счет оптимизации технологических решений и замыкания топливного цикла на объектах «Прорыва» удельная стоимость энергии очень конкурентоспособная. По нашим оценкам, она будет ниже, чем у существующих атомных станций и альтернативной генерации – газовой, угольной, ВИЭ.

Реакторы на быстрых нейтронах решат и вопросы безопасности ядерной энергетики. Считается, что они в целом более безопасны в сравнении с тепловыми. Анализ аварийных ситуаций на быстрых реакторах показывает, что все возможные ошибки – например, заброс пара в радиоактивную зону, прекращение циркуляции теплоносителя, переохлаждение свинца – критически не влияют на работу и не приводят к радиоактивным выбросам. К тому же производство на энергокомплексе «Прорыва» планируют сделать безлюдным: самую опасную работу будут выполнять роботы. Причем разработка робототехнических систем для атомной отрасли уже началась.

Экологическая безопасность при замкнутом топливном цикле в реакторе БРЕСТ-ОД-300 будет достигаться как раз благодаря технологиям регенерации и рефабрикации топлива, основанным на очистке ОЯТ от продуктов деления и введении в очищенную смесь обедненного урана. При этом самые опасные радиоактивные вещества – минорные актиниды – в составе регенерированного топлива возвратятся в реактор и будут рециклированы в равновесной концентрации. Минорные актиниды – неизбежный продукт ядерных реакций. Они обладают высокой токсичностью, а период их полураспада может доходить до десятков тысяч лет. Без быстрых реакторов их нужно было бы захоранивать в специальных могильниках на большой глубине вместе с продуктами деления. Возврат минорных актинидов в реактор, позволяющий использовать их в топливе, решает эту проблему.

Мы реализуем принцип радиационной эквивалентности радиоактивных отходов и исходного уранового сырья. Это значит, что в природу мы возвращаем в виде отходов ту активность, которую в свое время извлекли вместе с ураном. То есть наша деятельность не ухудшает окружающую среду. Еще один важный принцип – это принцип естественной безопасности наших объектов. У нас исключены аварии, которые могут привести к отселению людей и загрязнению территории, выведению их из хозяйственного оборота. У нас не будет ни Фукусимы, ни Чернобыля, это в принципе исключено техническими решениями и используемыми материалами.

По прогнозам правительства, благодаря проекту «Прорыв» Россия сохранит за собой технологическое лидерство в области атомной энергетики, начнет эффективно использовать ОЯТ – перерабатывать для изготовления нового вида топлива для быстрых реакторов, – исключит аварии на АЭС и на долгие годы решит проблему утилизации отработавшего ядерного топлива. Завершение строительства всех ключевых элементов опытно-демонстрационного энергетического комплекса в Северске ожидается в 2030 г. На объекте будет продемонстрирована возможность замыкания ядерного топливного цикла на одной площадке, что до сих пор не было реализовано ни в одной стране мира.