ЕКАТЕРИНБУРГ, 26 июн — ПРАЙМ. Крупнейшая в истории интернациональная конференция по ядерным реакторам на быстрых нейтронах и их топливным циклам FR17 под эгидой Интернационального агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) открывается в понедельник в Екатеринбурге.
Конференция FR (от fast reactors, «скорые реакторы») — глобальный международный форум, на который приезжают представители краёв, занимающихся тематикой этих установок, необходимых для развития атомной энергетики. Подчеркивая значимость этих конференций для атомной энергетики, специалисты сравнивают их с олимпиадами в спорте.
Первоначальный такой форум FR09 прошел в 2009 году в японском Киото, другой — FR13 — состоялся в 2013 году в Париже. Темой конференции FR17 сделается новое поколение ядерных систем для устойчивого развития.
Конференция FR17, какая пройдет 26-29 июня, будет экспертной площадкой для обмена информацией о интернациональных и национальных программах по реакторам на быстрых нейтронах, о новых разработках в районы «быстрых» реакторов и их топливных циклов. Организатором форума сделалось МАГАТЭ при содействии госкорпорации «Росатом».
Одной из главных вин выбора Екатеринбурга в качестве места проведения конференции FR17 сделалось то, что в расположенном рядом городе Заречном на Белоярской АЭС в настоящее пора действуют единственные в мире энергетические реакторы на быстрых нейтронах индустриального уровня мощности — БН-600 (на блоке №3 станции) и БН-800 (на блоке №4).
РЕКОРДНЫЙ Заинтересованность К ФОРУМУ
Оргкомитет конференции получил докладов больше, чем на каком-либо интернациональном форуме по «быстрой» реакторной тематике — на FR17 зарегистрировалось более 500 участников.
Программой конференции предусмотрены доклады о проектах в районы 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 Полуденной 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 известил в интервью РИА Новости, что треть из более чем 500 участников конференции сформулировали желание увидеть на Белоярской АЭС уникальные реакторные установки БН-600 и БН-800. Першуков отметил, что это проявление невиданного заинтересованности к российским атомным технологиям и «настоящее паломничество».
«И это невзирая на политику, ни на какие санкции. Россия становится пунктом, которое научная общественность признает в качестве центра притяжения, как с точки зрения присутствия компетенций, технологий, так и возможности проведения таких больших мероприятий», — отметил замглавы «Росатома».
«РЕАКТОРЫ Грядущего»
Реакторы на быстрых нейтронах, как считается, имеют два главных преимущества.
Первоначальный большой плюс связан с решением сырьевой проблемы нынешней атомной энергетики. В ней используются так именуемые «тепловые» реакторы, работа которых основана на использовании энергии, выделяемой при делении основ урана-235. Но эффективность использования урана-235 весьма мала, потому что содержание этого изотопа в природном уране составляет немного 1% (основной составляющей природного урана является уран-238).
Образно сообщая, добыча урана с целью обеспечения ядерным топливом «термических» реакторов сродни использованию древесины лишь для производства спичек, сжигаемых после в печке.
Следовательно, применение в качестве ядерного «горючего» лишь одного урана-235 не может гарантировать развития атомной энергетики в глобальном масштабе — все же запасы урана на Земле не беспредельны.
Проблему можно решить, используя именно реакторы на скорых нейтронах, энергия которых гораздо выше энергии «пролетариев» нейтронов в тепловых реакторах (отсюда и название «быстрый» реактор). Скорые нейтроны приводят к делению ядер атомов как урана-235, так и урана-238. Но у «скорых» реакторов определенного типа, так называемых реакторов-размножителей (бридеров) есть еще одна весьма важная особенность — в них «сжигание» ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного «горючего».
Утилитарная реализация воспроизводства ядерного «горючего» принципиально важна для грядущего атомной энергетики: такой процесс даст возможность утилитарны полностью использовать природный уран и тем самым примерно в сто раз повысить «выход» энергии из каждой тонны добытого природного урана.
Это обнаруживает путь к почти неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики. Потому специалисты уверены, что использование реакторов-«размножителей» — необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большенного масштаба.
ЭКОЛОГИЧЕСКОЕ ПРЕИМУЩЕСТВО
Второе достоинство «быстрых» реакторов — их способность эффективно «сжигать» наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе.
Таким манером, можно радикально решить проблему обезвреживания радиоактивных отходов атомной энергетики, неоднократно уменьшив их объем.
Именно благодаря этим двум основным преимуществам специалисты называют реакторы на быстрых нейтронах завтрашним днем атомной энергетики, какая благодаря замкнутому ядерному топливному циклу будет и обеспечивать себя воспроизводимым ядерным «горючим», и разрешит многие экологические вопросы.
ИСТОРИЯ «БЫСТРЫХ»
Идея создания реакторов на скорых нейтронах для атомной энергетики возникла еще на ее заре, в конце 1940-х годов. В Советском Альянсе это направление развивалось под руководством академика Александра Лейпунского (сейчас его имя носит обнинский Физико-энергетический институт, ФЭИ — научный «штаб» российских проектов по «скорым» реакторам).
Но строить «быстрые» реакторы оказалось не так просто из-за технических сложностей. В частности, в таких установках теплоноситель, «отнимающий» тепло от ядерного топлива, не должен замедлять быстрые нейтроны, по-иному теряется сам смысл этих реакторов (поэтому вода в качестве теплоносителя тут не годится — она «тормозит» быстрые нейтроны).
Требовались новые конструкционные материалы, какие 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 цельного ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого образа в СССР, США, Франции, Великобритании и Германии.
Советский Союз перегнал конкурентов: первый в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 введённой электрической мощностью 350 мегаватт был запущен в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). Доля тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, прочая шла на опреснение морской воды. Этот энергоблок проработал до 1998 года — на пять лет длиннее проектного срока. Опыт создания и эксплуатации этой установки позволил постигнуть и решить многие задачи в области реакторов типа БН.
Надо отметить, что аббревиатура БН означает не «скорые нейтроны», а «быстрый натриевый» — тем самым подчеркивается, что в качестве теплоносителя в таких реакторах используется некрепкий натрий.
А в 1980 году на Белоярской АЭС имени Курчатова был запущен третий энергоблок этой станций БН-600 введённой электрической мощностью 600 мегаватт, он надежно работает по сей день.
Этот блок не лишь вырабатывает электроэнергию, но и служит уникальной базой для испытаний новоиспеченных конструкционных материалов и ядерного топлива. Причем «ветеран» БН-600 по линии своих показателей признается специалистами одним из лучших реакторов — не лишь среди «быстрых», а вообще среди всех типов энергетических реакторов.
ЧЕТВЕРТЫЙ БЕЛОЯРСКИЙ
Вытекающим 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 какой развитие атомной энергетики в СССР затормозилось, и стагнации российской атомной энергетики после распада Советского Альянса будущее проекта БН-800 оказалось неопределенным.
Решающую роль сыграла поддержка со сторонки руководства страны, утвердившего новую программу развития атомной энергетики в России. Четвертый энергоблок Белоярской АЭС был выстроен, пущен в 2014 году, а первый ток он дал в декабре 2015 года. В октябре 2016 года он был отдан 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 каком можно использовать плутоний, выделенный в процессе переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на термических нейтронах.
В ноябре прошлого года старейший американский журнал по энергетике POWER, одно из наиболее влиятельных и авторитетных интернациональных профессиональных изданий в этой области, назвал энергоблок БН-800 лучшей АЭС 2016 года в вселенной.
Блок с реактором БН-800 должен стать прототипом немало мощных коммерческих энергоблоков БН-1200, решение о целесообразности стройки которых в России будет приниматься на основе опыта эксплуатации БН-800.
Ранее сообщалось, что российские эксперты в районы атомной энергетики признали конкурентоспособность экономических показателей доработанного обликового проекта БН-1200.
ПРОЕКТ «ПРОРЫВ»
Труд над проектом энергоблока БН-1200 — одна из составляющих выполняемого «Росатомом» проекта «Прорыв» – одного из основных современных мировых проектов в атомной энергетике, в рамках какого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе сомкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
Еще одна вящая составляющая проекта «Прорыв» — создание энергетического комплекса в составе энергоблока с «скорым» 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 район).
МИРОВОЕ ЛИДЕРСТВО РОССИИ
То, что Россия безоговорочно, за явным преимуществом, лидирует в районы «быстрых» реакторов для АЭС, отмечают зарубежные эксперты. Это подчеркивают, в частности, специалисты Всемирной ядерной ассоциации (WNA). В своих изысканиях они отмечали, что Россия «уверенно продвигается вперед в реализации планов по порядочному расширению роли атомной энергии, в том числе в разработке новоиспеченных моделей реакторов».
Более того, те страны, которые тоже занимаются «скорым» атомом для энергетики, в этой области сейчас в принципе не могут рядышком стоять с Россией просто потому, что у них нет сейчас своих таких реакторов индустриального уровня мощности. По-настоящему освоить собственные установки за рубежом не смогли.
США, даже несмотря на то, что бывальщины пионерами освоения технологий «быстрых» реакторов, в настоящее пора это направление активно не развивают. Если у американцев и будет собственный подобный энергоблок, то, по мнению экспертов, никак не ранее 2030-х годов.
Бывальщины 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 затворён.
Еще менее долговечной была «жизнь» «Суперфеникса» — он проработал до 1998 года, при этом ни разу не был выведен на максимум мощности. Он был застопорен по политическим причинам, в угоду местным «зеленым».
Сейчас французы выполняют проект своего новоиспеченного «быстрого» реактора ASTRID, у которого будет такая же мощность, как у БН-600.
В Японии трудился 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 некрепком натрии кран, с помощью которого перегружалось ядерное топливо. Решительное решение о судьбе простаивающего с тех пор реактора до сих пор не принято.
Китай преднамерен активно развивать у себя «быструю» тематику, в том числе в партнерстве с Россией, и специалисты «Поднебесной» бывальщины одними из самых заинтересованных наблюдателей за работами по БН-800. Свои изыскания ведет и Южная Корея.
Из зарубежных стран сейчас ближней всех к началу работы своего «быстрого» энергоблока пришлась Индия — речь идет о намерении Дели в скором поре пустить индийский прототип коммерческого реактора-«размножителя» PFBR мощностью 500 мегаватт.
Вселенной — МБИР
Особое место не только в отечественном, но и мировом курсе работ по «быстрым» реакторам занимает строительство в России самого мощного в вселенной многоцелевого исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах МБИР и создание на его базе интернационального центра исследований.
Реактор МБИР строится на базе Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде (Ульяновская район). Уникальные технические характеристики МБИР позволят решать размашистый спектр исследовательских задач в обоснование создания новых конкурентоспособных и неопасных ядерных энергетических установок, в том числе и реакторов на быстрых нейтронах для замыкания ядерного топливного цикла. При этом пора исследований на новом реакторе, по сравнению с ныне действующими установками, сократится в несколько раз.
Почитается, что создание многоцелевого быстрого исследовательского реактора обеспечит атомную область современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на ближайшие 50 лет. Эксплуатацию реактора МБИР планируется приступить после 2020 года.
Как отметил ранее замглавы «Росатома» Першуков, заинтересованность зарубежных партнеров госкорпорации к участию в проекте МБИР «даже размашистее, чем мы предполагали».
«Росатом» предложил зарубежным партнерам уникальную возможность — зачислить участие в создании исследовательской инфраструктуры, которая нацелена на решение живых научных задач в обоснование инновационных реакторных концепций и будет отвечать всем авангардным требованиям», — заявил Першуков.
«Заложенная в проект многофункциональность мастерит реактор привлекательным для пользователей различного уровня — и для коммерческих прикладных исследователей, и для научных институтов, и для краёв, находящихся в начале пути к созданию ядерного направления национальной науки», — отметил он.
Сейчас идет формирование состава интернационального исследовательского центра на базе МБИР, в ближайшее время планируется сформировать правящий совет центра.
Основная научная программа работ на МБИР, позволяющая приступить изготовление и монтаж оборудования для этого реактора, должна быть сформирована в ближайший год.
