Электрические сети энергосистем Турбины тепловых и атомных электростанций Развитие атомной энергетики Анализ мирового энергетического рынка Воздействие радиации на человека Машиностроение для энергетики

Переход к простой одноконтурной схеме охлаждения и использование отработанной технологии легководного кипящего теплоносителя позволит значительно уменьшить стоимость быстрого реактора, сделает его конкурентоспособным в современной энергетике и в энергетике ближайших десятилетий.

Следует подчеркнуть, что вариант кипящего быстрого реактора в отличие, например, от реактора со сверхкритическим давлением теплоносителя, не требует многолетней и дорогостоящей разработки новых материалов, корпусов, основного оборудования, обоснования их работоспособности и т.п. Концепция кипящего быстрого реактора вытекает из всего предыдущего развития кипящих реакторов и не выходит далеко за рамки освоенных технологий, материалов, режимов эксплуатации, диапазонов изменения параметров, а вместе с тем достигает главного – решения проблемы топливообеспечения.

Россия также обладает значительным опытом в разработке и эксплуатации кипящих одноконтурных реакторов (РБМК), в том числе и с естественной циркуляцией теплоносителя (ЭГП-6). Вот уже 40 лет успешно эксплуатируется корпусной кипящий реактор ВК-50, в НИКИЭТ разработан проект корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией – ВК-300.

Основа современной атомной энергетики и АЭС ближайших десятилетий - это реакторы большой мощности с легководным теплоносителем. Основная тенденция в развитии легководного направления – превалирование одноконтурных корпусных кипящих реакторов над двухконтурными реакторами под давлением. Главные направления развития кипящих реакторов – переход на естественную циркуляцию теплоносителя и создание реактора с коэффициентом воспроизводства, близким к 1.

Говоря о конкуренции двух концепций − PWR и BWR, нельзя не отметить и общую тенденцию в их развитие – решение проблемы отработанного ядерного топлива (ОЯТ), замыкание топливного цикла, использование в действующих реакторах вторичного ядерного горючего – плутония. Больше всех на этом пути преуспела Франция, для которой замкнутый топливный цикл и загрузка МОХ-топлива в реакторы PWR − это уже рутинная промышленная технология. МОХ-топливо загружается в легководные реакторы в Бельгии, Германии, Японии. В США спроектирован реактор типа PWR (SYSTEM-80+) со 100%-й загрузкой МОХ-топливом. В Японии сооружается кипящий реактор ABWR, который также допускает 100%-ю загрузку МОХ-топлива. Одним из основных требований, предъявляемых к легководным реакторам нового поколения, сформулированным в EUR (European Utility Requirements), является возможность использования в этих реакторах МОХ-топлива, доля которого в загрузке должна достигать 50%. Новейший европейский реактор EPR этому требованию соответствует. Ясно, что при создании АЭС-2006 такая возможность должна быть предусмотрена, если мы действительно хотим получить современный конкурентоспособный реактор.

Замыкание топливного цикла, использование наработанного плутония и решение проблемы ОЯТ – необходимые условия существования полноценной атомной энергетики. Решение этой задачи должно стать приоритетной целью НТП. Только замыкание топливного цикла и превращение изотопов плутония из опасных радиотоксичных отходов в нормальное реакторное топливо создаст предпосылки и стимулы для широкомасштабного внедрения быстрых реакторов и сделает атомную энергетику привлекательной в глазах общественности.

Политика «снимания сливок» − быстрого строительства десятков энергоблоков, работающих на дешевом уране, с перекладыванием проблемы ОЯТ на плечи будущих поколений, так же безответственна, как и ускоренное выкачивание и распродажа нефти и газа так, как будто нам самим это уже никогда не понадобится. Нефть, газ, уран − это и есть наш Стабилизационный Фонд, а не доллары, которые в любой момент могут растаять и обесцениться.

С учетом сказанного, можно составить следующую схему перехода на Новую технологическую платформу, выделив на этом пути два этапа.

Первый этап создания НТП:

Создание на базе отработанной технологии ВВЭР энергоблоков АЭС-2006 с гибким топливным циклом, включая загрузку МОХ-топливом (до 50%).

Решение проблемы ОЯТ и замыкание топливного цикла, как необходимые условия существования масштабной и долговременной атомной энергетики.

Разработка кипящего корпусного реактора большой мощности с естественной циркуляцией теплоносителя.

Разработка кипящего корпусного реактора с коэффициентом воспроизводства, близким к 1.

Решение этих задач позволит атомной энергетике России достичь нового качества и по безопасности, и по экономичности, и по ресурсосбережению, и по экологии. Это задачи, в основном, инженерного класса, т.е. те, которые базируются на достигнутом технологическом уровне – на имеющихся конструкционных материалах, освоенных технологиях топлива и теплоносителя, и не выходят за пределы обоснованных многолетней эксплуатацией диапазонов температур, давлений, выгораний, флюенсов.

Второй этап создания НТП. Следующий этап в создании НТП атомной энергетики - это достижение выходной температуры теплоносителя ~1000ºC. Освоение этого температурного уровня даст прямой выход к глобальной атомно-водородной энергетике, что стало бы новым скачком в развитии всей цивилизации.

Здесь также имеется существенный задел, созданный в 70-80 годы прошлого века, когда в Германии и США уже эксплуатировались экспериментальные и прототипные высокотемпературные газо-графитовые реакторы с гелиевым охлаждением. В СССР также велись активные работы в этом направлении и, в частности, разработана технология изготовления микротвэлов.

Сегодня интерес к высокотемпературным реакторам в мире вновь возобновился. В Японии действует экспериментальный высокотемпературный реактор HTR мощностью 10 МВт с температурой гелия на выходе 900ºС, на котором отрабатываются две альтернативные технологии производства водорода. Там же разрабатываются проекты с призматической (GTHR-300) и насыпной (FAPIG-HTR) активной зоной. О своем намерении построить высокотемпературный реактор с гелиевым охлаждением с насыпной активной зной заявили ЮАР (PMBR) и Китай (GTR-PM). Россия и США разрабатывают совместный проект высокотемпературного модульного реактора ГТ-МГР с призматической активной зоной мощностью 287 МВт(э). В результате осуществления этих проектов будут отработаны важнейшие элементы высокотемпературной технологии – корпус реактора, газодувки, газоходы, газовые турбины, теплообменники, системы безопасности и т.д. На этих реакторах должна быть отработана и технология промышленного производства водорода.

Вместе с тем, подобные реакторы не могут стать последним шагом в развитии ядерной энергетики. Все перечисленные проекты - это реакторы на тепловых нейтронах, с их крайне низкой эффективностью топливоиспользования. Например, расход урана на единицу тепловой энергии в реакторе ГТ-МГР выше, чем даже в реакторе ВВЭР-1000. Еще один недостаток тепловых реакторов – непрерывное накопление радиотоксичных изотопов, прежде всего, младших актинидов с периодом полураспада в сотни и тысячи лет.


На главную