Стратегия развития ядерной энергетики

Эти материалы были подготовлены мной в 2009 г., когда я был членом президентской комиссии по модернизации России. Все материалы состояли из пояснительной записки и 10-и приложений. Это приложение № 1. В комиссии меня выдержали только в течении 2-х заседаний, потом удалили. Сегодня я представляю этот материал в связи с новым ажиотажем по поводу бридеров.

1. Состояние вопроса.

Мировой порядок первой половины XXI века во многом будет определяться тем, как будет решена общая для всего человечества энергетическая проблема.

Энергетика, построенная на углеводородах, исторически себя исчерпала, и в течение ближайших десяти лет её рост будет закончен. Новых месторождений будет открываться всё меньше и меньше. При этом в ближайшие 30–50 лет замена углеводородной энергетики на любые виды альтернативной неядерной энергетики невозможна. Мировое энергопотребление к 2050 году по различным прогнозам достигнет до 25 млрд. т.н.э. (тонн нефтяного эквивалента), что при сохранении неядерной в своей основе энергетики ведёт человечество к ситуации катастрофической энергетической недостаточности в связи с истощением природных ресурсов и опасным потеплением климата.

Человечество стоит перед выбором: либо будет обеспечен переход к принципиально новому уровню энергопотребления и энергоэффективности - либо мир будет вынужден идти на ограничение потребления энергии, и наименьшим злом при подобных обстоятельствах станет кардинальное снижение материального благосостояния человечества. Наиболее же вероятным результатом нерешения энергетической проблемы станет погружение мира в пучину бесконечных войн за ресурсы и, прежде всего, за основной ресурс - энергию.

США и ведущие международные организации в настоящее время однозначно полагают, что на ближайшие полвека главным видом топлива останутся углеводороды.

США, которые являются абсолютным лидером по производству и потреблению энергии, в настоящее время сделали ставку на то, чтобы решать энергетическую проблему на 20–30 ближайших лет за счёт захвата углеводородных ресурсов Ближнего и Среднего Востока от Каспия до Персидского залива. Методом ресурсного обеспечения потребностей страны и глобального господства является захват и узурпация наличных углеводородных ресурсов.

Население Земного шара в ближайшие полвека будет неуклонно расти и, согласно последнему отчёту Комиссии ООН по населению, к 2050 году его численность достигнет уровня 9 миллиардов человек (в настоящее время данный показатель составляет около 6,5 миллиардов человек).

Даже при условии благополучия «развитых» стран, «давление» нищеты и безысходности со стороны «неразвитых» стран на «развитые» уже ко второму десятилетию нашего века станет разрушительным.

Одновременно с надвигающейся мировой энергонедостаточностью Россия и мир будут вынуждены иметь дело с продолжающимся и нарастающим экологическим кризисом. Согласно единодушным прогнозам специалистов, рост населения в условиях недостатка энергии приведёт к резкому снижению уровня обеспечения элементарных потребностей жизни и к одновременно резко усиливающемуся загрязнению окружающей среды, которое при этом будет сопровождаться естественным ростом индустриального загрязнения биосферы в развитых странах по причине использования в качестве основного источника энергии углеводородов.

Для России как северной страны невозможно полагаться на развитие и так называемой «альтернативной энергетики» на возобновляемых энергоресурсах (ветер, солнце, биомасса, геотермальная и др.). Двадцатилетний опыт развитых стран мира по использованию и форсированному развитию данных видов производства энергии однозначно показал, что за их счёт невозможно обеспечивать базовые потребности в энергии даже в условиях тёплого климата.

Также важно осознать, что в настоящее время Россия не является энергетической супердержавой. Существующий в настоящее время экспорт углеводородов не восстанавливает международного статуса России и не заменяет собой наукоёмкий советский ВПК Ставка, прежде всего, на углеводородное сырьё в ближайшие десятилетия является для страны абсолютно неперспективной и однозначно проигрышной.

Очевидно, что для России и мира на ближайшие десятилетия подлинной альтернативой углеводородной энергетике является только ядерная энергетика. В данной мировой политической ситуации у России на ближайшие полвека не существует альтернативы ставке на решительное развитие ядерной энергетики.

Китай, как и другие развивающиеся государства делают ставку на сверхинтенсивное развитие ядерной энергетики.

Китай намерен неуклонно увеличивать долю атомных электростанций в энергетическом балансе страны. Программа развития ядерной энергетики Китая предусматривает семикратное увеличение к 2020 г. мощностей всех АЭС - примерно до 40000 МВт. Через 15 лет их доля в общей генерации электроэнергии вырастет до 4–5%. К этому времени будет построено до 30 новых ядерных реакторов. При этом подряды на реакторы и строительство китайских АЭС, начиная с 2010 года, если не предпринимать специальных усилий, перестанут доставаться России в силу отсталости российских ядерных технологий.

Подобные планы характерны не только для Китая, но и для всей Азии. В ближайшие двадцать пять лет в 5–10 раз собираются увеличивать свои атомные энергетические мощности Иран и Индия, а также, вероятно, Корея и Индонезия.

Уран не принадлежит к числу редких элементов. В земной коре его содержится около 4 частей на миллион, т. е. больше, чем таких довольно распространенных металлов, как серебро, ртуть, висмут и кадмий. Общее количество урана в земной коре на глубинах до 19,5 км составляет около (9-10)¹³ т. Но само по себе это число могло бы привести к ошибочным выводам, поскольку в большинстве месторождений руда настолько бедна (содержит 0,001% и менее урана), что извлекать из неё металл нерентабельно. По расчётам и прогнозам, известные запасы относительно дешёвого ядерного топлива могут истощиться уже к концу текущего столетия, если мы и в дальнейшем будем строить АЭС тех же типов, как сегодня. Ядерные реакторы большинства современных АЭС используют лишь относительно малую часть ядерного топлива.

Таким образом, основным фактором, ограничивающим масштабное развитие ядерной энергетики, является ограниченность доступных запасов урана-235 (U²³⁵), который является топливом для реакторов водо-водяного типа. Коммерческие запасы U²³⁵ не превышают по своему энергетическому потенциалу запасы нефти и не могут кардинально решить энергетическую проблему, а в России уран остался вообще только в Краснокаменске Читинской области и окончится он там примерно лет через пятнадцать.

 

2. Реакторы-размножители.

Решение данной задачи в нашей стране связывается с переходом к середине века всей мировой атомной энергетики на замкнутый ядерный топливный цикл (так называемый уран–плутониевый, а в будущем и ториевый, цикл) на базе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, когда извлечённые из отработанного ядерного топлива уран и плутоний повторно используются в качестве нового ядерного топлива. Ядерные реакторы-размножители, по замыслу их разработчиков, способны включить в топливный цикл U²³⁸, запасы которого в 140 раз превосходят запасы U²³⁵. В реакторах-размножителях U²³⁸ превращается в плутоний-239 (Pu²³⁹), который является ядерным топливом.

При этом принимается, что организация перехода к замкнутому ядерному топливному циклу, наряду с использованием быстрых реакторов, позволит уйти от критической недостаточности ресурсной базы ядерной энергетики («природно–урановой зависимости»), построить расширенное воспроизводство ядерной энергии, в частности, использование гигантского количества уже накопленного сырьевого материала U²³⁸ и плутония (ядерных «отходов»), дать существенное уменьшение объема радиоактивных отходов, технологически обеспечить поддержание режима нераспространения ядерных материалов за счёт использования ядерно–опасных материалов внутри топливного цикла.

Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам (БР) были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах. Физический пуск первого реактора на быстрых нейтронах под названием «Климентина» (металлический плутоний, объем активной зоны 1,7л) был осуществлен в США уже в 1946г. Интерес к реакторам на быстрых нейтронах определялся тем, что по мере увеличения энергии нейтронов относительное уменьшение сечения деления меньше относительного уменьшения сечения прилипания, а среднее число генерируемых при делении нейтронов увеличивается, так что в реакторах на быстрых нейтронах можно было ожидать большей эффективности воспроизводства делящихся изотопов. Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне - в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. На каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах. Создание реакторов на быстрых нейтронах – это ещё и попытка подняться по энергии, т.е. использовать высокоэнергетичную часть делительного спектра нейтронов. Однако, проведенные при создании БР работы позволяют сегодня утверждать, что максимум рабочего спектра нейтронов в БР будет находиться в области энергий ~ 200 кэВ.

Хотя идея бридеров (реактор - размножитель делящихся изотопа) была предложена Лео Сцилардом в 1943 году, первый экспериментальный бридер, тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 года в Айдахо, США, т.е пятью годами позже реактора на быстрых нейтронах. В СССР похожий реактор – четырьмя годами позже - в г. Обнинске. Сегодня идея реакторов на быстрых нейтронах однозначно связывается только с расширенным воспроизводством ядерного топлива.

В 1956 г. консорциум компаний США начал сооружение 65 МВт бридера "Ферми-1". После его пуска в 1966 г. из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны. Реактор демонтирован. Больше США к идее бридеров не возвращались.

Германия построила бридер в 1974 г. и закрыла в 1994 г. Промышленный бридер, SNR-2, сооружение которого началось еще в начале 70-х годов, завершила его строительство в конце 90-х годов, но в эксплуатацию так и не ввела из-за неконкурентноспособности и нерешенности проблемы РАО.

Франция в 1973 г. ввела в эксплуатацию "PHENIX", а в 1985 г. промышленный "SUPERPHENIX", стоимостью 5 млрд. USD. В настоящее время их работа прекращена.

Япония в 1977 г. построила опытный бридер "Дзее", на работу которого до сих пор не получена лицензия. Большой промышленный бридер "Мондзю", введенный в эксплуатацию в 1994 году, в декабре 1995 г. закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя (натрия).

Причины того, что во всех странах отказались от идеи бридеров заключаются в следующем:

1. Проблемы БР связаны с гораздо большими технологическими сложностями, большими проблемами с РАО, с проблемами нераспространения. Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве БР в третьих странах, поскольку на каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония. Причём в этом производстве на каждые миллион киловатт электрической мощности будет циркулировать более двадцати тонн плутония. В промышленно развитых странах вопрос строительства БР даже не обсуждается.

2. Одним из основных требований к топливу БР является обеспечение его глубокого выгорания (до 100 МВт сутки/кг.), поскольку малая величина выгорания неприемлема с точки зрения экономической эффективности БР. Большая энерговыработка (примерно в три раза больше, чем в ВВЭР) приводит к значительному накоплению продуктов деления и выходу газообразных продуктов деления, распуханию топлива, что ужесточает требование к радиационной стойкости топлива. Примерно 15% общего количества продуктов деления составляют благородные газы – ксенон и криптон. Из-за высокой удельной мощности (в четыре раза больше, чем в ВВЭР), топливо должно выдерживать большие температурные градиенты, что связано с малым диаметром твэлов (d ~ 9 мм).

3. Идея, лежащая в основе создания БН, а именно получение электроэнергии и воспроизводство делящегося материала, сводится на нет тем обстоятельством, что среди физических процессов, реализуемых в реакторах на быстрых нейтронах, существует лишь один процесс, который в состоянии погасить цепную реакцию в экстремальных аварийных условиях, а именно доплеровский эффект, приводящий к резкому увеличению захвата нейтронов сырьевым материалом (²³⁸U) при росте температуры. Доплеровский эффект обеспечивает эффективную мгновенную отрицательную обратную связь в случае разгона реактора. Стабильная работа БР возможна, когда в спектре нейтронов в значительном количестве присутствуют низкоэнергетичные нейтроны с энергией 0,1 – 10 кэВ, т.е. спектр нейтронов мягкий. Однако в этой области энергий нейтронов коэффициент воспроизводства не велик, а с учетом потерь при выгрузке, переработке и т.д. эффективности воспроизводства ожидать не приходится. Коэффициент воспроизводства тем больше, чем жестче рабочий спектр нейтронов, но тогда в обеспечение безопасной работы реактора работает лишь инерционная механическая система управления и защиты (СУЗ). Сегодня основным топливом являются окисиды урана и плутония потому что они дают более мягкий спектр нейтронов. UC  -  PuC,  UN  -  PuN  имеют более жесткий спектр нейтронов из-за того, что на один атом нуклида приходится один атом замедлителя, однако технологически эти виды топлива проработаны недостаточно.

3. Доля делящегося материала, обеспечивающая критичность, в БР значительно выше, чем в тепловом, поскольку сечения деления много меньше в рабочей области спектра БР. Типичные значения доли плутония для БР до ~30%, из них после первой выгрузки~ 75% составляют делящиеся изотопы ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu. Следовательно, доля делящегося материала в топливе достигает ~25%. Остальную часть плутония составляют изотопы ²⁴⁰Pu. В связи с тем, что ²⁴⁰Pu практически не делится нейтронами БР, его доля в последующих перегрузках будет постоянно возрастать, что приведёт к снижению доли воспроизводящего изотопа ²³⁸U и, следовательно, к уменьшению и так малого коэффициента воспроизводства в активной зоне реактора. Альтернативой этому является «удаление» ²⁴⁰Pu. Но для этого на каждом БР придётся иметь, кроме радиохимического производства по выделению плутония, завод типа Ангарского комбината для разделения изотопов, к тому же отличающихся всего лишь на 1 а.м. (²³⁹Pu и ²⁴⁰Pu). Создание единых центров по выделению плутония и разделению его изотопов совершенно бессмысленно, поскольку при этом потребуются масштабные перевозки радиационно опасных материалов на большие расстояния. При этом потери и время получения выделяемых продуктов и, следовательно, время удвоения в процессе воспроизводства плутония резко возрастёт.

4. Коэффициент воспроизводства в проектах реакторов-размножителей принимается равным Кв = 1.3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг ²³⁹Pu или U²³⁵ в ²³⁹Pu превращается 1.3 кг. ²³⁸U. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны реактора-размножителя нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор²³⁸U – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг ²³⁹Pu а в периферийную зону загружен²³⁸U. После окончания компании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного²³⁹Pu, а в периферийной зоне наработается 20×1.3 = 26 кг нового Pu( в том числе и ²⁴⁰Pu). После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищаются от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг (с учётом ²⁴⁰Pu) пойдут на восполнение выгоревшего ²³⁹Pu в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель. Итак, за компанию (без учета потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового реактора-размножителя такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше при учёте ²⁴⁰Pu. В обычной практике обычно используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако реальным временем удвоение является так называемое системное время удвоение, учитывающее все процедуры с урановым топливом вне реактора Оно будет равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго реактора-размножителя при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния ²⁴⁰Pu) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового ²³⁹Pu каждые 50 лет происходит удвоение мощности реакторов-размножителей. Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000000 кВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2 000000 кВт будет достигнута только в 2060 году, а мощность 4 000000 кВт – в 2110 году. Конечно, приведенные расчеты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на реакторах-размножителях не получится.

5. Не состоятельным является также утверждение, что возможна работа при коэффициенте воспроизводства равном единице. Коэффициент воспроизводства активной зоны существенно меньше единице. Больше единицы он получается в сумме за счет делящихся нуклидов, образующихся в зонах воспроизводства. Любая перегрузка, выгрузка, т.е. работа с делящимся нуклидом, входящая по тем или иным причинам в технологический регламент работы реактора, связана с потерями плутония, так что коэффициент воспроизводства должен быть заметно больше единицы, чтобы восполнить потери. Поэтому формулировки в виде «один раз загрузим, и пусть работает хоть сто лет», несостоятельны. Придется заниматься операциями загрузки и выгрузки топлива уже хотя бы потому, что срок службы чехлов твэлов и оболочек в проектах промышленных БН на сегодняшний день в лучшем случае ожидается на уровне трех лет.

6. Что же касается реакторов-размножителей на тепловых нейтронах с использованием уран-ториевого цикла (²³²Th – ²³³U), для которых также предлагается работа при значении коэффициента воспроизводства, равного 1, то здесь положение ещё хуже. Теоретический коэффициент размножения составляет всего 1,06 (по сравнению с 1,28 для уран-плутониевого топлива). Кроме потери нейтронов из-за утечки и паразитного поглощения в том числе в результате замедления и диффузии, возможность размножения на тепловых нейтронах ограничивается ещё одним фактором. Превращение топливного сырья в делящееся вещество после захвата нейтрона не является мгновенным процессом, и промежуточные продукты остаются в реакторе продолжительное время, в течение которого они могут поглощать нейтроны, образуя неделящееся продукты. В уран-ториевом цикле большое сечение радиационного захвата ²³³Th и длительный период полураспада ²³³Pa.

Человеку, не знакомому с тонкостями ядерной энергетики не понятно, почему же мир до сих пор не перешел на этот чудесный источник энергии, на который делает ставку наша ядерная доктрина.

В развитых странах с самого начала все проекты реакторов-размножителей делались с плутониевым топливом (UO₂-PuO₂). Это Феникс (73 г.) и Суперфеникс (85 г.) во Франции; PFR (74 г.) и CDFR (90 г.) в Англии; SNR-300 (90 г.) в ФРГ; MONJU (87 г.) в Японии и CRBRP (88г.) в США. Сегодня все эти реакторы закрыты. Скорее всего, причины этого близки к перечисленным выше.

Самым удивительным является то, что все реакторы-размножители, построенные у нас в стране работают только на уране. Уже около тридцати лет на Белоярской АЭС работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС, Россия). Облик реакторов – размножителей, основные принципы конструирования, физические процессы, определяющие работу реактора, топливо, теплоноситель и др. составляющие проектов БР были полностью определены и экспериментально подтверждены к концу 80-х годов. БН-600 - это уникальная машина, потребовавшая при создании огромных денежных средств и труда большого количества высококвалифицированных специалистов. Но он не является реактором с замкнутым циклом по ²³⁹Pu и не может нарабатывать топливо в режиме расширенного воспроизводства. Вся программа бридеров развивается уже около 60 лет. Казалось бы, что при том, что демонстрация процесса расширенного производства делящегося вещества является основной в проблеме реакторов-размножителей, надо было бы за это время продемонстрировать хотя бы принципиальную возможность решения этой проблемы. Но, по факту, в ответе ноль. Только разговоры о самой передовой технологии, которую во всех других странах закрыли.

Таким образом, по факту сегодня с уверенностью можно утверждать, что промышленного освоения БР, как во всём мире, так и у нас в стране, не будет. И совсем не по причине уникальности, дороговизне и многочисленных трудностей, возникающих в процессе создания и эксплуатации.