Чтение онлайн

Многие специалисты уже давно указывали на скорое исчерпание запасов урана-235 в случае широкого развития атомной энергетики. В частности, в 2008 году швейцарский учёный-физик Микаэль Диттмар провел масштабное исследование и установил, что в ближайшие несколько лет мировая энергетика может столкнуться с дефицитом урана-235.

Прямым подтверждением этого является то, что практически ни одна из развитых стран Запада не строит ядерных реакторов, использующих этот изотоп урана. Большинство реакторов, работающих на Западе, к 2013 году выработают свой ресурс и будут выводиться из эксплуатации. Так, США заказали строительство последней АЭС в 1968 году. Поэтому западные страны выйдут из этой ситуации с минимальными потерями.

Российская программа, наоборот, ориентирована на масштабное строительство АЭС с реакторами ВВЭР-1000, использующих в качестве топлива уран-235. Данное направление с подачи «Росатома» было провозглашено в докладе президента в качестве основного направления развития атомной энергетики в России на ближайшую перспективу. Но после 2013 года построенные АЭС останутся без топлива. То же ждёт и АЭС, строящиеся в развивающихся странах.

Именно поэтому «прорывной сценарий» С.В. Кириенко связывает с реакторами на «быстрых нейтронах»: «Исходя из этого, следующим шагом является быстрая энергетика, атомная энергетика, энергетика на быстрых нейтронах. На первом заседании комиссии, Дмитрий Анатольевич, Вы поставили задачу: в качестве приоритетов надо брать только те направления деятельности, в которых у нас есть задел. Здесь у нас уникальный задел, лучший в мире, поскольку в России действует сегодня единственный в мире коммерческий реактор на быстрых нейтронах, это БН-600 на Белоярской атомной станции под Екатеринбургом, опыт БН-350. Эти реакторные установки отработали более 140 реакторо-лет, причём очень успешно, и у нас уникальный опыт работы на них».

Это высказывание С.В. Кириенко следует проанализировать с точки зрения возможности создания широкомасштабной ядерной энергетики для всех стран в первой половине XXI века и решения проблемы нераспространения ядерного оружия. В.В. Путин неоднократно в своих выступлениях указывал, что «к ядерной энергетике в XXI веке должны иметь доступ все страны без какой-либо дискриминации». Кроме того, необходимо упомянуть и вопрос об «имеющимся заделе» по различным направлениям развития ядерной энергетики, поскольку на этот вопрос указал президент.

Современная энергетическая программа России

Для России как северной страны невозможно полагаться на развитие так называемой «альтернативной энергетики» на возобновляемых энергоресурсах (ветер, солнце, биомасса, геотермальная и др.). Почти тридцатилетний 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. Технологии типа нано или программного обеспечения не гарантируют стабильности страны. Примером этого являются США, в которых данные технологии развиты наиболее сильно. Однако это не спасает их от финансовых и геополитических проблем. Ключевыми сегодня являются только энергетические технологии, обеспечивающие выживание человечества. Страна-создатель таких технологий будет лидером человечества.

Очевидно, что для России и мира на ближайшие десятилетия подлинной альтернативой углеводородной энергетике является только ядерная энергетика.

1. 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 (бридерах), когда извлечённые из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) 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 Pu239, также являющийся 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.

Хотя идея бридеров (реакторов-размножителей делящихся изотопов) 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. В СССР похожий реактор – четырьмя годами позже - в 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 в эксплуатацию так и не был введён из-за неконкурентноспособности и нерешённости проблемы ОЯТ.

Франция в 1973 г. ввела в эксплуатацию бридер “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.

Проблемы БР связаны с гораздо большими технологическими сложностями, большими проблемами с ОЯТ, с проблемами нераспространения. Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве бридеров 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, а бомбу можно сделать из 6 кг. В промышленно развитых странах вопрос строительства бридеров даже не обсуждается. Во время посещения нами США и Китая специалисты этих стран просто смеются: «Заявляете об избавлении всего мира от плутония, а сами строите плутониевые бридеры! Раз нет дискриминации в доступе к вашей ядерной энергетике, то, может быть, построите плутониевый бридер в Иране и Северной Корее?». Этот вопрос надо задать С.В. Кириенко.

Идея, лежащая в основе создания бридеров, 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 (U238) при росте температуры. Доплеровский эффект обеспечивает эффективную мгновенную отрицательную обратную связь в случае разгона реактора. Стабильная работа бридера 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 невелик, 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 бридеров являются оксиды 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 практически не проработаны.

Коэффициент воспроизводства в проектах бридеров (Кв) принимается равным 1,3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг Pu239 или U235 в Pu239 превращается 1,3 кг. U238. 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 бридеров 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 реактор U238 – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону бридера загружено 100 кг Pu239, а в периферийную зону загружен U238. После окончания кампании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного Pu239, а в периферийной зоне наработается 20x1,3 = 26 кг нового Pu. После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг пойдут на восполнение выгоревшего Pu239 в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый бридер. Итак, за кампанию (без учёта потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового бридера такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше - при учёте Pu240. В обычной практике используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако реальным временем удвоения является так называемое системное время удвоения, учитывающее все процедуры с урановым топливом вне реактора. Оно равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго бридера при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния Pu240) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового Pu239 каждые 50 лет происходит удвоение мощности бридеров. Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000 000 кВт, то суммарная мощность бридеров 2 000 000 кВт будет достигнута только в 2060 году, а мощность 4 000 000 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 базе бридеров не получится. По имеющейся у нас информации, специалисты Курчатовского института в ответ на запрос Администрации президента в целом подтвердили справедливость данных оценок.