http://www.ras.ru/digest/showdnews.aspx?id=03f96250-e8c1-4173-abff-53dbb8cbdcfb&print=1
© 2024 Российская академия наук

Топливо для "большой" атомной энергетики

В озвученных на высоком уровне намерениях масштаб развития атомной энергетики в России до 2030 года ориентирован на 65 ГВт установленных мощностей. Расчеты топливного баланса показывают, что для варианта открытого топливного цикла (на котором сейчас в основном работает атомная энергетика) реализация такого сценария потребует около 600 тыс. тонн природного урана, чтобы обеспечить топливом полный жизненный цикл реакторов, построенных до 2030 года. Этот объем природного урана близок к оцененным его запасам в России, что, безусловно, вызывает опасения при выборе такого пути развития. Кроме того, по нашим оценкам, ядерная доля 65 ГВт в 2030 году -явно недостаточный масштаб, ну и, тем более, после этого времени атомная энергетика должна продолжать высокими темпами наращивать свои мощности. Есть еще активно развивающийся международный ядерный рынок, на котором Россия, как ведущая ядерная держава, занимает заметное место и будет наращивать свое присутствие. Можно, конечно, рассчитывать на дополнительные ресурсы природного урана, которые, конечно, зависят от интенсивности геологоразведки, но совершенно очевидно, что доступные ресурсы экономически выгодных запасов урана-235 недостаточны для требуемых масштабов развития атомной энергетики при использовании только тепловых реакторов, работающих по открытому циклу.

Естественно, возникает предложение о реализации замкнутого топливного цикла. Если переработать отработанное ядерное топливо (ОЯТ), из него можно выделить несгоревшие, а также наработанные при облучении в реакторе делящиеся изотопы и сделать новое топливо. Для выработки электричества в объеме 1 ГВт в год в современных тепловых реакторах сжигается примерно 1 тонна делящихся изотопов, при этом в ОЯТ останется около 300 кг урана-235 и около 220 кг делящихся изотопов плутония. Если эти делящиеся изотопы выделить при переработке ОЯТ и повторно использовать в тепловых реакторах, то можно примерно на 20-25 % сократить потребности в природном уране. Такое решение освоено и реализуется в атомной энергетике ряда европейских стран, но оно не меняет ситуацию кардинально.

Выход из тупика

Путь кардинального решения топливной проблемы крупномасштабной атомной энергетики - использовать накопившийся в тепловых реакторах плутоний в реакторах на быстрых нейтронах. Если в сегодняшних реакторах на тепловых нейтронах количество вновь образующегося ядерного топлива меньше, чем сгорело, то есть коэффициент воспроизводства меньше единицы, то в быстрых реакторах, в которых деление ядер производится нейтронами высоких энергий, можно получить коэффициент воспроизводства ядерного топлива существенно больше единицы. Такие реакторы на быстрых нейтронах называются реакторами - размножителями или бридерами, так как они производят больше ядерного топлива, чем в них сжигается. Это избыточное топливо может быть извлечено при переработке ОЯТ и использовано для производства топлива быстрых или тепловых реакторов.

В России (ранее в СССР) развитию направления быстрых реакторов уделялось большое внимание. По разработкам, выполненным в 1980-е годы, можно заключить, что для быстрых реакторов с натриевым теплоносителем доступны параметры воспроизводства топлива в реакторе на уровне 120-270 кг избыточного плутония на 1 ГВт в год. То есть при сжигании в реакторе 800 кг делящихся изотопов плутония получается 1 ГВт в год электроэнергии, а в ОЯТ содержится от 920 до 1070 кг вновь наработанных делящихся изотопов в зависимости от конструкции реактора. Подчеркнем, что в быстрых натриевых реакторах более высокий, в сравнении с тепловыми реакторами на легкой воде, термодинамический коэффициент преобразования тепла в электричество.

Из сказанного понятно, что можно сделать и такие конструкции быстрых реакторов, в которых количество вновь наработанного делящегося материала будет равно количеству сожженного, то есть коэффициент воспроизводства равен единице. Такая концепция приобрела популярность в недавние времена, когда доминировало мнение, что с энергетическими проблемами можно справиться и без атомной энергетики, по крайней мере, ее развитие будет вестись весьма низкими темпами. Для ее реализации необходимо расходовать плутоний, накопленный в тепловых реакторах, только на формирование начальной загрузки быстрого реактора и на заполнение внешнего топливного цикла. Всю последующую жизнь этот реактор будет потреблять собственный наработанный плутоний. Для формирования загрузки активной зоны и заполнения топливного цикла на 1 ГВт электрической мощности необходимо примерно 8, 5 тонны плутония, выделенного из ОЯТ тепловых реакторов. Чтобы получить такое количество плутония, необходимо использовать для производства топлива тепловых реакторов от 6000 до 8000 тонн природного урана.

Понятно, что без расширенного воспроизводства суммарная мощность быстрых реакторов будет ограничена количеством использованного тепловыми реакторами природного урана и соответственно будет ограничена мощность атомной энергетики. К настоящему времени российская атомная энергетика израсходовала около 80 тыс. тонн природного урана, примерно половину в реакторах ВВЭР и половину в РБМК. При переработке накопленного ОЯТ ВВЭР выделенного плутония достаточно для формирования топливных загрузок 5-7 ГВт быстрых реакторов. В случае начала развития быстрого направления в 2020 году, когда будет использовано уже около 160 тыс. тонн природного урана, плутония из ОЯТ ВВЭР хватит на строительство 10-13 ГВт. Так что, если в России мы ограничимся объемом природного урана 600 тыс. тонн, то в пределе можно говорить об атомной энергетике мощностью около 100 ГВт. Международная оценка экономически доступных ресурсов природного урана для мировой атомной энергетики составляет 16 млн. тонн, что в варианте без расширенного воспроизводства ограничивает масштаб ее мощностей около 2000 ГВт. Это в пять раз больше сегодняшнего уровня, но явно недостаточно для решения проблем глобальной энергетики. Наш анализ указывает на необходимость иметь в мире в XXI веке 5000-10 000 ГВт ядерных мощностей, используемых для генерации электричества и неэлектрического применения, в том числе для производства водорода и моторных топлив на его основе. Перспективы такого роста ядерных мощностей могут быть связаны лишь с реализацией расширенного воспроизводства ядерного топлива.

Проблема воспроизводства

Расширенное воспроизводство топлива с использованием быстрых реакторов размножителей снимает проблему масштаба и темпа развития атомной энергетики. Так, оценки, сделанные применительно к развитию российской атомной энергетики, показывают, что использование плутония, наработанного к 2020 году в тепловых реакторах, позволит загрузить топливом около 20 ГВт в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем (характеристики которых соответствуют ранее разработанным российским проектам: избыточная наработка 270 кг; длительность внешнего топливного цикла 3 года). За счет расширенного воспроизводства мощность быстрой компоненты АЭ можно увеличить к концу столетия до 240 ГВт при суммарной мощности АЭ более 300 ГВт.

Программа развития российской атомной энергетики предполагает серийное строительство быстрых реакторов начиная с 2022 года и достижение к 2030 году установленной мощности быстрых реакторов около 16 ГВт. Исследования с использованием современных математических моделей, в которых учитывается изменение топливных характеристик реакторов в течение жизненного цикла, изотопного состава топлива во внешнем топливном цикле и многое другое, позволяют оптимизировать требования к реакторам и топливному циклу и сформулировать главные критерии, которые позволяют гарантированно обеспечить топливом атомную энергетику.

Так, на этапе до 2030 года, когда быстрые реакторы используют плутоний из тепловых реакторов, определяющим фактором с точки зрения наращивания мощностей быстрых реакторов является удельная загрузка топлива, которую целесообразно минимизировать. При этом на начальном этапе можно довольствоваться коэффициентом воспроизводства 1, 2-1, 3. В последующем начинает преобладать необходимость нарабатывать новое топливо. Важнейшей задачей становится уменьшение длительности внешнего топливного цикла. После 2030 года, если требования к наращиванию атомной энергетики не будут снижены, потребуется развитие быстрых реакторов с более высокими воспроизводящими характеристиками с коэффициентом воспроизводства на уровне 1, 4-1, 5, что физически и технически достижимо.

Сейчас бытует представление, что главным критерием будущего коммерческого быстрого реактора должна быть его конкурентоспособность по выработке электроэнергии в сравнении с реакторами типа ВВЭР. Это неправильно. Атомная энергетика представляет собой единый комплекс реакторов различных типов и топливного цикла. Каждый тип реакторов (быстрых и тепловых) в системе атомного энергетического комплекса будет выполнять свое предназначение. И не требуется, чтобы элементы этого комплекса конкурировали друг с другом по отдельному виду продукции. Тепловые реакторы нацелены на удовлетворение энергией разнообразных потребителей: наряду с генерацией электричества для ЕС это централизованное теплоснабжение, региональная энергетика, промышленные технологии. Быстрые реакторы производят два продукта. Они предназначены не только для производства базового электричества, но одновременно вырабатывают новое топливо, которое будет использоваться в системе атомно-энергетического комплекса для обеспечения топливом не только себя, но и других реакторов. Выбор и оптимизация их параметров должны учитывать выработку этих двух продуктов.

Суммируя сказанное, можно утверждать, что атомная энергетика при любых масштабах не имеет в обозримой перспективе ресурсных ограничений при использовании замкнутого топливного цикла и расширенного воспроизводства топлива в быстрых реакторах. Ее масштаб ограничен только уровнем индустриализации экономики, и способностью государства найти мотивации развития высоких технологий.

Андрей Юрьевич Гагаринский - доктор физико-математических наук, РНЦ "Курчатовский институт" , Николай Николаевич Пономарев-Степной - академик РАН, РНЦ "Курчатовский институт" , Виктор Филиппович Цибульский -кандидат технических наук, ведущий научный сотрудник РНЦ "Курчатовский институт".

***

Экономически доступных ресурсов природного урана 1 для энергетики - 16 млн. тонн