В России впервые в мире энергоблок Белоярской АЭС перевели на “несгораемое” топливо.
- Георгий Валентинович, помогите оценить масштаб события. Насколько это важная новость?
— Это действительно знаковое событие, потому что мы сделали первый шаг к энергетике будущего. Проблема в том, что сегодня в рамках тепловых реакторов мы фактически сжигаем только один изотоп урана - уран-235. Соответственно у современной ядерной энергетики срок эксплуатации не такой большой: при нынешнем способе использования топлива запасов урана на планете хватит примерно на 150 лет. Если же мы найдем способ вовлечения в топливный цикл урана-238, то это открывает для глобальной ядерной энергетики горизонты на несколько тысяч лет. Потому что запасов урана-238 в сто раз больше, чем урана-235 и его энергетический потенциал гораздо больше.
- А что такое МОКС-топливо?
- МОКС-топливо - это смесь оксидов плутония и урана, соответственно использование такого топлива — это первый шаг к ядерной энергетике будущего. Но все плюсы от этого вида топлива для энергетики можно реализовать только в быстрых реакторах и в условиях замкнутого ядерного топливного цикла. Мы можем с гордостью сказать, что сегодня приоритет в этой области принадлежит России. Потому что нигде в мире быстрые реакторы такой мощности не эксплуатируются. В Китае есть экспериментальный реактор небольшой мощности. А в России работают два серьезных энергетических реактора БН-600 и БН-800. И эксплуатация энергоблока Белоярской АЭС, где реактор БН-800 работает именно на таком виде топлива, означает, что мы освоили концепт замкнутого ядерного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. То есть мы можем управлять этой активной зоной, можем делать такое топливо и Россия с инженерной точки зрения готова для запуска энергетики будущего.
- Чем отличается реактор БН-800 от своих собратьев на других АЭС?
- На других АЭС у нас реакторы в основном водо-водяные - то есть вода является и замедлителем, и теплоносителем. И не только у нас: во всем мире 80 процентов энергоблоков используют реакторы на тепловых нейтронах. У них есть свои преимущества, но, так называемый, коэффициент воспроизводства топлива гораздо меньше единицы. Это значит, что уран-238, даже после переработки, мы в таких установках не можем полностью вовлечь в топливный цикл. БН-800 на Белоярской АЭС - принципиально иной реактор. У него натриевый теплоноситель и очень жесткий спектр нейтронов, который позволяет получить коэффициент воспроизводства больше единицы, это позволяет потенциально вовлечь весь уран-238 в энергетику.
- Вы говорили, про замкнутый ядерный топливный цикл. Что это значит?
- Это повторное использование различных составляющих отработавшего ядерного топлива. Естественно, после его переработки. Сегодня энергетика работает в открытом топливном цикле, то есть примерно так: мы обогащаем уран, делаем из него топливо, ставим в реактор, получаем энергию, затем вынимаем и отправляем в специальное хранилище. В отработанном ядерном топливе есть продукты деления, которые нужно захоронить, но их масса составляет всего несколько процентов, а остальное - уран, плутоний и другие актиноиды, которые можно повторно использовать. Реализация закрытого ядерного топливного цикла позволяет все эти ресурсы использовать. Ну и конечно, объем отходов, подлежащих захоронению, уменьшается, потому что мы их перерабатываем.
- Правда ли, что такая технология позволяет утилизировать не только отработанное топливо старых АЭС, но и оружейный плутоний?
-Да, конечно! Потому что, когда мы говорим о МОКС-топливе, то возникает вопрос: где взять для стартовой загрузки плутоний, которого в природе вроде бы нигде нет (плутоний получают искусственным путем из природного изотопа урана U238)? Для старта масштабной атомной энергетики на быстрых реакторах нам будет необходимо выделить плутоний из отработанного ядерного топлива либо использовать плутоний из оружейных программ. Потому что в быстрых реакторах плутоний выступает неким катализатором, который позволяет сжигать уран 238.
- А когда плутоний закончится?
- В быстрых реакторах получается уникальная ситуация: когда мы вынимаем из реактора МОКС-топливо (после того, как на нем выработали какой-то объем киловатт-часов), то мы имеем в этом топливе плутония, не меньше, чем заложили. То есть после переработки, мы можем снова использовать его для производства новых тепловыделяющих сборок и загружать в реактор.
- А можете для гуманитариев объяснить, как работает этот “вечный двигатель”?
- Здесь использована очень интересная физика, но если говорить совсем уж простым языком, то представьте, что вы истопили печку сложными брикетами, включающими редкий дорогой горючий материал и дешевый наполнитель. После использования, оказывается, что дорогого горючего материала меньше не стало, а часть дешевого наполнителя превратилось в сажу. В процессе переработки брикетов, вы убираете сажу, на ее место добавляете новый наполнитель и делаете новые брикеты, которые можно снова закладывать в печку. При этом они снова будут прекрасно гореть. Получается, что вы топите дешевым наполнителем, который сам гореть не может. Но для такого трюка нужны быстрые реакторы, потому что в тепловых в силу ряда физических особенностей этого сделать не получается, потому что масса «горючего материала» уменьшается.
- Читал, что аналогичные зарубежные проекты не были реализованы? Почему?
- Вообще на раннем этапе развития ядерной энергетики быстрые реакторы разрабатывались в ряде стран. Были интересные проекты в Америке, и во Франции, и в Японии. Но с экономической точки зрения (далекую перспективу мы в расчет не берем) те тепловые реакторы, которые сегодня эксплуатируются, оказались более экономически выгодными. И ядерная энергетика пошла по этим рельсам. На сегодняшнем этапе, если мы говорим о быстрых реакторах и переработке топлива, эти технологии требуют больших финансовых и интеллектуальных вложений. Технологии переработки топлива есть не только в России, но и на Западе. Но стран, где такие разработки ведут, немного. Хотя надо понимать, что это вложение в будущее. Когда урана-235 будет не хватать и цены на него полезут вверх, тогда экономика перевернется и быстрые реакторы будут более выгодны. При этом, в России есть интересные проекты, которые призваны продемонстрировать, что быстрые реакторы могут быть экономически привлекательными уже сейчас. Например, опытный реактор БРЕСТ-ОД-300, который строится в Северске, эта попытка доказать, что реактор на быстрых нейтронах экономически может конкурировать с тепловыми, которые сейчас массово эксплуатируются.
- Вы говорите, что это энергетика будущего. Насколько это будущее близко?
- Я думаю, это гораздо ближе, чем термоядерные реакторы. Это технология ближайших 30-40 лет. Поэтому сегодня эту технологию Китай и Индия рассматривают, как одно из самых перспективных направлений. Проект Прорыв, в рамках которого будет построен реактор БРЕСТ это горизонт 2030-ых годов. И если эта “проба пера” будет успешной, и мы получим ответы на очень многие вопросы, тогда - не исключено - начнется масштабное строительство быстрых реакторов. По моим прогнозам, с 2050-ых годов быстрые реакторы будут строиться наравне с тепловыми.
Источник:
