В сфере ядерной энергетики происходит процесс «тихой трансформации», связанный с внедрением ядерных энергетических систем четвёртого поколения. Они должны помочь решить ключевые проблемы отрасли, такие как обеспечение безопасности и обращение с долгоживущими радиоактивными отходами.
Современные АЭС
Большинство атомных электростанций в мире, с учётом проведённых модернизаций, можно отнести ко второму и третьему поколению.
К первому относились реакторы, которые были созданы на начальном этапе коммерческого использования ядерной энергии. Ко второму поколению — более крупные станции, которые строились в 1970–1980-х годах. Дополнительные требования по безопасности и стандартизация технологий привели к появлению третьего поколения атомных электростанций.
В соответствии с классификацией, принятой в отрасли, к четвёртому поколению относятся не только атомные электростанции, но и комплексные ядерные энергетические системы, которые соответствуют ряду ключевых критериев:
- высочайший уровень безопасности и надёжности энергетических установок;
- обеспечение устойчивого развития за счёт значительного повышения эффективности использования ядерного топлива и снижения потенциальной биологической опасности отходов;
- конкурентоспособность с альтернативными источниками энергии в экономическом плане;
- поддержка режима нераспространения ядерных материалов.
Именно ядерные энергетические системы четвертого поколения способны кардинально изменить атомную энергетику, прежде всего за счет нового уровня безопасности, расширения топливной номенклатуры и существенного сокращения опасности радиоактивных отходов.
Существует несколько технических решений, которые позволяют достичь таких характеристик. Наиболее перспективными считаются шесть вариантов систем. В реакторной части наиболее распространены реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Россия занимает лидирующие позиции в мире по опыту эксплуатации таких установок.
В качестве основы для стабильного энергоснабжения многие страны, включая Россию, рассматривают проекты быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем. Эти реакторы обладают привлекательными свойствами безопасности и потребления топлива.
Ещё один перспективный вариант — реактор с расплавом солей. Он имеет большой потенциал для трансмутации минорных актинидов, то есть для «дожигания» нежелательных отходов атомной промышленности.
Третий тип — высокотемпературные газовые реакторы — функционирует при значительно более высоких температурных показателях, что, теоретически, может обеспечить им высокую производительность в производстве водорода как углеродно-нейтрального топлива. Однако их применение в замкнутом ядерном топливном цикле сопряжено с определёнными сложностями.
«Россия продвинулась дальше всех»
В настоящее время Россия занимает лидирующие позиции в разработке инновационных реакторов для создания современных ядерных энергетических систем четвёртого поколения.
Среди них можно выделить два проекта:
- Опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК) с реактором БРЕСТ-ОД-300, который строится в Томской области. Этот комплекс будет работать на свинцовом теплоносителе и использовать замкнутый ядерный топливный цикл.
- Энергоблок БН-1200М, который планируется построить на Белоярской АЭС.
Эти проекты представляют собой инновационные решения в области ядерной энергетики и открывают новые перспективы для развития отрасли.
Россия продвинулась дальше всех — этому способствовал как мощный задел, сделанный в советское время: научная школа, производственные мощности, огромный «сундук» с проектами, разработанными в разное время, но не потерявшими актуальности по сей день, так и то, что только в России есть действующие реакторы на быстрых нейтронах большой мощности, которые доказали свою эффективность.
На Белоярской атомной электростанции уже более 40 лет успешно функционирует реактор БН-600. А недавно был запущен реактор БН-800, который уже работает с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым МОКС-топливом.
В России также существуют давние традиции в области технологий, связанных с реакторами, начальными этапами топливного цикла и радиохимией, отметили в Росатоме. Если объединить эти знания и умения, можно достичь синергетического эффекта. Это позволит создать двухкомпонентную энергетическую систему, включающую реакторы на тепловых и быстрых нейтронах, которые будут работать в замкнутом топливном цикле.
Основное преимущество России перед другими участниками рынка заключается в том, что она активно развивает технологии дожигания минорных актинидов в быстрых реакторах. Росатом делает ставку на многократное использование ядерных материалов после переработки облученного топлива, в то время как другие компании пока ограничиваются однократным использованием.
«Прорыв»
В настоящее время основной полигон для внедрения передовых технологий четвёртого поколения расположен в городе Северск Томской области. Здесь в рамках проекта «Прорыв» ведётся строительство ОДЭК.
Это первый в мире проект, который позволит создать замкнутый ядерный топливный цикл на одной площадке. Именно возможность замыкания цикла и дожигания наиболее радиоактивных компонентов топлива открывает перспективы для повторного использования отработавшего ядерного топлива и значительного сокращения потребления новых материалов.
В основе проекта лежит инновационная реакторная установка на быстрых нейтронах, использующая в качестве теплоносителя жидкий свинец. Мощность установки составляет 300 МВт(э).
В рамках проекта также планируется строительство пристанционного завода, который будет включать в себя модули, необходимые для замыкания ядерного топливного цикла. Они будут заниматься переработкой облученного смешанного нитридного уран-плутониевого топлива и его производством.
Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет способен самостоятельно обеспечивать себя основным энергетическим компонентом — плутонием. Он будет производить его из изотопа урана-238, который составляет более 99% природного урана.
Ввод в эксплуатацию нового ядерного реактора намечен на 2028 год. Сейчас продолжаются строительные работы.
В рамках проекта также ведётся подготовка к возведению комплекса по переработке отработанного ядерного топлива. Учёные разработали уникальную технологию, которая позволяет эффективно отделять ценные ядерные материалы от продуктов деления.
Материалы, полученные из отработанного ядерного топлива после переработки, будут использоваться для повторного изготовления свежего топлива. Таким образом, эта система постепенно станет практически независимой от внешних поставок энергоресурсов.
Ускорение переработки
В то же время параллельно разрабатывается ещё одна технология по утилизации радиоактивных отходов. В июле на Белоярской АЭС в реактор на быстрых нейтронах БН-800 впервые загрузили тепловыделяющие сборки с уран-плутониевым МОКС-топливом, в которые были добавлены так называемые минорные актиниды — одни из наиболее опасных и долгоживущих компонентов, содержащихся в отработанном ядерном топливе.
Загрузка топлива в активную зону реактора осуществили после получения разрешения от Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, которая подтвердила безопасность эксплуатации инновационных сборок.
В конце 2023 года было создано экспериментальное топливо. В реакторе БН-800 эти тепловыделяющие сборки будут использоваться в опытно-промышленной эксплуатации в течение трёх микрокампаний, что примерно равно полутора годам.
По мнению специалистов, при сжигании минорных актинидов можно добиться того, что радиационное воздействие от переработанного ядерного топлива будет сопоставимо с воздействием от исходного уранового сырья. Это произойдёт примерно через 300 лет, что значительно быстрее, чем при отсутствии переработки ядерного топлива, когда этот процесс занимает сотни тысяч лет.
Ранее в Радиевом институте имени Хлопина, который входит в состав Научного дивизиона ГК «Росатом», была разработана и протестирована инновационная технология, позволяющая запечатывать радиоактивные отходы в боросиликатное стекло с использованием метода индукционной плавки в горячем тигле. Эта технология может быть использована для изоляции и надёжного хранения жидких радиоактивных отходов. В новой установке усовершенствована система мониторинга температуры расплава, что способствует повышению уровня безопасности и управляемости процесса.
Читать материалы по теме:
Обслужит атомоходы, перевезёт радиоактивные отходы — что известно про МСАТО проекта 22770