Академик Федор Митенков и его соратники из нижегородского ОКБМ им. Африкантова еще не стали "Героями труда" в Китае? как Александр Селихов, руководивший строительством Тяньваньской АЭС, но повод для законной гордости есть и у них. С участием российских ученых и специалистов в эти дни заканчивают приготовления к пуску первого в Поднебесной исследовательского реактора на быстрых нейтронах - CEFR.
Проект и уникальное оборудование для него разработаны и произведены в России. А местом прописки стала территория Китайского института атомной энергии на юго-западной окраине Пекина. Соглашение о строительстве было подписано в июле 2000 года в присутствии президента России Владимира Путина и председателя КНР Цзян Цземиня. Уже тогда власти Поднебесной публично объявили о "трехшаговой" стратегии развития атомной энергетики у себя в стране: тепловые реакторы - реакторы на быстрых нейтронах - термоядерный реактор.
Аналитики с обоих сторон отмечают, что CEFR (China Experimental Fast Reactor, китайский экспериментальный ядерный реактор на быстрых нейтронах) - важная веха в программе развития атомной энергетики двух стран. Что касается традиционных энергетических реакторов, в которых ядра урана-235 делятся так называемым тепловыми (медленными) нейтронами, то они и в Китае давно переместились из сугубо научной сферы в область коммерческой эксплуатации. За последние десять-пятнадцать лет в разных районах Китая построены и пущены в эксплуатацию 11 энергоблоков АЭС общей мощностью около 9 гигаватт. Доля атомной генерации в общем энергобалансе Китая пока невелика - в пределах одного процента. Но это пока. Период ученичества, когда китайцы строили первые АЭС по французским, канадским, российским проектам, быстро проходит или уже прошел. Они еще присматриваются к реактору АР1000 разработки Westinghouse Electric для АЭС в провинциях Чжэйцзян и Шаньдон, но в других местах уже вовсю строят сами - по своим и совместным с французами проектам.
Как заявил в Пекине председатель Государственного управления по энергетике Чжан Гуобао, на различных этапах проектирования и строительства сейчас находятся 22 новых энергоблока АЭС и на двадцати (!) из них будут применяться реакторы китайской разработки типа CPR-1000. Вполне вероятно, что именно их поставят на поток при сооружении третьей и четвертой очереди Тяньваньской АЭС, где в работе пока только первая очередь с двумя российскими ВВЭР-1000 и шансы прописать хотя бы еще два аналогичных (на второй очереди) тают на глазах. Банальный резон из серии "Теперь мы сами с усами", конечно, не раскрывает всей палитры наших отношений с китайцами на площадке Тяньваньской АЭС, но стержневые вещи позволяет назвать своими именами.
Что же касается реакторов на быстрых нейтронах, которые еще именуют бридерами, на то к этим технологиям в Китае (опять же не без нашей помощи) начали присматриваться еще в конце 60-х годов прошлого века. Разумеется, там не могли не знать, что впервые идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего (бридер - по-другому, размножитель) была высказана в январе 1943 года в США Лео Сцилардом и подхвачена в СССР. С 1949 года под руководством академика Александра Лейпунского в нашей стране велась многоплановая исследовательская работа по созданию реакторов на быстрых нейтронах. Но первый экспериментальный реактор-размножитель тепловой мощностью 0,2 МВт был пущен в США, в ядерном центре в Айдахо, 20 декабря 1951 года. В СССР похожий объект был введен в эксплуатацию четырьмя годами позже в Обнинске.
А дальше события развивались так. В 1956-м консорциум нескольких американских компаний приступил к сооружению демонстрационного бридера "Ферми-1" мощностью 65 МВт. Через десять лет на нем произошла авария с расплавлением активной зоны. Реактор с большими затратами был демонтирован, после чего интерес американской промышленности к этой теме угас. Между тем счастья решили попытать в Германии - в 1974 пустили пробный реактор на быстрых нейтронах, который работал до 1994 года. Более мощный объект, строительство которого велось с начала 70-х до конца конце 90-х, в эксплуатацию запущен не был.
Пять миллиардов долларов на строительство полномасштабной АЭС с реактором на быстрых нейтронах Superphenix в свое время потратила Франция, но и там сейчас этот объект остановлен. Даже Япония, закончив в 1977 году строительство опытного бридера "Дзёё", до сих пор не решилась выдать лицензию на его эксплуатацию. А большой демонстрационный реактор на быстрых нейтронах "Мондзю", введенный в эксплуатацию в 1994 году, уже через год был закрыт из-пожара вследствие утечки натрия. В СССР первый промышленный реактор этого типа БН-350 был построен на берегу Каспийского моря в городе Шевченко (Актау в нынешнем Казахстане) и снабжал энергией установки опреснения воды. В 2000 году его остановили, вопрос о выводе из эксплуатации решается до сих пор.
Единственный работающий сейчас реактор на быстрых нейтронах - это БН-600, третий энергоблок Белоярской АЭС. Он не только единственный из действующих, но и самый мощный в мире быстрый реактор с натриевым теплоносителем. А еще и рекордсмен по стажу работы - эксплуатируется в промышленном режиме с 1980 года. Там же, на площадке Белоярской АЭС, строится более мощный и совершенный реактор БН-800. И оба они разработаны в Опытно-конструкторском бюро им. Африкантова. Научный руководитель ОКБМ академик Федор Митенков за выдающийся вклад в разработку физико-технических основ и создание реакторов на быстрых нейтронах в 2004 году удостоен международной премии "Глобальная энергия".
Первый заместитель генерального директора этого КБ и нынешний главный конструктор промышленных реакторных установок, доктор технических наук Виталий Петрунин утверждает, что в проекте БН-800 реализованы важные инновации для повышения ядерной и радиационной безопасности. Они основываются на пассивных принципах - значит, их эффективность не зависит от надежности срабатывания вспомогательных систем и человеческого фактора. В целом, по физико-техническим свойствам реакторы БН имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности.
Еще одно из преимуществ, по словам Петрунина, - низкая коррозионная активность натриевого теплоносителя по отношению к конструкционным материалам первого контура. Поэтому и количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии существенно меньше, чем в реакторах ВВЭР. В отличие от воды натриевый теплоноситель не разлагается под действием радиации, не требует регулярного дренирования и очистки от растворенного поглотителя при проведении операций по перегрузке топлива. Вдобавок натрий связывает радиоактивный йод в нелетучие химические соединения, что при нормальной работе АЭС практически исключает его выброс через системы вентиляции. Поэтому при эксплуатации установок типа БН образуется относительно немного радиоактивных отходов, а их влияние на окружающую среду меньше, чем реакторов других типов, заключает ученый.
Все это в полной мере учтено при проектировании, изготовлении оборудования и строительстве исследовательского реактора CEFR в Китае. Специалисты из Нижнего Новгорода выполнили все предусмотренные договором работы по системе защиты реактора, теплообменникам, механизмам перегрузки топлива, приборам и устройствам контроля, отдельным системам безопасности. Обязательства перед китайским заказчиком выполнены полностью. В мае произведено заполнение реактора натрием. В июле-августе планируется загрузить специальное топливо, изготовленное на предприятиях российской корпорации "ТВЭЛ".
Физпуск реактора CEFR намечен на вторую половину 2009 года.
Тем временем
"Росатом" направил в правительство Федеральную целевую программу по новым атомным энерготехнологиям - об этом сообщил гендиректор корпорации Сергей Кириенко. Новая ФЦП предусматривает финансирование в объеме 110 миллиардов рублей до 2015 года и включает как бюджетные, так и внебюджетные источники средств. Главный акцент в программе - реакторы на быстрых нейтронах. По словам Кириенко, "это основа конкурентоспособности РФ. Это и быстрые натриевые реакторы, которые строятся на Белоярской АЭС, и свинцово-висмутовые, свинцовые, и различные жидкометаллические носители". Глава "Росатома" уверяет, что технологии, разработка которых предусматривается в рамках программы, позволят использовать в топливном цикле изотоп урана-238, которого, по словам Кириенко, в природе "практически неограниченное количество, и он сейчас не используется".