И там же, в режиме телемоста, был доклад с площадки Сибиского химкомбината в Томской области. Гендиректор "Росатома" Алексей Лихачев, находившаяся рядом с ним глава Всемирной ядерной ассоциации Сама Бильбао-и-Леон и гендиректор МАГАТЭ Рафаэль Гросси (по видеосвязи) приняли сообщение научного руководителя проекта "Прорыв" Евгения Адамова, что к тестовому запуску готова производственная линия по фабрикации инновационного ядерного топлива для ректора БРЕСТ-ОД-300 - на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.
Генеральный директор СХК Сергей Котов готовность к началу таких испытаний подтвердил. И тут же, в прямом эфире, они стартовали. Участники форума из 75 стран смогли убедиться, что в "Росатоме" слов на ветер не бросают: обещали показать замкнутый, практически безотходный цикл в атомной энергетике - и шаг за шагом к этой цели идут.
А 12 апреля, во Всемирный день космонавтики, пришла новость о том, что Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) выдала Сибирскому химическому комбинату лицензию на эксплуатацию новой ядерной установки - модуля фабрикации/рефабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива.
Как уже сказано, такой модуль сооружается в рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв" и станет частью единого опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) - наряду с инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения БРЕСТ-ОД-300 и модулем по переработке облученного топлива.
По словам Евгения Адамова, реактор БРЕСТ станет первой в мире реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, в его архитектуре заложены принципы естественной безопасности. А построенные рядом, на той же площадке, два производственных модуля - модуль фабрикации/рефабрикации и модуль переработки облученного в реакторе топлива для его повторного использования - создадут пристанционный замкнутый цикл.
Модуль фабрикации (МФР) - первый в этом комплексе пусковой объект. Ввести его в полноценную эксплуатацию планируют до конца 2024 года. А в прямом эфире начали тестировать линию производства топливных таблеток: от участка дозирования, смешения и грануляции порошка до спекания таблеток в печи карботермического синтеза.
Как пояснили "Российской газете" в научном дивизионе "Росатома", получение лицензии Ростехнадзора "позволит перейти к следующему этапу испытаний оборудования и отработки технологических режимов". В частности, будет проведено комплексное тестирование (апробация) систем и оборудования по всей цепочке изготовления тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с использованием обедненного урана.
На этом, начальном этапе манипуляции с обедненным ураном не несут каких-либо рисков с точки зрения ядерной и радиационной безопасности, утверждают специалисты. Исходный материал для модуля фабрикации почти полностью состоит из стабильного изотопа уран-238 с содержанием урана-235 порядка 0,1 процента (в природном уране - 0,7 процента, в ядерном топливе для тепловых реакторов АЭС - до 5 процентов).
А вот на следующем этапе потребуется дополнительное разрешение Ростехнадзора - уже на обращение с реакторным плутонием. Его будут использовать для производства (рефабрикации) упомянутого выше СНУП-топлива - смешанного нитридного уран-плутониевого. Оно состоит из "вторичных" продуктов ядерного топливного цикла - обедненного урана и плутония - и предназначено для штатной загрузки в реактор БРЕСТ.
В отличие от широко распространенного ядерного топлива из диоксида урана, которое используется в тепловых реакторах, производство СНУП требует особых условий и дистанционного оборудования - по той причине, что в его состав включается высокодозовый плутоний из отработавшего ядерного топлива. Чтобы исключить риски облучения для персонала, производство должно быть максимально автоматизированным, фактически безлюдным.
В этом, безусловно, сложность. А выгоды и плюсы в том, что внедрение СНУП-топлива позволит многократно расширить ресурсную базу атомной энергетики, утилизировать накопленные запасы обедненного урана, перерабатывать облученные ТВС для производства свежего топлива (вместо их дорогостоящего хранения), а также радикально сократить образование ядерных отходов.
Для производства СНУП-топлива на Опытно-демонстрационном энергетическом комплексе в Северске будет задействовано четыре технологических линии - с ейчас на них ведется наладка смонтированного оборудования.
В рамках замкнутого цикла ОДЭК отработавшее в реакторе БРЕСТ-ОД-300 топливо после его переработки будет направляться на рефабрикацию - то есть повторное изготовление. Таким образом, эта система постепенно станет практически независимой от внешних поставок энергоресурсов, кроме обедненного урана из отвалов обогатительных производств.
Реактор БРЕСТ-ОД-300 сможет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом - плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99 процентов. Преимущество такого рода реакторов на быстрых нейтронах - в их способности эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют.
А сам по себе выбор в пользу замкнутого ЯТЦ в атомной энергетике позволяет организовать, образно говоря, "круговорот" урана и плутония и тем самым существенно увеличить топливную базу, исключив необходимость добычи природного урана в больших промышленных объемах.
Второй безусловный плюс - сокращается объем и степень опасности радиоактивных отходов, которые образуются в результате переработки отработавшего ядерного топлива. В реакторах типа БРЕСТ будут "дожигать" (то есть утилизировать с выработкой энергии) самые опасные и долгоживущие трансурановые элементы (минорные актиниды).
Отраслевой проект "Росатома" не случайно назвали "Прорыв": если все заявленное в нем себя оправдает, российские атомщики смогут продемонстрировать миру практическое решение двух ключевых проблем современной атомной энергетики, а это - повышение безопасности и решение проблемы накопления ОЯТ.
В этой же логике разработан и проходит ведомственную экспертизу проект сооружения в Свердловской области, на Белоярской АЭС, энергоблока с реакторной установкой БН-1200М - на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Он продолжит линейку действующих на этой площадке реакторов БН-600 и БН-800, но будет принадлежать уже к IV поколению ядерных энергетических систем и станет частью инновационного технологического комплекса для замыкания ядерного топливного цикла.
Другой масштаб и предназначение имеет пилотный проект, уже стартовавший вблизи поселка Усть-Куйга на севере Республики Саха (Якутия). Там начали строить первую в России наземную АЭС малой мощности с реакторной установкой РИТМ-200Н. Год назад на это была получена лицензия Ростехнадзора, 29 августа 2023-го открыли временный городок для строителей, в этом году должны начаться работы основного этапа. Ввод АСММ в Якутии запланирован на 2028 год.
В рамках создания экспериментально-стендовой базы для двухкомпонентной атомной энергетики (второго федерального проекта РТТН) главными в 2023 году стали события на площадке сооружения многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) в Димитровграде Ульяновской области.
С опережением графика установлен в проектное положение корпус реактора, а затем смонтирован купол над реакторным зданием. Это позволило приступить к монтажу основного технологического оборудования, выполнению монтажных и отделочных работ.
Одновременно с этим проект МБИР вошел в число участников международной платформы БРИКС-GRAIN, которая призвана обеспечить доступ ученых из стран БРИКС к проектам класса "мегасайенс".
Сергей Роженко, директор группы аналитики в энергетике Kept:
- С технологической точки зрения сам термин "четвертого поколения" введен в 2001 году организацией Generation IV International Forum, определившей шесть классов перспективных атомных технологий, в первую очередь связанных с использованием "неводяных" теплоносителей - таких, как расплавы солей, свинец и системы газообразного охлаждения. Для справки: абсолютное большинство из 410 реакторов, работающих сегодня в мире, используют воду как теплоноситель и "технологическую" жидкость, отвечающую за поддержание цепной реакции по делению урана.
Ряд технологий GEN4 обеспечивают так называемое "замыкание" топливного цикла, когда реактор становится способным производить больше топлива, чем в него было загружено. Никакого чуда здесь нет - все дело в природном составе уранового топлива, где "годного" для атомной реакции урана-235 составляет менее 1%, в то время как основную массу составляет уран-238. Этот "бесполезный" уран может быть преобразован в плутоний в специальных реакторах-бридерах и снова запущен в топливный цикл.
Очевидно, что основной объем рынка и производства энергии на ближайшие десятилетия будут нести технологии поколения "3 плюс". В то же время будет продолжена разработка GEN4 с прицелом на замыкание топливного цикла и масштабированию технологий типа БН-800 и БРЕСТ.
Игорь Линге, советник дирекции ИБРАЭ РАН:
- Развитие технологий четвертого поколения уже давно вышло за рамки конкурса концептуальных идей и стало предметом глубоких исследований, технологических и конструкторских разработок и осмысления бизнес-проектов, которые на этой основе могут быть сформированы.
И тут Россия занимает лидирующее положение. Причем это лидерство не только в прошлом -
с опытом успешной эксплуатации реакторов БН-350, БН-600 и 800, но и в предложении конструкции нового ядерного реактора. Сейчас оно реализуется в проектном направлении "Прорыв", где строгие графики выполнения работ, в том числе по сооружению реактора БРЕСТ-300.
Но есть и более широкое осмысление облика атомной энергетики будущего, закрепленное в Стратегии развития двухкомпонентной атомной энергетики России в ХХI веке. В ее обеспечение и развитие уже в 2023 году начаты работы над стратегической программой по радиохимии, которая должна сформировать необходимый потенциал компетенций, кадров, исследовательской базы и промышленных технологий по переработке ОЯТ и других новых производств, которые обеспечат реальное замыкание ЯТЦ, максимальное использование делящихся материалов и минимизацию образования РАО.
Михаил Кузнецов, Инженерная школа ядерных технологий ТПУ:
- Реакторы четвертого поколения изучаются на предмет коммерческого применения и тиражирования. К таким установкам относятся, например, высокотемпературные реакторы, реакторы на расплаве солей, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или свинцовым теплоносителем. Основной целью подобных проектов является повышение безопасности, устойчивости, эффективности ядерной энергетики, а также снижение стоимости. К основным преимуществам реакторов четвертого поколения, если сравнивать с традиционными современными АЭС, можно отнести значительное уменьшение объема долгоживущих радиоактивных отходов, больший выход энергии на единицу массы топлива, а также улучшенные функции безопасности при эксплуатации.
Сергей Капитонов, проектный центр "Сколтеха":
- Из зарубежных работ над реакторами четвертого поколения можно отметить построенные на АЭС "Шидаовань" в Китае высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением. Это демонстрационные реакторы с высокими стандартами безопасности, низким потреблением топлива, высоким КПД. Эти реакторы, однако, пока не вышли за рамки демонстрационных и обладают относительно невысокой мощностью.
Россия, безусловно, является мировым лидером в разработке реакторов четвертого поколения. Целый ряд ноу-хау, необходимых для нового поколения, был отработан на реакторах БН-600, БН-800 на Белоярской АЭС, в частности - возможность использования МОКС-топлива (продукта переработки ОЯТ), системы безопасности (пассивный отвод тепла, системы аварийного расхолаживания) и т.д. Принципиально новые схемы работы будут отрабатываться на реакторе БРЕСТ.