Альтернативный ЯТЦ: необходимость и актуальность

О.Э.Муратов, ООО «ТВЭЛЛ», oleg@twell.ru
М.Н.Тихонов, ФГУП НИИ промышленной и морской медицины ФМБА России,  niipmm@mail.axon.ru

Ограниченность ресурсов углеводородов и их концентрация преимущественно на Ближнем Востоке – регионе политически нестабильном – требуют перевода национальных экономик на использование иных, стабильных и распространенных энергетических источников.  На высшем политическом уровне ряда стран делается ставка на ускоренное развитие ядерной энергетики. Развивающиеся страны, прежде всего, Индия и Китай, сделали ядерный выбор неотъемлемой частью своей стратегии устойчивого развития.


Для полноценной замены исчезающих углеводородов предполагается общую мощность АЭС в мире до конца столетия довести до 3000 – 4000 ГВт (эл.), из них в России - до 300 (эл.). Широким развитием ядерной энергетики (ЯЭ) решается вопрос долгосрочного энергообеспечения, что непосредственно связано с государственной безопасностью и экономической независимостью страны.
За время своего существования ЯЭ достигла 7 % потребляемой человечеством первичной энергии и превзошла гидроэнергию и другие возобновляемые источники. Сегодня можно с уверенностью сказать, что ЯЭ:
·     утвердилась как новый энергоисточник в мировом энергетическом балансе;
·     продемонстрировала потенциальные возможности в устойчивом энергообеспечении растущих потребностей человечества без видимых ограничений их масштаба;
·     наглядно засвидетельствовала свои достоинства: стабильность и надежность эксплуатации, отсутствие экологически вредных выбросов, значительно меньшие по сравнению с тепловой энергетикой объемы отходов, а также воспроизводство топлива путем создания замкнутого ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) без существенного использования ресурсов природы.

ЯЭ с замкнутым уран-плутониевым (в будущем - ториевым) циклом нет альтернатив как энергетической отрасли долгосрочной стратегии (на 3-4 тысячелетия).

Вместе с тем, ЯЭ эпохи холодной войны породила ряд проблем, требующих решения для дальнейшего развития отрасли. “Мирная” ЯЭ, как известно, явилась следствием создания ядерно-оружейного комплекса, и впервые мощь ее была продемонстрирована в качестве оружия колоссальной разрушительной силы. Именно этот фактор ЯЭ политизировал ее как ни одну другую область науки, промышленности и технологий. Создание промышленных ядерных энергетических  установок (ЯЭУ) потребовало высокого уровня смежных производств и технологий, что было доступно весьма ограниченному кругу стран с развитыми экономикой и технологической инфраструктурой. Поэтому широкой общественностью ЯЭ рассматривается как привилегия избранных, отсюда – ограниченность масштабов и регионов использования ЯЭ.

Наиболее распространенные в мире тепловые реакторы работают на обогащенном уране.  Воспроизводство делящихся материалов – ресурсная база современной ЯЭ. В настоящее время в мире в силу исторических причин (необходимость получения оружейных материалов) доминирует уран-плутониевый топливный цикл, когда в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) происходит накопление плутония, который может быть выделен и использован для изготовления ядерного оружия. Использование обогащенного урана и наработка плутония при широкомасштабном развитии ЯЭ связаны с нарастанием угрозы неконтролируемого распространения ядерных материалов.

Другой проблемой, определяющей перспективы развития ЯЭ, является обеспечение экологически безопасного развития отрасли. Решение проблемы безопасности позволило довести конструкцию реакторов до такого уровня совершенства, который трудно реализовать в углеводородной энергетике. Противники ЯЭ в качестве одной из основных нерешенных проблем в ядерной отрасли объявляют вопросы обращения с радиоактивными отходами (РАО) и ОЯТ [1]. Предлагаемые и существующие способы обращения с РАО (цементирование, остекловывание, трансмутация, захоронение в глубинных геологических средах, в космосе), на их взгляд, представляют экологическую угрозу планете. Очевидно это происходит в силу особо чувствительного восприятия общественностью любых вопросов, связанных прямо или косвенно с ЯЭ.

Сложившиеся к настоящему времени в ряде стран структуры ЯЭ в составе энергетической промышленности по существу являются начальной стадией возможного дальнейшего развития этой отрасли. Мировая модель развития ЯЭ в ХХI веке, в том числе и отечественная ФЦП "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года", базируются на использовании реакторов эпохи холодной войны. Это российский ВВЭР-1000, французский EPR-1600 и американский AP-1000, технические решения которых в совокупности обеспечивают современный уровень безопасности. По мнению многих специалистов, дальнейшее развитие ядерных энерготехнологий можно отложить на вторую половину XXI века. Однако, в рамках существующей модели ни одна из указанных выше проблем ЯЭ не решается. В этих типах реакторов с их ЯТЦ сохраняются все внутренне присущие им недостатки [2]:   
·     низкая эффективность (неэкономичность) использования топливного потенциала в целом и нейтронного потока, в частности;
·     накопление РАО пропорционально выработке электроэнергии, сооружение на объектах ЯЭ многочисленных временных хранилищ в железобетонных конструкциях или в многоцелевых контейнерах принципиально проблему не решает и требует дополнительных затрат на безопасное обращение с РАО, что приводит к неуклонному росту доли тарифа;
·     относительно короткая топливная кампания энергетических реакторов, обуславливающая большой объем потенциально опасных перевозок облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) и значительные затраты на захоронение высокоактивных РАО;
·     принципиальная невозможность гарантировать безопасность захоронения отходов, содержащих неделящиеся изотопы плутония, нептуний, америций и кюрий;
·     потенциальная угроза неконтролируемого использования делящихся материалов (КНДР более чем убедительно продемонстрировала неэффективность Договора о нераспространении ядерного оружия).

При увеличении ядерных мощностей эти факторы будут неизбежно оказывать постоянно возрастающее давление на экономические показатели, индексы безопасности АЭС и уровень глобальной политической напряженности.

Все эти недостатки современной ЯЭ – ресурсные ограничения, проблемы нераспространения и накопления РАО связаны с использованием «военного» уран-плутониевого топливного цикла, в котором исходным делящимся материалом является 235U, а воспроизводящим – 238U.

Наиболее сложной радиационной проблемой такого цикла является накопление высокофонового плутония (239,240,241,242Pu), нептуния (237Np), трансплутониевых элементов (241,247Am, 242,244Cm), а также изотопов урана (232,234,236U). При использовании исходного топлива на основе 235U и 238U, кроме перечисленных выше изотопов, образуются в существенно меньших количествах и некоторые другие актиниды. Это, во-первых, 238Pu в результате цепочки:

235U (η,γ) → 236U (η,γ) → 237U (β--) → 237Np (η,γ) → 238Np (β--) → 238Pu


и, во-вторых, более тяжелые актиниды, образующиеся при выгорании 242Pu [3].
Помимо актинидов и трансплутониевых элементов в составе ОЯТ содержатся и долгоживущие продукты деления – 99Tc, 129J, 79Se, 137Pd, 135Cs, периоды полураспада которых составляют от нескольких десятков  до сотен тысяч (например, для 99Tc - 2,12*105) лет. При работе ядерного реактора в нем образуются и другие осколочные радионуклиды (табл. 1). Их количество зависит от времени нахождения реактора в эксплуатации [4].

Таблица 1
Активность основных осколочных радионуклидов, образующихся в реакторе мощностью 1 ГВт после года работы

Радионуклид
Активность, ТБк
%
133Xe
2046,1
8,19
140Ba
1912,9
7,66
140La
1912,9
7,66
95Zr
1820,4
7,29
91Y
1809,4
7,25
95Nb
1783,4
7,14
141Ce
1768,6
7,08
143Pr
1676,1
6,71
89Sr
1413,4
5,66
132Te
1365,3
5,47
132I
1365,3
5,47
103Ru
1143,4
4,58
103Rh
1143,3
4,58
144Ce
987,9
3,96
144Pr
987,9
3,96
131I
932,4
3,73
147Nd
806,6
3,23
90Sr
52,91
0,21
137Cs
39,96
0,16
136Cs
1,92
0,01

Именно использование уран-плутониевого топливного цикла для широкомасштабного производства энергии создает наиболее серьезную и трудноразрешимую проблему – образование большого количества РАО, представляющих радиоэкологическую опасность в течение тысячелетий. Так, при производстве 1 ГВт электроэнергии на традиционных АЭС в год образуется: плутония – 200 кг, трансплутониевых элементов – 4,53 кг, нептуния – 11,25 кг и продуктов деления – 82,1 кг [5].

При нынешних масштабах ЯЭ в мире на АЭС ежегодно нарабатывается до 85 т высокофонового плутония, который является особым веществом в проблеме негативного воздействия на окружающую среду. Помимо высокой a-активности, плутоний чрезвычайно токсичен химически. При его взаимодействии с силикат-ионами или кремниевой кислотой образуются комплексные соединения, которые не выпадают в осадок и остаются устойчивыми длительное время, а при гидролизе ионы плутония образуют химические комплексы, аналогичные коллоидам и полимерам.

Нептуний, которого ежегодно на АЭС мира нарабатывается около 5 т, кроме высокой радиотоксичности и длительного времени жизни (период полураспада 2,14*106 лет) обладает очень низкой сорбируемостью и высокой миграционной способностью, более высокой, чем у других радионуклидов, что создает весьма сложную техническую проблему при его герметизации и хранении.

Остаточная активность плутония, трансплутониевых элементов, нептуния и продуктов деления, на несколько порядков превосходящая активность природного урана, представляет радиоэкологическую опасность в течение тысячелетий. Поэтому их изоляция от окружающей среды (помимо сложности технических решений) требует больших финансовых затрат, а любое существенное нарушение в процессе обращения с ними может привести к экологической аварии.

Даже при консервативном прогнозе мировой модели развития ЯЭ в XXI веке (~ 20 % всего энергообеспечения) произойдет накопление значительного количества радиоактивных материалов. 

Существенное количество плутония, содержащееся в ОЯТ, помимо радиоэкологических проблем, является еще и такой острой проблемой современной ЯЭ, как ядерное нераспространение: плутоний может быть выделен из ОЯТ и использован для создания ядерного оружия.

Уменьшить наработку оружейного плутония и долгоживущих РАО можно в том случае, если в качестве топлива реакторов использовать высокообогащенный 92235U, что, в частности, реализовано в корабельных реакторах. При использовании высокообогащенного ядерного топлива (обогащение по 92235U до 99,9%) благодаря отсутствию в топливной композиции 238U не происходит наработки плутония и трансплутониевых элементов, и в отработавшем топливе отсутствуют осколки деления. В этом случае количество РАО в 35 раз меньше, чем в реакторах, использующих низкообогащенное топливо. Исходные и конечные компоненты топливного цикла реакторов на низкообогащенном и высокообогащенном топливе одинаковой мощности 3000 МВт после года работы приведены на рис. 1, а состав РАО, подлежащих длительному хранению, – в табл. 2.


Таблица 2
Состав и количество РАО, подлежащих длительному хранению


Состав РАО
Количество РАО при уран – плутониевом топливном цикле с использованием низкообогащенного топлива
Количество РАО при  урановом топливном цикле с использованием высокообогащенного топлива
Продукты деления
1 т
1 т
238U
34,55 т
-
235U
0,29 т
-
236U
0,16 т
0,2 т
239 - 242Pu
0,26 т
-
238Pu
6,2 кг
8 кг
Трансплутониевые
элементы:
241,242Am
242Cm

4,9 кг
3,8 кг
1,1 кг

менее 1 кг

Однако, в таком случае на первый план выступает проблема нераспространения, поскольку в качестве топлива используется высокообогащенный уран оружейного качества. Помимо проблемы нераспространения, в числе основных недостатков чисто уранового ЯТЦ следует назвать относительно малое наличие природного 92235U (0,7 % от общего количества природного урана).

В земной коре среднее содержание урана составляет 2,5*10-4 % по массе. В ходе геологической истории за счет естественного радиоактивного распада содержание урана в земле постепенно уменьшается. Мировые урановые ресурсы в наиболее богатых месторождениях с концентрацией урана в рудах больше 0,1 % в настоящее время оцениваются следующим образом: разведанные запасы – несколько больше 5 млн т, потенциальные – 10 млн т. Если исключить из числа рассматриваемых экзотический способ добычи урана из морской воды (хотя там его миллионы тонн), то нынешние разведанные месторождения гарантируют миру достаточную обеспеченность ураном только на ближайшие 70-80 лет.

Промышленные запасы урана в России сосредоточены в основном в пределах Стрельцовской кальдеры в Восточном Забайкалье и в Бурятии. Потенциальные неосвоенные запасы урана содержатся в Эльконском урановом районе в зоне БАМа. В целом ситуация с сырьевой базой урана в России выглядит довольно напряженно. Складские запасы природного урана в России оцениваются зарубежными экспертами в 47 тыс. т (официально оценка запасов не раскрывется). При таком его количестве эти запасы будут исчерпаны в течение ближайших 7-10 лет. Обеспеченность отечественной атомной промышленности ураном на 2020 г., согласно прогнозам экспертов, составляет только 25 %.

Однако глава Росатома С.В.Кириенко заявил недавно, что в настоящее время финансирование программы разведки урановых месторождений в стране увеличено в 10 раз, и если 1,5-2 года назад запасы урана в недрах в России оценивались на уровне менее 400 тыс. т, то сегодня оценка составляет уже более 870 тыс. т.

С.В.Кириенко подчеркнул, что по этому показателю Россия сегодня занимает 3-е место в мире после Австралии и Казахстана. «Канаду по этому показателю мы уже обогнали», - сказал он. «Кроме того, за советское время накоплен значительный объем складских запасов урана, и в целом наши запасы превышают 1 млн т», - отметил глава отрасли [6].  
  
За время эксплуатации тепловой реактор мощностью 1000 МВт (эл.) потребляет около 10 тыс. т природного урана. Сегодня в России на 10 АЭС эксплуатируется 31 энергоблок общей установленной мощностью 23,2 ГВт. Только к окончанию срока реализации ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» будут введены в эксплуатацию 10 новых энергоблоков общей установленной мощностью не менее 9,8 ГВт, еще 10 блоков будут находиться на различных стадиях строительства. Для их работы необходимо ядерное топливо. Учитывая ограниченность запасов урана и его удорожание, необходимо ускорить перевод топливообеспечения ЯЭ на замкнутый ЯТЦ [7].

Расширить существующую топливную базу ЯЭ, обеспечив возможность практически полного использования природного урана и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана, возможно при использовании реакторов на быстрых нейтронах. В быстром реакторе происходит деление основной составляющей природного урана (~99,3%) – изотопа 238U, вероятность деления которого в спектре нейтронов теплового реактора очень низка. Отметим, что при каждом акте деления ядер образуется бóльшее количество нейтронов, которые можно использовать для интенсивного превращения 238U в делящийся изотоп 239Pu (рис. 1,а).

Использование реакторов на быстрых нейтронах позволяет вовлечь в ЯТЦ как весь природный, так и отвальный уран, но не решает проблемы наработки трансплутониевых элементов, актинидов и других  долгоживущих РАО. На каждом из быстрых реакторов мощностью 1 ГВт в год при коэффициенте воспроизводства КВ=1 извлекается из реактора 1,7 т плутония вместе с ОЯТ и загружается со свежим топливом такое же количество плутония. При кампании реактора 5 лет общее количество находящегося в нем плутония с учетом хранения и переработки составит 17 т, то есть в 20 раз больше, чем в реакторе такой же мощности на тепловых нейтронах под конец 3-летней кампании. Спасение от всего этого – отказ от плутония в ЯЭ. С этих позиций несомненный интерес представляет уран-ториевый топливный цикл.

Торий, сам по себе не являясь делящимся материалом, поглощает медленные нейтроны и образует делящийся изотоп 233U, который и продолжает цепную реакцию деления. Деление 92233U, как и 92235U, сопровождается осколочной активностью и нейтронами, необходимыми для конверсии природного 90232Th. Поэтому как и 238U, 232Th является топливным сырьем.

По одному из существенных показателей 233U превосходит 235U и 239Pu: он имеет более высокий выход нейтронов на один поглощенный нейтрон. Если начать реакцию с помощью другого делящегося материала (235U или 239Pu), можно реализовать цикл наработки делящегося материала – 233U, напоминающий, но более эффективный, чем цикл на 238U и Pu в реакторах на медленных нейтронах. Поглощая нейтрон, 232Th преобразуется в 233Th, который при распаде переходит в 233Ра, а затем в 233U. Облученное топливо можно выгрузить из реактора, 233U отделить от тория и загрузить в другой реактор как часть замкнутого топливного цикла.

Воспроизводство делящегося 233U происходит по цепочке [8]:
       η,γ                 β                          β
90232Th  →  90233Th  →  91233Pa  →  92233U.
                                                         23,3мин               27,7сек

Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления, выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество 90232Th в делящийся 92233U. Такая технология привлекательна тем, что, во-первых, позволяет избежать наработки плутония, во-вторых, эффективность использования топлива может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах, а, в-третьих, в качестве топлива используется более распространенный, чем уран, торий, что многократно увеличивает ресурсы ядерного топлива. Ресурсная составляющая топливной базы ЯЭ приведена на рис. 2.


Природные ресурсы 90232Th более чем втрое превышают запасы 92238U. Торий встречается во многих минералах, наиболее распространенным из которых является монацит, в котором содержится до 12% оксида тория. Залежи этого минерала имеются в нескольких странах. Мировые разведанные запасы тория приведены в табл. 3.

Таблица 3

Мировые запасы тория (доступные для добычи)
Страна
Запасы, тыс. т
Австралия
300,0
Индия
290,0
Норвегия
170,0
США
160,0
Канада
100,0
ЮAP
35,0
Бразилия
16,0
Прочие страны
95,0
ВСЕГО
1 200,0

Возможность технической реализации уран-ториевого топливного цикла изучается уже около 30 лет. Исследовательские и конструкторские работы выполнялись во многих странах. В реакторах осуществлялось пробное облучение ториевого топлива до получения высокого уровня выгорания. Полностью или частично загружались ториевым топливом несколько опытных и энергетических реакторов. Эксперименты по ториевому топливному циклу на исследовательских и энергетических реакторах даны в табл. 4. Сегодня из промышленных реакторов наиболее способны к работе на ториевом топливе реакторы с эффективными нейтронными потоками типа CANDU.

Таблица 4
Эксперименты по ториевому топливному циклу

Страна
Реактор
Вид реактора
Мощность, МВт
Топливо
Экспериментальные и исследовательские реакторы
Германия
AVR
Высокотемпературный
с газовым охлаждением
15

Общая масса ториевого топлива – 1360 кг. Торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150000 МВт·сут/т
Великобритания
Dragon
Высокотемпературный
с газовым охлаждением
20

Ториево-урановое топливо использовалось для производства 233U, который заменял потребляемый 235U примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет.
США
Peach Bottom
Высокотемпературный
с газовым охлаждением
110
Уран-ториевое топливо
Нидерланды

Гомогенный
1
Топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория. В целях удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким КПД производился 233U.
Индия
Kamini

30
Топливо – 233U, полученный путем облучения ThO2
Энергетические реакторы
Германия
THTR

300
Реактор работал на насыпном бланкете из 674000 элементов, из которых больше половины – уран-ториевое топливо, а остальные - графитовый замедлитель и нейтронные поглотители. ТВЭЛы непрерывно обновлялись при загрузке, и прошли через реактор шесть раз.
Lingen
BWR
60
В качестве топлива использовались Th/Pu ТВЭЛы.
США

Fort St Vrain
Высокотемпературный (1300°С) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением
842
Топливные элементы были изготовлены из карбида Th и карбида Th/235U в виде микросфер, покрытых диоксидом кремния и пироуглеродом. Глубина выгорания составила 170000 МВт·сут/т.
Shippingport
Легководный PWR

Ториево-урановое топливо, покрытое сплавом циркония. В качестве исходного делящегося материала использовались 235U и 239Pu.

Имея очень большие запасы тория (в шесть раз превышающиe запасы урана), широкомасштабные разработки по Th - 233U топливному циклу ведет Индия, которая уже в настоящее время может производить 233U в килограммовых количествах путем облучения 90232Th в своих реакторах. В Индии в целях повышения эффективности после пуска АЭС «Kakrapar» в 1 и 2-й блоки было загружено 500 кг ториевого топлива. Энергоблок «Kakrapar-1» стал первым в мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне использовался не обедненный уран, а торий. Работая на ториевом топливе, блок вышел на полную мощность за 300 суток, а второй – за 100 суток. Ториевое топливо также планируется использовать в 1 и 2-м  блоках АЭС «Кайга» и в 3 и 4-м блоках АЭС «Раджастан», которые еще строятся. В качестве основной задачи промышленного производства энергии Индия поставила задачу внедрения ториевого цикла, которая будет решаться в три этапа:
·      тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана, будут использоваться для наработки плутония;
·      реакторы-бридеры на быстрых нейтронах на основе полученного плутония будут производить 233U из тория;
·      перспективные тяжеловодные реакторы будут работать на 233U и тории, получая 75% энергии из тория.

К 2050 г. от 25 до 30 % ядерной электроэнергии в Индии будут получать на реакторах с ториевым топливом. Для скорейшего наращивания ториевого парка предполагается задействовать технологии симбиотических систем (подкритические ректоры и ускорители).

Однако уран-ториевому топливному циклу присущ ряд технических проблем, связанных с высокой радиоактивностью 233U и пока не решенных должным образом. Нарабатываемый 233U всегда содержит значительные количества 232U с жестким гамма-излучением продуктов его распада (212Pb, 212Bi, 208Ti) и высокой радиоактивностью 228Th. Загрязнение 233U изотопом 232U делает невозможным изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) в открытых условиях и служит технологическим препятствием при обращения с таким топливом на эксплуатируемых реакторных установках.

Именно это обстоятельство послужило основанием для разработки концепции жидкосолевых ядерных реакторов с безтвэльными активными зонами, топливо в которых может находиться в жидком виде. Использование ядерного топлива в жидкой фазе теоретически и экспериментально апробировано при отработке концепции жидкосолевых реакторов в США, Японии, Франции, Швейцарии и СССР [9,10]. В качестве топлива изучались смеси расплавов солей LiF, BeF2 плюс ThF4 и UF4.

Использование гомогенной жидкофазной композиции, одновременно выполняющей функции топлива и теплоносителя, при ее высокой скорости циркуляции обеспечивает равномерное распределение делящихся материалов в активной зоне. В результате нейтронные потоки автоматически выравниваются по высоте и диаметру активной зоны, что улучшает физические характеристики работы такого реактора.
Отсутствие двух привычных барьеров безопасности в виде матрицы и герметичной оболочки ТВЭЛа потребовало принятия компенсационных решений в виде дополнительной защитной герметичной выгородки и специально сформированного герметичного подземного пространства [11].

В последние годы во многих странах мира (США, Франция, Финляндия, Россия, Швеция) в целях гарантированной защиты природной среды от распространения радионуклидов на весь период изоляции РАО активно обсуждаются проблемы глубинного геологического захоронения [12]. В этом плане чисто урановый или уран-ториевый циклы имеют очевидные веские преимущества перед уран-плутониевым, поскольку речь может идти лишь об осколочной активности. В контексте этой технологии делаются попытки решить проблему улавливания расплава активной зоны (кориума), оставшейся без средств расхолаживания. Уникальность этой задачи заключается как в неопределенности материала состава кориума, его фракционировании при сливе, так и весьма высоком исходном температурном уровне жидкости. Главная задача состоит в гарантированном обеспечении надлежащего замораживания жидкой массы, полностью исключающим любую вероятность достижения в последующем критичности. С этой точки зрения, жидкосолевая активная зона (вдобавок содержащая материалы замедлителя) представляется более проблематичной по сравнению с гомогенной на быстрых нейтронах.

Идея быстрого гомогенного реактора – хранилища со свинцовым теплоносителем принадлежит России [13]. В проекте АЭС с таким реактором решаются ключевые проблемы радиационной безопасности, а именно – полностью упраздняются процедуры обращения с ОЯТ. В реактор, по мере необходимости, догружается (диспергируется) исходное ториевое топливо (наночастицы), способное во взвешенном состоянии циркулировать в жидком свинцовом теплоносителе.

Критичность реактора достигается с помощью электроядерной установки, что должно исключить из класса аварий разгоны, связанные с ошибками в работе органов систем управления защитой [14,15]. По мере конвертации 232Th в 233U последний участвует в производстве энергии и пропорциональной ей наработке осколочной активности. В табл. 5 приведены соответствующие оценки.

Таблица 5
Наработка осколочной активности реактором

Тепловая мощность реактора, МВт
200
300
Время эксплуатации
8000 ч
50 лет (по 8000 ч/год)
8000 ч
50 лет (по 8000 ч/год)
Наработка осколочной активности, т
0,576
28,8
0,864
43,20

Поскольку осколки имеют меньшую удельную плотность по сравнению с расплавленным свинцом, то они концентрируются естественным образом у поверхности раздела, где газовые частицы выделяются в объем газовой подушки контура, а твердые частицы остаются в шлаковой пленке. Учитывая незначительную массу осколков, их извлечение признано нецелесообразным. Вместе с тем, с помощью ловушек и геттеров часть осколков может быть выведена непосредственно из контура циркуляции топлива в том же объеме первого контура.

Упразднение перегрузок активной зоны в течение всего жизненного цикла установки существенно уменьшает радиационные риски на реакторах подобного типа.
Выполненные со свинцовым теплоносителем исследования подтверждают техническую пригодность ряда конструкционных материалов для длительной эксплуатации в контакте со свинцом.

Во-первых, точка кипения свинца 17000С обеспечивает возможность эксплуатации первого контура при близком к атмосферному давлению, что снимает проблему потенциальной взрывоопасности контуров, свойственную водоохлаждаемым и газоохлаждаемым системам.

Во-вторых, хорошая теплоемкость свинца и предполагаемые градиенты температур способствуют реализации принципов естественной циркуляции как в первом, так и во втором контурах с чисто свинцовым теплоносителем.

При максимальной температуре свинца в первом контуре около 6500С в качестве рабочего тела третьего контура может рассматриваться схема с турбомашиной на закритических параметрах воды. Она обеспечит более высокую эффективность и длительный ресурс по сравнению с современными турбинами на влажном или слабоперегретом паре.

При температуре свинца в первом контуре около 9000С может в перспективе рассматриваться система с производством водорода за счет пиролиза воды.

Наконец, в-третьих, необходимо отметить, что переход свинца в твердое состояние при температуре ниже 327,40С позволяет заморозить в нем остаточную диспергированную радиоактивность после прекращения эксплуатации реактора. В случае технологически возможного омоноличивания пространства между защитным ограждением и отделкой подземного пространства можно завершить жизненный цикл реактора его захоронением без риска радиоактивного загрязнения природной среды.

Реализация уран-ториевого топливного цикла позволяет полностью избавиться от недостатков уран-плутониевого топливного цикла и достигнуть таких технических показателей ЯТЦ, которые ограничены только физической природой деления ядер. Постепенное введение тория оказывается полезным для увеличения доли высокотемпературных реакторов и для снижения количества плутония и минорных актинидов.

ЯЭ, основанная на уран-ториевом цикле с использованием жидкосолевых реакторов, позволит:
·     решить проблему нераспространения ядерного оружия из-за отсутствия в топливе плутония и высокого уровня жесткого гамма-излучения;
·     обеспечить внутреннюю безопасность работы реактора (благодаря отсутствию запаса реактивности, низкому давлению в контуре);
·     исключить выброс радионуклидов в экстремальной ситуации (террористический акт, падение самолета и др.) из-за отсутствия летучих веществ в контуре и возможности слива расплава в аварийный резервуар;
·     решить проблему с долгоживущими (млн лет) РАО;
·     повысить эффективность использования загружаемого ядерного топлива в 10-20 раз (благодаря высокому коэффициенту воспроизводства требуется только начальная загрузка делящихся материалов);
·     исключить весьма трудоемкий и дорогой процесс изготовления ТВЭЛов и ТВС, их хранения после облучения в реакторе (25 т в год для блока ВВЭР-1000) и последующей утилизации. 

 Отсутствие наработки плутония и других долгоживущих РАО и воспроизводство топлива без использования реакторов на быстрых нейтронах обеспечивают решение главных проблем ЯЭ – радиоэкологическую безопасность и долгосрочное ресурсное обеспечение. Такой топливный цикл является определяющим фактором в развитии самодостаточной безопасной ЯЭ, что позволит получить общественную поддержку для широкого развития ядерной энергетики.

Литература
1.       Смоляр И.Н., Ермашкевич В.Н. Атомная энергетика: аргументы за и против // Приложение к журналу «Право и экономика». – Минск, серия «Ноосфера», 2000. – 84 с.
2.       Нечаев А.Ф. Некоторые субъективные соображения к дискуссии об атомной энергетике, науке и образовании // Материалы II Межд. ядерного форума 2-5 окт. 2007 г. – СПб., ФГОУ “ГРОЦ’, с. 279-281.
3.       Герасимов А.С., Зарецкая Т.С., Киселев Г.В., Рудик А.П. Атомная энергетика без плутониевых отходов: Препринт ИТЭФ-90-74. – М.: ИТЭФ, 1990. – 8 с.
4.       Морган К. Выход радиоактивных веществ из реактора // В сб. “Безопасность ядерной энергетики” / Под ред. Дж.Раста и Л.Уивера. – М.: Атомиздат, 1980.
5.       Муратов О.Э. Подземные АЭС: эффективность и безопасность // Вопросы атомной науки и техники. Сер. “Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение”, 2002, № 6, с. 19-28.
6.       Россия вышла на третье место в мире по запасам урана // ИА «Финансовая информ. служба», 2007, 24 окт.
7.       Сорокин Н.М. Ядерная энергетика: эффективное производство плюс безопасность // Бюлл. по атомной энергии, 2006, № 2, с. 39-43.
8.       Карелин А.И. Проблемы и перспективы развития ядерной энергетики // Радиохимия, т. 38, вып. 4, 1996, с. 289-299.
9.       Новиков В.М., Игнатьев В.В., Федулов В.И. Жидкосолевые ЯЭУ. Перспективы и проблемы. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 157 с.
10.    Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г. и др. Модульный быстрый реактор малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем для многоцелевого применения СВБР-75/100 // Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 2, с. 91-96.
11.    Петров Э.Л., Хазов Б.С. Подземное пространство для атомных станций. Проблемы радиационной безопасности // Труды ГНЦ РФ ЦНИИ им.акад. А.Н. Крылова, 1993. – 31 c.
12.    Рыбальченко И.Л. Шведская система обращения с РАО и ОЯТ: Аналитический обзор. – СПб.: ФГУП «ГИ ВНИПИЭТ», 2004. – 37 c.
13.    Ломидзе В.Л., Филиппов Е.А. Гомогенный быстрый реактор – хранилище. Решение по заявке 2004108230/06(009180) с приоритетом 23.03.2004 г.
14.    Герасимов Л.Н., Кудинович И.В., Свистунов Ю.А., Струев В.П. Малогабаритная энергетическая электроядерная установка: возможные технические решения // Известия РАН, 2005, № 2, с. 3-15.
Шведов О.В., Волков Е.Б., Игумнов М.М. и др. Электроядерные системы – ядерные энергетические установки нового поколения // Атомная энергия, 2004, т.97, вып. 2, с. 145-152.

назад

Материалы из архива

9.2008 Наша деятельность требует высокой квалификации

С.А.Адамчик, заместитель руководителя Ростехнадзора. — Сергей Анатольевич, кого сегодня в нашей стране волнует безопасность атомной отрасли? — Наверно, в большей мере население. Хотя у меня такое впечатление складывается, что ему уже все равно – оно не очень активно. Его провоцируют на формирование отдельных мнений, особенно в районах строительства атомных станций, а в целом наше население проявляет активность только, если что-то случается. Даже достаточно страшное событие – Чернобыльская катастрофа – сегодня уже стало забываться.

1.2007 Эффект серийности

Деньги считают все, и богатые, и бедные. Особенно, когда речь идет о деньгах, измеряемых миллиардами долларов. А именно такими суммами оперирует сегодня атомная энергетика. Неудивительно, что в тендерах на строительство атомных энергоблоков ценовой фактор подчас становится определяющим при выборе победителя. Ф.М.Митенков, научный руководитель ФГУП «ОКБМ», академик РАН Б.А.Авербах, д.т.н., гл. специалист отдела технико­экономических исследований ФГУП «ОКБМ» И.Н.Антюфеева, инженер­конструктор 1 категории отдела технико­экономических исследований ФГУП «ОКБМ»

10.2007 Программный комитет ярмарки «Атоммед-2007» провел первое заседание

Программный комитет ярмарки «Атоммед-2007» провел первое организационное заседание. В его работе приняли участие представители Российского агентства по здравоохранению, Комитета Государственной Думы по образованию и науке, Комитета Государственной Думы по охране здоровья, Главного военно-медицинского управления Министерства Обороны, Торгово-промышленной палаты РФ, ОАО «Российские железные дороги», Московского научно-исследовательского Онкологического института им. П.А. Герцена