Атомная энергетическая стратегия нового качества – без значимых угроз и рисков

И.С.Слесарев, проф. Ядерной Школы Жолио-Кюри и Международного Центра Теоретической Физики

Научный прогресс сделал свое дело, и теперь производство атомной энергии стало сравнительно ординарным процессом. В мире уже существует целый спектр примерно равных по потенциалу типов ядерных реакторов и атомных станций. Актуальным становится вопрос,  какие угрозы и риски, связанные с развитием ядерного энергопроизводства приемлемы в современной жизни? Ответ на него должно дать общество и страна  в целом, а не  только ядерное научно-техническое сообщество.


Причины стагнации развития современной  ядерной энергетики (ЯЭ) обусловлены  существованием значимых угроз и рисков, то есть таких факторов, которые способны увести рассматриваемую технологию за грань приемлемости и/или существенно ограничить масштаб ее применения.

Исторически ядерная энергетика явилась результатом применения военных технологий  и наследовала их основные технологические приемы – использование обогащенного твердого уранового топлива и прямого топливного цикла, простых и дешевых теплоносителей/замедлителей нейтронов.

В результате были созданы водо-водяные, графитоводяные и тяжеловодные  реакторы на тепловых нейтронах. Каждая из созданных реакторных технологий развивалась порознь в соответствии со своим внутренним техническим потенциалом.

Крупные аварии и катастрофы скорректировали такую эволюцию в сторону повышения безопасности, что вызвало удорожание как АЭС, так и производимой ими энергии и, как следствие, заметную потерю конкурентоспособности ЯЭ. Но даже при повышении уровня безопасности АЭС, доказать невозможность катастрофических аварий не удается.

Развитие ЯЭ тормозят и такие «болевые точки», как необходимость долгосрочного мониторинга и надежного размещения радиоактивных токсичных отходов, проблемы нераспространения «оружейных» материалов, ограничения в запасах дешевых расщепляющихся материалов и др. В ряде стран приняты моратории на использование ЯЭ. Масштабное развитие производства ядерной энергии отодвигается на неопределенные сроки. Происходит стагнация ядерных энерготехнологий, особенно в развитых странах, хотя потенциал ядерной энергетики действительно огромен.
Качественное формирование атомной стратегии в условиях отсутствия базовых современных целей и критериев в ЯЭ, несмотря на наличие многочисленных типов энергетических реакторов, затруднительно.

Необходимость решения проблемы энергетической безопасности при дефиците традиционного энергопроизводства стимулирует повышение интереса к ЯЭ. Надежды на её предстоящий ренессанс подогреваются активной позицией российского руководства по развитию энергетики, а также  перспективами некоторого улучшения экономичности АЭС (например, за счёт увеличения длительности эксплуатации блоков, глубины выгорания топлива) и безопасности реакторов (благодаря, например, повышению роли пассивных средств защиты).

Но объективные причины для ренессанса пока отсутствуют, так как не устранены главные «виновники» настороженного отношения к использованию ЯЭ, несмотря на предлагаемые «инновационные» проекты» в рамках международной активности GEN-IV и INPRO. Не ясны критерии выбора направления долгосрочного развития и принципы выбора перспективных технологических решений.

Представляется, что пять проблем тотального характера вызывают множество сомнений у общества и препятствуют ренессансу ядерной энергетики:

1.     неустраненные угрозы катастрофических аварий (с большой и опасной для общества неопределенностью в их вероятностях),

2.     риски распространения оружейных материалов,

3.     неопределенные риски, связанные с хранением долгоживущих токсичных отходов,

4.     угрозы потери крупных инвестиций в условиях ограниченных капиталов, кризисов и глубоких инфляционных процессов,

5.     эффект «прогрессирующего тупика» в развитии ЯЭ из-за надвигающихся ограничений в топливных ресурсах.

Все перечисленные выше проблемы и соответствующие риски/угрозы относятся к значимым, если воспользоваться определением, приведенным выше.

Для разработки инновационной ядерной технологии, способной вызвать действительный ренессанс ядерного энергопроизводства, необходимо целенаправленно наделить ядерные реакторы и их топливные циклы  контр-рисковыми качествами по отношению ко всем значимым рискам, определив способы их реализации. Действующие атомные реакторы на тепловых нейтронах, а также созданные в мире быстрые натриевые реакторы на оксидном топливе (типа БН и Суперфеникс) такими  качествами не обладают.

Построение ядерной энергетики нового качества

Новой концепцией качества ядерной энергетики, ведущей к ее скорейшему оживлению и повышенному спросу, должнo стать исключение угроз и гарантированное устранение сразу всех значимых рисков, присущих сегодняшней ЯЭ (Рис.1).



Рис 1. Отличия двух стратегий развития ЯЭ: традиционного (допускающего пусть маловероятные, но опасные последствия катастрофического характера) и инновационного (направленного на изначальное устранение значимых рисков)

Это не значит, что после этого совсем не останется никаких проблем в поле безопасности, нераспространения токсичных материалов, надежного хранения радиоактивных отходов, улучшения экономики, топливных ресурсов и других, но они смогут быть переведены в разряд «ординарных» проблем, не ограничивающих устойчивое и долгосрочное применение ядерной энергии.

В неядерных областях подобные проблемы решаются подавлением рисков инженерными  и организационными средствами. Но значительная «цена» угроз и рисков ЯЭ, неопределенность в их оценке в данном случае не позволяют дать необходимых гарантий.

«Панацеей» для ЯЭ является изначальное придание реакторам и их топливным циклам  естественных «контр-рисковых качеств.

В последние годы похожая по смыслу идея рассматривалась в ряде новых проектов ядерных реакторов как главное средство радикального повышения их безопасности (например, быстрых реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем типа БРЕСТ, RBEC, или жидкосолевых критических гибридных реакторов типа WISE). Новым требованием является необходимость гарантированного устранения одновременно всех значимых рисков, что неизмеримо труднее, чем повышение только безопасности самих реакторов.
 
Реально ли достижение этой «амбиционной» цели?

Ответ может быть положительным, так как идеи реализации большинства «контр-рисковых качеств», подкрепленные современными теориями и расчетами уже существуют [1- 4, 8]. Конкретизация их в реальных проектах требует дополнительных проработок с учетом этой новой цели.

Способы гарантированного подавления значимых рисков

1. Гарантированное устранение тяжелых аварий возможно при придании реактору набора качеств «самозащищенности» [1,8] от разрушения (прежде всего, активной зоны реактора), например:

·       устойчивости против деструкции активной зоны без срабатывания активных средств защиты при воздействии инициаторов неконтролируемых динамических процессов (в том числе, человеческого фактора), сопровождающихся интенсивным выделением энергии,

·       ограничения запасенной неядерной энергии до уровня, неспособного вызвать дезинтеграцию активной зоны при возникновении инициатора аварии,

·       предельно ограниченных  (<β eff ) «запасов» реактивности внутри реакторов и др.

Подобная проблема отчасти уже решалась при разработке новых быстрых реакторов, обладающих (по замыслу) естественной безопасностью [8], в которых подбором теплоносителя, топлива,  структуры реакторов, режимов работы активной зоны и путем целенаправленной стабилизации реактивности удается добиться самозащищенности реактора в аварийных ситуациях. Однако, для ряда аварийных сценариев достаточные механизмы гарантированной «самозащиты» найдены не были. Например, из-за положительного пустотного эффекта реактивности (как в натрий-охлаждаемых, так и в свинцово-охлаждаемых реакторах большой мощности) быстрое опустошение активной зоны (хотя и маловероятное) может приводить к введению большой положительной реактивности с непредсказуемыми опасными последствиями. Как известно, для улучшения безопасности, предпочтительно обладать отрицательными и малыми по величине пустотными эффектами реактивности. Теперь выяснено [2], что эффективным средством  подавления пустотных эффектов в быстрых реакторах без обогащенной подпитки является увеличение производства нейтронов (приходящихся на одно деление), используемое затем для роста доли нейтронной утечки из активной зоны в балансе нейтронов. Этого можно добиться, например, уменьшением объема активных зон, использованием плотного топлива (Рис.2), увеличением объемной доли топлива, построением  «модульных» композиций  (Рис.3).


Рис. 2. Изменение пустотных эффектов реактивности при замене уплощенной активной зоны на модульную: H /R – отношение высоты и радиуса активной зоны (для улучшения нейтронного баланса используется нитридное топливо).



Рис. 3. Эффект снижения пустотных эффектов реактивности в натриево-охлаждаемых быстрых реакторах с моно-нитридным топливом (средняя плотность: 12,5г/см3) при переходе от наилучших традиционных к модульным компоновкам:
1 – традиционная H/R=40/290 компоновка, «уплощенная» для минимизации пустотных эффектов,
2 – 5  - модульные компоновки с размерами  H/R=60/63, H/R=80/49, H/R=110/43, H/R=125/40 соответственно (H/R – отношение высоты и радиуса активной зоны, размеры приведены в см.). Любой положительный эффект считается потенциально опасным, если он превышает долю запаздывающих нейтронов (β eff ≈ 350 рсм).

2. Устранение угрозы хищений «оружейных» материалов (а именно такая угроза может быть отнесена к категории значимых), возникающей при использовании даже «легитимных реакторных технологий», достижимо путем применения только таких реакторов и технологий ядерных циклов, которые априорно «самозащищены» от несанкционированного изъятия реакторного топлива, например, за счет:

·       полного отказа от обогащения топливной подпитки реакторов и вообще от технологии обогащения в ядерной энергетике,

·       упразднения технологии отделения топлива от ряда радиоактивных долгоживущих продуктов деления,

·       отказа от «дообогащения» (при рефабрикации облученного топлива) делящимися изотопами.

Такие предложения реальны для реакторов с достаточно высоким бридингом ядерного горючего и  уже признаны эффективными в ряде новейших [8] проектов быстрых реакторов.

3. Возможно ли функционирование ЯЭ без долгоживущих радиоактивных отходов (или, по крайней мере, так, чтобы радио-токсичность отходов не превышала бы токсичности сгораемого топлива подпитки)? Такой вопрос до недавнего времени казался абсурдным из-за отсутствия альтернативы. Ведь основная масса высоко токсичных долгоживущих отходов (высших актинидов) образуется под действием нейтронного потока в любых реакторах. В прямых топливных циклах легководных реакторов (ЛВР) такие актиниды (включая изотопы плутония) направляются в отходы для долговременного хранения по причине слабой топливной эффективности  и неблагоприятного их воздействия на физику безопасности реакторов. К тому же, многократное замыкание топливного цикла ЛВР считается сложной технической проблемой, дающей скромную (не принципиальную для ЯЭ) экономию топливных ресурсов. В быстрых же реакторах актиниды являются эффективным топливом, слабо влияющим на безопасность реакторов. А замыкание топливного цикла это единственный способ существенного расширения топливных резервов за счет перевода урана-238 в категорию топлива. В этом случае, долгоживущие актиниды появляются в отходах лишь вследствие схожести актинидов/лантанидов и в такой степени, что содержание актинидов в смесях с лантанидами не удается снизить до величины менее 0.1%.  Но даже при такой малой концентрации результирующий поток остаточных актинидов (ОА) в отходы остается радиационно опасным, хотя отчасти его радиационная токсичность компенсируется исчезновением токсичности «сгорающего» (в быстрых реакторах) подпиточного урана-238.

Значительное превышение токсичности потока отходов над скоростью исчезновения токсичности топливной подпитки может рассматриваться как крайне нежелательное нарушение экологического баланса радиационной токсичности на планете, то есть как значимый риск. Заметим, что именно долгоживущие отходы ЯЭ являются предметом жесткой критики экологов и неприятия населением.

Другой источник - долгоживущие продукты деления, также опасны вследствие своей высокой  потенциальной мобильности. Удаление наиболее токсичных из отходов [5] также входит в задачу устранения значимых рисков.

Итак, функционирование реакторов на тепловых нейтронах в прямом цикле (Рис.4)  приводит к появлению большой «рукотворной» радиационной токсичности. Долгоживущие отходы приходится долго и тщательно хранить до их существенного распада. Радиоактивность отходов традиционных натриевых быстрых реакторов также серьезно нарушает радиоактивный баланс, несмотря на то, что такие реакторы способны уменьшить (при замыкании топливного цикла) величину токсичности отходов примерно на два порядка (Рис.4) по сравнению с прямым циклом ЛВР.



Рис. 4.  Генерация токсичности отходов реакторами в сравнении с «исчезающей» токсичностью топливной подпитки быстрых реакторов

Решение проблемы «сохранения радиоактивного баланса» и, значит, устранение  значимого риска, связанного с хранением долгоживущих радиоактивных отходов, возможно за счет использования «частично-замкнутого» топливного цикла, включающего:
  • отказ от разделения лантанидов и остаточных актинидов; создание для их выжигания «рабочих мест» в реакторах при «экспоненциально-сдержанном» росте реакторного парка,
  • трансмутацию части высокотоксичных долгоживущих продуктов деления в реакторах [5].
Удержание ОА для их медленного выжигания в реакторах возможно  лишь при росте реакторного парка [2]. При этом только экспоненциальный рост обеспечивает постоянство доли ОА в массе всех тяжелых ядер и обеспечивает ограниченный объем  «рабочих мест» для выжигания ОА потоком нейтронов (Рис.5). Эти ядра могут окружать активные зоны реакторов, находясь под потоком утекающих нейтронов. В этом случае увеличенная нейтронная утечка модульных активных зон может быть использована с пользой.



Рис. 5. Требуемые объемы (рабочие места) для хранения и выжигания остаточных актинидов (экспоненциальный темп развития ядерной энергетики)

По оценкам специалистов [2], развитие новой мировой ядерной энергетики, начиная с мощностей  примерно 200 GWе (за счет имеющихся резервов плутония и обогащенного урана) в течение 1000 лет (со временем удвоения мощностей около 150 лет), не менее чем на порядок сократит массу остаточных актинидов, в том случае, если средний поток нейтронов для их выжигания удастся поддерживать на уровне 1014 нейтрон/см2сек. Более длительная жизнь ядерной энергетики может обеспечить еще больший эффект выжигания. Дополнительная интенсификация процесса выжигания остаточных актинидов возможна при термализации нейтронного спектра в радиальных отражателях, где и предполагается размещение смесей лантанидов и остаточных актинидов. Это предложение нуждается в дополнительном изучении.

Итак, для реального выжигания ОА требуется экспоненциальный рост реакторного парка, для которого, в свою очередь, необходим избыточный бридинг топлива.  Величины того и другого не являются существенным фактором в решении проблемы отходов и могут варьироваться в широких пределах. Даже относительно медленный рост реакторного парка (0.5 - 3% в год) и, соответственно, небольшой избыточный бридинг достаточны для этой цели [1]. Такой рост близок  к  прогнозному  повышения спроса на первичные энергоносители, представленному ООН. К 2030 г. ожидается рост  на 60-70% по сравнению с 2000 г.

4. Как известно, стоимость капитальных затрат на сооружение АЭС велика. К тому же, в последние годы она серьезно возросла и продолжает расти, прежде всего, за счет мер повышения безопасности. К тому же, значительно ухудшились кредитные условия, особенно если учесть специфическую для ядерной энергетики долговременность сооружения станций. Все это делает экономические риски весьма опасными и не способствует привлечению инвестиций даже на уровне государственных заказов. По оценкам специалистов, значимость инвестиционных рисков нивелируется, если удастся уменьшить их радикально - в два или более раз. Радикальное подавление инвестиционных рисков и существенное улучшение экономики возможно путём существенного сокращения сроков сооружения АЭС (Рис.6) за счёт использования автономных модулей прецизионного заводского изготовления, упрощения средств безопасности реакторов, дешевизны топливной загрузки. Оказывается, что экономическая эффективность модульной АЭС значительно улучшается, если строить процесс ввода  мощностей по принципу «модуль за модулем», не дожидаясь достижения планируемой полной мощности АЭС. Вывод об относительной дороговизне группы малых реакторов в сравнении с большим реактором эквивалентной мощности скорее справедлив для ЛВР из-за дорогих корпусов высокого давления и разницы в обогащении топлива.  Учитывая более благоприятную «технологичную» заводскую среду при изготовлении сравнительно небольших корпусов модулей быстрых реакторов, опасность существенного повышения стоимости модульной АЭС в сравнении с однокорпусным большим реактором эквивалентной мощности (изготавливаемого in situ), не является существенной. По сравнению с ожидаемым выигрышем в инвестиционных затратах  при строительстве модульных АЭС, приближенная оценка которого приведена на Рис.6, этот негативный эффект мал, если, вообще, присутствует.


Рис 6. Оценка эффекта сокращения инвестиционных расходов при сооружении большого энергетического блока, состоящего из нескольких (до 20) модульных блоков той же суммарной мощности. Интерес кредитования: 10% в год. Цена от продажи энергии принята соответствующей выбранному сроку окупаемости традиционного блока, равному 15 годам.

5. Долгосрочное и масштабное развитие ЯЭ на тепловых реакторах невозможно из-за ограниченных топливных ресурсов урана-235. Значимый риск быстрого истощения топливных запасов устраняется при переходе к быстрым реакторам. Это становится доминантой развития ЯЭ. Естественное топливное самообеспечение и рост парка ЯЭ  возможны за счет «самодостаточного»/избыточного  бридинга топлива. Необходимо лишь, чтобы реакторы обладали соответствующим  потенциалом топливного воспроизводства. Теоретически такую энергетику можно создать «почти с нуля», располагая начальной загрузкой для хотя бы одного «риско-защищенного» реактора (РЗР). Но при таком скромном старте развитие будет происходить неоправданно долго. Быстро «тающие» в тепловых реакторах мировые ресурсы урана-235 необходимо как можно быстрее потратить на создание достаточного «стартового парка» РЗР. Сегодня это возможно, но послезавтра может оказаться  поздно.

Итак, перечисленные практически независимые значимые риски можно устранить, причём делать это надо одновременно. Возможно (как это часто практикуется для соблюдения корпоративных интересов), легче было бы создать несколько типов реакторов с различными «моно-приоритетами»: повышенной безопасности, большей экологичности, наилучшей экономичности, и таким образом попытаться построить многокомпонентную энергетику путём «оптимальной» комбинации этих групп ЯР в реакторном парке. Но никакая «линейная» комбинация не способна устранить все значимые риски одновременно. Необходимо создавать парк инновационных риско-защищенных реакторов и топливных циклов!

Ядерные реакторы и топливные циклы нового качества

Задача  по устранению всех значимых рисков сложна и посильна далеко не для всех известных типов реакторов. Проведенный анализ [1-4] показывает, что для достижения этой цели наиболее подходящими являются быстрые реакторы. И поставленная задача разрешима даже в рамках известных технологий, принимая за основу новые идеи РЗР на быстрых нейтронах [7,8] в сочетании с:
·       радикальным улучшением в них баланса нейтронов,
·       использованием  модульных компоновок,
·       некоторым повышением выгорания топлива в равновесном режиме,
·       реорганизацией топливного цикла.
Для полной реализации  идеи устранения всех значимых рисков решающим фактором является  «высвобождение» дополнительных нейтронов в балансе реактора. Например:

1. Модульный принцип компоновки АЭС в ядерной энергетике не нов (например, проект PRISM). Но модульные критические реакторы-бридеры  небольшой единичной мощности с необогащенной урановой подпиткой немыслимы без нахождения дополнительных «средств» для существенного улучшения внутреннего баланса нейтронов.

2. Все традиционные быстрые реакторы большой единичной мощности обладают потенциально опасным положительным пустотным эффектом реактивности в активной зоне. Для его подавления необходимо увеличение компоненты нейтронной утечки [1] без существенных потерь в интегральном нейтронном балансе.

3. Для развития ЯЭ необходимо топливо, отбираемое из топливного цикла быстрых реакторов, что ведет к ухудшению топливного баланса всех реакторов энергетического парка. Эти потери необходимо компенсировать.

4. Для трансмутации долгоживущих токсичных продуктов требуется генерация дополнительных нейтронов, пропорциональная скорости деления [5].

5. Для самодостаточного бридинга также необходимо дополнительное расходование нейтронов, так как такой бридинг наступает при повышенных выгораниях и большем отравлении реактора продуктами деления по сравнению с традиционными режимами.
Каковы же дополнительные «нейтронные потребности» РЗР на быстрых нейтронах по сравнению с традиционными быстрыми реакторами? Их ориентировочные величины представлены в Табл.1

Табл.1
 Для гарантированного исключения тяжелых
аварий, если необходима существенная
коррекции пустотных эффектов реактивности
                 0.2  н/деление
 в натрий-охлаждаемых реакторах
 для снижения пустотного эффекта вдвое
 Для  отсутствия в отходах остаточных
трансуранов  
         0.15 н/деление
При приросте энергетики 2% в год.
 Для отсутствия в отходах токсичных
продуктов деления
          <0.15 н/деление [5]
 для трансмутации  опасных Tc, I, Cs
(эта величина снижается при умелом  
использовании нейтронов утечки)
 Для отказа от обогащенной топливной подпитки,
 достижения критичности в равновесном режиме
 с нулевой и стабильной реактивностью реактора
 в процессе выгорания топлива
 Автоматически «штрафуется»
 в нейтронном балансе  реактора из-за
 пониженной равновесной концентрации
 делящихся ядер
  ВСЕГО  (зависит от полной компоновки РЗР)
        0.3÷0.5 нейтронов на деление

Как можно обеспечить возросшие требования к нейтронному балансу, учитывая, что не все типы реакторов готовы ответить на этот вызов?

В ядерных реакторах деления известны два способа:
  • за счет поиска «нейтронно-экономичных» композиций из арсенала перспективных реакторных топлив и материалов [1],
  • за счет добавления внешнего источника нейтронов [3]. В этом случае, предполагается использование АЭС с подкритическими модулями и внешними нейтронными источниками (европейские проекты электро-ядерных гибридов - ADS или   термоядерные гибриды небольшой единичной мощности).
Рекомендуемые композиции РЗР и АЭС

Предлагаются АЭС модульного типа:
  • состоящиe из модульных РЗР жесткого нейтронного спектра (охлаждаемые свинцом/натрием, жидкосолевые и т.д.), самозащищенные от тяжелых аварий,
  • с плотным топливом и плотной компоновкой активных зон, нулевой избыточной наработкой топлива в активной зоне и повышенными выгораниями топлива, необогащенной подпиткой, в сочетании с «частично-замкнутым» топливным циклом, выжиганием в реакторах остаточных трансуранов и наиболее токсично-опасной части долгоживущих осколков.
Для улучшения топливного баланса может потребоваться использование компактных активных зон с повышенной долей плотных карбидных/нитридных твердых топлив (например, обогащенных изотопом N15), со слабо поглощающим нейтроны теплоносителем (Pb208); а в быстрых жидкосолевых реакторах - топливных компонент с низким поглощением нейтронов (Сl37).


Ядерная энергетика, построенная на таких «риско-защищенных» реакторах, позволяет разделить процессы «размножения» самих реакторов и их «простой» эксплуатации (без необходимости участия в технологических процессах переработки топлива), что наделяет энергетику дополнительной безопасностью относительно распространения оружейных материалов и гибкостью международного маркетинга (Рис.7).


Рис. 7. Общая возможная схема реализации международного маркетинга.
ТЦ – международный центр уранового/ториевого топливного цикла с генерацией начальных топливных загрузок РЗР,
Линия RI – генерация бридеров (может быть рекомендована для стран с развитой ЯЭ)
Линия RII – генерация только энергии (может быть рекомендована для «простого» производства энергии без расширения локального парка)

Заключение

Обобщая анализ атомной энергетики инновационного качества, можно утверждать, что сейчас возможен такой поворот, который позволит пересмотреть потенциал всей атомной энергетики и отношение к ней, включая стратегию ее развития. Новым является переосмысление целей и акцентов инновационной ядерной энергетики. Как показано, это удается сделать путем направленной научной «селекции» контр-рисковых качеств в инновационных реакторах и топливных циклах. А этот (во многом чисто научный) подход не требует ни длительного времени, ни больших расходов, поскольку «серое вещество» сейчас не в цене.

Новое качество ядерной энергетики способно облегчить решение планетарных, геополитических и социально-экономических проблем. Это зависит, в том числе, и от выбранной стратегии развития ядерной энергетики.

Истинно инновационная ядерная энергетика уже на современном уровне знаний и технологий способна работать без значимых «рисков и угроз», то есть без:

1.     тяжелых аварий, даже с учетом «человеческого фактора»,

2.     нелегитимного использования оружейных материалов и возможности их краж, благодаря, например, ненужности топливного обогащения, технологию которого в ЯЭ можно запретить международным соглашением;

3.     необходимости опасного хранения долгоживущих отходов, ведущего к протестам населения, не желающего строительства ядерных хранилищ с обязательным и постоянным мониторингом;

4.     риска потери крупных инвестиций благодаря быстрому строительству модульных блоков, что является решающим фактором в условиях ограниченных капиталов,

5.     Ядерная энергетика посредством самодостаточного бридинга топлива может получить значительные топливные резервы, достаточные для  многотысячелетнего использования.

Как отмечалось, перечисленные «значимые риски и угрозы» являются сейчас причиной «второсортности» атомной энергии и неуверенности в энергетической стратегии, основанной на традиционном ядерном энергопроизводстве. Сегодня общество имеет возможность выбрать малорискованное направление развития ядерной энергетики.  В противном случае, при пассивной реакции общества, предстоит долгая внутрикорпоративная «разборка», в которой победа здравого смысла не гарантирована. 

Ядерные сообщества в развитых странах (и в нашей стране особенно) пока еще не готовы  консолидироваться в достижении этих целей. Многим представляется заманчивым лукаво называть традиционные ядерные реакторы (или их слегка модифицированные аналоги) инновационными, хотя термин «ядерный» отнюдь не является синонимом термина «инновационный».  Отсюда проистекает желание не торопиться с принципиально новыми РЗР и АЭС, полагая комфортно продержаться «на модной инновационной волне» какое-то время.

Этот интервал времени может оказаться слишком кратким (сравнимым со временем исчерпания нефтяных запасов или со временем жизни одной традиционной атомной станции) из-за очевидного ограничения массы делящегося топлива. Не имея длительного будущего,  традиционные реакторы скоро отнимут то топливо, которое необходимо для создания оптимального начального парка РЗР.

К тому же, в сфере традиционных реакторов у России много «продвинутых» конкурентов (США, Франции, Японии). И было бы стратегически правильно перенести приложение сил на более выигрышное поле. У России пока ещё есть выигрышная по времени научно-техническая позиция как по быстрым энергетическим реакторам, так и по жидкосолевым реакторам (и нет по другим!). Не использовать такую возможность было бы опрометчиво.

Это может позволить нашей стране возглавить новое важное направление в ядерном сегменте энергетической безопасности, где Россия (скорее, по прозорливости наших учителей) оказалась впереди других стран по научному заделу, но, к сожалению, не по его  реализации. Конкуренты пока ещё не дышат в спину из-за всеобщего кризиса, коснувшегося и  мировой науки и образования.

Сегодняшние планы и предложения по атомной стратегии, направленные скорее на продление жизни уже используемых ядерных энергетических технологий, выглядят слишком конъюнктурными и усложненными, учитывая ограниченный топливный ресурс современных АЭС и значимые риски. Более логичной и экономичной выглядит простая стратегия ускоренного перехода на реакторы нового качества (пусть даже узкого класса), которые способны погасить все значимые риски и угрозы. 
   
В условиях преобладания застойной корпоративности мышления, научной логики и простого мотива государственной полезности недостаточно, чтобы сдвинуть дело  с мертвой точки. Для признания важности этих целей нужна акцентированная воля общества и  руководителей государственного уровня, выручавшая, зачастую, Россию.
Соответствующие предложения могут стать также «прорывным» (« brake through ») вариантом  исследований в рамках международного проекта INPRO (МАГАТЭ).


СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. I. Slessarev. Annals of Nuclear Energy. 2008. V.35 № 4. P.636.
2. I. Slessarev . Annals of Nuclear Energy. 2007. V.34 № 11. P.883.
3. I. Slessarev, P.Bokov . Annals of Nuclear Energy. 2003. V.30. P.1691.
4. М. Salvatores, I.Slessarev . Nuclear technology. 2004. V.146 №3. P.230.
5. М. Salvatores, I.Slessarev, А.Tchistiakov. Nuclear Science and Engineering. 1998.V.130, №3,  P.309.
6. O. Kazachkovski et al. “Possibilities of MOX-fuel us ing in Advanced Fast Reactors with Sodium Coolant.” Proc. GLOBAL-2003, New Orlean, 418-422, USA, (2003);
7. D.C. Wade ,V.I. Chang. “The Integral Fast Reactor (IFR) Concept”. Proc. Int. Topical Meet. Advances in Reactor Physics, Math and Computation. Paris. (1987), April 27-30;
8. V.Orlov et al. "Concept of the New Generation High Safety Liquid Metal Reactor”.  Proc. Int. Conf. Safety of New Generation Power Reactors, v.1, p.742, Seattle, USA, (1988).

назад

Материалы из архива

3.2008 Нужна ли России морская стратегия

Развитие военно-морской стратегии (ВМС) с древнейших времён и до наших дней шло параллельно с практикой  применения сухопутных и  военно-морских сил. В России основы ВМС заложили Пётр I , Г.А.Спиридов, Ф.Ф.Ушаков, Д.Н.Сенявин. Период первой и второй мировых войн внёс свой вклад в военно-морское искусство и способствовал развитию военно-морской стратегии. Как создавалось военно-стратегическое направление в нашей стране , рассказывает Владимир Георгиевич  Лебедько, к.в.н., проф., контр-адмирал в отставке,  в течение ряда лет руководивший ведущими управлениями оперативно-стратегических штабов флота и сухопутных сил.

3.2006 Принцип СП: ваш продукт – наши технологии

"Урал может стать местом реализации совместного российско-иранского проекта в сфере атомной энергетики. О нем в конце февраля принципиально договорились в Тегеране… При этом не исключается, что заказы, имеющие отношение к иранской ядерной программе, получат и другие предприятия отрасли, расположенные в Уральском округе" (ИА REGNUM)

1.2008 Атом имени Ломоносова

Александр КулешовРазговоры о строительстве атомной теплоэнергоцентрали (АТЭЦ) в Архангельске велись еще в 80-х годах прошлого столетия. Однако Чернобыльская катастрофа поставила жирную точку на проекте, не смотря на то, что площадку под строительство уже начинали готовить. Неподалеку от Архангельска до сих пор можно наблюдать несколько заросших, частично асфальтированных дорог, ведущих к горам песка. Больше здесь ничто не напоминает о начавшемся когда-то строительстве.