Эксперт Олег Ташлыков — о теории и практике реакторов четвертого поколения

«В 2024 году международная атомная семья должна дать определение четвертому поколению атомных реакторов не только на основании учебников и докторских диссертаций, но и на основе практических, референтных решений», — ​заявил недавно гендиректор «Росатома» Алексей Лихачев. Мы обратились к профессору кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» Уральского федерального университета Олегу Ташлыкову за комментарием: что, когда и для чего решили назвать поколением IV?

— Принадлежность к четвертому поколению определяет не отдельно взятый реактор, а комплекс, в который, помимо реактора, входят блоки переработки облученного топлива и фабрикации нового. Этот комплекс называется ядерной энергетической системой (ЯЭС). Перспективная крупномасштабная ядерная энергетика должна обладать гарантированной безопасностью, экономической устойчивостью и конкурентоспособностью, не ограниченной на длительный период времени сырьевой базой, экологической устойчивостью (малоотходностью). Из этого следуют требования к ЯЭС четвертого поколения и, соответственно, к реактору в ее составе.

В 2000 году государства — ​члены Международного агентства по атомной энергии признали, что для внедрения инноваций, обеспечивающих устойчивое удовлетворение энергетических потребностей в XXI веке, необходимы скоординированные научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. В 2001 году был учрежден международный форум «Поколение IV» (GIF, Generation IV International Forum). В 2002‑м, рассмотрев более 100 проектов, эксперты выбрали шесть технологий: быстрый натриевый реактор, быстрый свинцовый, быстрый газовый, сверхкритический водяной, жидкосолевой и сверхвысокотемпературный газовый. Три технологии из шести прямо относятся к быстрым, а сверхкритический водяной реактор в зависимости от конструкции активной зоны может быть с тепловым, промежуточным или быстрым спектром нейтронов.

Технология с быстрыми реакторами за счет избыточного нейтронного потенциала в активной зоне дает возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. Быстрый спектр нейтронов обеспечивает уникальные условия для выжигания младших актинидов, наработки коммерческих изотопов (например, кобальта‑60 с высокой удельной активностью).

Из шести выбранных только технология быстрых натриевых реакторов имеет значительный опыт проектирования, сооружения, эксплуатации и может быть реализована в промышленном масштабе в ближайшем десятилетии. Россия — ​несомненный лидер по этим работам. Пройден многолетний эволюционный путь в развитии и освоении технологии (реакторы БР‑5/10, БОР‑60, БН‑350, БН‑600, БН‑800). Последовательно решались технические проблемы, совершенствовались конструкции не только реактора, но и натриевого оборудования, технологии ремонта и замены главных циркуляционных насосов, промежуточных теплообменников и т. д.

Достаточно глубоко проработан проект реактора БН‑1200M, который может быть использован в ЯЭС четвертого поколения. БН‑1200М — ​основа для серийных быстрых натриевых реакторов. Есть технический проект реакторной установки энергоблока, учитывающий требования по безопасности GIF. На совещании управляющего совета проектного соглашения по системной интеграции и оценке быстрого натриевого реактора в сентябре 2017 года концепция БН‑1200 была одобрена и признана соответствующей критериям четвертого поколения.

Распоряжением «Росатома» от 28 апреля 2022 года утверждена дорожная карта подготовки предпроектной и проектной документации и сооружения блока № 5 Белоярской АЭС с БН‑1200М. Основанием для рекомендации сооружения энергоблока (то есть признания готовности технологии к коммерческому освоению) стали результаты разработки материалов проекта энергоблока и технического проекта реакторной установки, анализа его потенциальной конкурентоспособности. Понятие конкурентоспособности включает не только характеристики безопасности и надежности, но и технико-экономические показатели на уровне показателей электростанций на органическом топливе при учете всех затрат на всех этапах жизненного цикла, в том числе замкнутого ядерного топливного цикла.

По блоку № 5 с БН‑1200М в 2023 году разработано обоснование инвестиций, принято решение о переходе к подготовке проектной документации. Площадка уже определена, прошли общественные слушания по размещению. По дорожной карте первый бетон в фундамент зальют в 2027 году.

Энергоблок с БРЕСТ-ОД‑300 со свинцовым теплоносителем, сооружаемый на территории Сибирского химкомбината, тоже относится к одной из шести реакторных технологий, выбранных экспертами GIF. Пуск и эксплуатация реактора в составе комплекса, в который вой­дут модули переработки облученного ядерного топлива и фабрикации нового, являются необходимым этапом реализации проекта масштабной ядерной энергетики с быстрыми свинцовыми реакторами большой мощности БР‑1200.

ЗАЯВКА КИТАЯ

В декабре 2023 года китайские СМИ сообщили, что в коммерческую эксплуатацию введена первая в мире АЭС четвертого поколения — ​«Шидаовань». Это произошло после успешного 168‑часового демонстрационного запуска высокотемпературной газоохлаждаемой установки HTR-PM.

HTR-PM состоит из двух небольших реакторов по 250 МВт (т), которые приводят в движение одну паровую турбину мощностью 210 МВт (э). В качестве теплоносителя используется гелий, замедлителя — ​графит. В активную зону каждого реактора загружено более 400 тыс. сферических топливных элементов (микротвэлов) диаметром 60 мм с 7 г топлива, обогащенного до 8,5 %.

Твэлы покрыты графитом и содержат около 12 тыс. четырехслойных топливных частиц с керамическим покрытием, диспергированных в графитовой матрице. По данным Китайской ассоциации ядерной энергетики (CNEA), топливо обладает отличными характеристиками безопасности. Доказано, что оно остается неповрежденным и продолжает удерживать радиоактивность при 1620 °C — ​это намного выше температуры в экстремальных аварийных ситуациях.