Оглавление

1. Введение. 3

2. Задачи, стоящие перед реакторами - размножителями и причины необходимости их развития: разработки, создания и использования. 4

3. Анализ истории развития данного направления. 11

4. Оценка современного состояния разработки, строительства и использования реакторов - размножителей: 17

4.1 Проблематика: 18

4.1.1 Экономические проблемы.. 18

4.1.2 Ядерная безопасность. 21

4.1.3 Экологическая безопасность. 22

4.1.4 Нераспространение материалов, технологии, знаний, контроль и учёт делящихся материалов 23

4.1.5 Технические проблемы.. 25

4.2 Перспективы развития данного направления в мире и РФ а так же стратегия развития технологий реакторов -размножителей и их использования в контексте возможности развития полномасштабной ядерной энергетики и обеспечения энергетической безопасности РФ: 31

4.2.1 Стратегия развития полномасштабной ЯЭ будущего в РФ.. 33

4.2.1.1 Краткосрочные задачи (). 33

4.2.1.2 Среднесрочные задачи ( гг.). 34

4.2.1.3 Долгосрочные задачи ( гг.). 36

4.2.1.4 Промышленно-освоенный БР размножитель. 40

4.2.1.5 Промышленно-освоенный замкнутый ЯТЦ.. 42

5. Международная кооперация как гарантия успешного решения перечисленных проблем.. 47

5.1 Generation 4 International Forum.. 47

5.1.1 Газоохлаждаемые быстрые реакторы.. 48

5.1.2 Свинцовоохлаждаемые быстрые реакторы.. 49

5.1.2 Натриевоохлаждаемые быстрые реакторы.. 51

5.2 INPRO.. 53

5.3 Global Nuclear Energy Partnership (GNEP). 53

5.4 Multinational Design Evaluation Program (MDEP). 54

6. Вывод. 55

7. Список литературы.. 57

Аннотация

В данной работе рассмотрены стороны, перспективы, а так же цели и причины необходимости осуществления проектов реакторов-размножителей, а так же технологий связанных с использованием быстрых реакторов в замкнутом топливном цикле. Проанализированы история развития данной отрасли, а так же выявлены основные проблемы. Отмечены существующие международные программы, и проекты в данной области, а так же отмечены тенденции и основные перспективные технологические области.

Annotation

This paper contains the examination of all aspects, prospects, reasons and aims of the necessity of the implementation of the fast breeder reactor projects and also technologies connected with the closed fuel cycle. History of the development of the fast breeder reactors was analyzed and main issues were revealed. All the existing international and intergovernmental programs, tendencies and promising technologies in this area were mentioned.

1. Введение

На данный момент существует несколько причин, по которым использование и развитие технологий ядерных реакторов-размножителей, а так же технологий замкнутого топливного цикла видеться целесообразным:

В первую очередь одной из важнейших причин, по которой использование так называемых реакторов-размножителей становится особенно необходимым, является причина ограниченности запасов урана 235 на планете и практически не ограниченных запасов 238 и тория. По последним данным запасы урана, расходы, на добычу которого не превышают 130 долларов за килограмм, составляет около 4,7 миллионов тонн. Основываясь на расчетах 2004 года, потребностей урана для производства энергии, этих запасов хватит на 85 лет. (при его использовании в тепловых реакторах). Применение «быстрых ядерных реакторов» растянет этот период до тысяч лет. В долгосрочной перспективе продолжающиеся успехи в разработке новейших атомных технологий позволят использовать уран гораздо экономнее.

Ещё одной проблемой являются накопленные запасы плутония. В течение последних нескольких лет ликвидация избыточных ядерных боезарядов привела к образованию в Соединенных Штатах и России значительных запасов плутония и высокообогащенного урана. Эти запасы способствовали возобновлению глобальных дебатов об использовании плутония в качестве источника энергии и предоставили новые аргументы в пользу продолжения поддержки реализуемых плутониевых проектов, как наилучших реалиаторов плутония.

Кроме того существует интерес к реакторам на быстрых нейтронах из за их возможности выжигания так называемые актиноидов, включая полученные из использованного реакторного топлива. Среда с быстрыми нейтронами минимизирует вероятность захвата нейтронов актиноидами и максимизирует вероятность их деления. Данная работа содержит анализ причин необходимости развития и осуществления технологий реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла, анализ истории данного направления в мире и РФ, проблематику области и возможные способы их разрешения.

2. Задачи, стоящие перед реакторами - размножителями и причины необходимости их развития: разработки, создания и использования

Настоящее время характеризуется системным кризисом мировой энергетики, который заключается во всё нарастающем противоречии между ростом потребления энергии, которое на 90% обеспечивается органическим топливом, и ограничениями – ресурсными и экологическими - связанными с органической энергетикой:

· По современным оценкам население Земли к середине этого века возрастет примерно в 1,5 раза (до уровня 10 млрд. чел.). При условии реализации жестких мер по энергосбережению и при сохранении современных пропорций в потреблении энергии между развитыми и развивающимися странами энергопотребление в мире должно увеличиться примерно так же. Если же произойдёт выравнивание удельных энергопотреблений в развитых и развивающихся странах, на что указывает тенденция последних лет, то спрос на энергоресурсы к 2050 г. может возрасти в три раза по сравнению с современным уровнем.

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

· Темп роста потребления органического топлива существенно превосходит скорость пополнения их ресурсной базы. Поэтому, вполне вероятно, что к середине текущего века спрос на энергию нельзя будет обеспечить за счет традиционных технологий использования ископаемых ресурсов.

· Использование органического минерального топлива осуществляется главным образом путем его сжигания, что приводит к огромному количеству ежегодных вредных выбросов в атмосферу. С энергетикой на органическом топливе связано развитие таких негативных крупномасштабных экологических явлений, как «закисление» осадков и «парниковый эффект».

В России ситуация усугубляется высокой энергоёмкостью национального дохода и чрезмерной газификацией российской электроэнергетики:

· В последнее двадцатилетие рост мировой экономики обеспечивался примерно в равных долях за счет увеличения производства энергоресурсов и улучшения их использования, а в развитых странах увеличение энергоэффективности давало 60–65% экономического роста. В результате энергоемкость национального дохода уменьшилась за этот период в среднем по миру на 18% и в развитых странах – на 21–27%. В отличие от этой безусловно позитивной глобальной тенденции в России энергоемкость национального дохода не снижалась, а увеличилась в 1990–1996 гг. на 15% и затем стабилизировалась на уровне, превышающем среднемировой показатель ~ в 3 раза и показатели развитых стран – в 3,5–3,7 раза. Любые рациональные сценарии социально-экономического развития России можно реализовать лишь при структурной перестройке экономики, снижающей удельный расход энергетических ресурсов.

· Для европейских районов страны, доля газа в общем энергопотреблении составляет 60%, а в топливоснабжении электростанций и котельных – соответственно 74 и 78%. Чрезмерная доля газа в топливно-энергетическом балансе опасна, по условиям текущей надежности и долгосрочной устойчивости энергоснабжения потребителей, поскольку поставки газа сейчас и в перспективе на 85% обеспечиваются из одного района по сетям протяженностью несколько тысяч километров. [11]

Для базового варианта (Рис.1) развития электроэнергетики России в соответствие с прогнозами МЭР принимается следующая оценка производства электроэнергии: 1710 млрд. кВт. ч в 2020 г. и 2800 млрд. кВт. ч в 2050 г., а для максимального варианта (Рис.млрд. кВт. ч в 2020 г. и 3500 млрд. кВт. ч в 2050 г. [11]

В качестве оптимальной структуры топливной корзины электроэнергетики для базового и максимального вариантов считается структура, при которой генерация газового электричества стабилизируется на уровне, достигнутом к 2020 г., доля атомной генерации в производстве электроэнергии увеличится с 16% (2007 г.) до 34-38% к 2050 г. в зависимости от вариантов роста

Рис.1 Производство электроэнергии (базовый вариант)

Рис. 2 Производство электроэнергии (максимальный вариант)

производства электроэнергии, а доля угольной генерации - с 25% (2007 г.) до 33% (2050 г.). Тогда установленная мощность атомной электрогенерации к 2050 г. должна составить (при КИУМ = 0,9) 120 ГВт и 170 ГВт для базового и максимального варианта (Рис.3), соответственно. При этом доля газовой генерации снизится с 41 до 18-20% (более чем в 2 раза). [11]

Рис. 3 Установленная мощность АЭС

С другой стороны масштабы использования ядерной энергии и сегодня, и в будущем определяются как внешними условиями (постоянный рост энергопотребления и ограничения, связанные с использованием органического топлива), так и готовностью ЯЭ к решению внутренних проблем, таких как безопасность АЭС и предприятий ЯТЦ, обращение с ОЯТ и РАО, нераспространение делящихся материалов и экономическая эффективность ЯЭ.

Кроме того сегодня ядерная энергетика и России, и мира базируется на технологиях тепловых водяных реакторов для производства электроэнергии в базовом режиме и открытого ядерного топливного цикла. Существующая технологическая база по ряду причин не может быть положена в основу крупномасштабной ЯЭ. Среди них основными являются следующие:

· разомкнутость топливного цикла с необходимостью организации долговременного хранения непрерывно возрастающего количества ОЯТ;

· ограниченное использование атомной энергии - только для производства базовой электроэнергии.

· низкая эффективность полезного использования добываемого природного урана – менее 1% и связанной с этим сырьевой ограниченностью топливной базы ЯЭ;

Современные АЭС используют в качестве топлива в основном изотоп уран-235, содержание которого в природном уране менее 1% и который по энергоресурсу уступает нефти и газу. Основной же изотоп уран-238 (энергетический ресурс которого на порядки больше, чем у нефти и газа) пока практически не используется, являясь в значительной степени производственным отвалом. При такой структуре потребления ресурсов АЭ ничем не отличается от обычной энергетики, сжигающей органическое топливо. Ресурс урана-235, если его использовать в открытом ЯТЦ, слишком мал по энергоёмкости, чтобы составить реальную конкуренцию органическому топливу. [11]

Проблемы с добычей природного урана при работе АЭ в рамках открытого топливного цикла иллюстрируются на Рис.4.

Рис.4. Потребности в природном уране (млн. тонн) за жизненный цикл введенных мощностей в зависимости от масштаба АЭ.

Даже для современного уровня АЭ обеспечение топливом всего срока службы работы реакторов потребует очень серьезного развития сырьевой базы. В настоящее время менее половины потребностей в природном уране покрывается за счет новой добычи, остальная часть - это ранее сделанные запасы на складах, конверсия высокообогащенного урана оружейного качества в уран низкого обогащения, дообогащение отвалов. Уже к 2012 году эти дополнительные ресурсы будут исчерпаны.[11]

Другая проблема открытого топливного цикла - это обращение с облученным (отработанным) ядерным топливом (ОЯТ). Это одна из отложенных проблем, делающих экономическую эффективность действующей технологической платформы АЭ условной. Ядерная индустрия сегодня получает прибыль при продаже уранового топлива и электроэнергии на АЭС во многом благодаря только тому, что нерешенные до сих пор проблемы ОЯТ перекладываются на плечи будущих поколений. Как показывает опыт атомной энергетики США, долгосрочное хранилище ОЯТ не может служить постоянным решением проблемы, так как оно потребует крупных финансовых вложений в настоящее время и новых технических решений в исторически близкие сроки.

Ожидаемый рост экспорта АЭС в третьи страны без предоставления услуг по топливному циклу вскрывает еще одно серьезное ограничение действующей платформы, связанное с опасностью распространения чувствительных ядерных технологий обогащения урана и переработки ОЯТ. В этих условиях расширение экспорта АЭС, опирающихся на действующую платформу, войдет в прямое противоречие с интересами национальной безопасности стран-экспортеров и международными правовыми режимами в области нераспространения.

Рис. 5: Замкнутый топливный цикл с быстрым реактором типа БН

Научные, конструкторские и технологические работы по поиску путей решения отмеченных проблем ведутся уже более полувека по ряду направлений. Одним из самых перспективных направлений с начала 50-х годов стала разработка технологий замкнутого топливного цикла ядерной энергетики с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, что включает изготовление смешанного уран-плутониевого топлива, переработку ОЯТ и многократное использование (рециклинг) топлива в быстрых реакторах. Именно такие технологии, доведенные до коммерческого уровня, могут составить основу новой технологической платформы (НТП) ядерной энергетики 21 века. (см. Рис 5)

3. Анализ истории развития данного направления.

На сегодняшний день в мире было введено в эксплуатацию около 20 реакторов на быстрых нейтронах различного типа в ряде стран (см. Рис 6). Некоторые из которых работают, начиная с 1950х годов в качестве исследовательских и опытных реакторов, а некоторые производят электроэнергию в коммерческих целях. Около 300 реактор-часов опыта было получено в результате работы на подобных реакторах по всему миру.

Output:	MWe	MW (thermal)	Operation
USA
EBR 1	0.2		1951-63
EBR 2	20		1963-94
Fermi 1	66		1963-72
SEFOR		20	1969-72
Fast Flux TF		400	1980-93
UK
Dounreay FR	15		1959-77
Protoype FR	270		1974-94
France
Rapsodie		40	1966-82
Phenix*	250		1973-
Superphenix 1	1240		1985-98
Germany
KNK 2	21		1977-91
India
FBTR		40	1985-
Japan
Joyo		140	1978-
Monju	280		?
Kazakhstan
BN 350*	135		1972-99
Russia
BR 5 /10		5 /10	1959-71, 1973-
BOR 60	12		1969-
BN 600*	560		1980-

Рис.5: Таблица введенных в эксплуатацию РБН

До недавнего времени США было одним из мировых лидеров в области технологий реакторов размножителей. Всего в США было введено в эксплуатацию 5 реакторов на быстрых нейтронах, и несколько моделей находилось на этапе проектирования. Первый экспериментальный реактор размножитель EBR-1 в Idaho заработал ещё в 1951. Это был первый реактор, на котором в процессе эксперимента была получена электроэнергия (200КВТ 20 декабря 1951г). EBR-2 был демонстрационным реактором с тепловой мощностью в 62.5 Mw. Основной целью его строительства была демонстрация возможности создания станции с натриевоохлаждаемым реактором с возможностью репроцессинга металлического топлива на месте. Что и было осуществлено в 1годах. Затем исследования переключились на тестирование различных видов материалов и топлива для реакторов такого типа большей мощности. Что в итоге привело к разработке прототипа IFR использующего в качестве топлива металлический сплав U-Pu-Zr.

Основной целью программы по строительству IFR являлась демонстрация возможности безопасной работы, усовершенствованных возможностей по обращению с отходами путем переработки всех актиноидов, а так же использование всего энергетического потенциала урана. Все эти цели были достигнуты, однако программа была прекращена ещё до того как переработка нептуния и америция была должным образом осуществлена. Топливо из IFR было впервые использовано в 1986 году и была достигнута степень выжигания в 19%. Изначально планировалось достижение величины в 22%.

Дальнейшей политической целью стала демонстрация закрытого топливного цикла устойчивого к проблемам распространения (плутоний должен был быть переработан вместе с остальными актиноидами).

В 1994 году конгресс США с подачи администрации президента Клинтона закрыл проект EBR-2. Программа IFR в данный момент пересматривается как часть проекта по международной кооперации GNEP.

Первым американским коммерческим реактором на быстрых нейтронах был Fermi-1 в Мичигане, однако он проработал всего три года, после чего проблема в системе охлаждения привела к расплаву активной зоны. В результате чего реактора был остановлен.

The Southeast Experimental Fast Oxide Reactor (SEFOR) был построен в 1965 году и работал в течении трех лет в Арканзасе. Фактически это был единственный реактор на быстрых нейтронах, использующий в качестве топлива смесь оксидов урана и плутония и использующий в качестве охлаждения жидкий натрий.

Четырехсот мегаватный реактор Fast Flux Test Facility работал с 1982 о 1992 годах в Хэнфорде в качестве основного национального исследовательского реактора. Он был закрыт начиная с 1993 года, а в 2001 деактивирован. Однако в августе 2006 департамент энергетики США заявил что он, возможно, будет перезапущен в рамках проекта GNEP [3].

СССР и РФ как его приемник так же является одним из лидеров и родоначальников на ряду с США, в использовании и развитии технологий реакторов размножителей.

Натрий-теплоноситель используется, именно начиная с российского реактора БР-5/10 (Обнинск, 1958г). А его промышленное освоение в качестве теплоносителя было осуществлено на многоцелевом реакторе БН-МВтэл +100 тысяч т пресной воды в сутки), введенном в эксплуатацию в СССР в июле 1973г. Реактор успешно отработал проектный срок в богатой нефтью безводной пустыне Казахстана и дал старт промышленному развитию региона. Российский же БН-600 на белоярской АЭС производит электроэнергию для электрической сети с 1980 года. Однако в качестве топлива он использовал оксид урана, обогащенный до достаточно высокого уровня (около 20%). Кроме того в последние годы на нем использовалась и некоторая примесь MOX топлива. Натриевый теплоноситель поддерживает температуру около 550 градусов при давлении чуть превышающем атмосферное. В данный момент Россия планирует реконфигурировать реактор, заменив бланкет вокруг его ядра на стальной отражатель, для сжигания излишков плутония. [5].

Строительство первого нового и более мощного (880Мв) реактора получившего название БН-800 ведется на четвертом энергоблоке Белоярской АЭС. Реактор обладает улучшенными техническими характеристиками, включающими расширенные возможности по использованию различных типов топлива. В том числе нитрида. Реактор обладает коэффициентом конверсии 1,3. И улучшенными характеристиками безопасности, а так же экономическими показателями. Эксплуатационные расходы BN -800 лишь на 15% должны превышать расходы ВВЭР (необходимо <10%). Он способен сжигать до 2 тонн оружейного плутония, предполагается, что на нем будет осуществлена переработка младших актиноидов в использованном топливе [3].

Помимо этого Россия экспериментировала с различными моделями реакторов использующих свинец-висмут в качестве охладителя, и в течение 40 лет использовала свинцово висмутовое охлаждение в реакторах на своих подлодках альфа класса в связи с чем накопила достаточно опыта эксплуатации моделей использующих данный охладитель. (Свинцовоохлаждаемые РБН были определены как одно из перспективных технических направлений развития реакторов размножителей международным форумом GIF).

Французские исследователи осуществляли работу на БР - прототипе Феникс, начиная с декабря 1973г, когда он был введен в эксплуатацию. (250МВтэл). В 1980г на нем было осуществлено замыкание топливного цикла и экспериментально подтвержден коэффициент воспроизводства (КВ=1.16); реактор ~100000 часов работал с температурой натрия в реакторе 560°С, преобразуя ядерное тепло в электричество с КПД нетто 42%, что есть феноменальное достижение в атомной энергетике. Кроме того был достигнут показатель выгорание смешанного UO2-PuO2 топлива до 20%.

Однако закрытие 1250Мв коммерческого прототипа Суперфеникс в 1998 году по политическим причинам после 13 лет работы отбросило развитие данного направления во Франции. И поставило крест на исследованиях связанных со строительством экспериментального европейского 1450 мегаватного реактора на быстрых нейтронах.

Кроме того активные исследования в данной области проводились Японией, Китаем и Индией.

К сожалению Японский 280Mw прототип реактора на быстрых нейтронах Монджу запущенный в апреле 1994 года был заглушен всего лишь через год в 1995 году после обнаружения утечки натрия во втором контуре. Не так давно министр науки Японии сделал заявление, что перезапуск реактора является ключевой задачей для его страны.

Индия продолжает свои исследования в данной области. В Indira Gandhi Centre for Atomic Research продолжает с 1985 года свою работу быстрый тестовый размножающий реактор (FBTR). Вдобавок к этому небольшой реактор Камини работает с целью тестирования пригодности тория в качестве ядерного сырья, путем получения делящегося U-233[3].

В 2002 году было начато строительство 500 Mw прототипа быстрого размножающего реактора (PFBR) в месте Kalpakkam, который как предполагается, начнет свою работу в 2012 году. И будет использовать в качестве топлива смесь оксидов урана и плутония (реакторный плутоний получен из существующих у Индии тяжеловодных реакторов). Кроме того в нем будет использоваться бланкет из тория с целью получения делящегося изотопа U-233[3].

Программа исследования реакторов на быстрых нейтронах началась в Китае в 1964 году. На данный момент, под Пекином строится 65Mw the Chinese Experimental Fast Reactor (CEFR). РФ предоставила некоторую помощь в его разработке.

Реактор SNR300 (ФРГ) был заполнен теплоносителем и загружен топливом, но не был запущен по политическим причинам.

Однако, не смотря на серьёзные достижения некоторых стран во многих областях данного технологического направления, не обошлось и без проблем. Различные технические сложности и особенности эксплуатации реакторов размножителей, а так же экономические проблемы, связанные с их эксплуатацией (строительство и работа данных реакторов связанно с увеличенными (по сравнению с обычными реакторами) затратами. В том числе и большими затратами связанными с репроцессингом использованного топлива. В связи, с чем они смогут стать экономически конкурентоспособными только в случае значительного повышения цен на урановое топливо [1]), а так же ряд других проблем привели к приостановке и прекращению программ по быстрым реакторам в ряде стран (Великобритания, Германия, Италия).

4. Оценка современного состояния разработки, строительства и использования реакторов - размножителей:

Идея использования плутония, которая является ключевой в понятии замкнутого топливного цикла, в качестве топлива, а так же использования реакторов-размножителей не нова по своей сути, и в первые была предложена в 50-е годы прошлого века. В то время предполагалось, что уран представляет собой чрезвычайно редкий ресурс. Ученые пришли к выводу, что потребности в урановых ресурсах при опоре на производство энергии на реакторы-размножители будут значительно меньше, чем потребности в случае одноразового использования урана. Например, количество природного урана, сжигаемого в течение всего периода эксплуатации АЭС мощностью в 1000 мегаватт, использующей легководные реакторы (ЛВР - наиболее распространенный тип ядерного реактора), составляет 10000 т за 60 лет работы реактора. Тогда как для реактора-размножителя аналогичной мощности необходимо лишь 100 т урана.[1] Подобное стократное теоретически возможное сокращение потребления энергетического сырья убедило сторонников ядерной энергии в том, что реакторы-размножители, при условии извлечения плутония из облученного реакторного топлива (репроцессинга), станут сердцевиной полномасштабной ядерной энергетики будущего. Количество построенных реакторов, общая наработка и средства на ОКР и НИР ‑ свыше 50 млрд.$ США [2] характеризуют объём работ по БР в мире. СССР, Франция, Англия, ФРГ и Япония построили по одному АЭС БР‑прототипу мощностью 250-350МВтэл, а СССР и Франция ‑ полукоммерческие реакторы БН-600 и Суперфеникс (СФ), которые быстро вышли на проектные параметры, а БН-600 с 1980 года устойчиво работает в энергосистеме Урала. Накопленный опыт позволил создать и адаптировать нормы и правила эксплуатации натрийохлаждаемых реакторов, проектирования натриевых систем. Натрий уже применён в девятнадцати БР, три натриевых БР сейчас строятся. В реакторе и натриевом оборудовании качественно спроектированными и изготовленными, благодаря коррозионной инертности и низкому давлению теплоносителя отсутствуют причины, провоцирующие отказы. В СССР/России, в результате создания и эксплуатации четырёх БР: двух опытных, демонстрационного (БН-350) и полукоммерческого (БН-600), освоены технологии БР и натрия-теплоносителя, что было продемонстрировано надёжной работой двух энергоблоков.

Реализованные на промышленном уровне, благодаря прекрасным теплофизическим свойствам натрия-теплоносителя, эффективные рабочие параметры БР: высокая плотность тепловыделения ‑ q»1000кВт/л и выше, КВ»1.2, минимальная загрузка Pu в реактор, и, как следствие, эффективное время удвоения T2 оказались невостребованными сегодня из-за запасов Pu из ТP и низких темпов развития атомной энергетики. Смягчение требований к q, КВ и Т2 и некоторые трудности освоения технологии энергетических БР спровоцировали возврат из прошлого альтернативных теплоносителей (газ, пар, другие, кроме натрия, жидкие металлы) несмотря на давно известные здесь проблемы. Что касается традиционных БР ‑ с натрием-теплоносителем, ‑ то смягчение требований к отмеченным выше параметрам может быть использовано для упрощения некоторых систем и повышения запасов безопасности.

Однако на деле не смотря на достигнутые в этой области положительные результаты идея использования плутония в качестве топлива и реакторов-размножителей столкнулась с рядом сложных и до сих пор, не решенных проблем:

4.1 Проблематика:

4.1.1 Экономические проблемы

Экономическая неконкурентоспособность является одной из сложнейших задач, решение которых необходимо с целью создания конкурентоспособного коммерческого реактора - размножителя. На данный момент они не являются экономически конкурентоспособными по сравнению с наиболее распространенными реакторами – ЛВР. Одними из причин этой неконкурентоспособности являются низкие цены на урановое топливо. Кроме того плутоний, который должен использоваться в качестве топлива на реакторах-размножителях гораздо более радиоактивен и токсичен, что ведет за собой усиление мер безопасности по обращению с ним и как следствие увеличение общей цены эксплуатации. По мимо этого процесс репроцессинга (переработки топлива с его последующем использованием), который является ключевым в понятии замкнутого топливного цикла и без которого в полной мере не может быть раскрыт потенциал реакторов-размножителей и построена полномасштабная ЯЭ будущего, на данный момент является очень дорогим и порождает множество проблем с точки зрения безопасности и экологии. Присутствует более высокий риск катастроф. Более серьезные последствия подобных аварий диктуют необходимость принятия более жестких мер безопасности. Кроме того существуют некоторые другие факторы такие например как большая материалоемкость реактора. Сравнение экономики БР и ЛВР наглядно показано на примере французского реактора Суперфеникс (СФ) и российского БН – 600. Цена установленного кВтэл, АЭС СФ почти в 2.7 раза, выше чем в АЭС PWRР'4. одинаковой мощности и одновременно с СФ построенной [6]. Этот результат и ненадёжная работа СФ весьма отрицательно отразились на будущем БР в Европе. Вместе с тем, при сопоставлении натуральных величин и относительных стоимостей БР и ТР в СССР/России были получены несколько иные результаты, а именно: соотношение цен кВтэл одновременно построенных блоков ВВЭР-1000 (НВ АЭС) и БН-600 (БАЭС) оказалось равным ~1.5 [7]. Приведение к единой мощности и одной площадке строительства снижает это соотношение до ~1.3-1.4 [8], что согласуется с недавними [9] сопоставлениями современных проектов реакторов БН, ВВЭР и БРЕСТ нормированной мощности 600 МВтЭл. При сравнении БН и ВВЭР было выявлено, что главным фактором, определяющим стоимость является материалоёмкость, ‑ в БН она, как и стоимость, ~ в 1.4-1.5 выше, чем в ВВЭР (масса стали ‑ реактор и тепломеханическое оборудование: БН-600 ‑ 58т МВтэл, ВВЭР-1000 ‑ 38т/МВтэл, в том числе "защитного" металла ‑ облицовка боксов, биологическая зашита, и др.: 20т/МВтэл, в БН-600 и 9т/МВтэл, в ВВЭР1000) [8].

Для понимания различия отношений стоимостей БР/ТР (БН/ВВЭР. СФ/PWR) обратимся к таблице 2, в которой приведены суммарные натуральные (размер, объём, масса) и удельные (на МВтэл) характеристики некоторых важных компонентов БН-600 и СФ. Из неё следует, что по удельным массогабаритным, а следовательно, и по удельным стоимостным характеристикам, реактор СФ существенно проигрывает БН-600 несмотря на в два раза большую мощность. Это и объясняет различие отношений удельных стоимостей БР ТР в СССР/России и Франции.

Таблица 2. Массогабаритные хар-ки.

Параметр:

СФ1200

БН600

Размеры реактора, D×H,м

Объем реактора, м3 м3/МВтэл

22×19.5

6840

5.7

13×12.6

1460

2.4

Загрузка натрия в АППУ. т

(в том числе в реактор, т)

тNa/МВтэл ‑ в АППУ

5400

(3200)

4.5

1700

(770)

2.8

Размеры БОС, D×H,м

Загрузка натрия в БОС, т

9×13

700

3.8×5.3

Установка СФ мощностью 1200 МВтэл создавалась Францией с долевым участием ФРГ и Италии, когда в Европе был опыт по БР мощностью ~250 МВтэл, т. е. мощностной коэффициент экстраполяции равный пяти был весьма высок, что потребовало заложить соответствующие запасы на технологическое незнание. Последнее отразилось на размерах реактора и объёмах натрия, количестве теплоотводящих петель и структурной схеме АППУ. а также в строительстве ‑ громоздкий металлический "колпак" внутри цилиндрического двухслойного контейнмента сложной формы, сложная компоновка и др. Проект СФ был ориентирован на рецикл плутония с короткой выдержкой выгоревших ТВС перед регенерацией. Для операций с крупногабаритными ТВС с остаточной мощностью до 28 кВт вне реактора была создана громоздкая и материалоёмкая система, включающая, двухэтажный БОС, в котором ТВС охлаждались натрием для снижения мощности до 7.5кВт перед отправкой на регенерацию. Последний по своим габаритам и объёму натрия в нём, близок к реактору БН-600. Затратное исполнение установки СФ и привело к несрабатыванию важнейшего фактора улучшения экономики АЭС ‑ увеличение мощности. Кроме того установка БН-600 с 3-х петлевым БР размещена в прямоугольном здании, что снизило стоимость строительства; аналогичные решения приняты в европейском проекте ‑ реакторе EFR, серийный вариант которого по экономике близок к PWR. [10]

4.1.2 Ядерная безопасность

Большие аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США) и Чернобыльской АЭС, произошедшие после выработки первых тысяч реакторо-лет указали на недопустимо высокую вероятность тяжелых аварий для АЭС первых поколений на уровне l=10-2–10-3 1/реакторо-лет. После аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США предложен термин «внутренне присущая безопасность», ставший ключевым для новой философии безопасности, которая связывает достижение безопасности не столько с наращиванием инженерных средств и требований для уменьшения вероятности тяжелых аварий, сколько с физическими и химическими качествами и закономерностями, присущими цепной реакции, топливу, теплоносителю и позволяющими практически исключить возникновение или развитие аварий с катастрофическими последствиями. [11]

По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал достижимости нового уровня безопасности, а, следовательно, и экономичности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении.

В этом направлении уже достигнуты некоторые положительные результаты.

Одним из важных свойств реакторов на быстрых нейтронах является наличие у них высокого негативного температурного коэффициента. Это означает, что при чрезмерном повышении температуры в реакторе реакция замедляется. Эксперименты на действующих ранее реакторах, таких как EBR-2 в США. Показали, что это свойство делает их менее чувствительными к отказам системы охлаждения. Так как в результате они просто заглушаются [2]. GE совместно с департаментом энергетики разрабатывают концепцию модульного, охлаждаемого жидким металлом, безопасного реактора PRISM. Обладающего пассивной системой охлаждения для отвода тепла. Предполагается, что современные модели РБН будут обладать ещё более надежными пассивными системами ядерной и экологической безопасности и системами пассивного охлаждения.

4.1.3 Экологическая безопасность

Не смотря на то, что АЭС практически не производит выбросов углекислого и других парниковых газов, что является основной экологической проблемой эксплуатации ТЭС на основе ископаемого топлива (в особенности угля), с эксплуатацией АЭС так же связана определенные экологические проблемы. А именно проблема теплового загрязнения.

Тепловое загрязнение может стать причиной пагубного воздействия на окружающую среду ведь повышения температуры воды может неблагоприятно сказаться на жизнь обитателей водоема. Кроме того тепловое загрязнение атмосферы способствует конденсации и выпадению кислотных осадкой что особенно актуально для мест где АЭС соседствуют с различными химическими производствами.

Основное тепловыделение АЭС в окружающую среду происходит в конденсаторах паротурбинных установок.

Если сравнивать по этим показателям ТЭС и АЭС на основе легководных реакторов (наиболее распространенных в мире) то на единицу получаемой энергии тепловое загрязнение здесь примерно в 2 раза превышает аналогичное на ТЭС. Что обуславливается более низким КПД АЭС данного типа, около 30-31%, на ТЭС этот показатель достигает порядка 35%. Это ставит АЭС с легководными реакторами на первое место по тепловому загрязнению в мире. [6]

С другой стороны КПД реакторов на быстрых нейтронах, в следствии повышения температуры на входе в парогенераторы обладает более высокими показателями КПД энергетической установки, примерно 40-43%. Что обуславливает и более низкие показатели теплового загрязнения окружающей среды. Что делает их более безопасными в экологическом плане как по сравнению с ТЭС, так и АЭС обычного типа.

Кроме того существования на реакторах новых типов более развитых систем внутренней и пассивной безопасности поспособствует предотвращению чрезвычайных ситуаций которые так же могут нести экологические последствия для окружающей среды.

4.1.4 Нераспространение материалов, технологии, знаний, контроль и учёт делящихся материалов

Для производства топлива легководных реакторов необходимо обогащение природного урана с использованием чувствительных технологий обогащения, которые могут быть использованы также и для военных программ. Кроме того, в отработавшем топливе легководных реакторов содержатся изотопы плутония (реакторный плутоний). Который теоретически может быть использован для создания ядерного оружия на основе плутония. Не смотря на то что, создание ядерного заряда на основе реакторного плутония чрезвычайно сложно и даже опасно, такая возможность была продемонстрирована. В 1974 г. Индия взорвала «мирное ядерное устройство» с плутонием, выделенным из облучённого ядерного топлива. Это событие продемонстрировало возможность использования “мирного” плутония для военных целей. Таким образом, плутоний который предполагается использовать в качестве базового топлива для реакторов-размножителей в будущем может так же использоваться в военных целях, что ведет за собой ряд сложных проблем связанных с нераспространением. [4]

Основным инструментом контроля за нераспространением ядерного оружия стало Международное агентство по атомной энергии – МАГАТЭ, с которым каждая участвующая в договоре страна должна заключить соответствующее соглашение. Представители агентства в ходе многочисленных инспекций осуществляют наблюдение за ядерными установками и материалами путем изучения учетных документов, проверки работы операторов на ядерных установках, технического состояния реакторов, выполнения мер безопасности и т. д. Главная цель МАГАТЭ – не допустить переориентации программ развития атомной энергетики на военные цели.

Однако МАГАТЭ не может полностью обеспечить гарантии того, что страна не развивает скрытно технологии двойного применения, знания по которым она получила в рамках мирной ядерной энергетики. Кроме того, страна, получившая знания в чувствительных областях, может их использовать для военных целей после форс-мажорного выхода из договора по нераспространению.

Для усиления режима нераспространения необходима дополнительная поддержка не только технологическая, но и институциональная, например созданием международных центров по оказанию услуг в области ядерного топливного цикла под контролем МАГАТЭ, без доступа третьих стран к ноу-хау чувствительных технологий.

Решение проблемы нераспространения чувствительных ядерных технологий и материалов в связи с ожидаемым ростом экспорта АЭС в третьи страны может быть обеспечено развитием глобальной инфраструктуры ЯЭ. Это реализуется путем создания (на территориях стран с крупномасштабной ЯЭ, ЗЯТЦ и быстрыми реакторами) международных топливно-энергетических центров по предоставлению заинтересованным странам полного набора гарантированных услуг в области ядерного топливного цикла. [9]

В качестве экспортируемых реакторов наряду с АЭС на тепловых нейтронах на урановом топливе в будущем могут рассматриваться и быстрые реакторы без зон воспроизводства и/или усовершенствованные тепловые реакторы, работающие на денатурированном уране – смеси урана-233 и урана-238. Экспортируемые реакторы должны быть обеспечены услугами по поставкам свежего топлива и возврату ОЯТ. Переработка ОЯТ и утилизация выделенных делящихся материалов, как и наработка урана-233, также должна реализовываться в быстрых реакторах в рамках международных ядерных топливных центров. [4]

4.1.5 Технические проблемы

В эксплуатацию в мире было введено более 20 РБН всевозможного типа. Работа на каждом из них была связаны с различными техническими трудностями, связанными с технологическими и конструкционными особенностями различных моделей реакторов, а так же использования жидких металлов в качестве теплоносителей. Решение этих трудностей и оптимизация технологий РБН необходима для дальнейшего развития данного направления и осуществления проекта строительства коммерческого реактора-размножителя.

Далее будут рассматриваться РБН использующие натрий в качестве теплоносителя и РБН использующий в качестве теплоносителя свинец, свинец-висмут. Как наиболее перспективные направления развития данной технологической области, а так же как направления, по которым было накоплено большего всего опыта по эксплуатации, в том числе и у РФ:

4.1.5.1 Натриевоохлаждаемые РБН

На данный момент в мире было введено в эксплуатацию наибольшее число РБН данного типа. Кроме того как уже описывалось выше на данный момент РФ обладает единственным действующим в мире РБН на основе натрия теплоносителя вырабатывающего электроэнергию в промышленных целях, расположенном на 4 блоке Белоярской АЭС БН-600. Там же на стадии строительства находится новый более мощный реактор такого же типа БН-800.

Все это обусловлено тем, что натрий из всех щелочных металлов обладает наибольшей теплопроводностью, достаточно высокой теплоемкостью, относительно невысокой температурой плавления, высокой температурой кипения. Затраты мощности на прокачку натрия невелики. Однако натрий обладает и рядом недостатков:

· высокую активацию при прохождении активной зоны;

· способность замедлять нейтроны, что в случае потери теплоносителя из активной зоны приводит к изменению реактивности реактора;

· взаимодействие с водой с выделением водорода и большого количества тепла.

В свою очередь эти особенности ведут за собой возникновения целого ряда технологических трудностей.

Среди них следующие:

чистота натрия используемого в БН. Возможно достичь даже 99,95% , т. е. не более 5*10-4 примесей. Больше проблем вызывает примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов; натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности, натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать; возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора. Так как утечка из водяного контура в натриевый, приводит к быстрому росту давления); проблема взаимодействия натрия с расплавленным ядерным топливом (при тяжелой аварии с расплавлением активной зоны)

Стабильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:

пустотного натриевого коэффициента.

Изменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносителя (или полного оголения АЗ). Натриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров АЗ, геометрии и состава материалов;

механических расширений ТВЭЛ.

При увеличении уровня мощности реактора, происходит тепловое расширение топливных сборок. Это эффективно увеличивает размеры АЗ, тем самым уменьшается ее реактивность;

радиоактивность первого контура.

Радиоактивные изотопы N-24,22 (азот) является продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура, периоды полураспада N-24,22 составляют соответственно 15 ч и 2,6 года. Как результат радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Касаясь только N-24, отметим, что требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал может находиться вблизи больших количеств натриевого теплоносителя. [6]

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнено многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).

Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1.5-2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах.[10] Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.

4.1.5.2 РБН со свинцовым теплоносителем

Данное направления на ряду с РБН с натриевым охлаждением так же считается перспективным. У РФ было накоплено достаточно опыта по данному вопросу, так как ещё в СССР свинец-висмут использовался в качестве теплоносителя на реакторах подлодок альфа класса. Кроме того на данный момент РФ обладает проектом опытного реактора БРЕСТ на основе свинцового теплоносителя. Однако для дальнейшей реализации проекта требуется проведение значительных исследований по обоснованию данного реактора.

Конструкция РБН такого типа несколько упрощена по сравнению с РБН на натриевом теплоносителе:

системы управления

вентиляционных

Данные упрощения положительно сказываются на относительную капиталоемкость строительства и материалоемкость реактора по сравнению с натриевоохлаждаемым РБН. Однако и делают его менее безопасным по сравнению с тем, если бы в этих проектах не содержалось некоторых послаблений по данным вопросам.

Ниже приведен только малый перечень наиболее “узких мест” использования свинцовой технологии на быстрых реакторах:

сложность систем

4.2 Перспективы развития данного направления в мире и РФ а так же стратегия развития технологий реакторов - размножителей и их использования в контексте возможности развития полномасштабной ядерной энергетики и обеспечения энергетической безопасности РФ:

В целом проведенный анализ показывает, что, не смотря на оставшиеся нерешенные трудности по данному направлению. Развитие технологий реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла остается перспективным направлением ЯЭ. Использование данных технологий необходимо для создания полномасштабной ЯЭ будущего. В последние годы многие страны возобновили свой интерес к данной области исследований, как следствие возникновение всевозможных исследовательских программ, а так же международных проектов по кооперации между странами по технологиям реакторов-размножителей и технологий замкнутого топливного цикла.

На данный момент позиция РФ по данному вопросу уникальна. Проведенный анализ показывает, что крупномасштабная ЯЭ как основа энергообеспечения устойчивого развития России в третьем тысячелетии возможна при базировании её на следующих ключевых технологических и институциональных решениях:

· наличие в структуре ЯЭ безопасных и экономически эффективных быстрых реакторов-размножителей;

· поэтапное замыкание топливного цикла ЯЭ с обеспечением многократного рецикла урана и плутония в быстрых реакторах, а также реализацией оптимального рецикла минорных актинидов и оптимального варианта обращения с продуктами деления;

· наличие в структуре ЯЭ безопасных, экспортопригодных быстрых и усовершенствованных тепловых реакторов;

· организация международных центров по предоставлению комплексных услуг в области топливного цикла для экспортируемых реакторов. [10]

Конечно, структура ядерной энергетики России в будущем будет в значительной степени определяться масштабами ее востребованности и показателями топливного цикла тепловых и быстрых реакторов.

Умеренный рост установленной мощности АЭС. При этом сценарии ядерная энергетика России останется в течение ближайших десятилетий практически однокомпонентной, с незначительной энергетической долей быстрых реакторов. В этом случае рискуют остаться неустраненными все принципиальные недостатки действующей технологической платформы АЭ.

Для демпфирования этих недостатков необходимо предусмотреть в структуре ЯЭ России наличие быстрых натриевых реакторов с суммарной долей до 10% от общей атомной генерации. [11] Это позволит решить проблему ОЯТ тепловых реакторов, и укрепить экспортный потенциал нашей страны путем предоставления комплексных услуг топливного цикла, включая возврат ОЯТ с целью переработки и рецикла плутония в быстрых реакторах. Для решения проблем ОЯТ и экспорта следует предусмотреть создание и ввод заводов по изготовлению МОХ-топлива для быстрых реакторов и по переработке ОЯТ легководных реакторов на основе усовершенствованных водных технологий.

В случае интенсивного развития ядерной энергетики решающую роль в ней станут играть быстрые реакторы с уран-плутониевым циклом. Обсуждаются и другие варианты развития ядерной энергетики большого масштаба, на основе использования накапливаемого тепловыми реакторами плутония.

При любом варианте развития в крупномасштабной ядерной энергетике будущего найдут свое место разные типы реакторов на тепловых нейтронах при существенной роли быстрых реакторов. [11]

Как видно из описанного выше наличие РБН необходимо в структуре будущей ЯЭ РФ при любом сценарии её развития (как умеренном, так и интенсивном). Развитие технологий реакторов-размножителей и технологий замкнутого топливного цикла необходимо для построения полномасштабной ЯЭ будущего РФ.

4.2.1 Стратегия развития полномасштабной ЯЭ будущего в РФ

4.2.1.1 Краткосрочные задачи ()

Формирование технической базы, которая позволит решить проблему энергообеспечения страны на освоенных реакторных технологиях с безусловным развитием инновационных технологий:

1. повышение эффективности, модернизация, продление срока службы действующих реакторов;

2. достройка энергоблоков;

3. обоснование работы реакторов в режиме маневренности и разработка систем поддержания работы АЭС в базовом режиме;

4. сооружение энергоблоков следующего поколения, включая энергоблок с быстрым реактором БН-800 с одновременным созданием пилотного производства МОХ топлива.

5. разработка быстрого натриевого реактора БН-К

6. разработка плотного (нитридного) ядерного топлива с высоким выгоранием для быстрых реакторов

7. разработка программ регионального атомного энергоснабжения на базе АЭС малой и средней мощности;

8. развертывание программы работ по замыканию ЯТЦ по урану и плутонию для решения проблемы топливообеспечения и обращения с РАО и ОЯТ;

9. развертывание программы использования ядерных энергоисточников для расширения рынков сбыта помимо электричества (теплофикация, теплоснабжение, переработка угля, производство водорода, опреснение морской воды);

10. сооружение энергоблоков в соответствие с Генсхемой

4.2.1.2 Среднесрочные задачи ( гг.)

Расширение масштабов АЭ и освоение инновационных технологий реакторов и топливного цикла:

1. Сооружение энергоблоков в соответствие с Генсхемой;

2. Разработка и внедрение инновационного проекта ВВЭР третьего поколения;

3. Вывод из эксплуатации и утилизация энергоблоков первого и второго поколений и замещение их установками третьего поколения;

4. Формирование технологической базы для перехода к крупномасштабной ядерной энергетике:

· Модернизация экспериментальной базы, включая сооружение материаловедческого быстрого исследовательского реактора с натриевым теплоносителем

· Сооружение (до 2016 г.) завода по изготовлению МОХ-топлива для малой серии быстрых реакторов БН-К

· Ввод в эксплуатацию малой серии коммерческих энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами БН-К;

· Разработка и сооружение (до 2025 г.) завода по переработке ОЯТ легководных реакторов на основе усовершенствованных водных технологий;

· Создание опытно-промышленного производства по переработке ОЯТ быстрых реакторов для отработки технологий полного замыкания топливного цикла ЯЭ;

· Создание опытно-промышленного производства плотного (нитридного) ядерного топлива

· Опытная демонстрация технологии свинцового быстрого реактора типа БРЕСТ

· Сооружение (до 2025 г.) и опытная эксплуатация блока ГТ-МГР и производство топлива для него (в рамках международного проекта);

· сооружение объектов малой энергетики, включая стационарные и плавучие энергетические и опреснительные станции.

· разработка высокотемпературных реакторов для производства водорода из воды и переработки угля

4.2.1.3 Долгосрочные задачи ( гг.)

Развертывание инновационных ядерных технологий, формирование многокомпонентной ядерной и водородной энергетики:

· развитие мощностей ЯЭ на базе усовершенствованных технологий замкнутого топливного цикла (водная химия и МОКС топливо) и усовершенствованных быстрых и тепловых реакторов (БН и ВВЭР).

· Строительство малой серии реакторов СВБР

· Опытно-промышленная демонстрация быстрых реакторов четвёртого поколения типа БН и БРЕСТ и соответствующих технологий замкнутого ядерного топливного цикла

· Опытно-промышленная демонстрация высокотемпературных реакторов для производства водорода и переработки угля

· Сооружение демонстрационного блока АЭС с тепловым реактором с торий-урановым циклом и его опытная эксплуатация.

· Опытно-промышленная демонстрация геологического сооружения для окончательной изоляции РАО крупномасштабной ЯЭ

Рассмотрим сценарий, в соответствии с которым наряду с наращиванием установленных мощностей в рамках существующих структуры и технологической платформы предполагается опережающее коммерческое освоение быстрых реакторов-размножителей и технологий ЗЯТЦ для решения актуальных проблем современной ЯЭ (проблемы накопления ОЯТ и проблемы расширения экспорта без увеличения риска распространения), а также для обеспечения масштабного развития ЯЭ в будущем:

· создание и ввод в эксплуатацию в период с 2014 по 2020 год малой серии энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами БН-800, с суммарной долей до 10% от общей атомной генерации (т. е. порядка 4-5 ГВт(э));

· создание и ввод завода по изготовлению МОХ-топлива (первая очередь до 2013 года) для малой серии реакторов на быстрых нейтронах;

· развитие производства по переработке ОЯТ тепловых реакторов на РТ-1

· создание ОДЦ ГХК по отработке усовершенствованных водных технологий переработка ОЯТ легководных;

· создание опытно-промышленного производства по переработке ОЯТ быстрых реакторов в виде отдельной технологической линии на РТ-1, либо в рамках ОДЦ ГХК, для отработки и освоения технологий полного замыкания топливного цикла ЯЭ.

· НИОКР по созданию и строительство головного блока усовершенствованного быстрого натриевого реактора БН-К [11]

При откладывании решения по ОЯТ претензия со стороны ЯЭ на роль экономически эффективного и экологически чистого источника энергии становится легко критикуемой, а планы дальнейшего развития ЯЭ в России не будут иметь достаточной обоснованности. В самом деле, ядерной энергетике уже 50 лет и она до сих пор не продемонстрировала пути надёжного и окончательного решения проблемы ОЯТ. Длительное хранение ОЯТ приведёт к потере энергетического потенциала наработанного плутония (до 15%) из-за распада изотопа плутоний-241 с периодом полураспада 14.5 лет и к усложнению экологических проблем при захоронении ВАО из-за значительного роста в системе ЯЭ высоко-радиотоксичного Am-241– продукта распада изотопа плутония-241. Ввод мощного завода по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР позволит полностью решить уже в среднесрочной перспективе проблемы, связанные с накоплением ОЯТ этих реакторов. Своевременная (с выдержкой 3-5 лет) переработка ОЯТ позволит минимизировать накопление младших актинидов в ОЯТ и тем самым упростить решение проблемы окончательной изоляции ВАО. [11]

В рамках предлагаемого сценария создаются предпосылки для расширенного экспорта ВВЭР в неядерные страны с минимальным риском распространения чувствительных технологий. Это может быть достигнуто путём предоставления для экспортируемых реакторов комплекса коммерческих услуг, включая поставку свежего топлива и возврат ОЯТ в Россию. Наличие в России освоенных быстрых реакторов и технологий переработки позволит перерабатывать ОЯТ и утилизировать выделяемый плутоний в составе МОХ-топлива быстрых реакторов. Для утилизации ОЯТ от 10 тепловых реакторов достаточно будет иметь всего один быстрый натриевый реактор такой же мощности, как у одного теплового. Это означает, что на каждые 10 проданные ВВЭР-1000 достаточно будет в России дополнительно построить один БН-К.

Как видно из описанного выше реакторы - размножители, а так же технологии замкнутого топливного цикла будут играть в будущей полномасштабной ЯЭ РФ важнейшую роль и эта роль со временем будет лишь возрастать. Кроме того достигнутые к настоящему времени результаты обеспечивают России лидирующие позиции в технологической готовности к инновационному развитию своей ядерной энергетики, а именно:

По технологиям реакторов-размножителей:

· Длительное время в составе коммерческой АЭС успешно эксплуатируется единственный в мире опытно-промышленный быстрый натриевый реактор БН-600.

· Строится новый быстрый натриевый реактор БН-800 для демонстрации и дальнейшей отработки технологий замыкания уран-плутониевого топливного цикла.

· На разных стадиях НИР и ОКР находятся проработки новых проектов быстрых натриевых реакторов и быстрых реакторов с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (СВБР, БРЕСТ) для различных применений.

По технологиям замкнутого топливного цикла:

· На промышленном уровне продемонстрирована технология водной химической переработки ОЯТ тепловых реакторов, с выделением урана и плутония и остекловыванием высокоактивных РАО (завод РТ-1).

· На опытно-экспериментальном уровне продемонстрированы таблеточная и вибро-технологии производства смешанного уран-плутониевого оксидного топлива (МОХ-топлива) быстрых натриевых реакторов.

· Начаты НИОКР по разработке альтернативных технологий топливного цикла ЯЭ с быстрыми реакторами (нитридное топливо; сухие методы переработки ОЯТ; трансмутация младших актинидов (МА) в быстрых реакторах; элементы технологии уран-ториевого цикла). [11]

4.2.1.4 Промышленно-освоенный БР размножитель

Достигнутые к настоящему времени результаты обеспечивают России лидирующие позиции в технологической готовности к инновационному развитию своей ядерной энергетики.

Реакторные технологии. По направлению быстрых натриевых реакторов Россия обладает единственным в мире эксплуатирующимся в составе коммерческой АЭС опытно-промышленным реактором БН-600. Накоплен также уникальный опыт эксплуатации исследовательских (БР-5, БР-10, БОР-60) и энергетического (БН-350) быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.[10]

Средний КИУМ реактора БН-600 за 26 лет эксплуатации (после освоения полной мощности в 1982 г.) составил 74%. Несмотря на то, что реактор БН-600 является первым интегральным реактором большой мощности, этот важнейший показатель находится на уровне отечественных серийных легководных реакторов. Для БН-600 была обеспечена надежная и безопасная эксплуатация реактора. Частота срабатываний аварийной защиты за последние 15 лет (в среднем 1 раз в 3 года) существенно ниже, чем на других отечественных и зарубежных реакторах. В 2000 – 2008 гг. нарушений со срабатыванием аварийной защиты не зарегистрировано. В процессе эксплуатации реактора БН-600 была полностью отработана технология ремонта и замены оборудования, включая такое крупногабаритное, как насосы, теплообменники и парогенераторы. Получен уникальный опыт по течам натрия, который показал эффективность систем по локализации очагов возгорания и ограничению выхода радиоактивных продуктов в атмосферу.

В России ведется строительство нового быстрого натриевого реактора БН-800 для демонстрации и дальнейшей отработки технологий замыкания уран-плутониевого топливного цикла. Кроме России, аналогичную задачу в настоящее время решает только одна страна – Индия. [10]

По направлению быстрых свинцово-висмутовых реакторов Россия располагает успешным сорокалетним опытом разработки и эксплуатации РУ с теплоносителем свинец-висмут на атомных подводных лодках (АПЛ) ОК-550 и БМ-40/А. Всего было построено восемь АПЛ с реакторными установками, использующими свинцово-висмутовый теплоноситель. Кроме того, были построены и эксплуатировались два полномасштабных наземных реакторных стенда-прототипа в ФЭИ (г. Обнинск) и в НИТИ (г. Сосновый Бор). Всего эксплуатировалось 12 реакторов. Общая наработка реакторных установок рассматриваемого типа составила около 80 реакторо-лет. [5]

Разработан и готов к демонстрации проект модульного реактора четвертого поколения СВБР-100. Реакторная установка (РУ) СВБР-100 обладает развитыми свойствами внутренней самозащищенности и пассивной безопасности, обусловленными, прежде всего, природными свойствами теплоносителя (химическая инертность и высокая температура кипения), которые детерминистически исключают наиболее тяжёлую аварию типа LOCA. Это позволяет размещать АЭС с такими реакторами в непосредственной близости от городов и использовать их для теплофикации, а также для экспорта в развивающиеся страны. При разработке РУ СВБР-100 был принят консервативный подход, позволивший значительно снизить технологический и финансовый риски, уменьшить вероятность ошибок и неудач, характерных при внедрении инновационных ядерных технологий, существенно сократить объём, сроки выполнения и затраты на НИОКР. В настоящее время, аналогов и конкурентов реактору СВБР-100, находящихся на одинаковой с ним степени развития, в мире нет. СВБР вписывается в замкнутый топливный цикл, разрабатываемый для симбиозной системы БН с ВВЭР (водные методы переработки ОЯТ и МОКС топливо). [8]

По направлению быстрых свинцовых реакторов Россия располагает проектом опытно-промышленной установки БРЕСТ-ОД-300 со специальным пристанционным топливным циклом. Это опытно-демонстрационный реактор с активной зоной, охлаждаемой жидким свинцом, с мононитридным уран-плутониевым топливом UN-PuN в виде таблеток в твэлах с оболочками из стали ферритно-мартенситного класса. В проекте предусмотрено пристанционное размещение оборудования внереакторной части топливного цикла с применением сухой пирохимической технологии регенерации топлива, снимающей ограничения по времени выдержки топлива перед переработкой и исключающей фракционирование актинидов. Все актиниды вместе с ураном и плутонием возвращаются в реактор в составе переработанного топлива. Состав активной зоны и ее геометрия обеспечивают полное внутреннее воспроизводство плутония в активной зоне (КВА»1) и небольшое изменение реактивности при выгорании топлива за микрокампанию 1 год. [3] Для реализации проекта требуется проведение значительных НИОКР по обоснованию самого реактора, а также уникальных технологий замкнутого цикла. [11]

4.2.1.5 Промышленно-освоенный замкнутый ЯТЦ

Технологии топливного цикла. На промышленном уровне продемонстрирована технология водной химической переработки ОЯТ тепловых реакторов, с выделением урана и плутония и остекловыванием высокоактивных РАО (завод РТ-1). На опытно-экспериментальном уровне продемонстрированы таблеточная и вибро - технологии производства смешанного уран-плутониевого оксидного топлива (МОХ-топлива) быстрых натриевых реакторов. Начаты НИОКР по разработке альтернативных технологий топливного цикла ЯЭ с быстрыми реакторами (нитридное топливо; сухие методы переработки ОЯТ; трансмутация младших актинидов (МА) в быстрых реакторах; элементы технологии уран-ториевого цикла).

Требуемая степень минимизации отходов при переводе ЯЭ на технологии ЗЯТЦ должна быть экономически обоснованной и адекватной предполагаемому масштабу и периоду использования ЯЭ в стране. Для этого необходимо повышение эффективности способов минимизации РАО при обращения с ОЯТ в перспективе в десятки раз в сравнении с эффективностью захоронения ОЯТ без переработки. Как показывают предварительные расчетные исследования, требуемая степень минимизации отходов в принципе может быть достигнута, например, при использовании технологий усовершенствованных быстрых реакторов и специальной организации полного замкнутого топливного цикла ЯЭ. При этом возможно поэтапное замыкание топливного цикла, в пределе которого предполагается многократный рецикл не только плутония и урана, но и минорных актинидов (МА) некоторых или всех типов, а также оптимальное обращение с продуктами деления (ПД).

Производство топлива и репроцессинг

Облученное ЯТ (ОЯТ) – это ядерное топливо, извлеченное из реактора после облучения и непригодное для дальнейшего использования в этом реакторе без переработки. Облученное ЯТ является ценным сырьем для получения компонентов ядерного топлива и некоторых важных изотопов. С другой стороны, облученное ЯТ является потенциально опасным продуктом деятельности ядерных энергетических установок: именно в нем сосредоточено до 98% общей радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу человеческой деятельности.

К 2010 г. ядерные реакторы на урановом топливе суммарной мощностью ~400 ГВт наработают более 300000 т облученного топлива. При отсутствии переработки и рециклирования оно будет содержать ~3000 т плутония, ~140 т 237Np и ~120 т 241, 243Am (количество нептуния со временем увеличится до 500 т за счет распада 241Pu и 241Am, масса которых соответственно уменьшится). В облученном топливе будут находиться также продукты деления долгоживущей радиотоксичности: ~250 т 99Tc, ~90 т 135Cs и ~90 т 129I. [11]

В настоящее время количество облученного ЯТ в России на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов составляет ~14 тыс. т, а его суммарная радиоактивность – 4,6 млрд. Ки. И этот объем неуклонно растет: в России ежегодный прирост количества ОЯТ составляет около 850 тонн, в мире 11–12 тыс. тонн. [11]

Выгружаемое из ЯЭУ топливо в основном находится на хранении, так как перерабатывается в относительно небольших масштабах.

Настоящая стратегия исходит из того, что переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно начинать в соответствии с планами строительства быстрых реакторов. [11]

За несколько лет до запуска крупномасштабного завода по переработке необходимо осуществить ввод опытно-демонстрационного центра для отработки технологии переработки ОЯТ. Капиталовложения в строительство перерабатывающего завода равны 160 млн. руб. 2007 г./т*год. [11]

Для замыкания топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах требуется создать производства по переработке их ОЯТ и производству регенерированного топлива. При этом, удельные капиталовложения в строительство завода по производству МОКС топлива принимаются с 250 млн. руб. 2007 г./т*год. [11]

Захоронение

Радиоактивные отходы образуются на всех стадиях ядерного топливного цикла, но более всего в процессе изготовления ядерного топлива и, особенно, в процессе переработки облученного топлива.

В среднем 1 ГВт·год выработанной электроэнергии на АЭС сопровождается образованием ~800 тонн низко - и среднеактивных РАО и 30 тонн высокоактивного облучённого ядерного топлива.

При переработке одной тонны облученного ядерного топлива из реактора типа ВВЭР образуется 4,5 м3 высокоактивных отходов (ВАО), 150 м3 среднеактивных и до 2000 м3 низкоактивных РАО.

Основной объем отходов – до 90% – относится к отходам низкой удельной активности. Их доля в общей активности не превышает 1%. На долю высокоактивных отходов приходится 99% всей суммарной активности отходов, но их доля в объеме менее 1%. [11]

В настоящее время ни одна из стран не перешла к использованию технологий, позволяющих решить проблему обращения с радиоактивными отходами. В большинстве стран радиоактивные отходы складируются в ожидании решения этой проблемы.

В соответствии с заявленными проектами предполагается развитие системы хранилищ и ввод в эксплуатацию завода по переработке ОЯТ тепловых реакторов. Существующее «мокрое» хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 уже в 2009 г. будет расширено до 8600 т ОЯТ, а к 2012 г. — до 10500 т ОЯТ. В соответствие с ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (далее — ФЦП «ЯРБ») на модернизацию мокрого хранилища планируется направить 1,4 млрд. руб. [11]

Однако расширение имеющегося мокрого хранилища ОЯТ недостаточно, в связи с чем осуществляется строительство «сухого» хранилища ОЯТ на ГХК. Мощность сухого хранилища для ОЯТ ВВЭР 11000 т., для ОЯТ РБМК 27000т. В соответствии с ФЦП «ЯРБ» на строительство сухого хранилища будет выделено 30,7 млрд. руб. [11] Характеристики действующего и проектируемых хранилищ на ГХК указаны в таблице 3:

Наименование хранилища	Объем, т	Год ввода в эксплуатацию
"Мокрое" хранилище	6000	1985
Реконструкция "мокрого" хранилища	8600	2009
Реконструкция "мокрого" хранилища	10 500	2012
"Сухое" хранилище для ОЯТ РБМК-1000 (пусковой комплекс)	5000	2009
"Сухое" хранилище для ОЯТ ВВЭР-1000	11 000	2012
"Сухое" хранилище для ОЯТ РБМК-1000	22 000	2015

В отсутствие переработки ОЯТ потребуется дальнейшие расширение действующих хранилищ и строительство новых. Удельные капиталовложения в сухое хранилище принимаются в размере 0,809 млн. руб. 2007 г. за 1 т хранилища. [11]

Цены на услуги завершающей стадии ЯТЦ приведены в таблице 4:

Таблица 4.

Вид услуг	Цена тыс. руб. 2007 г. / т ТМ
1 Транспортирование	1650
2 Мокрое хранение ОЯТ (год)	340
2 Сухое хранение ОЯТ (год)	170
3 Переработка	25000
4 Захоронение ВАО и хранение Pu	8750

5. Международная кооперация как гарантия успешного решения перечисленных проблем

Большой опыт работы на введенных в эксплуатацию БН показал, что отдельные проблемы, связанные с работой реакторов данного типа не были решены и не могут быть решены отдельными странами. Даже не смотря на большие объемы инвестиций в эту область (средства на ОКР и НИР ‑ свыше 50млрд.$). Дальнейшие исследования в этой области с целью решения этих трудностей повлечет за собой ещё большие капиталовложения. Международная кооперация может помочь решить данную проблему путем разделения инвестиций в исследовании, а так же послужить гарантией успешного решения всех перечисленных выше проблем от экономики до нераспространения чувствительных технологий через обмен опытом между различными странами в области реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла.

Далее раздел содержит описание проектов по международной кооперации в области реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла:

5.1 Generation 4 International Forum

Проект Generation 4 International Forum начал свою деятельность в 2000 году. Проект представляет собой международный коллектив специалистов представляющих правительства различных стран, в которых ядерная энергетика играет важную роль в доле выработки электроэнергии и дальнейшее развитие которой в будущем считается необходимым.

Деятельность проекта направлена на совместные исследования и развитие ядерных технологий следующего поколения. На данный момент членами форума являются 13 стран : США, Аргентина, Бразилия, Канада, Франция, Япония, Южная Корея, Южная Африка, Швейцария, Великобритания, а так же присоединившиеся в 2006 году Россия, Китай и ЕС. [15]

После более чем двух лет размышлений и взвешивания всех за и против GIF (в то время представляющий ещё 10 первоначальных членов) опубликовал в конце 2002 года отчет, содержащий 6 реакторных технологий представляющих, по мнению членов проекта, наибольшую перспективу и развитие которых должно определить вид ядерной энергетики будущего.

Каждая их выбранных реакторных технологий обладает преимуществами перед ныне использующимися моделями в таких областях как: безопасность, экономическая эффективность, сопротивление распространению итд. И является ответом на возросший спрос на электроэнергию в мире.

На них сконцентрируются дальнейшие международные исследования в области реакторных технологий будущего.

Что не менее важно, по меньшей мере, по 4 из систем уже был накоплен достаточный опыт в эксплуатации. Что означает возможность для их коммерческого освоения ещё до 2030г.

Стоит отменить, что 3 из 6 выбранных международных форумом технологий представляют собой технологии реакторов на быстрых нейтронах. Кроме того все они спроектированы таким образом чтобы использовать технологии замкнутого топливного цикла с целью увеличения ресурсной базы ядерной энергетики а так же минимизации количества высокотоксичных отходов. [12]

Три основных технологических направления реакторов на быстрых нейтронов, выбранных международным форумом Generation 4:

5.1.1 Газоохлаждаемые быстрые реакторы

Газоохлаждаемые быстрые реакторы. Данное направление представляет собой нечто среднее между РБН и ВТГР. Так же как и другие гелиевоохлажадемые реакторы как работающие, так и разрабатываемые это высокотемпературные модели -850 градусов Цельсия, подходящие для производства электроэнергии, термохимического производства водорода или других тепловых процессов. В случае с электроэнергией газ будет напрямую вращать газовую турбину. Использованное топливо будет подвергаться репроцессингу на месте с целью переработки актиноидов и минимизации производства долгоживущих радиоактивных отходов.

В то время как General Atomics работало над проектом данного реактора ещё в 1970г ни одного реактора данного типа не было построено. Кроме того а этой области существует меньше всего наработок и было собрано меньше всего опыта эксплуатации. Существует лишь один проект модели реакторов данного типа. Так называемый реактор STAR-H2 [3].

5.1.2 Свинцовоохлаждаемые быстрые реакторы

Свинцовоохлаждаемые быстрые реакторы используют жидкий металл (Pb или Pb-Bi) в качестве охлаждения. Топливо обедненный уран или же нитрид уран - плутония. Использованное топливо подвергается репроцессингу в специальных региональных центрах. Большое количество различных моделей различной мощностью было представлено в этой области. Начиная с маломощных, таких как SSTAR и заканчивая большими независимыми станциями мощностью до 1400 Mw. Температура теплоносителя работы реактора около 550 градусов, однако, предполагается что с использованием более совершенных материалов возможно достижение температуры в 800 градусов, что позволяет осуществлять процесс термохимического производства водорода [3]. По направлению быстрых свинцовых реакторов Россия располагает проектом опытно-промышленной установки БРЕСТ-ОД-300 (см. Схему 1.) со специальным пристанционным топливным циклом. Это опытно-демонстрационный реактор с активной зоной, охлаждаемой жидким

Схема 1. Реактор БРЕСТ -300

свинцом, с мононитридным уран-плутониевым топливом UN-PuN в виде таблеток в твэлах с оболочками из стали ферритно-мартенситного класса. В проекте предусмотрено пристанционное размещение оборудования внереакторной части топливного цикла с применением сухой пирохимической технологии регенерации топлива, снимающей ограничения по времени выдержки топлива перед переработкой и исключающей фракционирование актинидов. Все актиниды вместе с ураном и плутонием возвращаются в реактор в составе переработанного топлива. Состав активной зоны и ее геометрия обеспечивают полное внутреннее воспроизводство плутония в активной зоне (КВА»1) и небольшое изменение реактивности при выгорании топлива за микрокампанию 1 год. [3] Однако для дальнейшей реализации проекта требуется проведение значительных НИОКР по обоснованию самого реактора, а также уникальных технологий замкнутого цикла. [11]

5.1.2 Натриевоохлаждаемые быстрые реакторы

Единственная технология которая базируется более чем на 300 реактор-годах опыта работы на реакторах, на быстрых нейтронах данной конфигурации работавших в более чем 8 странах. Они используют обедненный уран в качестве топлива и обладает температурой охладителя в 550 градусов. Что позволяет обеспечивать воспроизводство электроэнергии через второй натриевой контур в то время как первый работает практически при атмосферном давлении. Были предложены два варианты использования данной технологии: 150-500Mw модель с актиноидами, объединенными с металлическом топливе, нуждающимся в пирометаллургическом репроцессинге на станции или же Mw модель, работающая на традиционном MOX топливе и подвергающемся репроцессингу где то в другом месте [3].

В 2008 Франция, Япония и США подписали соглашения о сотрудничестве в области разработки натриевоохлаждаемого быстрого реактора. Изначально они сконцентрируют свои исследования на реактора Phenix пока он не будет заглушен в 2009 году, затем они переключатся на реактор Mоnju в Японии [3].

Схема 2. Реактор БН -800

Стоит отметить что, РФ обладает накопленным опытом как по направлению технологий РБН со свинцовым теплоносителем, так как в СССР он использовался на реакторах подводных атомоходов альфа класса, так и по направлению технологий РБН с натрием в качестве теплоносителя, В свое время в СССР работал целый ряд экспериментальных реакторов использующих натрий. Включая полукомерческий БН -350 работавший в Казахстане. Который по мимо своих основных функция использовался для опреснения воды в засушливом районе страны. На данный момент РФ обладает единственным работающим натриевым реактором БН-600 вырабатывающим энергию в промышленных целях. Кроме того на Белоярской АЭС продолжается строительство более мощного реактора данного типа БН-800 (См. Схема 2). [2]

5.2 INPRO

INPRO международная программа под эгидой МАГАТЭ. Проект был запущен в 2001 году и в него входят 29 государства включая Россию [9]. Одним из ключевых направлений исследований включенных в первую фазу проекта стало создание методологии выработки требований к будущей ЯЭ и ее топливному циклу в том числе и с реакторами на быстрых нейтронах. [9] ( в том числе и исследование и разработка РФ своего нового реактора BN-800, не смотря на то, что ключевым направлением этого исследования стала скорее методология, нежели технологическая сторона вопроса, системы быстрых реакторов будут затронуты в дальнейших исследованиях по проекту) [3].

5.3 Global Nuclear Energy Partnership (GNEP)

Данная программа была начата в 2006 году министерством энергетики США и основывается на ранних исследованиях США по их проекту Integral Fast Reactor, а так же международной работе в области технологий быстрых реакторов. На данный момент она объединяет более 50 участников, включая: 25 членов, 3 межправительственные организации МАГАТЭ, международный форум Generation4 и Евратом, а так же большое количество наблюдателей. Основным направлением деятельности проекта является противодействие распространению технологий, но так же он направлен на увеличение эффективности использования энергетических ресурсов [3], и распространению мирной ядерной энергии.

Концепция предполагает производство и лизинг топлива для обычных реакторов, с дальнейшим возвратом использованного топлива в страны производители, где оно в последствия будет подвержено пиро-репроцессингу с целью получения урана и актиноидов оставляя только высокотоксичные отходы в качестве продуктов деления.[14]

5.4 Multinational Design Evaluation Program (MDEP)

MDEP международная программа начатая по инициативе властей стран её участников с целью разработки инновационного подхода использования ресурсов а так же знаний национальных регулирующих органов. Задачей которых станет рассмотрение новых проектов и схем моделей реакторов.

Программа должна поспособствовать кооперации и взаимодействию между странами в области регуляционной политики, а так же норм безопасности новых моделей реакторов включая разрабатываемые другими международными программами, такими как GIF. Действия программы так же направлены на облегчение процесса лицензирования новых моделей.
Членами проекта на данный момент являются : Канада, Финляндия, Франция, Япония, КНР, КНДР, ЮАР, Российская Федерация, Великобритания и США. МАГАТЭ так же участвует в работе проекта в качестве международного наблюдателя. [13]

6. Вывод

Актуальность темы затронутой в данной работе не вызывает сомнений. Не смотря на то, что ядерная энергетика уже играет существенную роль в производстве электроэнергии в настоящее время, предполагается, что её роль в будущем только возрастет ведь разведанные запасы ископаемого топлива неуклонно истощаются, а законы по защите окружающей среды и выбросов парниковых газов ужесточаются. Кроме того считается, что тенденции по увеличению употребления электроэнергии не изменятся. Однако ресурсы самой ядерной энергетики так же не являются безграничными. В связи, с чем использования реакторов размножителей и закрытого топливного цикла в значительной мере может способствовать продлению её жизни. Кроме того они могут поспособствовать в утилизации накопившегося на данный момент оружейного плутония и высокообогащенного урана и актиноидов ОЯТ. Однако, не смотря на такие радужные перспективы осуществления подобных проектов, сталкивается с рядом сложных, а подчистую и неразрешимых проблем.

В ходе процесса выполнения диплома:

· Были проанализированы причины необходимости использования реакторов-размножителей, а так же развития технологий связанных с замкнутым топливным циклом. Было отмечено что, использования таковых может в значительной мере продлить жизнь современной ядерной энергетики. Кроме того оно сможет помочь решить некоторые современные проблемы связанные с накоплением оружейного плутония и утилизацией ОЯТ. Так же было отмечена актуальность данного вопроса для РФ.

· Проанализирована история развития данного технологического направления. Отмечено, что в некоторых областях было накоплено достаточное количество опыта работы. Однако основные проблемы, связанные с созданием коммерческого реактора решены не были. Подмечена лидирующая позиция РФ в области РБН с натриевым теплоносителем и опыт эксплуатации реакторов с теплоносителем свинец-висмут.

· Проведен анализ различных областей проблем связанных с эксплуатацией РБН и замкнутым топливным циклом. Сделан вывод, что ряд проблем так и не решен на данном этапе развития направления. В частности: экономическая неконкурентоспособность (низкие цены на уран, дороговизна репроцессинга), опасность распространения и различные технологические трудности.

· Проанализированы перспективы развития данного направления, а так же развития РБН в контексте стратегии развития полномасштабной ядерной энергетики РФ в будущем. Отмечена необходимость развития данного направления.

· Был проведен обзор существующих международных программ и перспективных технологических направлений в данной области. Отмечено возобновления интереса многих стран к проблемам и перспективам развития реакторов размножителей и закрытого топливного цикла.

7. Список литературы

[1] Официальный сайт World nuclear association www. world-nuclear. org/info/inf08.html «Advanced nuclear power reactors»

[2] Официальный сайт World nuclear association www. world-nuclear. org/info/inf98.html «Fast neutron reactors»

[3] Официальный сайт World nuclear association www. world-nuclear. org/info/inf77.html «Generation 4 nuclear reactors»

[4] Официальный сайт Institute for Energy and Environmental Research www. ieer. org/ensec/no-1/no1russ/puuse. html «Избыточный плутоний как источник энергии»

[5] Лекция XХI сессии всесоюзной школы по ядерной физике «Перспективы развития ядерной энергетики с использованием реакторов на быстрых нейтронах» Мурогов М. Ф. 1986 г.

[6] Публикация МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1569 «Liquid Metal Cooled Reactors: Experience in Design and Operation» 2007 г.

[8] Ядерная индустрия Курс лекций. Лекция номер 14: Перспективные ядерные реакторы 2005 г.

[9] Официальный сайт МАГАТЭ. Раздел международного проекта INPRO www. iaea. org/INPRO

[10] БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ (БР): РАЗВИТИЕ, ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ, ЭКОНОМИКА

[11] «Проект: стратегия развития атомной энергетики России до 2050 г.» Москва 2008 г.

[12] http://www. gen-4.org/PDFs/GIF_2008_Annual_Report. pdf «Generation 4: International Forum annual report 2008».

[13] Официальный сайт международной программы MDEP. Описание проекта: www. nea. fr/mdep/mdep_ToR. pdf

[14] Официальный сайт международной программы GNEP. www. gnep. energy. gov

[15] Официальный сайт международного форума GIF. Описание проекта: http://www. gen-4.org/PDFs/GIF_introduction. pdf

Задачи, стоящие перед реакторами - размножителями и причины необходимости их развития: разработки, создания и использования