главная страница правила rss экспертная площадка
 
 

Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах

В качестве приоритетной на среднесрочную перспективу, Президентом России Д.А.Медведевым перед атомной отраслью была поставлена задача сформировать новую технологическую базу атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах.

Сегодня атомная энергетика России базируется на технологиях тепловых водяных реакторов и открытого топливного цикла. Топливообеспечение АЭС с тепловыми реакторами осуществляется на основе добычи природного урана и его обогащения для изготовления уранового топлива. Современные АЭС безопасны, экологически привлекательны и, без учета так называемых «отложенных обязательств» по заключительной стадии обращения с облучённым ядерным топливом, вырабатывают конкурентоспособную электроэнергию.

Возможности повышения эффективности действующей технологии ВВЭР ограниченны рядом особенностей:

- АЭС с ВВЭР работают на изотопе урана U-235, которого в природном уране не более 0,7 %, что требует дообогащения топлива до 3–5 % по U-235 и значительных затрат в топливном цикле;

- при производстве энергии на тепловых АЭС используется около 1% энергопотенциала природного урана, вследствие чего процесс имеет не очень высокую эффективность;

- в тепловом реакторе неизбежным побочным продуктом является плутоний-239 (что требует решения проблем нераспространения), нарабатываются продукты деления и долгоживущие актиноиды, усложняющие работу с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ).

Снять указанные ограничения позволяет переход на новый тип энергетики – атомную энергетику на быстрых нейтронах. У России в данном направлении уникальный технологический задел - в нашей стране эксплуатируется единственный в мире коммерческий реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – БН-600 на Белоярской АЭС, обширный опыт создания и работы транспортных реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем, в первую очередь реакторов для атомных подводных лодок.

В основе новой технологической платформы лежат серьезные проработки ученых и специалистов атомной отрасли: на промышленном уровне продемонстрирована технология водной химической переработки ОЯТ урановых реакторов, с выделением плутония и остекловыванием высокоактивных радиоактивных отходов; на опытно-экспериментальном уровне продемонстрированы таблеточная и вибро-технологии изготовления смешанного уран-плутониевого оксидного топлива (МОКС-топлива) для реакторов типа БН; начаты НИОКР по разработке альтернативных технологий топливного цикла ядерной энергетики с быстрыми реакторами (нитридное топливо, сухие методы переработки ОЯТ, трансмутация младших актинидов в быстрых реакторах).

Основной задачей в освоении замкнутого топливного цикла является разработка и демонстрация комплексной промышленной энерготехнологии, которая позволит преодолеть ресурсные ограничения современной ядерной энергетики, ориентированной на потребление урана-235, и обеспечит создание такой структуры атомной энергетики, которая системно не позволит накапливаться значительным количествам ОЯТ.

Системное формирование новой технологической платформы атомной энергетики включает создание опытно-демонстрационных реакторных установок с различными типами жидкометаллического теплоносителя с последующим сооружением головных энергоблоков АЭС, технологий производства уран-плутониевого нитридного топлива нового поколения и неводных методов его переработки, развитие экспериментальной базы, обеспечивающей реализацию технологических задач и научный приоритет России в области ядерных исследований.

Создание новой технологической платформы предполагает:

- оптимизацию технико-экономических характеристик АЭС с быстрыми реакторами для обеспечения конкурентоспособного производства электроэнергии за счет снижения капитальных затрат на сооружение, совершенствование оборудования, процессов его изготовления;

- промышленную реализацию технологии производства смешанного уран-плутониевого оксидного (нитридного) ядерного топлива;

- разработку и внедрение промышленной технологии переработки ОЯТ как тепловых, так и быстрых реакторов без выделения плутония;

- разработку и реализацию схемы экономически приемлемого обращения с РАО на стадиях контролируемого хранения и окончательной изоляции.

В соответствии с этим выстроена последовательность реализации технологических решений, которая включает:

- модернизацию и продление эксплуатации в 2010-2012 гг. действующей экспериментальной базы;

- создание и ввод завода по изготовлению МОКС-топлива (первая очередь в 2013 г.) для реакторов на быстрых нейтронах;

- ввод в эксплуатацию в 2015 г. реактора БН-800 на смешанном уран-плутониевом топливе;

- сооружение материаловедческого быстрого исследовательского реактора с натриевым теплоносителем (МБИР) со свинцовой, свинцово-висмутовой и другими петлями, необходимыми для экспериментального обоснования принятых решений в 2017 г.;

- создание опытно-промышленного производства плотного (нитридного) ядерного топлива;

- разработку проекта и сооружение прототипа коммерческого энергоблока на быстрых нейтронах в 2020 году.

В настоящий момент Правительством России рассматривается проект федеральной программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года», сконцентрированной на формировании инновационного базиса будущей атомной энергетики, на создание замкнутого ядерного топливного цикла как ключевой атомной энерготехнологии четвертого поколения.

Ключевыми результатами реализации проекта в краткосрочной перспективе станут:

1. Создание Центра быстрых ядерных энерготехнологий, который будет осуществлять единое программно-целевое управление работами;

2. Подготовка кадрового резерва - специалистов, способных качественно решать поставленные на сегодняшний день задачи.

3. Модернизация экспериментальной базы, включая продление срока эксплуатации реакторной установки БОР-60 в ГНЦ РФ НИИАР, модернизацию большого физического стенда (БФС) в ГНЦ РФ ФЭИ.

4. Проектирование многофункционального быстрого исследовательского натриевого реактора (МБИР).

5. Сооружение к 2013 необходимых производств для обеспечения реактора БН-800 МОКС-топливом.

6. Проведение к 2014 году ключевых НИОКР для реакторов со свинцовым, свинцово-висмутовым и натриевым теплоносителями.

7. Разработка сквозного кода по многофазной теплогидравлике, нейтронике, термомеханике, поведению топлива, воздействию на окружающую среду.