О выработке стратегии развития системы ЯЭ России

В конце 1990;х годов упомянутые принципы использовались при разработке варианта стратегии развития ядерной энергетики России на базе быстрых реакторов с тяжелым теплоносителем [7.20, 7.21] и были предложены для международного сотрудничества в рамках инициативы Президента РФ на Саммите Тысячелетия (сентябрь 2000 г.). Тем самым был дан новый импульс к объединению усилий международного сообщества в разработке крупномасштабной ядерной энерготехнологии нового этапа, отвечающей требованиям устойчивого развития человечества в XXI в. и на дальнейшую перспективу.

Рассматривается и"трёхкомпонентная" ядерная система, которая также может отвечать основным базовым принципам и которая включает быстрые реакторы с расширенным воспроизводством искусственного топлива, реакторы на тепловых нейтронах и реакторы-выжигатели («мусорщики») для управления и коррекции нуклидного состава топлива и продуктов деления в топливном цикле [7.22, 7.27].

Кроме того, уделяется внимание и многокомпонентным моделям ядерной энергетической системы с термоядерным источником нейтронов [7.23].

Ожидается, что суммарная электрическая мощность будущей мировой крупномасштабной ЯЭ может составить 3000−5000 ГВтэл., т. е. приблизительно на порядок больше, чем мировая ЯЭ конца XX в. Базируясь на замкнутом топливном цикле и бридинге искусственного топлива, она будет потреблять (5−8)-10³т урана и/или тория ежегодно. Учитывая, что только дешёвого урана богатых месторождений насчитывается около 10⁷ т, такая крупномасштабная ядерная энергетика будет обеспечена этим ураном на тысячелетия. Количество урана, который уже добыт и размещается на складах (в том числе в виде отвального урана), а также урана в составе облученного топлива хватит на несколько столетий даже для крупномасштабной ядерной энергетики.

Таким образом, замыкание топливного цикла обусловливает беспрецедентное расширение топливной базы, но требует включения в технологическую цепочку обращения с топливными материалами операций, связанных с переработкой облученного топлива и повторным использованием недожженных и накопившихся нуклидов.

В России с середины 1970;х годов уже реализован в некотором смысле полузамкнутый топливный цикл. Это стало возможным после ввода в 1976 г. первого радиохимического завода по переработке облученного топлива РТ-1 на ПО МАЯК. Реализована следующая схема: облученное топливо из легководных реакторов ВВЭР-440 и облученное топливо транспортных реакторов перерабатывается на РТ-1, затем регенерированный уран в требуемой пропорции смешивается и приготовляется топливо для канальных уран-графитовых реакторов РБМК, где оно и используется. После этого облученное топливо, выгруженное из РБМК, отправляется на временное хранение (в пристанционные бассейны выдержки, а затем на Красноярский горно-химический комбинат). Предполагается, что с развитием технологии химической переработки, ее удешевлением станет экономически выгодно перерабатывать и это топливо, отделяя ценные компоненты и захоранивая компактные РАО.

Обсуждаются основные стадии технологии радиохимической переработки завода РТ-1, объявленная производительность которого составляет 400 т ОЯТ/год, что покрывает практически все потребности в переработке транспортных реакторов России и реакторов ВВЭР-440 (в последние два десятилетия завод использовался не на полную мощность). В настоящее время идет модернизация этого завода для переработки облученных сборок, выгруженных из реакторов ВВЭР-1000.

Извлеченный плутоний и младшие актиниды отправляются на временное хранение до того момента, когда они будут использоваться в реакторах на быстрых нейтронах.

Наша страна располагает самыми большими в мире мощностями по обогащению урана, которые основываются на передовой технологии разделения центрифужным методом. Ангарский электрохимический комбинат объявлен Международным центром по предоставлению всем государствам гарантированных услуг по обогащению урана под контролем МАГАТЭ. Это — первый шаг к построению международной структуры ядерной энергетики, доступной для использования всеми государствами с соблюдением режима нераспространения ядерного оружия.

В России развита в полупромышленном масштабе технология «сухой» (неводной) пироэлектрохимической переработки облученного топлива высокой удельной активности, которая уже практически используется в ГНЦ НИИАР (г. Димитровград) для переработки облученного топлива с короткой выдержкой и ориентированной на переработку топлива быстрых реакторов. В настоящее время на Красноярском горно-химическом комбинате возводится «сухое» хранилище для длительного хранения облученного топлива (в том числе зарубежного).