Развитие технологий быстрых реакторов в России

Постепенное внедрение быстрых реакторов в структуру атомной энергетики России кроме решения основной задачи долговременного топливообеспечения страны будет способствовать разрешению проблемы безопасного обращения с радиоактивными отходами — одной из главных социально-технологических проблем атомной энергетики, а также решению важной социально-политической задачи — технологической поддержки режима нераспространения.

Мировой опыт разработки и эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем показал, что ни США, ни странам Западной Европы, которые в начале 60-х годов в одно время с СССР начали развивать это направление, не удалось освоить на удовлетворительном уровне данную ядерную технологию. Инженерно-технологические неудачи с реактором «Fermi» в США; постоянные выходы из строя основного оборудования (транспортно-технологический тракт, промежуточные теплообменники, парогенераторы и т. д.) на реакторах «PFR» (Англия), «Phoenix», «Super-Phoenix-1» (Франция) повлияли, безусловно, на эффективность рассматриваемых проектов.

Ситуация усугубилась относительным снижением энергетических потребностей развитых стран за счет широкого внедрения энергосберегающих технологий, а также снижением мировых цен на основные энергоносители. В связи с этим сроки широкого внедрения быстрых реакторов в структуру мировой атомной энергетики были перенесены на более позднее время.

На этом фоне особенно впечатляющими выглядят результаты освоения технологии быстрых натриевых реакторов в России (СССР). Так, реактор БР-5/10 безаварийно проработал 43 года и был остановлен в 2002 году по причине переноса основных экспериментальных работ на реактор БОР-60. Реактор БН-350 проработал безаварийно 26 лет (при проектном сроке эксплуатации 20 лет) и был остановлен в связи с отказом российских предприятий осуществлять научно-техническое сопровождение установки на территории Казахстана практически на безвозмездной основе.

Реакторы БОР-60 (пуск в 1969 году) и БН-600 (пуск в 1980 году) продолжают успешно эксплуатироваться до настоящего времени, демонстрируя уникальные свойства безопасности и работоспособности.

Причина безусловного мирового приоритета России в освоении технологии быстрых реакторов во многом состоит в реализации уникальной Программы развития отрасли, которой, начиная с 1949 года, был присвоен уровень государственной важности.

Суть Программы — в соблюдении строгой последовательности решения задач с точки зрения усложнения технологии и учета опыта каждого предыдущего этапа при выполнении последующего.

После завершения стадии создания экспериментальных установок (БР-1, БР-2, БР-5/10, БОР-60), был реализован проект демонстрационной АЭС с реактором БН-350. Полномасштабный учет опыта разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС позволил создать качественный проект первой опытно-промышленной АЭС с реактором БН-600.

По оценкам экспертов в освоение технологии быстрых реакторов с натриевым охлаждением в России к настоящему времени вложено около 12 млрд. долларов, при том, что мировые затраты составляют порядка 50 млрд. долларов. Полученный уникальный опыт является государственным достоянием, который необходимо сохранить и развивать далее.

Разработан наиболее целесообразный для нашей страны сценарий дальнейшего развития технологии реакторов на быстрых нейтронах. В России серийное внедрение конкурентоспособных коммерческих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах необходимо начинать не позднее 2030 года.

Очевидно, что с учетом накопленного положительного опыта разработки и эксплуатации быстрых реакторов необходимо и далее сохранить строгую последовательность и преемственность в проведении НИОКР и реализации проектов.

Исходя из того, что первая коммерческая серийная (типовая) АЭС с быстрым реактором должна начать работать в 2030 году, ее сооружение должно начаться не позднее 2025 года, а проект этой АЭС с полным расчетно-экспериментальным обоснованием и его лицензирование должны быть выполнены в период 2021;2024 годов.

Однако качественный проект серийной (типовой) АЭС невозможно выполнить без его отработки на примере пилотного проекта. Это положение находит подтверждение в успешном опыте реализации отечественных проектов АЭС с реакторами БН-350 и БН-600, когда, например, по опыту эксплуатации БН-350 был существенно откорректирован проект БН-600. Следовательно, пуск пилотной АЭС с технико-экономическими характеристиками, соответствующими коммерческому проекту, должен быть осуществлен не позднее 2020 года.

Именно применительно к этому проекту в отрасли должна быть создана промышленная база по производству смешанного уран-плутониевого топлива, завод по регенерации топлива и другие объекты, позволяющие замкнуть топливный цикл по плутонию и младшим актинидам и на практике показать возможность технологической поддержки режима нераспространения.

быстрый атомный натриевый реактор Сооружение пилотной коммерческой АЭС с быстрым реактором и создание промышленной базы по изготовлению смешанного топлива необходимо осуществить в период 2013;2020 годы.

Необходимо отметить, что для успешной реализации проекта пилотной коммерческой АЭС имеются серьезные основания. Анализ опыта разработки и эксплуатации отечественных и зарубежных установок БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600, Phoenix, Super-Phoenix, опыта разработки проектов БН-800, БН-1600 и EFR показывает, что технология быстрых натриевых реакторов БН обладает значительными резервами по улучшению технико-экономических показателей и повышению безопасности. Уже разработаны технические предложения по пилотному быстрому натриевому реактору большой мощности БН-1800.