Владимир Асмолов,
первый заместитель генерального директора ОАО «Концерн Росэнергоатом»
президент Всемирной ассоциации операторов, эксплуатирующих
атомные электростанции
д. т. н., профессор
При определении стратегических ориентиров атомной энергетики ключевым является вопрос о будущей ядерной энергетической системе страны. Она должна всецело отвечать интересам производителей и потребителей электроэнергии и базироваться на шестидесятилетнем опыте развития атомной энергетики – на нашем сегодняшнем понимании того, как обеспечивать безопасность и эффективность АЭС, как строить и модернизировать энергоблоки, на глубоко усвоенных уроках катастроф «Три-Майл-Айленда», Чернобыля и «Фукусимы». Этот опыт бесценен, когда мы говорим о необходимости достижения нашей главной стратегической цели – формирования полномасштабной структуры атомного энергопромышленного комплекса России, предназначенного внести существенный вклад в обеспечение энергетической безопасности и устойчивого экономического развития страны.
Крайне важно, чтобы именно эта ядерно-энергетическая система определяла требования к технологиям, которые должны получить новое развитие, а никак не наоборот. Именно на это направлена базовая концепция стратегии электроэнергетического дивизиона Росатома до 2035 года, одобренная научно-техническими советами Курчатовского института и Концерна «Росэнергоатом». В ней, в частности, сказано следующее: «Ускоренное и устойчивое развитие ядерной энергетики определяет требования к структуре ядерно-энергетической системы и к отдельным ее элементам и ставит задачи разработки новых технологий».
Следующий вопрос: какими должны быть требования к этой ядерно-энергетической системе? Первые два из них совершенно понятны — это гарантированные безопасность и экономическая эффективность. Но есть еще одно требование, которое я считаю самым важным: ядерное топливо должно быть возобновляемым, то есть должны отсутствовать ограничения по сырьевой базе на исторически значимый период времени, за счет повышения эффективности использования природного урана. Для этого в процессе работы реакторов должно эффективно нарабатываться новое топливо. То есть у нас должны существовать аппараты, чья главная цель – наработка топлива, а вторичная – производство электроэнергии. И они должны быть донорами для себя и для остальных реакторов, у которых главная функция – наработка электроэнергии.
Какие при этом должны использоваться реакторы? Те, что дешевле. Возможно, когда-то в будущем помимо реакторов на быстрых нейтронах и реакторов ВВЭР появятся другие системы, которые как наработчики электроэнергии будут очень экономичными. Но, исходя из того опыта, который есть в атомной энергетике, никаких революционных прорывов не случится – слишком высокотехнологична наша отрасль и слишком велика в ней ответственность за безопасность.
А раз мы такую идею сформулировали, то должны сказать и о том, что суммарный коэффициент воспроизводства топлива в ядерно-энергетической системе в целом – у реакторов ВВЭР, реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на быстрых нейтронах – должен быть чуть-чуть больше единицы. Коэффициент воспроизводства на сегодняшних реакторах ВВЭР составляет 0,4–0,5. И хотя физика накладывает на этот показатель свои ограничения, существуют вполне нормальные решения, реализация которых позволит довести коэффициент воспроизводства топлива на реакторах ВВЭР до 0,8, и, может быть, даже до 0,9. При этом быстрые реакторы, имея коэффициент воспроизводства порядка 1,2–1,3, как раз и сбалансируют этот требуемый суммарный коэффициент воспроизводства для всей системы.
Следующая важнейшая для нашего будущего проблема – обращение с РАО и ОЯТ. Мы должны думать о том, как снизить накопления ОЯТ, обеспечить переработку, рецикл плутония, безопасную изоляцию РАО. На сегодняшний день это отложенная проблема – мы имеем лишь временные контролируемые хранилища для отработавшего топлива и отходов.
В Соединенных Штатах уже на протяжении сорока лет пытаются создать «вечное» хранение РАО и ОЯТ в геологических породах. Но вряд ли это можно назвать панацеей, поскольку в геологическом строении Земли, в прогнозе на тысячелетия, могут происходить самые серьезные изменения, вплоть до тектонических подвижек, с разломом скальных пород. Поэтому новые реакторы на быстрых нейтронах должны нести еще одну функцию – выжигания актинидов, того, что мы называем радиоактивностью. И это тоже вполне решаемая инженерная задача, решаемая с помощью реакторов на быстрых нейтронах.
Остальные требования к ядерно-энергетической системе нужно формулировать, но они не являются такими важными, как обеспечение топливом и обращение с РАО и ОЯТ. Например, требование о том, что система должна быть крупномасштабной, иначе не имеет смысла тратить на нее деньги, требование об обеспечении режима нераспространения ядерного оружия…
Важнейшее требование к атомной энергетике – безопасность. Но ее невозможно обосновать вероятностными методами. Хотя они, эти методы, очень эффективны и хороши, но только как дополнительный инструмент, не более того. Главным в атомной энергетике при обосновании безопасности является детерминистский анализ, то есть анализ процессов и явлений, которые мы должны знать и понимать. Если мы говорим, что какого-то процесса быть не может, что вероятность его равна нулю, это означает лишь, что мы толком о нем ничего не знаем. Мы плохо знаем технологию свинцового теплоносителя и связанные с ним проблемы и т.д. и т.п.
Теперь перейдем к следующим проблемам – в том виде, в котором они обозначены в нашей концепции.
Есть дальнесрочная проблема – ограниченность топливной базы. Эффективность полезного использования природного урана сегодня низкая – менее одного процента. Мы предполагаем, что эту проблему нужно будет решать к 50–60-м годам XXI века. Но здесь крайне важно, сколько будет стоить это топливо. Можно ведь взять уран из морской воды, который будет страшно дорог, хотя его количество будет при этом не ограничено.
Есть и ближнесрочная проблема для концерна как эксплуатирующей организации – расходы на обращение с отходами. Эти расходы, как и любые другие, постоянно растут, и предварительные расчеты показывают, что они будут очень серьезными уже к 2030–2040-м годам. При сегодняшнем открытом топливном цикле компенсировать эти затраты будет крайне сложно. Эта проблема кардинально может быть решена при топливном цикле, замкнутом по урану и плутонию.
В ближайшей и среднесрочной перспективе отсутствует альтернатива внедрению в замкнутый топливный цикл любой иной реакторной технологии, кроме натриевой. Она характеризуется обоснованностью, обладает необходимыми технико-экономическими характеристиками, референтностью и накоплен необходимый опыт эксплуатации реакторов этого типа.
На основании полученного опыта мы знаем, как улучшить эту технологию. При этом мы понимаем, что операционные расходы реактора БН-600, работающего на Белоярской АЭС, в полтора раза выше, чем у реакторов ВВЭР. Реактор БН-800 дорог как по капитальным затратам, так и в эксплуатации, что нас устраивать не может. Поэтому мы ставим ближнесрочную цель перед разработчиками: затраты на сооружение и эксплуатационные затраты БН-600 по сравнению с технологией ВВЭР должны быть не выше чем на 15 процентов. Это чисто практическое требование. Такая возможность в случае с реактором БН-1200 с учетом нового продукта – вторичного топлива реально достижима.
Мы готовы точно такое же требование выставить по свинцовой технологии. Но мы также понимаем, что реально и что нереально. Все зависит от сроков и затрат. Вспомним слова адмирала Риковера, руководителя американского атомного проекта: «Любой бумажный проект дешев, любой бумажный проект строится очень быстро, в любом бумажном проекте есть все потрясающие положительные качества. Но как только ты начинаешь этот бумажный проект воплощать в реальность, сроки никогда не совпадают, цены всегда превышают заранее намеченные, и все результаты реализации проекта в железе показывают, что это тяжелая и весьма неблагодарная задача».
Следующий вопрос: когда могут появиться энергоблоки с реактором БН-1200? Несмотря на то, что здесь мы имеем дело с отработанной технологией, я считаю, что первый энергоблок может появиться не ранее 2025 года, поскольку мы предъявляем очень жесткие требования к его эффективности и безопасности. Для отработки технологий замыкания топливного цикла нам пока вполне хватит БН-800, который будет использоваться в качестве опытно-промышленного полигона.
Концепция стратегии развития электроэнергетического дивизиона, принятая на вооружение концерном «Росэнергоатом», это путь, ведущий к созданию новой технологической платформы ядерной энергетической системы с АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, работающими в замкнутом ядерном топливном цикле. У нас в стране есть шестидесятилетний опыт развития ядерных технологий. Мы знаем, как обеспечивать эффективность и безопасность наших АЭС на базе накопленного опыта эксплуатации и знаний о процессах и явлениях. И мы понимаем, что создать такую систему – значит обеспечить конкурентоспособность российской атомной энергетики на исторически обозримый период времени.
Ключевые события и мероприятия по замыканию ЯТЦ до 2030 года согласно стратегии развития электроэнергетического дивизиона ГК «Росатом»:
– ввод в эксплуатацию завода по производству МОКС-топлива для реактора БН-800 на ФГУП «ГХК» в 2015 г.;
– разработка технического проекта головного энергоблока БН-1200 в составе ПЭК с замыканием ЯТЦ – 2016 г.;
– переработка ОЯТ ВВЭР: завод РТ-2 (первая очередь) – 2025 г.;
– проектирование и сооружение завода по производству смешанного уран-плутониевого топлива для реакторов БН-1200 в срок до 2025 г.;
– проектирование и сооружение модуля по переработке ОЯТ реакторов БН-800 и БН-1200 в составе ОДЦ на ФГУП «ГХК» в срок до 2025 г.;
– сооружение пяти блоков БН-1200 в 2025, 2028, 2030, 2033, 2035 гг.;
– проектирование и сооружение завода по производству МОКС-топлива для ВВЭР из регенерата ОЯТ БН в срок до 2028 г.;
– начало эксплуатации ВВЭР на МОКС-топливе в срок до 2030 г.
Журнал «Росэнергоатом» № 10, октябрь 2014 г.
