Прорыв (411). Ход реализации проекта «Прорыв» обсудили на СХК
«Росатом» поставил себе задачу создать конкурентоспособный коммерческий быстрый реактор к 2030 году. Идеями о том, как этого достичь, поделились участники третьей ежегодной конференции «Прорыв» в Екатеринбурге.
«Борьба за место в мировой энергетической системе резко обострилась,- сразу подчеркнул актуальность задачи заместитель гендиректора «Росатома», глава блока по управлению
инновациями Вячеслав Першуков.- Поэтому основной критерий проекта - не реализуемость, а конкурентоспособность».
Что касается конкурентоспособности видов генерации, то атомная энергетика сегодня имеет явное преимущество по стоимости электроэнергии. Однако темпы роста возобновляемых источников заставляют задуматься. «Солнечная и ветровая генерация в обозримом будущем могут стать основными конкурентами атомной энергетики. Все будет зависеть от конкретной страны, ее географического положения и финансово-экономического благополучия»,- рассуждает Вячеслав Першуков.
ЦЕЛЕВАЯ LCOE МЕГАВАТТ-ЧАСА ДЛЯ ПЭК С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И ЗЯТЦ
Но конкуренция намечается и внутри атомной генерации: реакторы на быстрых нейтронах и реакторы на тепловых. Поэтому среди задач проекта «Прорыв» не только создание технологии и демонстрация замыкания топливного цикла на промышленной основе (впервые в мире), но и экономика. «К 2030 году мы должны создать прототип коммерческого реактора на быстрых нейтронах. За вполне конкретные деньги»,- обрисовал задачу Вячеслав Першуков. Он добавил, что в мире началась гонка ядерных реакторов четвертого поколения, основные ее участники - Россия, Франция, США, Япония, Корея, Китай, Индия: «Все занимаются и реакторами на тепловых нейтронах поколения III+, и у каждой из этих стран в разной степени завершенности работы по тематике быстрых реакторов». Пока Россия в этой гонке занимает лидирующее положение. Однако, если разработка новых продуктов затянется, можно потерять и лидерство, и рынок, а также инвестиции.
Предварительные соображения, как оптимизировать стоимость «Прорыва», уже есть. Во-первых, сроки. «Росатом» в рамках программы инновационного развития намерен сократить срок реализации проектов от идеи до разработки для обычных технологий до пяти, максимум 10 лет, для ядерных - до 10, максимум 20 лет. В мировой практике разработка инновационного продукта занимает около пяти лет при непрерывных инвестициях в НИОКР, подчеркнул Вячеслав Першуков. «Раньше для создания нового топлива требовалось порядка 30 лет. В проекте «Прорыв» мы разрабатываем новое плотное топливо за семь-восемь лет»,- отметил он. По его мнению, это возможно благодаря переходу на проектное управление.
Кстати, судя по всему, наконец-то будет поставлена точка в многолетнем споре, что лучше - натриевый теплоноситель или свинцовый. Ответ в нынешних реалиях очевиден: лучше то, что дешевле.
К слову, быстрые реакторы с замкнутым топливным циклом априори имеют преимущество в экономике перед тепловыми - благодаря использованию плутония. «Мы сравнивали затраты на строительство АЭС с тепловыми реакторами и открытым топливным циклом и на АЭС с быстрыми реакторами и замкнутым топливным циклом. Вовлекаем в топливный цикл плутоний - цена за киловатт-час снижается более чем на 10% как в рублях, так и в долларах»,- рассказал Вячеслав Першуков.
Еще один инструмент - ПСР. Только за год благодаря Производственной системе «Росатом» стоимость проекта удалось сократить на 5 млрд рублей. Как помогут снизить стоимость технологические улучшения, показал на примере научный руководитель «Прорыва» Евгений Адамов: «Мы пришли к тому, что на первом этапе целесообразно пользоваться комбинированной технологией переработки ОЯТ. Пирохимическая технология должна максимально снять радиоактивность, а после этого привычная нам гидрометаллургия доочищает до такого уровня, что на фабрикации топлива мы будем иметь дело с чистыми компонентами. На промышленной стадии, скорее всего, экономически недопустимо будет использовать две в затылок поставленные технологии. Мы рассчитываем остановиться на одной, надеемся, что это будет пиротехнология».
ВЯЧЕСЛАВ ПЕРШУКОВ:
«МЫ СРАВНИВАЛИ
ЗАТРАТЫ НА СТРОИ-
ТЕЛЬСТВО АЭС С ТЕП-
ЛОВЫМИ РЕАКТОРАМИ
И ОТКРЫТЫМ ТОПЛИВ-
НЫМ ЦИКЛОМ И НА АЭС
С БЫСТРЫМИ РЕАКТО-
РАМИ И ЗАМКНУТЫМ
ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ.
ВОВЛЕКАЕМ В ТОПЛИВ-
НЫЙ ЦИКЛ ПЛУТОНИЙ -
ЦЕНА ЗА КИЛОВАТТ-ЧАС
СНИЖАЕТСЯ БОЛЕЕ ЧЕМ
НА 10% КАК В РУБЛЯХ,
ТАК И В ДОЛЛАРАХ»
С точки зрения содержания конференция была не совсем традиционной, так как рассматривались не технические аспекты, а экономика проекта и его место в энергосистеме будущего. Но вопросы о ходе работ не остались без внимания. Вячеслав Першуков доложил, что 80% НИОКР завершены и сейчас стоит вопрос о технологическом освоении их результатов. Готовы проекты реакторной установки, тестируется топ ливо. Испытывают 15 сборок со СНУП-топливом, 11 поставлено в БН-600, четыре извлечены - все сохранили герметичность. Послереакторные исследования показали, что выгорание составило примерно 5,5% т. а. - уровень, достигаемый в тепловых реакторах. Однако участники проекта считают, что у быстрых реакторов этот показатель должен составлять 12% т. а., и намерены продолжить работу, сообщил Евгений Адамов.
Сооружается первая очередь ОДЭК - модуль фабрикации, реактор МБИР в Димитровграде - исследовательская база для отработки реакторной технологии. «Технология начнет отрабатываться в 2020 году. К этому времени необходимо сформировать научную программу для ОДЭК и программу коммерциализации результатов»,- подчеркнул Вячеслав Першуков.
В свою очередь, Евгений Адамов проинформировал, что ведутся работы по активной зоне: «Это ряд гидравлических, коррозионных испытаний. Все беспокоятся о коррозионной стойкости металла в свинце - такие испытания проведены на несколько десятков тысяч часов: 60 тыс. часов для свинца-висмута, 16 тыс.- для свинца. И при соблюдении требований к содержанию кислорода в тяжелом теплоносителе мы имеем достаточно хорошую работоспособность конструкционных материалов». Макет топливной сборки для БРЕСТ-300 изготовлен на НЗХК. По прогнозам Евгения Адамова, в середине
2018 года должно начаться производство топлива для первой загрузки.
Ведутся работы по парогенератору - на расчетном уровне и на экспериментальных стендах, и по главному циркуляционному насосу. «Разработчик, ЦКБМ, сталкивается с тяжелыми условиями, поскольку эта среда в 10 раз плотнее воды, а надо в секунду перекачать 12 т теплоносителя»,- замечает Евгений Адамов. В целом, заключил он, работы ведутся, параметры подтверждаются, однако по полномасштабному стенду работы пока еще не начаты.
ДалееРоссия завершает разработку революционного ядерного реактора четвёртого поколения. Реактор «Брест», также известный как «проект Прорыв», решит такое количество международных проблем, что может получить Нобелевскую премию мира.
20 лет назад от этого проекта отказались из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат.
В 2012 году Госкорпорация «Росатом» объявила о выделении 1,8 млрд рублей на возобновление работ по созданию промышленного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-300, относящегося к последнему, четвертому поколению и использующего свинцовый теплоноситель. Основу атомной энергетики они смогут составить не ранее 80-х годов XXI века, хотя ряд экспертов сомневается, что такой реактор может быть создан в названные сроки.
1,8 млрд рублей были выделены на научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы (НИОКР). Согласно документам корпорации, результаты этих работ должны были готовы к концу 2012 года.
По окончании НИОКР должен был представлен технический проект основных частей реакторной установки (внутрикорпусные устройства, насосы, корпус реактора, перегрузочный комплекс, парогенератор), а также обоснования работоспособности и безопасности принимаемых конструктивных решений с проведением расчетных и экспериментальных исследований.
Вся разработка технического проекта «БРЕСТ-300» должна была завершена в 2014 году. А подготовка рабочей проектной документации и прохождение госэкспертизы были запланированы до конца 2015 года.
И только в 2016 году, как ожидалось, должно начаться строительство первого энергоблока. Мощность реактора, который планировалось построить только к 2020 году, будет невысокой и составит всего 300 МВт. В случае успешности этого проекта будет ставиться вопрос о разработке более мощной реакторной установки БРЕСТ-1200.
В «Росатоме» считают, что внедрение реакторов на быстрых нейтронах в современную энергетику многократно увеличит эффективность использования урана, которая будет в 10 раз выше, чем у тепловых.
В части реакторов на быстрых нейтронах мы пока заметно впереди, поскольку остальные страны пока ничего подобного не делают. Таким образом, мы сейчас не конкуренцию развиваем, а свои конкурентные преимущества в плане технологий, - отмечает директор департамента коммуникаций госкорпорации «Росатом» Сергей Новиков. - Реакторы четвертого поколения начнут доминировать после 80-х годов, когда они вытеснят с рынка предыдущее поколение.
И тогда в 2012 году оптимизм госкорпорации в отношении подобного типа реакторов разделяли не все.
На тот день проект «БРЕСТ-300» был только на словах. Как тогда считали, что специалисты могли бы работать над ним еще на протяжении 100 лет. Тогда даже не было доказательств безопасности данного реактора, - отмечал «Известиям» Юрий Семенков, директор Института ядерных реакторов «НИЦ Курчатовский институт». - Я не думаю, что в данном случае Россия находится на каком-то прорывном пути в технологиях.
Но ученый согласен, что для перехода на замкнутый топливный цикл действительно необходим реактор на быстрых нейтронах. Но какой это должен быть реактор, тогда ещё было неизвестно: «Кроме реакторов с натриевым теплоносителем, другие свою жизнеспособность и уверенность в безопасности не показали» .
В «Росатоме» говорят, что намерены занять 20% мирового рынка строительства АЭС в ближайшие 20 лет. По оценкам МАГАТЭ, общемировая потребность в реакторах мощностью 100–400 МВт до 2040 года составит от 500 до 1 тыс. блоков. В денежном эквиваленте объем рынка оценивается в $300–600 млрд.
Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах впервые появились в 1950-е годы. Первым в мире реактором промышленного назначения на быстрых нейтронах стал российский БН-600, который был запущен на третьем блоке Белоярской АЭС в 1980 году. Он до сих пор остается единственным в мире действующим реактором на быстрых нейтронах. Первые работы над проектом «БРЕСТ» начались в конце 80-х годов прошлого столетия. Однако в начале 1990-х годов как этот, так и большинство мировых проектов по созданию реакторов на быстрых нейтронах, были прекращены из-за высокого риска аварий и больших эксплуатационных затрат.
Россия приблизилась к завершению проекта «Прорыв»
И вот 17 марта 2015 года компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, суперамбициозный высокотехнологичный проект России стал еще на ступень ближе к завершению.
17 марта компания «Атомпроект» представила участникам направления «Прорыв» внешний вид и основные технологические решения модуля по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). По итогам обсуждения можно с уверенностью заключить, что суперамбициозный ядерный проект России стал еще на ступень ближе к завершению. Совещание проводилось в связи с подготовкой проектной документации на госэкспертизу.
Модуль переработки ОЯТ представляет собой один из трех главных компонентов «замкнутого ядерного топливного цикла». Работа по двум другим также продвигается успешно. В марте прошлого года Росатом приступил к строительству завода уран-плутониевого топлива для реактора на быстрых нейтронах «Брест-300», проектирование самого реактора находится на стадии завершения. Таким образом, Россия неуклонно приближается к грандиозному прорыву в области энергетики.
Реализация проекта «Прорыв» позволит создать первый в мире замкнутый ядерный топливный цикл. Потратив около 130 млрд. рублей страна вплотную приблизится к созданию совершенно новой атомной энергетики четвертого поколения.
Развернутая оценка такого события сделана инвестором Александром Геннадьевичем Крюковым в статье «Россия – лидер высоких технологий в энергетике»» .
В первую очередь проект позволит решить проблему накопившегося ОЯТ, превратив его в топливо для реакторов на быстрых нейтронах. А.Г. Крюков отмечает, что «за шестьдесят лет работы атомной отрасли накоплено огромное количество ОЯТ и ОГФУ, их хранение требует значительных средств, тогда как замкнутый цикл позволит использовать их для получения электроэнергии. Даже грубые подсчеты говорят о том, что при нынешних масштабах выработки электроэнергии Урана-238 в ОЯТ и ОГФУ хватит на несколько сотен лет генерации».
Важно отметить, что в данный момент РФ опередила всех, и Россия – «единственная страна в мире, которая может кардинально изменить ситуацию с производством электроэнергии для себя и поставить на мировой рынок высокотехнологичный продукт, не имеющий аналогов – атомную энергетику 4-го поколения с внутренне присущей безопасностью» – подчеркивает аналитик А.Г. Крюков.
Реализация проекта «Прорыв» связана с решением сложнейших технологических проблем, в этой связи передача на Госэкспертизу документации модуля переработки ОЯТ свидетельствует о том, что трудности удалось преодолеть, и решения найдены.
Ядерный прорыв
Константин Гурдин в статье «Ядерный прорыв»
пишет, что ядерные станции дают нашей стране 17% электроэнергии, на Северо-Западе РФ – более 40%. В стране пашут 10 АЭС, 33 энергоблока. Всё это – обычные реакторы так называемого разомкнутого цикла. Они работают на низкообогащённом уране, сильно не дожигают топливо, в результате копятся горы радиоактивных отходов.
Набралось уже 18 тыс. т отработанного урана, и каждый год добавляется 670 тонн. В мире 345 тыс. т этих проблемных отходов, из них 110 тыс. у США. Промышленные технологии переработки есть только у двух стран: России и Франции.
Проблему может решить только реактор нового типа, действующий по замкнутому циклу. Заодно он поможет справиться с утечками военных ядерных технологий. Замкнутые реакторы можно поставлять любым странам, поскольку на них в принципе нельзя получить сырьё для ядерных зарядов.
Но главное – безопасность. Замкнутый цикл можно запустить на старом, отработанном топливе. «Даже грубые подсчёты говорят, что запасов отработанного урана, накопленных за 60 лет работы атомной отрасли, хватит на несколько сотен лет генерации», – говорит доктор физматнаук А. Крюков.
«Брест» и есть тот революционный проект. Работы над ним начались ещё в конце 1980-х гг., их ведёт знаменитый разработчик ядерных установок для подводных лодок НИИ Энерготехники (НИИЭТ). Поворотным моментом стало выступление В. Путина на «саммите тысячелетия» в ООН.
Там он пообещал миру новую ядерную энергетику, чистую, безопасную, исключающую оружейное применение. Речь шла как раз о «Брестах». С тех пор дело сильно двинулось вперёд. В 2010 г. правительство приняло госпрограмму «Ядерные технологии нового поколения до 2015 года» с бюджетом 160 млрд рублей.
Срок подошёл, проект готов, технические документы уже на госкомиссии. Тем временем Росатом начал строительство завода, на котором отработанное топливо будет превращаться в обогащённые таблетки для «Бреста».
Первый опытный образец получит мощность 300 МВт, серийные «Бресты» будут на 700–1200 мегаватт. Это больше мощности основной тягловой лошадки сегодняшней российской атомной энергетики, реактора ВВЭР-1000.
Надежный БРЕСТ
Оригинальный подход в развитии БН-реакторов демонстрирует НИКИЭТ, разработавший проект реакторной установки БРЕСТ для атомных электростанций высокой безопасности и экономичности для крупномасштабной ядерной энергетики будущего.
БРЕСТ - энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.
Достоинства реактора:
- - естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
- - долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
- - нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
- - экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
- - экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U , высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.
Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:
- самоход всех органов регулирования
- отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
- отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
- разгерметизация корпуса ректора
- разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
- наложение различных аварий
- неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.
Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.
Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.
Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.
Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, - очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.
Общий вид реактора БРЕСТ-300
Реактор БРЕСТ-1200
Вообще масса плюсов перед нынешними реакторами у реакторов на быстрых нейтронах:
- Внутри реактора давление атмосферное -> меньше опасность взрыва (в водных реакторах давление 50-150 атмосфер даже в обычных условиях, а уж при аварии …).
- Как следствие, нет необходимости в стальном коконе вокруг всей этой байды - огромное давление держать нет необходимости
- Всеядность - жрёт 238й уран, которого в природе в десятки раз больше 235го, и плутоний, который в больших количествах нарабатывается в набившем оскомину «отработанном ядерном топливе». То есть, по сути, ОЯТ это практически готовое топливо для реакторов на БН.
Плюс к тому, у данного реактора свинцовый теплоноситель - отлично придумано.
Даже в самом крайнем случае активная зона стечёт на дно реактора и автоматически сверху накроется толстенным слоем свинца, который заэкранирует радиацию. Плюс к тому, свинец поглощает нейтроны и минимизирует реакции ядерного синтеза. У нынешних реакторов на БН в качестве теплоносителя используется натрий, а он жутко химически активен, в случае прорыва контура входит в бурную реакцию с бетоном, горит и так далее. Хорошо хоть не ядовит.
Отрадно сознавать, что по части ядерной энергетики Россия реально впереди планеты всей.
This entry passed through the Full-Text RSS service - if this is your content and you’re reading it on someone else’s site, please read the FAQ at fivefilters.org/content-only/faq.php#publishers.
«Росатом» подготовил перспективную программу развития атомной энергетики, но эксперты считают, что это путь в прошлое
Осенью прошлого года Правительство РФ утвердило проект «Прорыв» - план «Росатома» по сооружению в стране до 2030 года ряда объектов ядерной энергетики и отработке технологии полного замыкания ядерного топливного цикла. На Татарской АЭС будет построен и введён в эксплуатацию один энергоблок с реактором ВВЭР--ТОИ мощностью 1250 МВт, на Нижегородской АЭС - два подобных энергоблока на 2510 МВт, на Белоярской АЭС - энергоблок №5 с реактором на быстрых нейтронах БН--1200, в Челябинской области - Южноуральская АЭС с реактором на быстрых нейтронах на 1200 МВт, в Северске Томской области - реактор БРЕСТ--300.
Принятие столь масштабной программы, несомненно, ограничит возможности финансирования государством любых других энергетических проектов, ведь стоимость строительства одной только Курской АЭС--2 превысит 200 миллиардов рублей. Неудивительно поэтому, что не все наши эксперты безоговорочно поддержали это решение правительства, а некоторые выступили с разумной критикой по этому поводу.
ЧТО ДАДУТ «БЫСТРЫЕ» НЕЙТРОНЫ
Цивилизованный мир по-прежнему держится на углеводородной энергетике - львиная доля электричества, которое мы потребляем, получена путём сжигания нефти и газа. Но запасов углеводородов на планете хватит ещё на 40-60 лет, спад в добыче нефти и газа может начаться уже с 2020 года. Так что вопрос о том, как жить дальше, с каждым днём становится всё острее, а работы по поиску энергетической альтернативы - всё масштабнее.
Если не считать возможности использования энергии ветра и Солнца, до недавнего времени науке были известны всего две такие возможности: извлечение энергии при делении ядер тяжёлых элементов и при слиянии ядер самого лёгкого - водорода. Обе весьма опасны: в первой приходится приручать атомный взрыв, во второй - термоядерную реакцию, которая питает звёзды и пугает нас водородной бомбой. Воплощение первого пути - атомная энергетика развивается с середины прошлого века, однако её доля в мировом энергобалансе меньше, чем даже вклад ветровой и солнечной энергетики - всего 5,5%.
Существует два класса ядерных реакторов: на медленных нейтронах (например, водо-водяные, или ВВЭР) и на быстрых нейтронах. ВВЭР относительно безопасны в эксплуатации и составляют основу современной мировой атомной энергетики. Но работают они только на уране, обогащённом примерно до 5%, и это большая проблема, ведь даже при действующем уровне потребления мировые запасы урана с разумной стоимостью добычи, до 130 долларов за килограмм, истощатся примерно через 100 лет.
Реакторы на быстрых нейтронах (их называют бридерами, то есть размножителями) отличаются от всех остальных: плотность тепловыделения в них в разы больше, и в качестве теплоносителя вместо воды в них приходится использовать жидкий натрий или свинец. Там происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана--238, расположенного вокруг активной зоны. Этот уран превращается в плутоний--239, который затем тоже может использоваться в реакторе как делящийся элемент.
Программа «Росатома» предполагает использовать блоки с «быстрыми» реакторами в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах. По идее, бридеры помогут решить проблему накопления отработанного ядерного топлива (ОЯТ) «тепловых» реакторов и приблизиться к так называемому замкнутому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ) - когда объём и токсичность захораниваемого ОЯТ сравняется с объёмом и токсичностью природного сырья «на входе».
Общий недостаток всей современной атомной энергетики состоит в том, что она фактически исключает возможность контроля за нераспространением ядерного оружия на Земле: каждое государство, имеющее современную АЭС, которая постоянно производит плутоний, теоретически может сделать свою собственную атомную дубину.
Второй путь предполагает генерацию энергии при управляемой термоядерной реакции. Однако термоядерные исследования в магнитных ловушках, проводимые в мире более 60 лет, так и не привели к созданию функционирующего реактора даже с КПД, равным нулю - все они требуют куда больше энергии, чем вырабатывают сами. А нерешённые проблемы однозначно выльются в многомиллиардные затраты и десятки лет исследований. И вот вопрос: а есть ли у нас столько времени? Можем ли мы позволить себе ошибку в выборе энергетических приоритетов?
КТО ПРОТИВ И ПОЧЕМУ?
Бывший заместитель директора ВНИИ атомного энергетического машиностроения, профессор Игорь Острецов с единомышленниками, работая ещё в советском Минатоме, обнаружил: при облучении протонами высоких энергий даже свинца или отработанного ядерного топлива реакция деления с выделением энергии тоже происходит, но осколки деления имеют иной изотопный состав и быстро теряют активность.
На этой основе он разработал новый способ извлечения энергии атома - релятивистскую ядерную технологию - и предложил свою программу развития ядерной энергетики, не без основания считая её совершенно безальтернативной. В самом деле, запасы природного и отвального (обеднённого) урана на планете весьма велики, а проблема нераспространения и задача утилизации отработанного ядерного топлива решаются при таком образе действий сами собой.
- Игорь Николаевич, а что не так с бридерами?
Мы не только обеими ногами встали на дорожку развития бридерной технологии получения атомной энергии, но уже и бежим по ней во весь опор. А дорожка-то скользкая и ведёт в тупик, ибо коэффициент воспроизводства топлива в этой технологии - меньше единицы. Увеличить вклад атомной энергетики в общемировой энергетический баланс таким способом не удастся. Бридеры критически нуждаются в высокообогащённом уране. Запасы же такого урана в природе крайне ограничены, мир уже сегодня ощущает урановый дефицит. Вопрос: а может ли такая технология стать полноценной альтернативой углеводородной энергетике? Ответ однозначный: нет, не может. Мало того, она сложна и потому требует огромных ресурсов. Наконец, она крайне опасна. Одно из её «тонких мест» - система охлаждения, где циркулирует жидкий натрий. На открытом воздухе он жадно поглощает атмосферную влагу, горит и взрывается, и водой его не зальёшь. А в бридере, наполненном радиоактивным топливом, этого натрия десятки тонн - что если авария? Но аварии сопровождают развитие бридеров с самого начала. Первый в мире бридер, «Энрико Ферми», в 1957--м запустили США, серьёзная авария произошла там уже в 1966--м, и в 1972--м он остановлен. В 1995 году в Японии из--за утечки 20 тонн радиоактивного натрия едва не взлетел на воздух бридер «Монзю». Оба французских бридера, «Феникс» и «Суперфеникс», тоже были заглушены из--за неполадок.
- Но в США при Буше была даже принята национальная программа по развитию реакторов на «быстрых» нейтронах.
Впечатление такое, что это были пустые декларации, с одной лишь целью - заставить нас выбрать этот путь и пойти по нему. Подождать, пока мы создадим программу, мобилизуем ресурсы, производственные мощности, специалистов, а самим после двинуть в другую сторону. На этой волне у нас и была сформирована программа «Прорыв» (консолидация достижений в разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологии ЗЯТЦ и новых видов топлива для создания ядерно-энергетического комплекса, основанного на системе АЭС с бридерами - Ред .).
А у них после этого к власти пришёл Обама и свернул бридерную программу США как абсолютно абсурдную. И назначил министром энергетики США человека из Массачусетского технологического института Эрнеста Мониза, специалиста по ускорителям элементарных частиц. Я считаю этот шаг знаковым, внимательному наблюдателю он всё объясняет.
Альтернатива бридерам есть: это новый метод генерации энергии, который мы назвали ядерными релятивистскими технологиями (ЯРТ). Принцип - совместить ядерный реактор с ускорителем элементарных частиц. Результат - ядерная релятивистская электростанция, ЯРЭС - без сверхкритической массы делящихся продуктов и потому абсолютно взрывобезопасная. Она сможет работать на уране из отвалов радиохимических предприятий, на природном уране, на тории. И будет способна «дожигать» в короткоживущие изотопы всю ту гадость, которую сегодня мы не знаем, куда девать - радиоактивные отходы и облучённое ядерное топливо, а также полностью перерабатывать долгоживущие продукты - актиноиды тепловыделяющих элементов подлодок и старых АЭС. Что сократит объём радиоактивных отходов в разы и решит проблему нехватки урана для атомных станций.
- Звучит фантастически.
Всё основано на отечественных разработках. Сердце ЯРЭС - линейный ускоритель Богомолова на обратной волне, сверхкомпактная машина по производству протонов с энергиями порядка 10 ГэВ (гигаэлектронвольт). Классическому ускорителю на каждый ГэВ на выходе нужен 1 километр длины (на 4 ГэВ - 4 километра). А 4- ГэВ-ускоритель Богомолова легко помещается в грузовой отсек транспортного самолёта Ан--124 «Руслан». Это советская разработка, изобретение моего сокурсника по МФТИ Алексея Богомолова. Не все ещё забыли разговоры про советский асимметричный и недорогой ответ на американскую программу «звёздных войн» Рональда Рейгана? Богомоловская машина была частью советского ответа Рейгану - габаритами с железнодорожный вагон, на борту «Руслана» она становится обнаружителем ядерного оружия на большом расстоянии и может уничтожать его пучком протонов. Будь она сегодня на вооружении отечественной морской авиации, фактически обнулила бы весь авианосный флот США.
- Почему же у нас до сих пор нет госпрограммы развития ЯРТ?
Этот вопрос не ко мне. Да, рядом аспектов ЯРТ, глубоко подкритичными системами, занимается Физико--энергетический институт им. А.И. Лейпунского в городе Обнинске (ФЭИ). Некоторые эксперименты ведутся и в Дубне, но при очень скудном финансировании. Бьётся за ЯРТ Валерий Чилап, глава Центра физико-технических проектов «Атомэнергомаш», с ним мы начинали эту работу. Он вложил в эксперименты по ЯРТ на массивной урановой сборке в Дубне почти все собственные средства и годами обивает пороги росатомовского начальства, добиваясь (задумаемся!) объективной экспертизы проекта разработки ЯРТ.
Нет, вы понимаете, до чего мы дошли? Как можно держать такие вещи в долгом ящике? Люди, представляющие интересы государства в важнейших вопросах национальной безопасности, настолько безответственны, до такой степени не боятся совершить ошибку, которая может стоить России её суверенитета (не забыли, что, с недавних пор, бывший министр энергетики США - специалист по ускорителям частиц?).
Кстати: кто сегодня знает, что мы создали радиолокатор на год раньше британцев? Был такой Павел Ощепков, служил на Алтае лейтенантом инженерных войск.
Он сообразил, как определять положение и скорость самолётов при помощи электромагнитных волн. Придумал конструкцию и, как положено, написал докладную своему начальнику. Тот ничего не понял и отправил докладную наверх. Так бумага Ощепкова миновала с десяток командиров и за один (!) месяц добралась до стола самого Ворошилова. Тот тоже ничего не понял и тоже ответственности на себя не взял - собрал экстренное заседание Академии наук СССР и пригласил туда изобретателя. Академики его выслушали и постановили: по науке всё возможно, но априори результат неизвестен. Поэтому академику Иоффе и лейтенанту Ощепкову решили выделить людей и средства для постройки прототипа и его полевых испытаний. Результат доложили «самому» ещё через месяц: есть радиолокатор! В 1934 году. Вот что значит система.
Профессор И.Н. Острецов во время эксперимента в Протвино
СТАВКИ СДЕЛАНЫ?
Для полноты картины мы задали прямой вопрос руководителю проекта департамента коммуникаций Госкорпорации «Росатом» Андрею Иванову: существует ли консолидированное мнение экспертов «Росатома» по предложениям Острецова и его единомышленников?
Андрей Иванов изложил официальную позицию госкорпорации с исчерпывающей ясностью: «Какой--либо государственной программы или проекта ЯРТ на уровне ведущих российских институтов или РАН в настоящее время нет».
А источник, близкий к «Росатому» и пожелавший остаться за кадром, пояснил, что никто в корпорации проекта ядерной релятивистской технологии (ЯРТ) Острецова не видел, не говоря уж о научном и экономическом обосновании тех идей, которые тот постоянно озвучивает для СМИ.
«Но даже если бы он и представил нечто подобное на нашу экспертизу, полагаю, что обратился бы он не по адресу, ведь «Росатом» - это организация практиков, мы воплощаем в жизнь инновации, уже прошедшие путь от физической идеи до надёжно, эффективно и безопасно работающих энергетических установок. А с голыми идеями ему надо в Курчатовский институт, это их прямой профиль. И не будем изображать «Росатом» этаким монстром, который тормозит прогресс человечества. Просто потому, что объективно это не так. Мы - практики, этим и интересны», - добавил он.
Что же касается состоятельности собственной энергетической программы «Росатома», то своё мнение высказали ряд ведущих специалистов отрасли.
Андрей Говердовский, директор ГНЦ ФЭИ им. Лейпунского:
Да, в топливе реакторов ВВЭР используется уран-235, реакторы же на быстрых нейтронах уникальны - они способны размножать топливо, превращая непригодный для «горения» уран-238 в пригодный для «горения» плутоний. Да, здесь есть много проблем. Необходимо заставить вращаться топливо внутри замкнутой энергетической системы, попутно сжигать много радиоактивных отходов. Эти проблемы и решает проект «Прорыв», создавая реакторы и систему обращения с ОЯТ для замкнутого ядерного топливного цикла. И реакторы на быстрых нейтронах - его основа. Мы в России более 30 лет эффективно эксплуатируем БН-600 с натриевым теплоносителем, сейчас ввели в работу БН-800. В атомной энергетике будущего, которая решит проблему накопленных отходов, мы - мировые лидеры.
Валерий Беззубцев, замгендиректора, директор по технологическому развитию АО «Концерн Росэнергоатом»:
Цель проекта сооружения энергоблока с реактором БН-800 - переход от открытого топливного цикла с урановым топливом (БН-600) к замкнутому топливному циклу с уранплутониевым смешанным топливом, создание пилотного производства смешанного топлива и отработка замкнутого цикла с его внедрением в производство. Эта технология основана на использовании уранплутониевого топлива и взаимодополняющей работы традиционных и «быстрых» реакторов, способной обеспечить сырьевую независимость и малоотходность атомной энергетики России. Она вовлекает в энергопроизводство уран-238 из накопленных отвалов, отработавшее ядерное топливо и накопленный плутоний, чем минимизирует отходы, подлежащие окончательной изоляции.
Главное для нас - безопасность: хотя у нас уже есть многолетний успешный опыт эксплуатации БН-600, этого недостаточно. Поэтому проект БН-800 включает пассивные системы безопасности, которые обеспечивают минимальную вероятность аварии с расплавлением активной зоны и исключают выделение плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива. Этот проект нужен для отработки технологии реакторов на «быстрых» нейтронах с использованием уранплутониевого топлива. Этот опыт будет учтён в проекте БН-1200 - после разработки и утверждения проектной документации, успешного строительства и опыта эксплуатации «головного» энергоблока он должен стать первым в серии таких же БН-1200 на других АЭС. Реактор БН-800 нужен и для отработки технологий ЗЯТЦ - на нём будет использоваться МОКС-топливо на основе плутония, выделенного при переработке уже отработавшего ядерного топлива других реакторов. В настоящее время такой плутоний хранится на складах, и наша задача - утилизировать его в быстрых реакторах.
Отмечу, что не мы одни сделали ставку на быстрые реакторы: ещё в 1987 году руководство КНР включило в свою госпрограмму по развитию высоких технологий проект 863, «Развитие технологии быстрого реактора-бридера». Они решили создать у себя экспериментальный реактор на «быстрых» нейтронах CEFR, 65 МВт тепловой мощности и 20 МВт - электрической, и для оптимизации расходов привлечь иностранцев. Их выбор пал на Россию, что неудивительно - именно у нас самый большой в мире опыт в этой сфере. Это наше сотрудничество с КНР началось в 1992 году, в июле 2010 года мы совместно совершили успешный пуск экспериментального реактора CEFR, в 2011-м подключили его к электросети. А в августе 2010-го РФ и КНР подписали соглашение о строительстве двух энергоблоков на быстрых нейтронах типа БН-800. По стратегическому плану развития атомной энергетики КНР замыкание ядерно-топливного цикла будет достигнуто ими в 2030-х годах. И мы хорошо знаем, как китайцы умеют выполнять то, что наметили.
ЯДЕРНЫЙ КАСКАД
Готовя этот текст к публикации, мы решили узнать, удовлетворён ли профессор Острецов реакцией экспертов «Росатома». Вот что сказал нам Игорь Николаевич:
Хорошо, что «Росатом» наконец-то обозначил свою позицию по ЯРТ. Она, как мы видим, сводится к следующим положениям:
1. Искать новые направления в развитии атомной энергетики - не его дело. Этим должен заниматься Курчатовский институт.
2. Очевидно, поэтому он развивает только то, что получил в наследство от советской атомной промышленности.
3. Для поддержки ЯРТ ему нужны хорошо проработанные предложения.
4. Таким образом, решение может принять только руководство страны. Оно должно собрать и провести совещание по этому вопросу, иначе, как говорит НИЦ «Курчатовский институт»: «Сейчас живёт последнее поколение людей».
Позиция Курчатовского института сегодня однозначна: поскольку в бридерах коэффициент воспроизводства топлива - меньше единицы, без создания мощного источника нейтронов в ближайшей перспективе человечество не выживет. В чём я с ними полностью согласен. Однако в качестве источника нейтронов для извлечения энергии атома эксперты института предлагают термоядерный источник нейтронов, который ещё не создан. Я же предлагаю использовать для этого ядерный каскад, инициированный релятивистскими заряженными частицами в актиноидной мишени полного поглощения, то есть ЯРТ. И считаю, что другой альтернативы для выживания человечества в XXI веке нет.
В середине августа прошлого года президент Владимир Путин поручил правительству, Госкорпорации «Росатом» и НИЦ «Курчатовский институт» подготовить до 1 марта 2017 года предложения о возможности применения в качестве перспективного сырья для ядерного топлива… тория. Его содержание в земной коре в 45 раз выше содержания урана, а месторождения более доступны. Заметим, что в контексте нашего разговора этот вариант имеет явные признаки временного компромисса. К настоящему моменту, однако, по открытым источникам не проходило никаких данных о результатах исполнения этого поручения президента.
ИЗ ДОСЬЕ «СОВЕРШЕННО СЕКРЕТНО»:
Игорь Острецов - д. т. н., профессор, бывший заместитель директора ВНИИ атомного энергетического машиностроения, один из виднейших специалистов по атомной энергетике, автор ряда важных открытий в этой области, руководитель работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС со стороны Министерства энергетического машиностроения СССР.
В 1998 году он провёл эксперимент по облучению свинцовой сборки протонами с энергией 5 ГэВ на большом ускорителе Института ядерной физики в Дубне. Очень слабо делящийся свинец нагрелся в разы сильнее, чем предсказывалось известными расчётными кодами! Это были первые указания на возможность создания релятивистской ядерной энергетики - сочетания ускорителя и подкритического реактора, где не нужны ни уран-235, ни плутоний-239. В 2002-м аналогичный опыт был проведён под его руководством на ускорителе в Протвино. 12-часовое облучение свинцовой мишени протонами в диапазоне энергий от 6 до 20 ГэВ привело к тому, что свинец, который сразу после облучения очень сильно «светил», уже через 10 дней снизил активность до уровня естественного фона. Было доказано: ядерная релятивистская энергетика на «грубых» видах топлива - на обеднённом уране, тории, отработанном ядерном топливе - возможна. Провести подобные эксперименты с торием и ураном--238 Острецову не удалось из-за организационных проблем.
поделиться:
Проект Прорыв – один из главных современных мировых проектов в ядерной энергетике, реализуемый в России ведущими отраслевыми учеными и специалистами, в рамках которого предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
Проект «Прорыв» осуществляется в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». На сегодняшний день в девяти центрах ответственности проекта трудятся специалисты ведущих научных, проектных и производственных организаций Росатома.
Генеральный директор Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» Сергей Владиленович Кириенко:
«В сегодняшних условиях мы должны быстрее, чем планировалось, представить на рынке новое поколение конкурентоспособных технологий. Цель проекта «Прорыв» - это не только уникальный результат научно-исследовательских или опытно-конструкторских работ, но и создание конкурентоспособной технологии, с помощью которой атомная отрасль России сможет не только сохранить, но и усилить свое лидерство на мировом рынке в ближайшие 30 лет».
В ближайшие пять лет на площадке Сибирского химического комбината планируется возвести опытно-демонстрационный энергетический комплекс в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.
Система управления проектом «Прорыв» в 2014 году победила во Всероссийском конкурсе «Проектный Олимп», проводимом Аналитическим центром при Правительстве Российской Федерации, в номинации «Системы управления проектами с совокупным бюджетом более 500 млн руб. в госкорпорациях, институтах развития, государственных компаниях».
Научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Олегович Адамов:
«Проект «Прорыв» сегодня выполняется с опережением сроков по отношению к другим проектам ядерной энергетики мирового уровня примерно на 10 лет, более половины НИОКР по проекту завершены. Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020-2030-х гг. даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».
Многопрофильность проекта, потребовавшая привлечения ряда отраслевых предприятий, университетов и институтов РАН, определила необходимость возвращения к практике проектного управления, некогда успешно использованной при решении задач создания ядерного оружия и ракетных средств его доставки. Вместо формирования новых предприятий, как в эпоху первого атомного проекта, на существующих профильных базовых предприятиях ГК «Росатом» были выделены Центры ответственности (ЦО) по реакторным установкам, разработки технологий смешанного уран-плутониевого топлива, по переработке ОЯТ, обращению с РАО, созданию кодов нового поколения. Данные ЦО объединены в рамках проектного подхода под единым научным и административным руководством. Такой метод управления является для отрасли пилотным, и это еще одна новация, которая в случае успеха будет применяться в дальнейшем.
В 2016 году правительство РФ утвердило проект «Прорыв». Программа, рассчитанная до 2030 года, предусматривает строительство новых атомных станций и внедрение технологии замыкания ядерного топливного цикла* (ЗЯТЦ) на основе быстрых реакторов. Однако принятие столь грандиозной программы, несомненно, ограничит возможности финансирования других энергетических проектов. Более того, в проекте видятся несколько серьёзных ошибок, которые могут завести атомную отрасль в тупик.
Словно заядлый игрок на ипподроме, «Росатом» вновь и вновь ставит на лошадь по кличке Быстрый Реактор. Хотя прогрессивные атомные страны мира давно закрыли свои проекты с ними. В первую очередь из-за их аварийности. Одновременно идёт мощная рекламная кампания по пропаганде использования замкнутого ядерного топливного цикла как основы стратегии РФ в развитии атомной энергетики и обращении с облучённым ядерным топливом. Но ясности как не было, так и нет: что будет делать Россия с этим изжёванным ядерным топливом? И есть ли хотя бы надежда заиметь замкнутый топливный цикл? «Росатом» клянётся – есть! Вот только атомное ведомство почему-то забыло предупредить всех нас: ждать этого «прорыва» нужно полвека. И не факт, что этот прорыв действительно удастся. Почему же «Росатом» делает ставку на быстрые реакторы*?
Вот мнение доктора технических наук профессора Игоря Острецова, в своё время являвшегося членом рабочей группы № 7 Комиссии по модернизации при президенте РФ:
– Я не первый день говорю о полной абсурдности предложений «Росатома» по замкнутому топливному циклу как основы ядерной стратегии страны. «Росатом» идёт по неверному пути. Сегодня даже студентам-первокурсникам понятно, что основным фактором, ограничивающим масштабное развитие мировой ядерной энергетики, является дефицит доступных запасов урана-235*. Коммерческие запасы урана-235 не превышают по своему энергетическому потенциалу запасы нефти и не могут кардинально решить энергетическую проблему. Поэтому «Росатом» активно работает с реакторами-размножителями, по-видимому, забыв предупредить руководство страны, что эта программа не может быть реализована даже к 2030 году, поскольку время удвоения по производству искусственного ядерного топлива плутония-239*, которым сегодня занят «Росатом», составляет не менее 50 лет. И то верно – зачем? За эти 50 лет можно израсходовать ещё много бюджетных миллионов.
Лезем в бридерную петлю
Но самое главное – «Росатом» ничего не говорит про аварийность быстрых реакторов. К слову, в мире за последние десятилетия было построено 12 промышленных реакторов на быстрых нейтронах* – три в Германии, по два – во Франции, в России и в Японии и по одному – в Казахстане, Великобритании и США. Однако один такой реактор так и не был запущен, а девять других остановлены из-за аварийности. Работающих в итоге осталось два. И оба – в России на Белоярской АЭС. Кстати, про ЧП и аварии на быстрых реакторах «Росатом» скромно помалкивает. А их на Белоярской АЭС, по всей видимости, было уже несколько, причём, похоже, даже с человеческими жертвами. Но эта информация находится под грифом «Секретно».
Наш словарьЗамкнутый ядерный топливный цикл – технология с использованием уран-плутониевого топлива, предполагающая вовлечение в производство облучённого ядерного топлива (ОЯТ).
Бридер, он же реактор на быстрых нейтронах (или быстрый реактор) – реактор-размножитель, который может нарабатывать ядерное топливо в количествах, превышающих потребности самого реактора.
Уран-235 – природное топливо для атомных станций.
Плутоний-239 – одна из 15 разновидностей изотопов плутония, в природе не существует, нарабатывается в ядерных реакторах.
– Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам в мировой энергетике были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах, – рассказывает профессор Острецов. – Идею бридеров* (реакторов – размножителей делящихся изотопов) в 1943 году предложил американский учёный Лео Сцилардом. Первый экспериментальный бридер был введён в действие 20 декабря 1951 года в США, а в 1956 году консорциум компаний США начал сооружение бридера «Ферми-1». Однако в 1966 году из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны и реактор был демонтирован. Больше США к бридерам не возвращались. Германия построила свой бридер в 1974 году и закрыла его в 1994-м. Ещё один промышленный бридер SNR-2, сооружение которого началось ещё в начале 70-х годов, Германия завершила в конце 90-х, но в эксплуатацию так и не ввела из-за нерешённости проблемы с радиоактивными отходами. Франция в 1973 году ввела в эксплуатацию «Феникс», а в 1985-м – «Суперфеникс». Сегодня их работа прекращена из-за повышенной аварийности. Япония в 1977 году построила бридер «Дзее», на работу которого до сих пор не получена лицензия. Бридер «Мондзю», введённый в 1994 году, уже в декабре 1995 года был закрыт после пожара из-за утечки натрия. Потом было ещё несколько серьёзных ЧП. В итоге «Мондзю» закрыли окончательно.
Чего же мы лезем в бридерную петлю? Ситуация с бридерами напоминает «прорыв» «Росатома» с плавучими атомными станциями: весь цивилизованный мир давно отказался от этой опасной водоплавающей «игрушки», «Росатом» всё ваяет и ваяет. Правда, это атомное чудо строится уже почти 12 лет. И пока конца-краю не видно.
Куда складировать плутоний?
Стоит отметить, что от бридерной программы Германия, Франция, США и Япония отказались не только из-за технических проблем.
– Проблемы бридеров связаны с проблемами радиоактивных отходов, – продолжает профессор Острецов. – Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве быстрых реакторов в третьих странах, поскольку на каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония. Причём в этом производстве на каждые миллион киловатт электрической мощности будет циркулировать более 20 тонн плутония.
Одним из основных требований к топливу быстрого реактора является обеспечение его глубокого выгорания, поскольку малая величина выгорания неприемлема с точки зрения экономической эффективности бридера. При этом большая энерговыработка приводит к значительному накоплению продуктов деления и распуханию топлива, что ужесточает требование к радиационной стойкости топлива. Из-за высокой удельной мощности топливо должно выдерживать большие температурные градиенты, что связано с малым диаметром тепловыделяющих элементов. Доля делящегося материала, обеспечивающая критичность, в быстром реакторе значительно выше, чем в тепловом реакторе.
– Мы не только обеими ногами встали на дорожку развития бридерной технологии, но уже и бежим во весь опор, – подводит итог нашему разговору профессор Острецов. – А дорожка эта ведёт в тупик. Бридеры критически нуждаются в высокообогащённом уране. Вопрос: а может ли такая технология стать полноценной альтернативой углеводородной энергетике? Нет. Она сложна и требует огромных ресурсов. Наконец, она очень опасна. Одно из самых проблемных мест – это система охлаждения, где циркулирует жидкий натрий. На открытом воздухе он жадно поглощает атмосферную влагу, горит и взрывается. И водой этот пожар не потушишь. А в бридере, наполненном радиоактивным топливом, этого натрия десятки тонн.
Вывод? В ближайшее время создать крупномасштабную ядерную энергетику на реакторах-размножителях, судя по всему, не получится. Выходит, что «Росатом» ведёт отрасль в тупик, причём за рекордное количество бюджетных миллиардов?
Кстати
Стало известно, что доктор технических наук Вячеслав Першуков больше не возглавляет БУИ – Блок управления инновациями «Росатома». Это значит, что господин Першуков отлучён от исполнения проекта «Прорыв». Напомним, что первые расследования о туманной научной деятельности Вячеслава Першукова «Наша Версия» публиковала ещё в ноябре 2014 года, в частности в материале «Куда уходят заводы, НИИ, базы отдыха и деньги госкорпорации «Росатом»?». Уже тогда стало известно, что при выполнении федеральной целевой программы (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» Вячеслав Першуков, по-видимому, был участником историй, связанных с нецелевым расходованием бюджетных средств. Упоминался он и в истории с завышением стоимости работ: при формировании ФЦП по ядерным технологиям экспертами были детально определены параметры и стоимость проектов, входящих в программу. Вся эта документация была утверждена правительством РФ. Но в итоге деятельности Вячеслава Першукова на начальном этапе стоимость работ, по-видимому, возросла в 7 раз.
