МОСКВА, 27 июн — ПРАЙМ. Россия в нынешнем году добилась результатов, вновь подчеркивающих ее лидерство в атомной энергетике – как в строительстве и эксплуатации современных АЭС, так и в освоении технологий ядерной генерации для будущего.

Двадцать седьмого июня 1954 года советская атомная электростанция мощностью 5 МВт, расположенная в поселке Обнинское (ныне город Обнинск) Калужской области, дала первый ток. С тех пор эта дата считается днем рождения мировой атомной энергетики.

В текущем году копилка успехов российской атомной отрасли пополнилась рядом без преувеличения исторических результатов. В июне началась промышленная эксплуатация энергоблока №1 Белорусской АЭС, построенной с участием госкорпорации "Росатом". Это первый блок, построенный за рубежом по передовому российскому проекту с реактором ВВЭР-1200 и относящийся к энергоблокам поколения "3+".

В марте вошел в промышленную эксплуатацию новый энергоблок №2 Ленинградской АЭС-2 (по другой классификации — блок №6 ЛАЭС) также с реактором ВВЭР-1200. После этого на одной площадке начала действовать очередь из двух блоков, построенных по тому проекту, который "Росатом" предлагает европейским заказчикам.

Также в марте президенты России и Турции Владимир Путин и Реджеп Тайип Эрдоган дали старт началу сооружения с участием РФ энергоблока №3 АЭС "Аккую" в турецкой провинции Мерсин. А в мае в рамках торжественной церемонии с участием Путина и председателя КНР Си Цзиньпина стартовало строительство новых атомных блоков в Китае – на Тяньванской атомной электростанции и АЭС "Сюйдапу". На всех этих блоках тоже будет использоваться российские реакторы ВВЭР-1200.

"ФИЛОСОФСКИЙ КАМЕНЬ" ЭНЕРГЕТИКИ

Особое место среди достижений "Росатома" в этом году заняло начало возведения на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) в городе Северске Томской области первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, который станет "сердцем" опытно-демонстрационнного комплекса, воплощающего в себе новое качество атомной генерации будущего — беспрецедентно безопасной, экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной.

Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 войдет в состав опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), строящегося на СХК в рамках отраслевого проекта "Прорыв", реализуемого с 2010-х годов. Ожидается, что реактор БРЕСТ начнет работу во второй половине 2020-х годов.

Аббревиатура БРЕСТ имеет двойное толкование: это название реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и одновременно обозначение концепции "быстрого" реактора, обладающего свойством естественной безопасности. Российским специалистам удалось показать, что можно так спроектировать ядерные реакторы на быстрых нейтронах, что их безопасность будет основываться на законах природы, а не на создании дополнительных инженерных барьеров и увеличении персонала. Это и есть принцип естественной безопасности, легший в основу концепции реактора БРЕСТ. Его конструкция исключает так называемый разгон на мгновенных нейтронах, ставший причиной аварии в Чернобыле. На БРЕСТе невозможен и фукусимский сценарий с потерей теплоносителя.

Технологии, лежащие в основе ОДЭК, одновременно позволят решать ключевые сырьевые и экологические задачи атомной отрасли, а также укрепить режим нераспространения. И все это завязано на обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации. БРЕСТ — не единственно возможная, но первая концепция, отвечающая совокупности требований крупномасштабной атомной энергетики по безопасности и экономике, и направленная на решение задач устойчивого развития.

ОДЭК, помимо реактора БРЕСТ, включает в себя комплекс по производству так называемого смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. В результате получится пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность на одной площадке не только вырабатывать электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из реактора, новое. Такое самообеспечение топливом эксперты сравнивают с "философским камнем", мечтой энергетики.

В данном случае не используется уран-235, которого в природном уране менее 1%. А сочетание свойств плотного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива и свинцового теплоносителя дает возможность работать реактору БРЕСТ в так называемом равновесном топливном режиме, то есть когда ядерного "горючего", плутония, нарабатывается столько, сколько "сгорает". Этот наработанный плутоний в составе отработавшего ядерного топлива идет для изготовления новых партий свежего топлива для БРЕСТа, извне подпитываемых только отвальным (обедненным) ураном-238, и так по кругу. Цикл замыкается.

Экологическая безопасность достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации отработавшего топлива реактора БРЕСТ, заключающихся в его очистке от продуктов деления, добавлении к очищенной смеси обедненного урана при изготовлении нового топлива. В результате так называемых минорные актиниды, наиболее опасные радиоактивные вещества, в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их "пережигание". Вдобавок также решается задача использования урана-238, накапливающегося в результате обогащения природного урана для нужд современной атомной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах.

А оставшиеся выделенные продукты деления (собственно радиоактивные отходы) направляются на длительную контролируемую выдержку в специальных хранилищах с последующим помещением их в устойчивые композиции для окончательного захоронения без нарушения природного радиационного баланса Земли.

Что касается укрепления режима нераспространения в рамках концепции реактора БРЕСТ, то оно достигается тем, что в нем не образуется "лишнего" плутония, годного для военных целей. В реакторе БРЕСТ нет и так называемого уранового бланкета — зоны, в которой под действием нейтронов уран превращался бы в высококачественный оружейный плутоний. Кроме того, технологии переработки топлива без выделения плутония делают конечный продукт просто непригодным в качестве "начинки" для ядерных зарядов. Вдобавок при изготовлении топлива для БРЕСТа не требуется обогащать уран, что также снимает многие риски с точки зрения нераспространения.

Реактор БРЕСТ станет прототипом реактора на быстрых нейтронах БР-1200 также со свинцовым теплоносителем, который в свою очередь станет основой коммерческого энергоблока большой электрической мощности порядка 1200 МВт.

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ ПУСК

Одним из главных направлений не только атомной науки и технологий, но и всего сектора исследований в России стали термоядерные технологии. В мае при участии премьер-министра РФ Михаила Мишустина состоялся пуск термоядерной установки токамак Т-15МД в Курчатовском институте.

Модернизированная экспериментальная установка токамак Т-15МД станет не просто первой за последние 20 лет новой термоядерной установкой, построенной в России, но и центром исследований по программе управляемого термоядерного синтеза, объединяющим научный и технический потенциал различных коллективов РФ.

Токамак Т-15МД имеет рекордные по мировым меркам характеристики, благодаря которым он станет новым инструментом для научных исследований, с помощью которых станет возможным решение широкого спектра физических проблем и дальнейшее развитие технологий термоядерной энергетики. Одной из важнейших составляющих проекта Т-15МД станет получение данных, необходимых для создания термоядерного источника нейтронов на основе токамака.

В последние годы специалисты многих стран, включая Россию, предлагают использовать термоядерные источники нейтронов не только для производства энергии, но и для наработки ядерного "горючего", а также "выжигания" опасных радиоактивных изотопов, накопившихся в отработавшем ядерном топливе атомных электростанций. Перечисленные задачи могут решаться с применением так называемых гибридных систем "синтез-деление". Работы по ним в России ведутся совместно Курчатовским институтом, предприятиями "Росатома", Российской академией наук и рядом университетов. Токамак Т-15МД станет прототипом большой установки такого типа.

Кроме того, ожидается, что исследования на Т-15МД обеспечат подготовку научных и инженерных кадров для реализации проектов по созданию в России термоядерных реакторов и перспективных гибридных систем на основе токамаков.

ПЕРСПЕКТИВЫ НОВОГО УСПЕХА

Контуры нового большого будущего достижения отечественной атомной отрасли нарисовались в июне, когда "Росатом" сообщил, что в России в 2028 году начнется строительство новой Кольской АЭС-2 в составе двух инновационных энергоблоков типа ВВЭР мощностью по 600 МВт с так называемым спектральным регулированием и высокими показателями безопасности.

Это очень перспективное решение, так прокомментировал тогда РИА Новости это событие главный редактор информационного портала AtomInfo.ru Александр Уваров. По его словам, с одной стороны, запланировано построить блоки средней мощности, которые смогут иметь спрос за рубежом, в странах с развивающейся энергетикой. С другой стороны, речь идет о задуманных к реализации на АЭС в России технологиях спектрального регулирования, которое улучшает эффективность использования ядерного "горючего" в реакторах, что важно с точки зрения реализации стратегии двухкомпонентной атомной энергетики. И если оба эти больших направления удастся реализовать совместно, то это станет новым крупным успехом российской атомной отрасли, говорил эксперт.

Потребность в АЭС средней мощности существует в регионах со слабо развитой сетевой инфраструктурой, в удаленных районах, куда доставка топлива извне затруднена. Поэтому энергоблоки средней мощности могут стать одним из экспортных продуктов "Росатома".

Но для выхода России на рынок строительства АЭС средней мощности за рубежом надо сначала построить в РФ соответствующий первый, так называемый референтный (эталонный), энергоблок. В 2010-х годах приоритетным проектом такого блокам "Росатом" выбрал проект ВВЭР-600, разработанным предприятием "ОКБ "Гидропресс" (Подольск, Московская область). Тогда же сообщалось, что пилотные блоки планируется разместить на будущей Кольской АЭС-2.

Проект ВВЭР-600 соответствует современным требованиям безопасности, а также обеспечивает сокращение капитальных и эксплуатационных затрат за счет снижения металлоемкости реакторной установки и уменьшения количества обеспечивающих систем. Одним из основных достоинств проекта ВВЭР-600 является применение оборудования и конструкторско-технологических решений, использованных в проектах отечественных реакторных установок ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Основные конструкторские и проектные решения по установке ВВЭР-600 применены на действующих энергоблоках российских Нововоронежской АЭС-2 и Ленинградской АЭС-2.

Вторая особенность планируемых блоков КолАЭС-2 связана с "вписыванием" технологий реакторов ВВЭР в структуру ядерной генерации в долгосрочной перспективе.

В 2018 году "Росатом" принял новую стратегию развития российской атомной энергетики, базовым положением которой обозначен переход к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла. Речь о том, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных сейчас реакторов ВВЭР на так называемых тепловых нейтронах вместе с реакторами на быстрых нейтронах.

Логика двухкомпонентной ядерной энергосистемы основана на использовании плутония, выделяемого из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР, для изготовления топлива реакторов на быстрых нейтронах и возможности применения плутония из ОЯТ "быстрых" реакторов для изготовления так называемого смешанного оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива ВВЭР.

По мнению специалистов, реализация такой схемы потребует развития технологий реакторов ВВЭР путем создания реактора ВВЭР-С, конструкция которого благодаря ряду технических решений позволяет регулировать спектр нейтронов — их распределение по энергии в активной зоне реактора (это и есть спектральное регулирование).

Применение системы спектрального регулирования имеет целый ряд преимуществ. Во-первых, при равной мощности реактор ВВЭР-С, по расчетам, будет потреблять на треть меньше урана, чем современные передовые реакторы ВВЭР. Во-вторых, спектральное управление позволяет эксплуатировать реактор, полностью загруженный МОКС-топливом. Сейчас реакторы ВВЭР можно загружать МОКС-топливом не более чем наполовину. Кроме того, возможно оптимизировать все конструкции реакторной установки, сделав дешевле энергоблок на ее основе.