CC BY
399
МИРОВАЯ ЭКОНОМИКА
ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ НЕКОТОРЫХ
ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ЗА РУБЕЖОМ И В РОССИИ
С.З. Жизнин, В.М. Тимохов
Московский государственный институт международных отношений (университет) МИД России. Россия, 119454, Москва, проспект Вернадского, 76.
Одним из важнейших направлений современной энергетической дипломатии является развитие международного сотрудничества в сфере ядерной энергетики. Геополитические и экономические аспекты развития ядерной энергетики на тепловых реакторах рассмотрены нами в статье «Вестника МГИМО» № 4 (43) 2015 года. Одним из основных недостатков этой технологии является ограниченность ресурсной базы.
Перспектива дальнейшего развития атомной энергетики связывается сегодня с ядерной технологией на быстрых нейтронах, а также замкнутом топливном ядерном цикле, который позволяет осуществлять переработку отработавшего ядерного топлива АЭС и использовать в дальнейшем наработанный в реакторах плутоний в качестве топлива. Это обстоятельство позволит многократно увеличить ресурсный потенциал мировой и российской атомной энергетики.
Одним из пионеров в освоении этой технологии является СССР/Россия. На Белоярской АЭС более 30лет без серьезных происшествий работает реактор на быстрых нейтронах БН-600, там же строится реактор БН-800 и планируется создание коммерческого реактора БН-1200. Опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах имеется у Франции, Германии, Великобритании и Японии, рассматриваются планы строительства АЭС на быстрых нейтронах в Индии и Китае. США, страна-лидер в атомной энергетике по количеству построенных тепловых энергоблоков, еще в 1943 г. начали проводить исследованию по созданию быстрых реакторов, но в дальнейшем отказалась от их разработки. С другой стороны Россия, начавшая исследования по технологии быстрых реакторов практически одновременно с США, продолжает их и сегодня. Почему? В значительной степени отказ США и ряда стран Европы от технологии быстрых реакторов связан сегодня с их более высокой стоимостью по сравнению с тепловыми реакторами, а также более серьезными вопросами обеспечения их безопасности, объемами радиоактивных отходов и отработанного ядерного топлива, режима нераспространения, то есть с проблемами, характерными для уран-плутониевого цикла. Есть ли какие-то другие возможности получения ядерной энергии, кромеуран-плу-тониевого цикла, позволяющие устранить данные проблемы? Да есть, это использование тория в ядерной энергетике.
В настоящей работе рассмотрены основные этапы развития реакторов на быстрых нейтронах в мире и России, их особенности, достоинства и недостатки. Анализировались открытый и закрытый топливные циклы, вопросы обеспечения безопасной работы БР, проблемы РАО и ОЯТ, риски нераспространения. Изучались возможности и перспективы использования тория в качестве ядерного топлива, был выполнен экономический анализ технологии быстрых реакторов и ториевого топливного циклов в сравнении с реакторами на тепловых нейтронах, сделан вывод о необходимости развития международного энергетического сотрудничества в ядерной энергетике.
Ключевые слова: ядерная энергетика, атомная электростанция, радиоактивные отходы, отработанное ядерное топливо, реакторы на быстрых нейтронах, бридеры, реактор-размножитель, нераспространение ядерных материалов, уран, плутоний, торий, ториевый топливный цикл, ядерное оружие.
Мировой опыт создания реакторов на быстрых нейтронах
Теоретические и экспериментальные исследования по созданию реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов) в мире были начаты практически в тоже время, что и работы над реакторами на тепловых нейтронах. Пуск первого быстрого реактора «Климентина» произошел в США в 1946 г.
Первый экспериментальный быстрый реактор-размножитель (бридер) в США был введен в действие спустя пять лет после пуска реактора на быстрых нейтронах - в октябре 1951 г. (Айдахо, США) [7]. В 1956 г. США начали строить бридер «Ферми-1». Он был запущен, работал в экспериментальном режиме определенное время, но, в 1966 г. из-за повреждений в натриевом контуре системы охлаждения произошло расплавление активной зоны реактора вследствие допущенных ошибок при его создании. В результате, этот реактор был демонтирован и к бридерам США больше не возвращались.
В 1970 г. США начали реализовывать проект строительства реактора на быстрых нейтронах под названием Клинч Ривер (The Clinch River Breeder Reactor, сокращенно CRBRP), установив эту технологию как один из высших приоритетов научно-исследовательских работ страны. Но в 1977 г. проект был закрыт по причине высокой стоимости строительства (более чем в два раза выше стоимости теплового реактора), более сложной эксплуатации и угрозы нарушения режима нераспространения, поскольку в этой технологии в значительных объемах происходит наработка плутония-239, который может быть использован для производства ядерного оружия. В силу целого ряда политических, экономических, социальных и конъюнктурных причин Администрацией Картера был сделан вывод о бесперспективности развития технологии быстрых реакторов вообще [14]. Были демонтированы экспериментальные установки и прекращены все НИОКР, связанные с разработкой
быстрых реакторов и замкнутого топливного цикла. Поэтому, в США, стране с очень высокоразвитой ядерной энергетикой, программ по развитию энергетики на быстрых нейтронах сегодня нет, но исследования осуществляются.
Германия в 1974 г. также построила бридер-ный реактор 8МЯ-2, и закрыла его в конце 90-х годов. В эксплуатацию реактор не вводился из-за не конгруэнтности с действующими тепловыми реакторами и неразрешимостью проблем с радиоактивными отходами.
Франция построила быстрый реактор «Феникс» в 1973 г., а в 1985 г. - промышленный самый крупный быстрый реактор в мире «Суперфеникс». «Суперфеникс» был закрыт в конце 1998 г. с общей суммой инвестиций € 9,1 млрд, а «Феникс» - отключен от сети в марте 2009 г., находится в процессе утилизации.
Япония в 1977 г. запустила бридер «Дзее», а в 1994 г. - бридер «Мондзю». На реактор «Дзее» до настоящего времени не получена лицензия, а «Мондзю», был закрыт в конце 1995 г. вследствие утечки натрия и возникшего пожара.
Таким образом, ни один из зарубежных проектов не оказался удачным, несмотря на то, что причины, по которым реакторы закрывались, были вполне устранимыми. Ни США, ни страны Западной Европы, которые в начале 50-60-х гг. в одно время с СССР начали развивать это направление, не смогли освоить на удовлетворительном уровне данную ядерную технологию.
В СССР работы по созданию реакторов на быстрых нейтронах и бридеров независимо от западных ученых начались в 1949-50 гг. под руководством Академика УССР Лейпунского А.И. и продолжаются по настоящее время [7].
Быстрый бридерный реактор БР-2, аналогичный американскому, заработал в 1956 г. Далее, в 1959 г., был построен реактор БР-5, модернизируемый в БР-10. Реактор БР-5/10 безаварийно проработал 43 года и был остановлен в 2002 г. в связи с переносом основных экспериментальных работ на работающий с 1969 г. реактор Б0Р-60.
В 1973 г. в г. Шевченко (с 1991 г. - г. Ак-тау, Казахстан) на берегу Кас-пийского моря пущен реактор БН-350. Он был предназначен для снабжения энергией установки опреснения воды; реактор безаварийно проработал 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.
В 1980 г. был осуществлен пуск 3-го блока Белоярской АЭС - промышленного быстрого реактора БН-600, обеспечивающего электроэнергией районы Сведловской области. Реакторы БОР-60 (пуск в 1969 г.) и БН-600 продолжают надежно и безопасно эксплуатироваться и в настоящее время.
Исследовательский импульсный быстрый реактор ИБР 2 был запущен в 1981 г. в Объединенном институте ядерных исследований (г. Дубна Московской области). С 2006 по 2011гг. на нем проводилась модернизация, сейчас он успешно функционирует.
Технология быстрых реакторов со свинцо-во-висмутовым теплоносителем использовалась в подводном атомном флоте СССР уже в 1956 г. Но применение в атомных подводных лодках (АПЛ) данного теплоносителя оказалось неудачным из-за опасности затвердевания сплава при охлаждении, поэтому после выработки своего ресурса в конце 80-х АПЛ данной серии были выведены из эксплуатации. После распада Советского Союза дальнейшего развития это направление не получило.
В настоящее время Россия продолжает развивать направление быстрых реакторов. С 1987 г. на площадке Белоярской АЭС строится четвертый блок с экспериментальным реактором на быстрых нейтронах БН-800. В конце 2014 г. произошел его физический пуск, а в конце 2015 -начале 2016 г. запланирован вывод на мощность. В БН-800 будет использоваться МОХ-топливо, как с реакторным, так и с «оружейным» плутонием. Планируется также создание коммерческого реактора БН-1200 - быстрого реактора нового поколения, предназначенного для реализации первоочередных задач перехода к замкнутому топливному ядерному циклу, повышению технико-экономических показателей энергоблока с БР-реактором до уровня показателей ВВЭР (во-до-водяной энергетический реактор, наиболее распространенный в России и некоторых странах Восточной Европы, СНГ) одинаковой мощности, повышению безопасности энергоблока до
уровня требований к ядерным энергетическим установкам IV поколения.
По оценкам экспертов, в освоение технологии быстрых реакторов с на-триевым охлаждением мировые затраты составляют порядка 50 млрд. долларов, Россия затратила около 12 млрд. долларов. Полученный уникальный опыт является государственным достоянием, который необходимо сохранить и развивать.
Принцип получения энергии в реакторах на быстрых нейтронах
В активную зону БР-реактора загружаются уран-235 и уран-238, как основной топливный материал1. Уран-235 применяется в качестве первичного ядерного топлива для инициирования самоподдерживающейся цепной реакции, в качестве «запала» другими словами. Для создания в активной зоне мощного нейтронного потока загружаемый в быстрый реактор уран-235 должен иметь более высокое обогащение, так как вероятность деления изотопов урана2 в быстрой области энергий нейтронов значительно ниже, чем в тепловой области.
В результате облучения потоком нейтронов урана-238, он превращается в уран-239. Уран-239 путем бета-распада с периодом полураспада 23.5 мин. превращается в нептуний-239 (К[р-239), который, затем, также путем бета-распада с периодом полураспада 2.36 дня превращается в плутоний Ри-239 с периодом полураспада 24110 лет, что схематически показано ниже:
(1).
Далее под действием нейтронов происходит реакция деления составного ядра (239Ри+ п), в результате которой образуются два продукта деления (ПД1 и ПД2), 2-3 нейтрона, способных продолжить реакцию и выделяется примерно 200 МэВ тепловой энергии:
239Ри + п - ПД1 + ПД2 + (2-3)п + 200 МэВ.
(2).
Схема образования плутония-239 (1) не является единственной в ядер-ных превращениях урана-238 под действием нейтронов. Ядро урана-238 может поглотить нейтрон, образуя новый радиоактивный изотоп уран-239, который, в свою очередь, будет распадаться, делиться, превращаться в те или иные изотопы и элементы, но для работы ядерного реактора представляет интерес цепочка с образованием плутония-239.
1 Тепловые нейтроны имеют энергию, равную в среднем 0.025 эВ (электрон- вольт); быстрые нейтроны - от 0.1 Мэв (Мегаэлектронвольт) и выше, то есть более чем в 4*106 (4 млн.) раз.
Сечение деления урана-235 систематически плавно меняется от 1 до 1.5 барн в быстрой области и составляет ~ 580 барн - в тепловой). Уран-238 может делиться только под действием нейтронов с энергией выше 1 Мэв. Его Of ~1 барн.
2 Деления изотопов урана или так называемое сечение деления (о^ измеряется в ядерной физике в едини-
цах, называемых барнами. 1 барн = 10-24 см2.
Наряду с плутонием-239 в БР-реакторе одновременно образуются другие изотопы плутония, такие как: 238>239>240>241>242ри (всего их 15), а также изотопы трансурановых элементов и осколки деления. Большинство трансурановых изотопов (актиниды и ураны) характеризуются длительными периодами полураспада - тысячи и даже миллионы лет, а осколки деления - наоборот, от секунд до нескольких десятков лет.
Среди цепочки образовавшихся изотопов 239Ри - самое лучшее и выгодное делящееся вещество, как для тепловых (сечение деления № составляет 738 барн), так и для быстрых нейтронов (№ ~ 2 барна). Именно этот изотоп используется в качестве горючего в ядерных реакторах, а также для изготовления ядерного оружия.
Некоторые другие изотопы плутония также находят применение в энергетике, например, изотоп 238Ри. Этот изотоп, имеющий период полураспада 88 лет, широко используется в качестве радиоизотопного термоэлектрического генератора, преобразующего тепловую энергию, выделяющуюся при естественном распаде радиоактивного изотопа в электроэнергию (РИТЭГ) [20].
Следующий изотоп 240Ри является основным изотопом, загрязняющим оружейный 239Ри, что отрицательно сказывается на качестве изготовляемого ядерного оружия и от него стараются избавиться, либо уменьшить содержание до приемлемой величины, не превышающей 7% [21].
Основные свойства быстрых реакторов
1. Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах заключается в том, что в топливный цикл вовлекается уран-238 (и-238) и торий-232 (^-232). Запасы этих изотопов в природе намного больше, чем запасы урана-235.
Так, содержание урана-238 в природном уране составляет 99.3%, а со-держание урана-235 -только 0.7%. В реакторах на тепловых нейтронах, которые являются основой сегодняшней ядерной энергетики, используется только примерно 1% природного урана [12]. Оставшиеся 99% направляют на временное хранение или утилизируют как радиоактивные отходы [3, с. 483-509].
В быстрых реакторах эти отходы вместе с природным ураном и ураном, оставшимся после переработки (обедненным), могут быть использованы в качестве топлива [7]. Таким способом решается проблема ресурсов в ядерной энергетике.
Покажем на простых расчетах масштабы энергии, получаемой в случае использования запасов обедненного урана.
Действительно, удельная теплота сгорания органических углеводородов составляет: а) 1 т сырой нефти - 4.1 х 1010 Дж; 1 тыс. м3 природного газа - 4.6 х 1010 Дж.
При условном сжигании всех мировых запасов нефти [8], составляющих на 2014 год, согласно данным ВР-2014, примерно 240 млрд. тонн, выделяется:
4.1 х 1010 *2.4х1011 = 9.9 х 1021 Дж тепла.
Аналогично, условно сжигая все мировые запасы природного газа [9], равных 186 трлн. куб. м получаем: 4.6 х 1010 х 1.86 х 1011 = 8.6х1021 Дж.
Суммарно общее количество тепла при условном сжигании нефти и газа составит:
18.5 х1021 Дж.
При распаде 1 ядра урана, как показано на схеме (2), выделяется 200 Мэв или 3*10-11 Дж тепла, а при распаде 1 кг урана-238: 80 х1012Дж. В России сейчас находится, по некоторым оценкам, приблизительно 200-400 тыс. тонн обедненного (отвального) урана [8]. В реакторах на быстрых нейтронах его можно сжечь, произведя при этом (16-32) х 1021 Дж тепла. Таким образом, только из части российских запасов обедненного урана можно получить столько тепла, сколько можно получить со всех нефтяных и газовых месторождений мира. Использование всех запасов ура-на-238 позволяет обеспечить энергетическими ресурсами на несколько столетий и более.
2. Использование в реакторах на быстрых нейтронах уран-плутониевого топлива дает возможность увеличить (расширить) производство ядерного горючего или в принятой терминологии «расширенное воспроизводство). Например, из 100 разделившихся ядер урана-238 в БР-реакторе образуется около 120-140 новых ядер плутония-239, способных к делению, то есть нарабатывается топлива больше, чем сжигается. Излишек плутония можно использовать для начальной загрузки новых ядерно-энергетических установок. Кроме этого, наработанное в быстрых реакторах плутониевое топливо может быть использовано и реакторах на тепловых нейтронах. В качестве топлива для быстрых и тепловых реакторов применим также и оружейный плутоний-239 [21,7]. Имеющиеся в настоящее время запасы оружейного плутония (100-200 т) позволят обеспечить топливом примерно 100200 ядерных реакторов типа БН-6003.
3 Оружейный плутоний во всех отношениях является более ценным, чем плутоний, который извлекается из реактора. Этот плутоний, называемый энергетическим, очень имеет сложный по изотопный состав. Так, если в оружейном плутонии содержится не менее 93.5% плутония-239, то в энергетическом ~ 55-60%, к тому ж содержащим ещё 20-24% «паразитного» плутония-240. Оружейный плутоний очень легко переработать. Обычно топливо, используемое в быстром реакторе, содержит от 18 до 25% плутония, остальное - отвальный уран. По оценке специалистов Института национальной обороны США ежегодное хранение российского оружейного плутония составляет 1200 долларов и выше за 1 кг (на конец 90-х годов). После этих оценок США выступили с предложением о покупке всех запасов оружейного плутония, так как в этом случае не нужно расходовать деньги на его хранение. [12]. Российская сторона отказалась от такого предложения, что позволило стране сохранить дорогостоящие запасы оружейного плутония.
Следует отметить также, что возможность быстрых реакторов к расширенному воспроизводству позволяет отнести их к возобновляемым источникам энергии.
Бридеры. Способность реакторов на быстрых нейтронах нарабатывать большее количества делящегося материала, чем было использовано, легла в основу разработки специальных реакторов-размножителей или бридерных реакторов. Впервые идея бри-динга была предложена известным американским ученым Лео Сциллардом в 1943 г. Количественной характеристикой бридинга является период удвоения. Это время, которое необходимо для производства в реакторе в два раза большего количества делящегося вещества в сравнении с первоначально загруженным его количеством в реактор. По окончании периода удвоения реактор производит такое количество топливного вещества, которое полностью возмещает его первоначальное количество и дополнительно столько же для запуска еще одного такого же реактора. По разным оценкам период удвоения эффективно работающего бридера составляет от 5 до 10 лет [15].
Для того чтобы обычный быстрый реактор работал в бридерном режиме, его активную зону в радиальном и осевом направлениях окружают бланкетами (зонами воспроизводства), которые заполняют воспроизводящим материалом, состоящим из обедненного урана с содержанием 99.7- 99.8% урана-238. В бланкетах нарабатывается плутоний-239, соответственно, для его обработки и выделения плутония-239 нужен завод.
3. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют уничтожать (или «сжи-гать») образовавшиеся в процессе деления тяжелые элементы трансурановых изотопов. Это означает, что поместив в быстрый реактор отработанное в тепловых реакторах ядерное топливо, в котором находятся очень опасные радиоактивные отходы изотопов плутония с минорными актинидами (изотопы нептуния, америция, кюрия), под действием потока быстрых нейтронов в этих изотопах происходят ядерные реакции и они превращаются в стабильные, либо в ко-роткоживущие изотопы. При этом количество радиоактивных отходов уменьшается более чем в двадцать раз [13]. Эта особенность быстрых реакторов позволяет решить одну из ключевых проблем существующей ядерной энергетики на тепловых нейтронах.
Ядерные топливные циклы
Ядерный топливный цикл включает в себя: производство ядерного топ-лива, подготовку его к использованию в ядерных реакторах, использование в реакторах и утилизацию топлива, отработавшего свой срок. То есть он описывает путь от попадания топлива в ядерный реактор до его утилизации после завершения отработки топлива. В ядерной энергетике существует два различающихся топливных цикла: 1) открытый
ядерный топливный цикл (ОЯТЦ), которого придерживаются в США, Канаде, Швеции. Он подразумевает окончательное захоронение отработанного ядерного топлива в специальных подземных хранилищах без какой-либо перспективы его дальнейшего использования. 2) Закрытый (замкнутый) цикл (ЗЯТЦ), предусматривающий достаточно полную переработку выгруженного из реактора отработанного топлива и других отходов с целью извлечь наработанные уран и плутоний для повторного приготовления нового ядерного топлива. Но сначала отработанное ядерное топливо выдерживается в хранилищах для снижения его радиоактивности, а затем перерабатывается на заводе. Замкнутый топливный цикл является более эффективной системой использования добываемого природного урана.
Важно отметить, что любой ядерный топливный цикл является дорогим и достаточно опасным производством. Поэтому выбор необходимого для страны варианта ЯТЦ представляет очень серьезную задачу. В этой связи анализу открытого и закрытого топливных циклов уделялось, уделяется и будет уделяться большое внимание. Сравнению подвергаются экономические и экологические критерии, критерии нераспространения ядерного оружия.
Поскольку в отработанном ядерном топливе тепловых реакторов типа ВВЭР, РБМК, PWR содержится приблизительно 1% плутония [3, с. 483-509], ЯТЦ может быть замкнут и в тепловых реакторах, используя технологии переработки отработанного ядерного топлива. Этот путь используется в Великобритании, Франции и Японии. Так, в течение последних 20 лет на перерабатывающем заводе Франция было переработано примерно 15 тысяч тонн отработанного топлива. Это позволяет вернуть в топливный цикл тепловых реакторов плутоний в чистом виде, а также в форме смешанного с обедненным ураном оксидного топлива (МОХ-топлива) [3, с. 483-509].
В СССР концепция замкнутого ядерного топливного цикла была принята с момента становления атомной энергетики. Так, в 1971 г. на комбинате «Маяк» был запущен перерабатывающий отработанное ядерное топливо (главным образом уран) завод РТ-1 с производительностью до 400 т топлива в год. В процессе переработки в отдельные фракции извлекается уран, плутоний, нептуний и другие радиоактивные элементы. Извлеченный из топлива уран-235 снова направлялся на изготовление тепловыделяющих элементов. Таким образом, ядерный топливный цикл по урану был замкнут в СССР еще в 70-е годы ХХ века, что позволило существенно уменьшить расходы природного урана. В настоящее время в России строится новый завод РТ-2 с мощностью переработки 1500 тонн/ год в г. Железногорске.
Этапы замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) состоят из сле-дующих этапов: 1) выдержка отработанного ядерного топлива
(ОЯТ) на территории атомной станции от 3 до 10 лет; 2) его временное хранение на радиохимическом заводе (до 40 лет); 3) переработка ОЯТ на заводе с выделением из топлива представляющих интерес делящихся нуклидов и продуктов деления; г) захоронение отходов [3, с. 483-509]. Переработка ОЯТ дает определённые экономические и технологические выгоды: возвращается неиспользованный уран и добавляется наработанный плутоний; значительно сокращается объем радиоактивных и опасных отходов, которые необходимо тщательно хранить.
К преимуществам ЗЯТЦ относятся: возврат в энергетику дорогостоящих делящихся материалов - урана и плутония. Это позволяет обеспечивать АЭС топливом на очень длительное время (сотни лет) при любом росте потребностей. Кроме этого, после переработки объёмы высокоактивных отходов, которые предназначены для вечного захоронения, меньше, чем без их переработки.
К основным недостаткам ЗЯТЦ относится, в первую очередь, наличие завода по переработке и само экологически опасное радиохимическое производство, а также возможность хищения делящихся материалов в процессе производства. Этот фактор является основным аргументом тех стран (США, Канада и др.), которые отрицают ЗЯТЦ.
Открытый топливный ядерный цикл (ОЯТЦ) значительно проще и короче. В нем нет основного источника, который загрязняет окружающую среду радионуклидами, нет радиационно-опасного производства в виде радиохимического завода. Радиоактивные вещества находятся в твёрдом состоянии, герметичной упаковке, не нужен радиохимический завод, сроки хранения ОЯТ во временном хранилище составляют примерно 50-60 лет, то есть почти такие же, как и суммарные сроки хранения ОЯТ при подготовке его к переработке при замкнутом цикле. Хранилище отработанного топлива -это сложное технологическое сооружение, в котором находятся ядерные материалы, содержащие уран и плутоний. Следует отметить также, что «вечное» захоронение ОЯТ не означает полный вывод ядерных материалов из ядерного цикла. В случае крайней необходимости, при появлении новых технологий они могут быть извлечены из хранилища и использованы по назначению4.
Недостатки открытого ядерного топливного цикла: а) высокая стоимость сооружения долговременных хранилищ; б) трудности обеспечения длительной изоляции ОЯТ от биосферы, так как всегда существует реальная опасность выхода радионуклидов в окружающую среду в случае разрушения ТВЭЛов в процессе хранения; в) необходимость постоянной дорогостоящей вооруженной охраны хранилищ для предот-
вращения хищения делящихся материалов и террористических атак.
Безопасность ядерной энергетики на быстрых нейтронах
Вопросы обеспечения безопасной работы БР, проблемы РАО и ОЯТ, риски нераспространения являются такими же актуальными, как и для тепловых реакторов. Кроме этого есть и проблемы с теплоносителями БР.
Что касается обеспечения безопасности в процессе работы БР-реакторов, то отметим, что в этом аспекте как тепловые, так и быстрые реакторы на базе уран-плутониевого цикла чрезмерно уязвимы, поскольку оба вида реакторов работают путем выжигания топлива (урана-235, 238; плутония-239). То есть первоначально в активную зону реактора закладывается топлива больше, чем его необходимо для поддержания критического состояния. Если по каким-то причинам регулирующие стержни будут удалены из активной зоны, цепная реакция будет настолько стремительно развиваться, что не поможет никакая аварийная защита [18].
Безопасная работа всех ядерных реакторов в настоящее время обеспечивается различными новыми пассивными системами безопасности. Например, установка двойной внешней защитной оболочки, позволяющей выдержать падение тяжелых самолетов; различные типы «ловушек» для удержания топлива в пределах защитной оболочки в случае тяжелой аварии; пассивная система отвода остаточного тепловыделения от реактора без источников энергообеспечения в течение трех суток и более, а также другие способы защиты.
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) и радиоактивные отходы (РАО)
Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются более глубоким выгоранием,чем тепловые реакторы. В быстрых реакторах (БР) выгорание достигает 10-15%, а в тепловых реакторах - примерно в 2.5 - 3 раза меньше. Как следствие, отработанное ядерное топливо (ОЯТ) в БР содержит повышенное количество плутония и продуктов деления (ПД). Так, содержание продуктов деления (ПД1 и ПД2) в ОЯТ БР составляет ~ 10%, а в тепловом реакторе (ТР) только 3-4%. Содержание плутония в ОЯТ БР - до 20%, против ~ (0,7-1)% в ОЯТ теплового. При переработке отработанного ядерного топлива быстрого реактора образуется около 10 м3 высокоактивных радиоактивных отходов на тонну ОЯТ, а в тепловом реакторе - только 1-3 м3. Поэтому проблемы, связанные с переработкой (закрытый цикл) или захоронением (открытый цикл) ОЯТ и РАО значительно возрастают [2].
4 Хранение 1 тонны переработанного плутония составляет примерно 6000 долл./год без учета затрат на экс-плуатацию и перевозку топлива в постоянные хранилища. Сейчас на хранении находится примерно 180 тонн только российского плутония [6]. Точные цифры не сообщаются.
Риски ядерного распространения плутония при использовании МОХ-топлива в быстрых реакторах значительно увеличиваются из-за увеличенных, в сравнении с тепловыми реакторами, объемов нарабатываемого плутония и наличия дорогого экологически опасного радиохимического производства.
Основной недостаток быстрых реакторов связан с особенностями используемого в быстрых реакторах теплоносителя. Вода очень сильно замедляет энергию нейтронов, поэтому она не может быть использована в качестве теплоносителя. Для этих целей в быстрых реакторах используются, в основном, металлы в жидком состоянии. Это свинцово-висмутовые сплавы, свинец и, самый распространенный и изученный, жидкий натрий очень высокой чистоты (99.95%). Имеются также разработки быстрых реакторов с газовым теплоносителем на основе гелия.
Существенный недостаток натрия состоит в том, что он вступает в интенсивную реакцию с водой и горит на открытом воздухе. Например, реактор на быстрых нейтронах БН-600 с 1980 по 1997 гг. претерпел 27 утечек натрия, 14 из которых привели к его возгоранию. Ремонтные работы - очень дорогие, занимают годы, сложны и трудоемки, выполняются в условиях повышенной радиационной активности.
Свинцово-висмутовые сплавы в жидком состоянии, как указывалось выше, использовались в быстрых реакторах на подводном флоте СССР. Недостатком данного теплоносителя является то, что в процессе эксплуатации реактора и производстве работ по обращению с отработанным ядерным топливом происходит ядерная реакция, в результате которой идет наработка изотопа полония-210, высокая радиоактивность и проникаемость которого существенно влияют на радиационную обстановку реактора, особенно в аварийных условиях. Кроме этого сам материал висмут является достаточно дефицитным.
При использовании свинцового теплоносителя в быстрых реакторах (проект «Брест») возникают специфические проблемы, связанные с высокой температурой плавления свинца, токсичностью «тяжелых» теплоносителей, большими энергетическими и временными затратами для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии, другими техническими и экономическими факторами5. Что касается использования газовых гелиевых теплоносителей,
то по своим характеристикам они не очень сильно отличаются от свинцовых [16].
На основании представленных результатов можно сделать вывод, что быстрые уран-плутониевые реакторы имеют такие же проблемы, как и тепловые. Они не обеспечивают безопасную работу, так как работают по схеме выгорания топлива, имеют, благодаря более глубокому выгоранию топлива, значительные объемы отработанного топлива и радиоактивных отходов, увеличивают риски нераспространения. Наиболее подходящий выход в сложившейся ситуации - это отказ от использования плутония в ядерной энергетике. С этой позиции несомненный интерес представляет топливный цикл на основе тория.
Ториевый топливный цикл. Использование тория в качестве топлива в атомной энергетике определяется некоторыми его свойствами, имеющими преимущество в сравнении с используемым уран-плутониевым топливом [3, с. 483-509; 17].
Ториевый цикл аналогичен уран-плутониевому для быстрых реакторов, но он наиболее эффективен на тепловых нейтронах и, соответственно, использованию в тепловых реакторах. По аналогии с быстрыми реакторами уран-плутониевого цикла он может быть замкнутым на тепловых нейтронах.
В этом цикле (схема 3) изотоп торий-232 (232^) после поглощения ней-трона превращается в торий-233 (233^), который путем бета-распада, превращается в протактиний-233 (233Ра), а 233Ра затем, также через бета-распад превращается в делящийся уран-233. Схематически процесс отображается:
232и+п - 233и (Т1/2 ~22 мин.) -233Ра (Т1/2 ~ 27 сут.) - 233и (Т1/2 ~ 1.5.106 лет);
(3)
Далее, в результате деления урана-233, по схеме, аналогичной схеме (2), образуются осколки деления (ПД1 тор. и ПД2 тор.) и выделяется энергия, равная примерно 200 Мэв.
Изотопный состав образующихся продуктов деления и отработанного ядерного топлива (ОЯТ) существенно отличаются от аналогичных составляющих уран-плутониевого топлива.
Наработанный делящийся уран-233 всегда содержит в значительном количестве уран-232 с жестким гамма-излучением продуктов его рас-
5 Свинцовый и свинцово-висмутовый теплоносители, наряду с натриевым, будут использованы Росатомом
в рамках проекта «Прорыв», (стартовавшего в 2011 г.). Планируется построить опытно-демонстрационный комплекс - свинцовый БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ЗЯТЦ, а также головной промышленный блок натриевый БН-1200. Также Росатом совместно с «АКМЭ-Инжиниринг» Олега Дерипаски ведет работу по подготовке к началу строительства опытно-промышленного свинцово-висмутового реактора на быстрых нейтронах СВБР-100. В Бельгии в стадии подготовки к сооружению находится установка MYRRHA - свинцово-висмутовый подкритический реактор тепловой мощностью 100 МВт, вслед за которым должен последовать полноценный демонстрационный реактор ALFRED со свинцовым теплоносителем. Газовый теплоноситель, наряду с натриевым, свинцовым и свинцово-висмутовым, также развивается в рамках совместной программы в странах Евросоюза.
пада: полоний-212, висмут-210 и, особенно, тал-лий-208 (208Т1) с энергией гамма-излучения 2.6 Мэв, а также высокорадиоактивный торий-228
(228и).
Загрязнение урана-233 (233и) изотопом 232и делает невозможным изготовление в легких лабораторных боксах (подобно операциям с 235и и 239Ри) тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), а также невозможность использования 233и для приготовления ядерных зарядов без предварительного отделения изотопа 232и, что служит технологическим препятствием при обращении с таким топливом в процессе эксплуатации реакторных установок.
Эта особенность стала одной из основных причин разработки жидкосолевых ядерных реакторов с активными зонами, не имеющих ТВЭЛов, то есть топливо этих реакторов находится в жидком виде. Теоретически и экспериментально концепция жидкосолевых реакторов апробирована в США, Японии, Франции, Швейцарии и СССР [3, с. 483-509].
Ториевый цикл обладает определенными преимуществами перед уран-плутониевым. Отметим некоторые, наиболее важные:
- запасы тория в мире значительно (в 4 - 5 раз) превосходят запасы урана;
- в ториевом цикле, в широком диапазоне энергий выход нейтронов на один поглощенный, более чем в два раза выше, чем в урановом, что позволяет использовать ториевое топливо в тепловом бридерном реакторе;
- существует принципиальная возможность размножения делящихся материалов, то есть создается ториевое топливо, которое производит больше урана-233, чем потребляет. Это уникальная особенность топлива с торием, которую невозможно достичь с ядерным топливом на основе урана, к сожалению, пока еще технически не реализована;
- в топливе, содержащем торий, в качестве запускающего топлива («запала») можно использовать: обогащенный уран; уран, восстановленный из тепловых реакторов; реакторный или оружейный плутоний. Ториевое топливо позволяет сжигать как плутоний, так и трансурановые элементы, что имеет огромное значение для управления радиоактивными отходами;
- ториевый цикл дает в десятки тысяч раз меньше радиоактивных отходов (в том числе долгоживущих), чем уран-плутониевый цикл, что позволяет решить проблему с долгоживу-щими (миллионы лет) радиоактивными материалами;
- ториевое топливо не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы, а долгожи-вущие минорные актиноиды в ториевом цикле присутствуют в значительно меньших количествах;
- наличие в ториевом цикле высокого уровня жесткого гамма-излучения от продуктов распада урана-232, который химически не может быть отделен от произведенного в ториевом
топливе 233и, делает практически невозможным хищение такого топлива, что позволяет в определенной степени решать проблему нераспространения;
- жидкосолевые реакторы с использованием ториевого топлива более безопасны. В случае террористического акта, падения самолета и т.п., благодаря возможности слива расплава в аварийный резервуар никакие разрушения реактора не смогут вызвать неуправляемую цепную реакцию. Такой реактор никогда не взорвется подобно «чернобыльскому».
Имеется также и другие достоинства тори-евого цикла.
Перспективным направлением ториевой энергетики является использование тория в качестве альтернативы МОХ-топливу. Основа такого топлива -смесь тория и оружейного плутония, которая в виде топливных сборок поставляется на существующие обычные ядерные реакторы для производства электроэнергии.
Также представляют большой интерес разработки новых ториевых реакторов: ториевый докритический реактор с ионным ускорителем, ядерный топливный цикл на базе ториевого жидкосолевого ядерного реактора с внешним источником нейтронов и другие типы [3, с. 334364].
Основные недостатки ториевого цикла:
- торий является рассеянным элементом, нет собственных руд и месторождений. Он находится вместе с редкоземельными минералами и его выделение из них осложнено сходством тория с элементами семейства лантана, поэтому отделение тория от редкоземельных элементов -процесс значительно более сложный, чем выделение и очистка урана. Добыча и получение тория и его соединений намного дороже добычи и обогащения урана;
- торий не нуждается в обогащении, но его необходимо очищать. Эта процедура достаточно дорогая из-за высокого уровня гамма-радиоактивности таллия-208, образующегося в дочерних нуклидах урана-232, который всегда накапливается в уране-233 и химически выделяется из облученного ториевого топлива. Этот факт затрудняет производство, транспортировку и эксплуатацию ТВЭЛов;
- жёсткое гамма-излучение требует дистанционного управления всеми операциями топливного цикла, защитного экрана, что делает значительно дороже ториевый цикл в сравнении с урановым. Необходима новая технология производства ториевых ТВЭЛов для энергетических реакторов.
Применение урана-233 (233и) для производства атомных бомб в США и СССР было признано бесперспективным. Так США в 1955 г. изготовили и испытали бомбу на основе ура-на-233 без очистки от урана-232. Бомба оказалась неудобной в эксплуатации и не слишком мощной. Тем не менее, это была атомная бомба,
которая может быть использована для террористических акций в процессе развития ториевой энергетики. Следовательно, переход к ториевой энергетике не решает полностью вопросы, связанные с распространением атомного оружия [3, с. 483-509].
Результаты «ториевых» исследований. Они пока не утешительны. Возможность технической реализации уран-ториевого топливного цикла изучается уже более 65 лет. Экспериментальные работы по поведению ториевого топлива под облучением выполнялись в Германии, Великобритании, США, Нидерландах, Индии на реакторах различных типов (экспериментальных, энергетических). В настоящее время, из промышленных реакторов самые хорошие показатели для работы на ториевом топливе имеют тепловые реакторы на тяжелой воде типа САМБЦ но пока в мире нет ни одного реактора, использующего ториевое топливо. Широкомасштабные исследования торий-уранового топливного цикла проводит Индия [11].
В заключение анализа возможности использования тория в качестве альтернативного ядерного цикла отметим, что ториевый цикл недостаточно проработан и он пока значительно дороже уран-плутониевого. Торий позволяет расширить топливную базу атомной энергетики в несколько раз, но для этого нужно создать промышленность по его добыче, производству и переработке топлива. Он представляет значительный интерес с ориентацией на длительную будущую перспективу.
Экономические показатели технологий быстрых реакторов и замкнутого топливного ядерного цикла, ториевой энергетики.
Основная экономическая значимость бри-дерных реакторов, в первую очередь, заключается в том, что они позволяют не только сохранить ресурсы ядерной энергетики, но и использовать их в течение многих столетий в соот-ветствии потребностями общества. Рассмотрим отдельные составляющие стоимости быстрых реакторов.
1. Стоимость МОХ-топлива. Оно дороже топлива из обогащенного урана, даже если предположить, что переработка ядерного топлива будет бесплатной. Это связано: а) с наличием на мировом рынке недорогого природного урана и б) дешевого и доступного его обогащения. Эти два фактора приводят к достаточно низкой стоимости обогащенного урана, используемого для тепловых реакторов, что, в совокупности, оказывает сдерживающее влияние на развитие быстрых реакторов.
По оценкам конца 90-х годов, минимальная стоимость производства 1 кг МОХ-топлива составляла 1300-1600 $. Но реальная цена выше. Стоимость МОХ-топлива также существенно возрастет при добавлении к ней стоимости работ по обеспечению безопасности хранения и транспортировки плутония [7].
Эти выводы подтверждаются экспертами. Бывший министр РФ по атомной энергии В. Ми-
хайлов отметил, что оружейный плутоний был получен в 4 раза дороже, чем уран-235 с обогащением 90%, стоимость вырабатываемой в реакторе на быстрых нейтронах электроэнергии в 2 раза выше аналогичной стоимости в тепловых реакторах, а само МОХ-топливо дороже топлива из обогащенного урана» [12].
2. По технико-экономическим соображениям необходимая средняя глу-бина выгорания уран-плутониевого топлива в БР-реакторах должна быть в 2,5-3 раза выше глубины выгорания топлива тепловых реакторов. Для получения такого высокого выгорания необходима высокая радиационная стойкость тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и их сборок, устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и ряд других параметров. Это требует использования специальных, более дорогих конструкционных материалов для различных внутриреакторных систем, корпуса самого реактора и т. д. В результате конструкции БР-реакторов становится дороже, чем тепловых.
3. Особенности натриевой технологии, повышенные меры безопасности, особый выбор конструкций первых реакторов на быстрых нейтронах (БН-350 и БН-600) стали причинами их более высокой стоимости по сравнению с тепловыми реакторами, охлаждаемыми водой. Поэтому, в результате, удельные капиталовложения в АЭС на быстрых нейтронах в 1,5-2 раза превысили аналогичные затраты тепловых АЭС.
4. Анализ экономики различных вариантов ядерного топливного цикла (ЯТЦ) осуществлялся практически во всех заинтересованных странах. Были выполнены различные оценки по изучению и сравнению экономических показателей ОЯТЦ и ЗЯТЦ применительно как к реакторам на тепловых, так и на быстрых нейтронах с использованием различных исходных данных и методик. В связи с ограниченной возможностью настоящей работы приведем только результаты оценок [3, с. 483-509].
В оценках, проведенных экспертами СОСБМА (Франция) по сравнению стоимостей электроэнергии, произведенной в тепловом реакторе PWR с открытым ЯТЦ и в быстром реакторе сравнимой мощности с замкнутым ЯТЦ оказалось, что топливная составляющая в БР будет на 20-30% ниже, чем в тепловом. Стоимость производства электроэнергии на БР будет несколько выше, но это увеличение укладывается в погрешность расчета. В другой оценке были подробно рассмотрены экономические характеристики замкнутого и открытого ЯТЦ для АЭС с реакторами PWR. Исследование показало, что средняя за срок эксплуатации реактора стоимость ЗЯТЦ составляет 0,623 цент/кВт»ч, а для ОЯТЦ - 0,546 цент/кВт»ч. Различие в 14% с учетом степени неопределенности исходных данных несущественно.
Примерное равенство стоимости ядерных топливных циклов тепловых реакторов с прямым захоронением ОЯТ и переработанным
MOX-топливом [1] было также подтверждено в проведенном ОЭСР сравнительном экономическом анализе эффективности реализации открытого и замкнутого топливных циклов.
Наконец, полученные результаты в обобщающем сравнении вариантов ЯТЦ для ядерной энергетики Германии в целом не дали предпочтения ни одному из циклов. При этом техническая неопределенность в оценке стоимости закрытого ЯТЦ значительно ниже, чем открытого.
Результаты экологических исследований примерно такие же. Таким образом, по экономическим критериям оба циклы примерно одинаковы. Но открытый цикл ОЯТЦ предполагает дальнейшую будущую переработку ОЯТ, тогда как замкнутый цикл ЗЯТЦ решает вопрос об утилизации оставшихся отходов.
Экономика ториевой ядерной энергетики в значительной степени неопределенна. Сейчас можно лишь приблизительно оценить возможную стои-мость энергии, произведенной с использованием тория, в сравнении с энергией на уране. Основные экономические преимущества ториевых реакторов заключены сегодня не в произведенной ими энергии, а в удешевлении обращения с ОЯТ, получаемым урановыми реакторами.
Технологии, необходимые для реализации ториевого топливного цикла, инновационны, неразвиты и в настоящее время не интересуют энергетические компании, так как они связаны со значительными финансовыми инвестициями и рисками без очевидных преимуществ.
Экономические выводы. В совокупности все вышеуказанные факторы значительно увеличили стоимость первых прототипов быстрых реакторов. Рассмотренный анализ показывает, что БР-реакторы по своим экономическим характеристикам пока еще уступают тепловым реакторам. Однако эти реакторы создавались, главным образом, для проверки работоспособности, безопасности и надежности быстрых реакторов вообще. Данная задача была решена, реакторы успешно эксплуатируются. Также установлено, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют значительный потенциал их дальнейшего технико-экономического усовершенствования [10].
При создании следующего, пока еще экспериментального энергоблока БН-800 больше внимания было уделено технико-экономическим характери-стикам. В результате, по удельным капитальным затратам удалось существенно приблизиться к основному типу отечественных энергетических реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР-1000.
Экономические показатели следующих блоков БН-1200, по предвари-тельным оценкам, будут находиться на сопоставимом уровне с ВВЭР анало-гичной мощности, а себестоимость электроэнергии БН-1200 должна стать ниже, чем ВВЭР, в связи с ожидаемым ростом цен на
природный уран. Планируемый срок службы БН1200 - 60 лет, выгорание - не менее 12% [5].
Международное сотрудничество. Сегодня Россия является мировым лидером в области использования реакторов на быстрых нейтронах и может оставаться лидером в этой области длительное время. Россия может и должна быть в числе основных мировых экспортеров ядерных технологий, стать крупнейшим поставщиком ядерных энергетических систем в развивающиеся страны, которые остро нуждаются в дополнительных энергоресурсах.
Перспективы международного сотрудничества в значительной мере зависит от сотрудничества России с международными организациями МАГАТЭ, Агентством по ядерной энергетике при ОЭСР, в рамках которых разрабатываются и реализуются соответствующие научные программы.
Что касается двусторонних отношений России, то следует отметить, что Росатом активно развивает их с Китаем, Индией и, в определенной степени, с Францией. В тоже время, из-за сложной геополитической ситуации в мире, введения антироссийских санкций, а также указанных выше экономических проблем сотрудничество по развитию указанных технологий с США и другими странами Запада затруднено. Очевидно, что в перспективе было бы целесообразно развивать двустороннее сотрудничество и с этими государствами.
Заключение
Перспективы развития атомной энергетики связаны сегодня с развитием реакторов на быстрых нейтронах и замкнутом ядерном цикле. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют включать в ядерный топливный цикл как весь природный, так и отвальный уран, а также то-рий-232; создать расширенное воспроизводство плутония-239 и урана-233; осуществлять утилизацию отработанного ядерного топлива. Применение в качестве топлива урана-238 и то-рия-232 позволяет решить проблему ресурсов ядерной энергетики на многие столетия.
Сравнительный экономический анализ вариантов открытого и замкнутого топливных циклов для реакторов на тепловых нейтронах показал примерное равенство их стоимостей. В расчетах были использованы экономические характеристики новых заводов по переработке ОЯТ, учитывалось снижение удельной стоимости переработки за последние годы, рост степени извлечения урана и плутония, снижение удельного количества отходов переработки ОЯТ. Отличия порядка ±14% несущественны и они обусловлены, в основном, особенностью временных и национальных факторов.
Современные строящиеся реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями будут обладать естественной безопасностью, которая обеспечивается природными физическими законами и свойствами
используемых материалов. В качестве теплоносителей «Росатом» планирует применять свинец (проект «Брест»), сплав свинца с висмутом (реакторы типа СВБР-100), а также жидкий натрий, на котором работает БН-600, вводится в эксплуатацию БН-800 и планируется экспериментальная коммерческая версия БН-1200.
Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются более глубоким выгоранием, чем тепловые реакторы. Поэтому объемы ОЯТ и РАО в них значительно выше, чем в тепловых реакторах. Риски нераспространения ядерных материалов для БР-реакторов при использовании замкнутого ядерного топливного цикла, связанного с переработкой топлива на заводе, также возрастают.
Решение многих проблем уран-плутониевого цикла достигается при использовании в ядерной энергетике тория-232. Ториевый цикл аналогичен уран-плутониевому для БР-реакто-ров, но наиболее эффективен он на тепловых нейтронах и, соответственно, использованию его в тепловых реакторах. Этот цикл также может быть замкнут на тепловых нейтронах. Запасы тория в мире превосходят запасы урана в 4 - 5 раз, ториевое топливо не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы, а долгоживу-щие минорные актиноиды, формирующиеся в результате реакций захвата в тории-232, в тори-евом цикле присутствуют в значительно меньших количествах. Ториевый цикл дает в десятки тысяч раз меньше радиоактивных отходов (в том числе долгоживущих), чем уран-плутониевый цикл. Однако ториевый цикл недостаточно проработан и он пока значительно дороже уран-плутониевого. Торий позволяет расширить топливную базу атомной энергетики в несколько раз, но для этого нужно создать новую промышленность по его добыче, производству и переработке топлива, что очень дорого. Он представляет значительный интерес с ориентацией на длительную будущую перспективу.
Главное экономическая ценность быстрых реакторов заключается в том, что они позволяют увеличить ресурсы ядерного топлива. Но по экономическим показателям БР-реакторы уступают тепловым. Высокая стоимость МОХ-топлива, использование дорогих конструкционных материалов для корпуса реактора и внутриреак-торных систем, характер натриевой технологии, повышенные меры безопасности, особый выбор конструкций первых реакторов на быстрых нейтронах (БН-350 и БН-600) в совокупности значительно увеличили стоимость первых прототипов быстрых реакторов. Оказалось, что удельные капиталовложения в АЭС на быстрых нейтронах в 1,5-2 раза превысили аналогичную стоимость АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Экономические показатели следующих блоков БН-1200, по предварительным оценкам, будут находиться на сопоставимом уровне с тепловыми реакторами (ВВЭР) аналогичной мощности, а себестоимость электроэнергии от БН-1200,
в случае ожидаемого роста цен на природный уран станет ниже.
Поэтому можно сделать вывод, что направление разработки, строительства и внедрения реакторов на быстрых нейтронах представляет значительное технологическое преимущество России, оно имеет существенный потенциал экспорта технологий и международного сотрудничества.
В настоящее время в мире наблюдаются ослабление интереса к развитию как БР-реакто-ров, так и ядерной энергетики в целом. В значительной степени этот фактор связан со снижением энергетических потребностей развитых стран из-за широкого внедрения энергосберегающих технологий, снижением мировых цен на основные энергоносители, развитием возобновляемых источников энергии, аварией на АЭС «Фукуси-ма», длительным циклом строительства и вводом АЭС в эксплуатацию, проблемами вывода АЭС из эксплуатации и т. д.
По нашему мнению, это явление носит временный характер. Технологии разработки и широкого внедрения быстрых реакторов в структуру мировой энергетики будут неминуемо развиваться, так как они многократно увеличивают ресурсную базу всей мировой энергетики. Их внедрение обязательно осуществится, но в более позднее время. Замораживание дальнейшего развития ядерной энергетики, особенно в США, привело к росту зависимости ведущих западных стран от поставок нефти и газа, в том числе из нестабильного района Персидского залива, и обусловило последующие действия США в этом регионе.
В заключение отметим, что быстрые реакторы на базе урана-238 и тория-232 обладают огромным преимуществом перед ожидаемыми термоядерными реакторами, ресурсные запасы которых могут обеспечить человечество на многие тысячелетия. Они заключается в том, что большие запасы урана и тория имеются в наличии сейчас и остается лишь завершить технико-экономические и вполне решаемые задачи их внедрения в энергетику, в то время как промышленные термоядерные реакторы могут быть реализованы только в долгосрочной перспективе.
Краткие выводы:
1. Реакторы на быстрых нейтронах с использованием в качестве ядерного топлива наработанный плутоний, а также применение тория в реакторах на тепловых нейтронах позволяют многократно повысить ресурсную базу мировой энергетики, то есть, по сути, решить проблему истощения энергетических ресурсов в глобальном масштабе. Первоочередной задачей для этого является освоение замкнутого ядерного топливного цикла.
Указанные технологии (включая замыкание топливного цикла) являются ключевыми для развития российской и мировой ядерной энер-
гетики в среднесрочной перспективе, учитывая, что промышленное освоение термоядерных реакторов рассматривается научным сообществом только в рамках долгосрочных проектов.
2. Главное экономическая ценность быстрых реакторов заключается в том, что они позволяют увеличить ресурсы ядерного топлива. Первые прототипы реакторов на быстрых нейтронах оказались в 1.5-2 раза дороже реакторов аналогичной мощности на тепловых нейтронах. Следующие поколения БР-реакторов, такие как БН-1200, по предварительным оценкам, окажутся сравнимыми с тепловыми реакторами. Что касается тория, то его использование возможно в среднесрочной перспективе.
3. Успешное развитие технологий быстрых реакторов представляет значительное технологическое преимущество России. Оно соответствует ее экономическим и геополитическим интересам, имеет существенный потенциал экспорта технологий и в значительной степени зависит от эффективного многостороннего и
двустороннего взаимовыгодного сотрудничества России с Китаем, Индией, другими странами, включая США, Японию т. д.
4. Очевидно, что сейчас, в условиях геополитической турбулентности на глобальном и региональных уровнях такое сотрудничество затруднено. Однако, по нашему мнению, эффективное международное сотрудничество в ядерной энергетике придаст значительный импульс к улучшению геополитической ситуации в мире, разрядке напряженности, прекращению санкци-онных войн и мирному развитию энергетики.
5. Настоящая статья была подготовлена в сентябре 2015 г. Но уже в конце октября-начале ноября 2015 года в проекте новой энергетической стратегии развития России до 2035 года, размещенной на сайте Минэнерго России, поставлена задача создания системы замкнутого топливного цикла. Это факт подтверждает правильность наших основных выводов этой работы.
Список литературы
1. Андрианов А.А., Воропаев А.И., Коровин Ю.А., Мурогов В.М. Ядерные технологии: история, состояние, перспективы: учебное пособие. - М: НИЯУ МИФИ. 2012 г. 180 с.
2. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: учебное пособие. М.: МИФИ, 2008г. 128 с.
3. Бекман Н. И. «Ядерная индустрия / Курс лекций». - М.: МГУ. 2005. 867 с. [Электронный ресурс]. Режим доступа: http://lib.wwer.ru/atomnaya-energiya/ядерная-индустрия-курс-лекций/. (Дата обращения -август 2015).
4. Боровик А. С., Малышевский В.С., Янчевский С.Н. Будущее энергетики. Реак-торы на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. - Ростов н/Д: Ростиздат, 2006. 128 с.
5. Васильев Б. А. ОАО «ОКБМ Африкантов». Реактор на быстрых нейтронах БН-1200: доклад на III Международном форуме поставщиков атомной отрасли «Атомекс 2011». Москва. 2011г. [Электронный ресурс].- Режим доступа: http://www.atomeks.rU/mediafiles/u/files/presentA2011/Vasilev_B.A.pdf.
6. Кузнецов В. М. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла Российской Федерации. М. 2002 г. 259 с. [Элек-тронный ресурс]. - Режим доступа: http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/jtc.pdf . (Дата обращения - август 2015).
7. Кузнецов В.М., Поляков В.Ф. Настоящее и будущее быстрых реакторов. Не-которые вопросы экономики БН-800:доклад. [Электронный ресурс].- Режим доступа: http://www.seu.ru/programs/atomsafe/ books/Kuznecov/Doclad2.htm (дата обращения - август 2015г.).
8. Мировые запасы нефти. [Электронный ресурс].- Режим доступа: BP Statistical Review of World Energy 2014 (Дата обращения - август 2015).
9. Мировые запасы природного газа. [Электронный ресурс].- Режим доступа: BP Statistical Review of World Energy June 2015. (Дата обращения - август 2015).
10. Митенков Ф. М. Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении "большой" атомной энергетики. //Наука и жизнь. № 8, 2004 г.
11. Муратов О. Э., Тихонов М. Н. Альтернативный ядерно-топливный цикл: необ-ходимость и актуальность. [Электронный ресурс]. - Режим доступа: http://www.proatom.ru/modules.php?file=article&nam-e=News&sid=1301. (Дата обращения - ав-густ 2015).
12. Решетников Ф. Г. Некоторые аспекты проблемы утилизации избыточного оружейного плутония в России//Вестник РАН. Т. 70. № 2. 2000 г. С. 117-128.
13. Росатом. Начался физический пуск энергоблока БН-800. 2013 г. [Электронный ресурс].- Режим доступа: http://infoglaz.ru/?p=40001. (Дата обращения - август 2015).
14. Российское Атомное Сообщество. Почему США так и не создали коммерче-скую АЭС на быстрых нейтронах. [Электронный ресурс]. - Режим доступа: http://www.atomic-energy.ru/articles/2011/12/16/29600
15. Сиборг Г, Блум Д. Быстрые бридерные реакторы. Пер. с английского. /Успехи физических наук, т. 106. Вып. 1. 1972. С. 85-99.
16. Сравнительный анализ двух перспективных технологий. Быстрые реакторы: свинец vs газ //Атомный эксперт. № 12(21). Декабрь 2013. С. 34-38.
17. Субботин С. А. Ториевый цикл. Выбираем реактор. [Электронный ресурс]. -Режим доступа: http:// www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=1097 (Дата обращения - август 2015).
18. Феоктистов Л.П. Оружие, которое себя исчерпало. [Электронный ресурс]. - Режим доступа^Мр:// www.e-reading.by/bookreader.php/86005/Feoktistov_- Oruzhie%2C_kotoroe_sebya_ischerpalo.html (дата обращения - август 2015г.)
19. Ajay K. Misra. Overview of NASA Program on Development of Radioisotope Pow-er Systems with High Specific Power (англ.)// NASA/JPL: обзор. — San Diego, California, июнь 2006. [Электронный ресурс]. -Режим доступа: http://arc.aiaa.org/doi/abs/10.2514Z6.2006-4187. (Дата обращения - август 2015).
20. Mason Jiang. An Overview of Radioisotope Thermoelectric Generators. - Introduction to Nuclear Energy PH241 - Stanford University - Winter 2013. [Электронный ресурс]. Режим доступа: http://large.stanford. edu/courses/2013/ph241/jiang1/ (Дата обращения - август 2015).
21. World Nuclear Association 2015. Plutonium. [Электронный ресурс].- Режим доступа: http://www.world-nuclear.org/info/nuclear-fuel-cycle/fuel-recycling/plutonium/ (Дата обращения - август 2015).
Об авторах
Жизнин Станислав Захарович - д.э.н., профессор, профессор кафедры «Международных проблем ТЭК» МИЭП МГИМО МИД России. E-mail: s.zhiznin@rambler.ru.
Тимохов Владимир Михайлович - к. ф-м. н, приглашенный преподаватель кафедры «Международных проблем ТЭК» МИЭП МГИМО МИД РФ, Исполнительный директор Центра энергетической дипломатии и геополитики. E-mail: vl.timokhov@gmail.com.
ECONOMIC ASPECTS OF THE DEVELOPMENT OF SOME PERSPECTIVE NUCLEAR TECHONOLOGIES ABROAD AND IN RUSSIA
S.Z. Zhiznin, V.M. Timokhov
MIEP MGIMO-University, 119454, Moscow, Vernadskogo prospekt, 76.
The Center of Energy Diplomacy and Geopolitics, 119019, Moscow, Gogolevsky b-ar, 17.
Abstract: One of the most important areas of modern energy diplomacy is to promote international cooperation in the field of nuclear energy. Geopolitical and economic aspects of nuclear energy in thermal reactors are considered by us in the article "Vestnik MGIMO» № 4 (43) 2015year. One of the main drawbacks of this technology is the limited resource base.
The prospect of further development of nuclear energy is associated today with nuclear fast breeder technology, as well as a closed nuclear fuel cycle, which allows the reprocessing of spent nuclear fuel and nuclear power plants to use in the future accumulated in reactors plutonium as fuel. This situation will greatly increase the resource potential of the global and Russian atomic energy.
One of the pioneers in the development of this technology is the Soviet Union / Russia, where for 30 years without any serious runs fast neutron reactor BN-600 at Beloyarsk NPP, there is built BN-800 reactor and planned to create a commercial reactor BN-1200. Operating experience of fast reactors is present in France, Germany, Britain and Japan, discussed plans to build a nuclear fast breeder in India and China. The United States, a country leader in the nuclear industry in the number of thermal power units built, in 1943 began to conduct research on the creation of fast reactors, but later abandoned their development. On the other hand Russia, began research on fast reactor technology almost simultaneously with the United States, it continues to them today. Why is that? To a large extent the US refusal of some European countries on the fast reactor technology associated today with their higher cost compared with thermal reactors, as well as more serious issues to ensure their safety, the volume of radioactive waste and spent nuclear fuel, non-proliferation regime, that is, problems characteristic of the uranium-plutonium cycle. Are there any other options for generating nuclear power, other than uranium-plutonium cycle, allowing to eliminate these problems? Yes, there is the use of thorium in nuclear power.
In this paper, the basic stages of development of fast reactors in the world and Russia, their features, advantages and disadvantages. We analyzed the open and closed fuel cycle, issues of ensuring the safe operation of the BR, the problem of radioactive waste and spent nuclear fuel, the risks of non-proliferation. Exploring the possibilities and prospects of use of thorium as a nuclear fuel, was performed an economic analysis technology of fast reactors and thorium fuel cycle compared to thermal reactors, concluded on the need for international energy cooperation in nuclear energy.
C.3. XU3HUH, B.M. TUMOXOB
Key words: nuclear energy, nuclear power, radioactive waste, spent nuclear fuel, fast reactors,
breeders, breeder reactor, non-proliferation of nuclear materials, uranium, plutonium, thorium, thorium
fuel cycle, nuclear weapons.
References
1. Andrianov A.A., Voropaev A.I., Korovin Iu.A., Murogov V.M. ladernye tekhnologii: istoriia, sostoianie, pers-pektivy: uchebnoe posobie. Moscow: NIIAU MIFI. 2012. 180 p.
2. Apse V.A., Shmelev A.N. Iadernye tekhnologii: uchebnoe posobie. Moscow: MIFI. 2008. 128 p.
3. Bekman N. I. «Iadernaia industriia. Kurs lektsii». Moscow: MGU, 2005.- 867 p. Available at: http://lib.wwer. ru/atomnaya-energiya/iadernaia-industriia-kurs-lektsii/.
4. Borovik A. S., Malyshevskii V.S., Ianchevskii S.N. Budushchee energetiki. Reaktory na bystrykh neitronakh s zamknutym toplivnym tsiklom. Rostov n/D: Rostizdat. 2006. 128 p.
5. Vasil'ev B. A. OAO «OKBM Afrikantov». Reaktor na bystrykh neitronakh BN-1200: doklad na III Mezhdun-arodnom forume postavshchikov atomnoi otrasli «Atomeks 2011». Moscow. 2011. .- Available at: http:// www.atomeks.ru/mediafiles/u/files/presentA2011/Vasilev_B.A.pdf.
6. Kuznetsov V. M. Osnovnye problemy i sovremennoe sostoianie bezopasnosti predpriiatii iadernogo toplivno-go tsikla Rossiiskoi Federatsii. Moscow. 2002, p. 259. . Available at: http://www.seu.ru/programs/atomsafe/ books/Kuznecov/jtc.pdf
7. Kuznetsov V.M., Poliakov V.F. Nastoiashchee i budushchee bystrykh reaktorov. Nekotorye voprosy ekonomiki BN-800. doklad. - Available at: http://www.seu.ru/programs/atomsafe/books/Kuznecov/Doclad2.htm.
8. BP Statistical Review of World Energy 2014.
9. BP Statistical Review of World Energy June 2015.
10. Mitenkov F. M. Reaktory na bystrykh neitronakh i ikh rol' v stanovlenii "bol'shoi" atomnoi energetiki. Nauka i zhizn. №8. 2004.
11. Muratov O. E., Tikhonov M. N. Al'ternativnyi iaderno-toplivnyi tsikl: neobkhodimost' i aktual'nost'. - Available at: http://www.proatom.ru/modules.php?file=article&name=News&sid=1301.
12. Reshetnikov F. G. Nekotorye aspekty problemy utilizatsii izbytochnogo oruzheinogo plutoniia v Rossii. Vestnik RAN, Vol. 70. № 2. 2000, p. 117-128.
13. Rosatom. Nachalsia fizicheskii pusk energobloka BN-800. 2013.- Available at: http://infoglaz.ru/?p=40001.
14. Rossiiskoe Atomnoe Soobshchestvo. Pochemu SShA tak i ne sozdali kommercheskuiu AES na bystrykh neitronakh. - Available at: http://www.atomic-energy.ru/articles/2011/12/16/29600
15. Siborg G, Blum D. Bystrye bridernye reaktory. Per. s angliiskogo./Uspekhi fizicheskikh nauk. Vol. 106, Issue. 1. 1972, P. 85-99.
16. Sravnitel'nyi analiz dvukh perspektivnykh tekhnologii. Bystrye reaktory: svinets vs gaz// Atomnyi ekspert. № 12(21). Dekabr' 2013, P. 34-38.
17. Subbotin S. A. Torievyi tsikl. Vybiraem reaktor. Available at: http://www.proatom.ru/modules.php?name= News&file=article&sid=1097.
18. Feoktistov L.P. Oruzhie, kotoroe sebia ischerpalo. . - Available at: http://www.e-reading.by/bookreader. php/86005/Feoktistov_- Oruzhie%2C_kotoroe_sebya_ischerpalo.html
19. Ajay K. Misra. Overview of NASA Program on Development of Radioisotope Power Systems with High Specific Power. NASA/JPL: obzor. San Diego, California, 2006. - Available at: http://arc.aiaa.org/doi/abs/10.2514Z6.2006-4187.
20. Mason Jiang. An Overview of Radioisotope Thermoelectric Generators. - Introduc-tion to Nuclear Energy PH241 - Stanford University - Winter 2013. Available at: http://large.stanford.edu/courses/2013/ph241/jiang1/
21. World Nuclear Association 2015. Plutonium. Available at: http://www.world-nuclear.org/info/nuclear-fuel-cycle/fuel-recycling/plutonium/.
About the authors
Stanislaw Z. Zhiznin - Doctor of Economics, professor, MIEP MGIMO-University. E-mail: s.zhiznin@rambler.ru.
Vladimir M. Timokhov - Ph.D, visiting professor, MIEP MGIMO-University, the Executive Director of the Center of
Energy Diplomacy and Geopolitics. E-mail: vl.timokhov@gmail.com.
