В России разработают технологии для создания инновационного ядерного реактора высокой эффективности - «Энергетика»

Ленинградская АЭС

Основу современной атомной энергетики России и зарубежных экспортных продуктов "Росатома" составляют так называемые легководные реакторы ВВЭР, где вода является одновременно и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. По мнению специалистов, технологии реакторов ВВЭР в ближней и среднесрочной перспективе будут определяющими для формирования облика отечественной атомной энергетики.

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 (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных реакторов ВВЭР с реакторами на быстрых нейтронах.

Благодаря ЗЯТЦ расширится воспроизводство ядерного "горючего" и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) — самые опасные радионуклиды предложено "выжигать" в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ.

В качестве основных кандидатов на роль перспективных технологий легководных реакторов для двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом рассматриваются усовершенствованные реакторы ВВЭР-С с регулированием нейтронного спектра (спектральным регулированием) и инновационные реакторные технологии ВВЭР-СКД с теплоносителем под сверхкритическим давлением.

При таком давлении исчезает различие между жидкостью и паром, и вода находится в промежуточном состоянии. СКД-реакторы в мировом атомном сообществе отнесены к перспективным ядерным энергетическим установкам четвертого поколения.

Что касается реакторов ВВЭР-С, то они окажутся востребованы на переходном этапе формирования двухкомпонентной атомной энергетики с ЗЯТЦ. В нынешнем году было объявлено о планах "Росатома" разработать и построить на Кольской АЭС два энергоблока мощностью по 600 МВт с такими реакторами.

А долгосрочная перспектива развития технологии ВВЭР основывается на разработке направления реакторной технологии со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

По оценкам специалистов, переход на такие параметры позволит повысить КПД энергоблоков АЭС до 45%, обеспечить высокие параметры воспроизводства ядерного "горючего" в быстром спектре нейтронов и сократить удельные капитальные затраты на сооружение энергоблока, обладающего при этом и повышенными показателями безопасности.

Концепция реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя позволяет также использовать преимущества реализации спектрального регулирования. Конкурентоспособность технологии ВВЭР-СКД должна быть продемонстрирована в сравнении с существующими реакторными технологиями по удельным показателям капитальных, топливных и эксплуатационных затрат, в том числе за счет снижения строительных объемов и материалоемкости турбинного зала. Дополнительные преимущества могут быть получены за счет использования хорошо проработанных решений, существующих для тепловых станций на органическом топливе, уже давно работающих на закритических параметрах.

Основная цель разработки реакторной технологии ВВЭР-СКД состоит в создании нового поколения реакторных установок, отвечающих требованиям устойчивого развития атомной энергетики с высокими показателями воспроизводства ядерного топлива при работе в замкнутом ядерном топливном цикле, которые, как прогнозируется, будут востребованы во второй половине XXI века.

При проектировании реактора ВВЭР-СКД учитывается возможность организации полной загрузки активной зоны смешанным уран-плутониевым оксидным топливом (МОКС-топливом, от английского mixed-oxide fuel). Концепция реакторной установки ВВЭР-СКД позволяет перейти к так называемому быстро-резонансному спектру нейтронов и к самообеспечению топливом в ЗЯТЦ.

ПРЕДСТОЯЩИЕ РАБОТЫ

В России реакторные технологии ВВЭР-СКД получили общее условное обозначение Супер-ВВЭР. Ранее специалисты Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" и предприятий "Росатома" выполнили предварительные исследования по разным вариантам Супер-ВВЭР. В 2019-2020 годах были уточнены основные характеристики базового варианта ВВЭР-СКД, среди них: тепловая мощность 1250 МВт, быстрый спектр нейтронов в активной зоне, коэффициент воспроизводства (параметр, характеризующий возможность воспроизводства ядерного "горючего" в реакторе) — не менее 1.

В рамках нынешней работы, рассчитанной до 2026 года, предстоит разработать технологии энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В частности, надо будет подготовить предложения по технологиям изготовления основного и вспомогательного оборудования реакторной установки ВВЭР-СКД, включая корпус реактора; предложения по технологиям изготовления ядерного топлива реактора ВВЭР-СКД; подготовить проектно-технологические решения для моделирования энергоблока АЭС с таким реактором и двухблочной атомной станции.

Отдельным пунктом работ обозначено создание концепции многоцелевого тестового исследовательского ядерного СКД-реактора малой мощности. Эта установка на первой (собственно тестовой) стадии эксплуатации должна обеспечить отработку режимов, актуальных для энергетического реактора ВВЭР-СКД. На второй (исследовательской) стадии эксплуатации малый реактор должен стать источником нейтронов для облучения опытных тепловыделяющих элементов, предназначенных для большого ВВЭР-СКД, и образцов конструкционных материалов для него.

Ранее для отработки режимов ВВЭР-СКД было предложено создать малый реактор мощностью 30 МВт, причем построить его на основе действующего с 1965 года в "Научно-исследовательском институте атомных реакторов" "Росатома" уникального реактора ВК-50, который сейчас готовят к выводу из эксплуатации.

Исполнителем по всему комплексу работ стал Курчатовский институт (научный руководитель проектов реакторов ВВЭР), заказчиком — оператор всех АЭС в России концерн "Росэнергоатом".