Российские атомщики запустили на промышленную мощность уникальный реактор на быстрых нейтронах, который может производить электроэнергию, поглощая ядерные отходы от других реакторов. Это может стать началом большой экологической революции по всему миру.
Уже больше года на Белоярской АЭС реализуется не имеющий пока аналогов в мире проект по практической реализации замкнутого ядерного цикла. Энергоблок № 4 станции, где установлен реактор на быстрых нейтронах БН-800, отработал на практически полной загрузке МОКС-топливом, состоящим из продуктов, остающихся от работы классических атомных станций и отходов производств по обогащению урана.
Сокращение «БН» означает «быстрый натриевый», так как теплоносителем в таких реакторах является не вода, а жидкий натрий. Принципиальное отличие этих реакторов от привычных тепловых состоит в том, что нейтроны в них не замедляются, что позволяет использовать для запуска цепной реакции намного больше изотопов урана и плутония, в том числе уран-238, на который приходится 99% мировых запасов урана.
Именно быстрые нейтроны могут запустить ядерную реакцию в уране-238, преобразуя его в плутоний-239, который может быть топливом для реакторов.
По оценкам экспертов, благодаря такой технологии топливная база для реакторов резко вырастет: с 0,7 до 30%. А значит, запасов ядерного топлива хватит не на 100 –150 лет, как оцениваются запасы сейчас, а на тысячи лет. В английском языке реакторы, подобные БН-800 и его предшественнику БН-600, называют бридерами (to breed — англ. размножать).
Такие реакторы способны полноценно работать на отработанном ядерном топливе от «медленных» реакторов, что и доказывает сейчас БН-800. Это, в свою очередь, поможет радикально решить главную экологическую проблему ядерной энергетики — хранение и утилизацию ОЯТ.
«Ядерные отходы» — один из главных жупелов современной индустриальной цивилизации, «страшилка» для миллионов людей по всему земному шару.
В мире скопились миллионы тонн ядерных отходов, которые никто не может нормально утилизировать, что не совсем правда.
На самом деле, за всю историю ядерные реакторы всего мира произвели лишь 370 тыс. тонн отработанного ядерного топлива, 120 тыс. тонн из которых уже переработаны. Это не так много, в десятки раз меньше, чем радиоактивное загрязнение от угольных ТЭС: ежегодно в мире сжигают около 8 миллиардов (!) тонн угля, в которых содержится до 37 тысяч тонн урана и тория, причем эти элементы попадают не в герметичное хранилище, как ОЯТ с атомной станции, а непосредственно в атмосферу.
В России всего около 23 тыс. тонн ОЯТ, десятая часть всех мировых запасов. 97% этого топлива — уран и плутоний, которые подходят для повторного использования в быстрых реакторах. Одна тонна ОЯТ при полном использовании (если освоить технологию рециклинга) может дать 8 млн киловатт-часов электроэнергии. Таким образом, полная переработка всех запасов теоретически может дать примерно 180 трлн киловатт-часов — больше, чем Россия потребила за всю свою историю. При современных объемах потребления электроэнергии этого объема хватило бы на 180 лет. Еще один плюс быстрых нейтронов — то, что они активируют процесс расщепления ядер тяжелых элементов, которые образуются при работе реактора.
Помимо плутония, в реакторе образуются и другие трансурановые элементы — минорные актиниды: нептуний, америций, кюрий. Они также обладают высокой радиотоксичностью и выделяют много тепла, при этом у них довольно большой период полураспада (например, период полураспада нептуния-247 превышает 2 млн лет), и весь этот период их надо изолировать подальше от биосферы.
«На данный момент все говорит о том, что реакторы на быстрых нейтронах займут важное место в технологиях переработки ОЯТ. В частности, летом этого года в реактор БН-800 были загружены три ТВС с минорными актиноидами, для того чтобы превратить их в менее опасные и более удобные для хранения элементы. То есть началась опытно-промышленная эксплуатация такого топлива. Планируется, что трансмутация минорных актиноидов вместе с удалением из ОЯТ цезиево-стронциевой фазы (эта технология уже достаточно хорошо отработана) снизит радиоактивный фон ОЯТ не менее чем в 50 раз», — считает доцент Севастопольского государственного университета Юрий Браславский.
Быстрые натриевые реакторы теоретически способны использовать всю урановую руду (которая на 99,3% состоит из U-238 и на 0,7% из U-235).
Решить эту проблему позволяет топливо из смеси оксидов различных материалов. Название «МОКС» происходит от англ. Mixed-Oxide Fuel (смешанное оксидное топливо). Обычно в состав входит плутоний из уже отработавшего топлива. Его смешивают с природным, переработанным или обедненным ураном. В России такое уран-плутониевое топливо производят с 2018 года, как раз под нужды БН-800. В реакторе БН-800 МОКС-сборки используются для выработки электроэнергии: то есть процесс превращения накопленного ОЯТ в реальную энергию уже запущен.
Такое топливо позволяет не только сжигать неперерабатываемые ядерные отходы, но и извлекать из природного урана в 60 раз больше энергии.
«В долгосрочной перспективе применение МОКС-топлива выглядит привлекательным в том числе и с экологической точки зрения. Ведь при этом должна существенно снизиться радиационная опасность ОЯТ. А если еще и с минорными актиноидами удастся „разобраться“, то эффект будет гораздо большим. Кроме того, разработка МОКС-топлива стимулирует развитие новых инновационных технологий и методов работы с радиоактивными материалами», — уверен Юрий Браславский.
Только в России есть реакторы на быстрых нейтронах промышленного уровня: БН-600 и БН-800. А «восьмисотый» — первый российский ядерный реактор, способный эффективно использовать уран-238 и плутоний. Российские атомщики первыми в мире смогли создать на промышленном реакторе замкнутый ядерный топливный цикл, основанный на повторном использовании ОЯТ.
Россия сейчас стремится доказать, что БН-1200, который находится в стадии разработки и значительно отличается от предыдущих моделей БН, может конкурировать с «лучшими атомными установками на тепловых нейтронах». По словам экспертов, сравнение нормированной стоимости энергии для реакторов на быстрых нейтронах и газотурбинных электростанций комбинированного цикла в российских условиях позволяет сделать выводы в пользу быстрых реакторов. Если установленные требования к производительности для установок БН-1200 будут достигнуты, быстрые реакторы могут легко конкурировать с газотурбинными электростанциями и возобновляемыми источниками.
Быстрые реакторы являются следующим шагом в развитии атомной энергетики. Причем это необязательно будут натриевые реакторы. Это могут быть реакторы со свинцовым теплоносителем, жидкосолевые реакторы и т. д. Но произойдет это нескоро, учитывая темпы строительства ВВЭР. Большое влияние на этот процесс замещения окажет стоимость топлива для ВВЭР, которая будет только расти по мере истощения урановых месторождений.
