Быстрые натриевые реакторы

Мировой опыт разработки и эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем показал, что ни США, ни странам Западной Европы, которые в начале 60-х годов в одно время с СССР начали развивать это направление, не удалось освоить на удовлетворительном уровне данную ядерную технологию. Инженерно-технологические неудачи с реактором “Fermi” в США; постоянные выходы из строя основного оборудования (транспортно-технологический тракт, промежуточные теплообменники, парогенераторы и т.д.) на реакторах “PFR” (Англия), “Phoenix”, “Super-Phoenix-1” (Франция) повлияли, безусловно, на эффективность рассматриваемых проектов.

Ситуация усугубилась относительным снижением энергетических потребностей развитых стран за счет широкого внедрения энергосберегающих технологий, а также снижением мировых цен на основные энергоносители. В связи с этим сроки широкого внедрения быстрых реакторов в структуру мировой атомной энергетики были перенесены на более позднее время.

На этом фоне особенно впечатляющими выглядят результаты освоения технологии быстрых натриевых реакторов в России (СССР). Так, реактор БР-5/10 безаварийно проработал 43 года и был остановлен в 2002 году по причине переноса основных экспериментальных работ на реактор БОР-60. Реактор БН-350 проработал безаварийно 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.

Реакторы БОР-60 (пуск в 1969 году) и БН-600 (пуск в 1980 году) продолжают успешно эксплуатироваться до настоящего времени, демонстрируя уникальные свойства безопасности и работоспособности.

Причина безусловного мирового приоритета России в освоении технологии быстрых реакторов во многом состоит в реализации уникальной Программы развития отрасли, которой, начиная с 1949 года, был присвоен уровень государственной важности.

Суть Программы - в соблюдении строгой последовательности решения задач с точки зрения усложнения технологии и учета опыта каждого предыдущего этапа при выполнении последующего.

После завершения стадии создания экспериментальных установок (БР-1, БР-2, БР-5/10, БОР-60), был реализован проект демонстрационной АЭС с реактором БН-350. Полномасштабный учет опыта разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС позволил создать качественный проект первой опытно-промышленной АЭС с реактором БН-600.

По оценкам экспертов в освоение технологии быстрых реакторов с натриевым охлаждением в России к настоящему времени вложено около 12 млрд. долларов, при том, что мировые затраты составляют порядка 50 млрд. долларов. Полученный уникальный опыт является государственным достоянием, который необходимо сохранить и развивать далее.

Разработан наиболее целесообразный для нашей страны сценарий дальнейшего развития технологии реакторов на быстрых нейтронах.В России серийное внедрение конкурентоспособных коммерческих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах необходимо начинать не позднее 2030 года.

Очевидно, что с учетом накопленного положительного опыта разработки и эксплуатации быстрых реакторов необходимо и далее сохранить строгую последовательность и преемственность в проведении НИОКР и реализации проектов.

Исходя из того, что первая коммерческая серийная (типовая) АЭС с быстрым реактором должна начать работать в 2030 году, ее сооружение должно начаться не позднее 2025 года, а проект этой АЭС с полным расчетно-экспериментальным обоснованием и его лицензирование должны быть выполнены в период 2021-2024 годов.

Однако качественный проект серийной (типовой) АЭС невозможно выполнить без его отработки на примере пилотного проекта. Это положение находит подтверждение в успешном опыте реализации отечественных проектов АЭС с реакторами БН-350 и БН-600, когда, например, по опыту эксплуатации БН-350 был существенно откорректирован проект БН-600. Следовательно, пуск пилотной АЭС с технико-экономическими характеристиками, соответствующими коммерческому проекту, должен быть осуществлен не позднее 2020 года.

Именно применительно к этому проекту в отрасли должна быть создана промышленная база по производству смешанного уран-плутониевого топлива, завод по регенерации топлива и другие объекты, позволяющие замкнуть топливный цикл по плутонию и младшим актинидам и на практике показать возможность технологической поддержки режима нераспространения.

Сооружение пилотной коммерческой АЭС с быстрым реактором и создание промышленной базы по изготовлению смешанного топлива необходимо осуществить в период 2013-2020 годы.

Необходимо отметить, что для успешной реализации проекта пилотной коммерческой АЭС имеются серьезные основания. Анализ опыта разработки и эксплуатации отечественных и зарубежных установок БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600, Phoenix, Super-Phoenix, опыта разработки проектов БН-800, БН-1600 и EFR показывает, что технология быстрых натриевых реакторов БН обладает значительными резервами по улучшению технико-экономических показателей и повышению безопасности. Уже разработаны технические предложения по пилотному быстрому натриевому реактору большой мощности БН-1800

III Заключение

Развитие инновационных технологий в ядерной энергетике на основе быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом демонстрирует практическое осуществление инициативы Президента России В.В.Путина на Генеральной Ассамблее ООН по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля. Использование реакторов на быстрых нейтронах радикально решает ключевые экологические проблемы атомной энергетики за счет вовлечения в топливный цикл отработавшего ядерного топлива и хранимых запасов плутония. Это открывает возможности не только обеспечить человечество топливом на многие столетия, но и продвигает на мировой рынок высокие технологии, разработанные и испытанные в России.

Эти технологии направлены на решение следующих задач:

•  неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана; 
•  исключение тяжелых аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействий;  
•  экологически чистое производство энергии и утилизация отходов за счет замыкания топливного цикла со сжиганием долгоживущих актиноидов и продуктов деления;  
•  экономическая конкурентоспособность за счет низкой стоимости топлива и высокой эффективности термодинамического цикла; 
•  закрытие канала распространения ядерного оружия, связанного с атомной энергетикой.

Учитывая открывающуюся перспективу энергетического развития с потенциальной независимостью от невозобновляемых топливных ресурсов, возможность выработки атомными электростанциями экологически чистой электроэнергии при усилении режима нераспространения и уменьшении проблем экологического характера, разработку и внедрение быстрой атомной энергетики с замкнутым топливным циклом необходимо рассматривать как приоритетную задачу экономического развития страны.

Развитие атомной энергетики требует повышенного внимания со стороны Правительства и законодательных органов Российской Федерации. Принятая осенью 2006 г. Федеральная целевая программа "РАЗВИТИЕ АТОМНОГО ЭНЕРГОПРОМЫШЛЕННОГО КОМПЛЕКСА РОССИИ НА 2007 - 2010 ГОДЫ И НА ПЕРСПЕКТИВУ ДО 2015 ГОДА" предусматривает создание инновационных промышленных технологий ядерного топливного цикла с реакторными установками на быстрых нейтронах и инновационных технологий переработки отработавшего ядерного топлива.

В соответствии с программой строительство на Белоярской атомной электростанции энергоблока № 4 с реакторной установкой типа БН-800, предназначенного для отработки технологии замкнутого ядерного топливного цикла, и обеспечение реакторной установки БН-800 МОКС-топливом предполагается завершить в 2012 году. В программе также предусмотрено осуществление научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ для обеспечения перехода к инновационным технологиям переработки отработавшего ядерного топлива.

Успешное выполнение заданий Федеральной целевой программы создаст предпосылки для создания быстрых реакторов нового поколения и их поэтапного ввода в эксплуатацию в атомную энергетику будущего.

От российского научного сообщества потребуются объединенные и скоординированные действия по развитию новой атомной энергетики, обеспечивающей безуглеродное производство электричества, водорода и чистой воды, так необходимых для устойчивого развития человечества. Потребуется инициатива и усилия по разработке всеобъемлющих и реалистичных планов развития новой энергетики.

Поддержка развития атомной энергетики на основе ядерных реакторов с замкнутым топливным циклом должна стать одним из приоритетов для общественных экологических организаций, на деле, а не на словах стремящихся к экологическому оздоровлению нашей страны. Настало время содействовать реализации такого развития, которое обеспечит улучшение окружающей среды, предотвращая выбросы в атмосферу миллиардов тонн парниковых газов и других вредных веществ, создаст безопасную и надежную энергетику с практически неограниченными топливными ресурсами, значительно уменьшит риск распространения ядерного оружия и ядерного терроризма. При этом проблема ядерных отходов существенно уменьшится, что избавит от необходимости перекладывания ее решения на плечи будущих поколений.

IV Список использованной литературы.

1. Атомная Энергия, т.108, вып. 4, апрель 2010 
«Опыт эксплуатации и перспективы дальнейшего развития быстрых натриевых реакторов» Сараев О.М., Ошканов Н.Н. ( ОАО «Концерн Росэнергоатом», г.Москва), Зродников А.В., Поплавский В.М., Ашурко Ю.М. (ГНЦ РФ ФЭИ г.Обнинск)

2. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года": Постановление Правительства Российской Федерации от 6 октября 2006 г. № 605.

3. Развитие атомной энергетики России на базе замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами. ГНЦ РФ ФЭИ, г.Обнинск, 2005г.