БН-800 — реактор на быстрых нейтронах. В отличие от наиболее распространенных так называемых тепловых реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), где в качестве теплоносителя используется вода, которая замедляет нейтроны, здесь теплоноситель — жидкий натрий — их не замедляет, и потому энергия нейтронов больше, что позволяет вовлечь в реакцию уран-238.

Главная причина появления на свет реакторов на быстрых нейтронах — способность таких реакторов, которые также называются бридерами, или размножителями, создавать в процессе облучения больше делящихся материалов, чем в них было загружено.

Сказать дефициту «нет!»

Концепцию быстрых реакторов сформулировал итальянский физик, лауреат Нобелевской премии по физике и, к слову, член-корреспондент АН СССР (1931 год) Энрико Ферми. Нобелевскую премию он получил в 1938 году «за доказательства существования новых радиоактивных элементов, полученных при облучении нейтронами, и связанное с этим открытие ядерных реакций, вызываемых медленными нейтронами». Приехав на награждение вместе с женой-еврейкой и детьми, в Италию он не вернулся, а переехал в США, где стал одним из руководителей Манхэттенского проекта.

Таким образом, уже в самом начале становления ядерных технологий было понятно, что способность быстрых реакторов создавать делящиеся материалы позволяет максимально использовать потенциал урана. Дело в том, что в природном уране лишь 0,7% приходится на делящийся изотоп уран-235, а почти весь остальной объем занимает уран-238, который в тепловых реакторах не вступает в цепную реакцию. В быстрых же реакторах уран-238, поглощая быстрые нейтроны, превращается в плутоний-239. Это тоже делящийся изотоп, который можно использовать в создании топлива для ядерных реакторов.

Наработкой плутония и более эффективным использованием урана в СССР озаботились с тех пор, как в 1942 году стартовал атомный проект: в первые годы металл был крайне дефицитным. Первым советским урановым рудником стал Табошар в Таджикской ССР, там работы начались в 1943-м. После Второй мировой войны уран добывали в среднеазиатских республиках СССР, но основной объем поставлялся из ГДР и Чехословакии.

Ситуация с обеспечением ураном в СССР была куда более сложной, чем у США и Великобритании. В США урановые месторождения в Юте и Колорадо были известны с XIX века. В Канаде в 1930-е годы было открыто месторождение Эльдорадо, уран с которого поставлялся для Манхэттенского проекта. Кроме того, уран добывали в Бельгийском Конго. Крупный советский ученый, специалист по минералогии радиоактивных элементов Дмитрий Щербаков оценивал разведанные запасы урана в мире на начало 1945 года в 12‒15 тыс. тонн. Из них в Европе — 1 тыс. тонн, в Африке — 3 тыс. тонн, в США — 3 тыс. тонн, в Канаде — 6 тыс. тонн.

За 80 лет существования атомной отрасли увеличилось и потребление, и объем разведанных запасов урана. Один из вопросов, который ставится в связи с развитием атомной энергетики, — а есть ли сейчас дефицит природного урана.

По данным «Красной книги — 2020» (Red Book, справочник по производству, потреблению и спросу на уран, который раз в два года выпускают Ядерное энергетическое агентство — NEA — и МАГАТЭ), на 1 января 2019 года производство урана из рудников обеспечивало 90% потребностей мирового парка АЭС.

В 2017 году этот показатель равнялся 95%. По данным World Nuclear Association, он ниже: в 2017 году — 93%, в 2019-м — 81%, в 2021-м — 77%. Впрочем, тенденция не вполне линейная: в 2018 году доля урана из рудников для АЭС составляла 80%, в 2020-м — 74%.

Дефицит покрывается ураном из вторичных источников, к которым относятся государственные и коммерческие запасы, переработка отработавшего ядерного топлива, низкообогащенный уран, произведенный разбавлением высокообогащенного, а также уран, произведенный из дообогащенных хвостов обогащения. Дело в том, что в первые годы развития ядерных технологий во всем мире для обогащения использовали газодиффузионную технологию, которая хуже отделяла необходимый изотоп уран-235, чем распространенная в настоящее время газоцентрифужная. В хвостах оставалось до половины его природного объема.

Точной информации об объемах накопленного урана из-за закрытости этих данных нет. Однако эксперты «Красной книги» подсчитали, что к 2019 году общий объем добытого урана (3 млн тонн) примерно на 500 тыс. тонн больше общего объема использованного.

Получается, что сейчас добывается меньше урана, чем потребляется. Однако общий объем добытого урана до сих пор больше использованного. То есть определенный запас есть и из него восполняется дефицит.

Эксперты МАГАТЭ считают, что потребности в уране вырастут, и из общего необходимого объема на «неопределенные источники» к 2040 придется 55 тыс. тонн. Впрочем, в группу «неопределенных источников» входят и законсервированные рудники, и проекты по добыче урана на стадии проектирования и поиска финансирования, то есть сравнительно близкие к запуску. Кроме того, данные из «Красной книги» свидетельствуют о том, что разного уровня разведанности ресурсы и запасы урана есть, и зачастую их отработка — вопрос цены или воли производителя (подробнее об источниках урана в мире см. «Как добывают уран» и графики 1 и 2). Наконец, необходимо признать, что вероятность обнаружения новых рентабельных месторождений урана вовсе не нулевая.

Пример — месторождение Крылья, которое геологи Uranium One открыли в Намибии. Его ресурсы, подсчитанные по международному кодексу JORC, составляют 56 тыс. тонн. Из них 24 тыс. тонн относятся к категории «выявленные» (Indicated), 32 тыс. тонн — «предполагаемые» (Inferred). Эти данные подтверждают: объект крупный.

Так что однозначно ответить на заданный выше вопрос о существовании сейчас и возникновении в будущем дефицита топлива для атомной энергетики нельзя: многое зависит от того, сколько будет введено в строй электростанций и запущено добычных проектов. Тем более что урана в природе много: только в морской воде его, по некоторым оценкам, 4 млрд тонн — и основная проблема заключается в стоимости его извлечения.

Быстрый реактор — это не быстро

В конце 1940-х годов руководители советского атомного проекта активно обсуждали идею расширенного воспроизводства ядерного топлива. В декабре 1949 года один из них, Александр Лейпунский, пишет записку в правительство, в которой обосновывает необходимость таких исследований.

Они начались уже в 1950 году. Ученые вели расчеты, обосновывали выбор топлива, теплоносителя, компоненты реакторной установки, возможность безопасной и надежной эксплуатации, создавали реакторную установку — на все с нуля потребовалось пять лет. В качестве теплоносителей рассматривали гелий, натрий, натрий-калий, свинец, свинец-висмут и ртуть.

Первый быстрый реактор, БР-1, использующий в качестве топлива металлический плутоний, заработал в апреле 1955 года. У него была нулевая мощность, на нем проводили нейтронно-физические и технологические исследования. Из-за низкой мощности система охлаждения ему была не нужна.

На БР-1 экспериментально доказали возможность расширенного производства ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства топлива, то есть отношение числа атомов образовавшегося вторичного топлива к числу выгоревших, в БР-1 составлял 2,4‒2,5. Параллельно шли исследования физико-химических свойств и коррозионного воздействия жидкометаллических теплоносителей на конструкционные материалы, их совместимости.

Реактор БР-2 на топливе из металлического плутония и с ртутным теплоносителем, разработанный и созданный в 1955‒1956 годах, проработал лишь до 1957 года. Ртуть оказалась слишком токсичной и быстро «проедала» конструкционные материалы. Реактор демонтировали.

Вместо него в 1958 году заработал БР-5 — исследовательский реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 5 МВт. В нем впервые использовали топливо из оксида плутония, натриевый теплоноситель первого контура и натрий-калиевый — второго. Здесь же испытали топливную композицию из оксидов урана и плутония и нержавеющую сталь в качестве конструкций, контактирующих с натрием. Был получен опыт по массовому испытанию тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), по оборудованию натриевых контуров, проведены измерения температурного и мощностного эффекта реактивности. Реактор несколько раз модернизировали — в частности, в 1973 году его мощность увеличили до 10 МВт.

Благодаря полученному на БР-5 опыту стало понятно, что можно переходить к созданию промышленных установок большой мощности. В 1963 году Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ — ФЭИ) подготовил задание на проектирование БН-350. Из-за огромной разницы в мощности потребовался большой объем исследований и обоснований, которые проводили в течение 1960-х годов. В результате были приняты следующие решения: натрий в качестве теплоносителя первого и второго контуров, диоксид урана в качестве топлива с двумя зонами обогащения. На БН-350, который был подключен к сети в июле 1973 года, был получен огромный опыт эксплуатации, выявлены и решены разнообразные проблемы, касающиеся усовершенствования и замены агрегатов и комплектующих, конденсации паров натрия, гидравлики и прочего.

Еще на этапе разработке БН-350 зашла речь о необходимости создания реактора мощностью 600 МВт. Температура теплоносителя в нем была бы выше (не 500, а 600 °C), поэтому нужны были ТВЭЛы с более высокими характеристиками. Для их разработки и создания потребовался новый исследовательский реактор.

Таковым стал БОР-60, введенный в эксплуатацию в 1969 году. До сих пор он работает в НИИ атомных реакторов (НИИАР, Димитровград) и используется в качестве экспериментальной базы для российских быстрых реакторов. Здесь исследуют топливо и материалы для быстрых реакторов, разрабатывают необходимые технологии и т. д.

БН-600 начали строить в 1969 году, запустили в 1980-м. Он не работал на МОКС-топливе, но именно этот реактор доказал жизнеспособность быстрой технологии. Он проработал уже более 40 лет в коммерческом режиме и трижды признавался лучшим среди энергоблоков страны по надежности и безопасности.

Новый, усовершенствованный реактор на быстрых нейтронах начали обсуждать еще в 1970 году. По итогам обсуждений было решено увеличить установленную мощность с 600 до 800 МВт. Почти параллельно развернули работы по созданию реактора еще большей мощности — от 1000 поднялись до 1600 МВт, однако затем опустились до 1200 МВт. В 1986 году проект БН-800 был согласован всеми надзорными органами. Предполагалось построить четыре таких блока: три на Южно-Уральской АЭС, один — на Белоярской. Однако из-за аварии на Чернобыльской АЭС Госатомнадзор потребовал доработать проект. Доработка была завершена в 1992 году. В 1993-м вышли новые нормативные документы по безопасности, и проект пришлось скорректировать еще раз. Лицензию на сооружение блок получил в январе 1997 года, а в декабре 2015-го блок с реактором БН-800 на Белоярской АЭС был подключен к энергосети. Он стал первым российским быстрым промышленным реактором, который в коммерческом режиме работает на уран-плутониевом МОКС-топливе.

МОКС-топливо изготавливается из оксидов обедненного урана (хвостов обогащения) и плутония-239, полученного при переработке облученного в реакторе топлива.

В 2014 году большую часть стартовой загрузки БН-800 составляло обычное урановое топливо, доля МОКС-топлива была 16%. Постепенно ее стали наращивать, и ожидается, что во второй половине 2023 года активная зона на 100% будет заполнена МОКС-топливом.

Замкнуть цикл

Коэффициент воспроизводства топлива в БН-800 меньше 1 из-за использования в качестве экрана, предотвращающего утечку нейтронов и возвращающих их в активную зону, стальных стержней. Он был бы больше, если бы вместо стальных стержней установили стержни из обедненного урана — тогда из атомов урана при попадании в них нейтронов нарабатывался бы дополнительный плутоний. Но пока планов устанавливать вместо стального экран из обедненного урана нет.

Так что же, получается, что БН-800 не выполняет свою функцию размножителя? В полном смысле и прямо сейчас — нет. Но это не отменяет значимости БН-800 для развития атомной энергетики.

Во-первых, надо было отладить производство МОКС-топлива, сделав его серийным, то есть стабильным по качеству. Сделали. Серийное топливо для БН-800 производит Горно-химический комбинат. Для таблеток используется обедненный уран и плутоний, извлеченный из облученного топлива тепловых реакторов.

Во-вторых, надо было убедиться в стабильности работы нового реактора. За прошедшие годы были выявлены проблемы, для решения которых потребовалась доработка оборудования и уточнение регламента эксплуатации. В целом работу можно считать успешно выполненной, потому что реактор в основном стабильно работает на номинальной мощности, заявленные характеристики и планы дальнейшей эксплуатации не изменились. В-третьих, важна постепенность, чтобы убедиться в безопасности работы МОКС-зоны в реакторе. Эта работа близка к завершению.

Что важно: вместо новых порций урана в активную зону загружается не использованный ранее объем уже добытого урана, а, повторим, хвосты обогащения и облученное топливо). Как заявил, выступая на форуме «Атомэкспо-2022» директор по управлению жизненным циклом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и АЭС Владислав Корогодин, за счет использования МОКС-топлива экономится около 300 тонн урана в год.

И самое главное: отходы разных стадий ядерного топливного цикла становятся новыми порциями топлива — топливо рециклируется. Другими словами, речь идет о возобновляемом топливе.

В России планируется строительство нового реактора на быстрых нейтронах — БН-1200 — на площадке Белоярской АЭС. Он должен заменить действующий БН-600. Одна из главных задач — добиться сопоставимой стоимости этого реактора с флагманским проектом
«Росатома» — реактором ВВЭР-1200

Быстрые перспективы

Полная загрузка МОКС-топливом активной зоны БН-800 — важный, но не последний шаг в замыкании ядерного топливного цикла. Замыкание идет по нескольким направлениям.

Во-первых, в настоящее время проектируется новый реактор БН-1200 на быстрых нейтронах. Предполагается, что он будет построен на Белоярской АЭС на замену БН-600. Это будет быстрый реактор мощностью 1200 МВт с натриевым теплоносителем. В нем учтены не только накопленный опыт строительства и эксплуатации БН-600 и БН-800, но и требование быть сопоставимым по экономике с проектом АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200 (флагманский проект «Росатома» на текущий момент). По словам Владислава Корогодина, за счет снижения материалоемкости (бетона и металлоконструкций) БН-1200 окажется даже на 15‒20% дешевле.

Во-вторых, в России действует проект «Прорыв». На площадке Сибирского химического комбината возводится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК), состоящий из реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, модуля фабрикации-рефабрикации топлива и модуля переработки. Особенность этого реактора в том, что он будет работать на СНУП-топливе (см. «Что горит в ядерном реакторе») и со свинцовым теплоносителем. На модуле переработки будут перерабатывать ОЯТ, с тем чтобы получать материал для новых порций топлива. Планируют применять комбинированную технологию: сочетание пиро- и гидрометаллургии. Цель — выделение делящихся элементов (урана, плутония и нептуния) и разделение минорных актинидов (америция и кюрия). На модуле фабрикации-рефабрикации будут изготавливать ТВЭЛы и сборки для нового реактора.

Одна из версий развития быстрого направления в России предполагает, что БН-1200 будет загружаться СНУП-топливом, другая — что будет использоваться МОКС-топливо, а под СНУП-топливо будет построен еще один реактор, в развитие БРЕСТ-300: БР-1200.

В-третьих, «Росатом» разрабатывает смешанное уран-плутониевое топливо для тепловых реакторов. Это РЕМИКС-топливо — смесь, состоящая из регенерированного из ОЯТ урана и плутония с добавлением обогащенного урана (англ. REgenerated MIXture of U, Pu oxides). Нейтронный спектр РЕМИКС-топлива не отличается от обычного уранового, поэтому ТВС с ним ведут себя в активной зоне реактора в целом так же, как с обычным топливом. Производитель ядерного топлива компания ТВЭЛ разработала и изготовила первые образцы РЕМИКС-топлива. В декабре 2021 года шесть ТВС с ним были загружены для испытаний в блок № 1 Балаковской АЭС.

Кроме того, по словам Владислава Корогодина, топливо с использованием регенерированного урана используется на Кольской АЭС (реакторы ВВЭР-400) и Калининской АЭС (реакторы ВВЭР-1000). «Мы будем переводить на топливо с регенерированным ураном реакторы АЭС-2006, или, как их еще называют, ВВЭР-1200», — пообещал Владислав Корогодин. Сборки с уран-плутониевым топливом предполагается загружать и в планируемый блок на Кольской АЭС с реактором ВВЭР-С со спектральным регулированием. Его предполагается построить до 2035 года.

Конечно, хочется ответа на вопрос, когда же в России появится замкнутый ядерный топливный цикл. Владислав Корогодин уверен, что в 2029 году. Почему? Потому что именно в этом году в реактор БРЕСТ-300 будет загружено топливо, произведенное из переработанного облученного топлива того же БРЕСТ-300.

Сокращение ОЯТ

У замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) есть еще один аспект — снижение отходов топливного цикла, который необходимо захоранивать. Насколько — пока трудно сказать, потому что опыта захоронения еще нет (ОЯТ во всем мире пока оставляют на долгосрочное хранение). Нет ответа на вопрос, сколько раз можно загрузить один и тот же делящийся материал. Нет методики сравнения объемов возникновения ОЯТ при замкнутом цикле, потому что нет замкнутого цикла.

Важнейший аспект в работе по сокращению объемов ОЯТ — дожигание минорных актинидов. Минорные актиниды — это кюрий, америций и нептуний. Их доля в общем объеме облученного топлива мала (0,006, 0,035 и 0,05% соответственно), но это самые высокоактивные компоненты, образующиеся при облучении.

Предполагается, что кюрий-242 будут выделять и отправлять на хранение, чтобы он в процессе естественного распада (его полураспад исчисляется месяцами) превращался в изотоп плутоний-238, который можно будет вернуть в топливный цикл. Америций и нептуний планируют облучать в БН-800. «По поводу технологий и практических шагов, связанных с утилизацией минорных актинидов: сейчас идут серьезные НИОКР по выбору технологии, будь то гетерогенная или гомогенная, с привлечением ведущих институтов (ФЭИ и НИИАР). С “Росэнергоатомом” уже подписано решение по изготовлению пилотных сборок и практической демонстрации утилизации минорных актинидов в БН-800 в 2024 году», — рассказал старший вице-президент по научно-технической деятельности ТВЭЛ Александр Угрюмов.

Дожигание минорных актинидов важно потому, что при их удалении из ОЯТ оставшиеся компоненты имеют либо среднюю активность, либо высокую, но живут эти изотопы недолго. У короткоживущих изотопов цезия и стронция, доля которых в общем объеме ОЯТ составляет около 2,5%, срок снижения радиоактивности до уровня урановой руды — 300 лет.

Что это значит? Радиоактивность — это не навсегда. Со временем активные элементы становятся стабильными и перестают быть источниками опасного радиоактивного излучения.

В целом создание быстрых реакторов нацелено на сокращение использования природного урана, объема отходов и максимального извлечения энергетического потенциала из ядерного топлива. Использование отходов разных стадий ядерного топливного цикла для создания новых порций топлива и рециклинг ядерных материалов, то есть многократное извлечение энергии из одной и той же порции материалов, переводит атомную энергетику в разряд возобновляемой. И вопрос о ее признании таковой можно ставить уже сейчас.