Атомная промышленность Новые технологии Ростки будущего

Россия замыкает ядерный цикл

Вячеслав Степовой
29 сентября 2025, 06:00

№40

Технологии четвертого поколения реакторов с полной переработкой топлива будут построены на Урале и в Сибири

Олег Сердечников

Заместитель директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ Георгий Тихомиров

Читайте Monocle.ru в

Ядерная энергетика вступает в гонку по внедрению коммерческих быстрых реакторов четвертого поколения и замыканию ядерного топливного цикла. Российская атомная индустрия занимает лидирующие позиции в этом технологическом ралли, она вплотную подошла к ЗЯТЦ и строит целую линейку различных типов АЭС, соответствующих новым требованиям по безопасности и экологии.

Ввод в эксплуатацию энергоблоков на Белоярской АЭС и на планируемой Южно-Уральской АЭС задаст темп внедрению реакторов поколения IV. По сути, уже к 2030-м годам, как заявил Владимир Путин на Глобальном атомном форуме, Россия будет обладать рабочей технологией замкнутого топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике. О перспективах и реальном положении дел в отрасли «Монокль» поговорил с заместителем директора Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ, доктором физико-математических наук Георгием Тихомировым.

— У каждой технологии есть свои плюсы и ограничения. Какие они у четвертого поколения реакторов?

— Ключевая идея двухкомпонентной ядерной энергетики и систем четвертого поколения состоит в том, что отработавшее ядерное топливо, ОЯТ, — это не часть отходов, а сырье, пригодное для нового топлива в рамках замкнутого ядерного топливного цикла.

Если говорить о четвертом поколении быстрых реакторов, то это прежде всего комплексная энергетическая система, которая включает в себя сразу все — фабрикацию топлива, реакторы АЭС, переработку радиоактивных отходов. Основой их плюс в том, что они дают возможность создать замкнутый ядерный топливный цикл, ЗЯТЦ, и вовлечь весь уран в выработку энергии. То есть сегодняшняя энергетика, основанная на 235-м уране, обеспечена ресурсами примерно на 150‒200 лет. А как только мы замыкаем цикл, то получаем топливо уже на тысячи лет.

Основные проекты быстрых реакторов четвертого поколения в России

Исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР). Тепловая мощность — 10 МВт.

Основное назначение — трансмутация и «дожигание» минорных актинидов, рассматривается как часть замкнутого ядерного топливного цикла. В планах — строительство ИЖСР на территории Горно-химического комбината в Железногорске, пуск в 2031 году.

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) с гелиевым теплоносителем и установкой по производству водорода. В качестве теплоносителя будет использоваться гелий, его температура на выходе составит 850 °С, что позволит обеспечить энергоемкие технологические процессы в нефтепереработке, нефтехимии, химической промышленности, металлургии, а также крупномасштабное производство водорода. Находится на предпроектной стадии: выбирается площадка для размещения АЭТС, идет разработка технического проекта реакторной установки.

Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ. Энергетическая мощность — 300 МВт. Теплоноситель — расплавленный свинец. Топливо — смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП). Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300. Первый блок предполагается построить на новой Южно-Уральской АЭС во второй половине 2030-х годов.

Реакторы на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР-100, СВБР-10 и СВГТ-1 мощностью до 100 МВт. Спроектированы так, что без изменения конструкции могут использовать разные виды топлива и работать в различных топливных циклах. Установка предназначена для использования на труднодоступных территориях с неразвитой инфраструктурой для тепло- и энергоснабжения, а также для опреснения воды.

Статус проектов: в разработке.

Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-1200. Серийный коммерческий энергоблок с переходом к замкнутому ядерному топливному циклу атомной энергетики. Планируется, что первый БН-1200 будет построен на Белоярской АЭС у города Заречный в Свердловской области. Пуск — 2035 год.

Многоцелевой быстрый исследовательский реактор на быстрых нейтронах четвертого поколения (МБИР). Проектная мощность — 150 МВт. Предназначен для проведения реакторных и послереакторных исследований, производства электроэнергии и тепла, отработки новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Строительство началось в 2015 году, ввод реактора в эксплуатацию намечен на 2028 год.

Атомная эволюция

Реакторы поколения I

1950‒1960‑е годы. Ранние образцы энергетических реакторов с топливом в виде природного или низкообогащенного урана, с графитовым, легководным и тяжеловодным замедлителями, с водяным и газовым (CO2) теплоносителями. На основе этих первых проектов были построены и эксплуатировались некоторые прототипы АЭС, в СССР это были промышленные уран-графитовые реакторы (АДЭ и др.), ВВЭР‑440/230 и др.

Реакторы поколения II

Начало 1970 х — конец 1990 х годов. В основном это легководные реакторы, кипящие (BWR) и с водой под давлением (PWR, ВВЭР).

Реакторы поколения II+ — этот термин используется для обозначения модернизированных реакторов поколения II, построенных после 2000 года. Модернизация включает усовершенствованные системы безопасности и расчетный срок службы до 60 лет.

Реакторы поколения III

Характерные черты: более высокая топливная эффективность, улучшенный тепловой КПД, значительное усовершенствование систем безопасности (включая пассивные) и стандартизация конструкции для снижения капитальных затрат и затрат на техническое обслуживание. Российские проекты: ВВЭР‑1000/428(М) (блоки №№ 1‒4 АЭС «Тяньвань», 2007‒2018 годы); ВВЭР‑1000/412 (АЭС «Куданкулам»).

Реакторы поколения III+

Реакторные установки повышенной безопасности.

Характерные черты: исключение аварий, требующих эвакуации населения; модульное исполнение важнейших элементов РУ; высокий уровень стандартизации оборудования РУ; способность выдержать падение самолета; наличие разнообразных пассивных систем безопасности (СПОТ, САОР, «ловушки расплава», устройства охлаждения корпуса и т. п.).

Российские проекты: АЭС‑2006, ВВЭР-ТОИ. Нововоронежская АЭС-2 и Ленинградская АЭС-2 с энергоблоками ВВЭР-1200.

Полная версия этого материала доступна только подписчикам

Читать материалы из печатного выпуска журнала в полном объеме могут только те, кто оформил платную подписку на ONLINE-версию журнала.

Подписка за 0₽ в первый бесплатный месяц даёт доступ только к материалам выпусков, выходящих в течение этого месяца. Если вам нужен полный доступ к архиву, подписывайтесь на любой онлайн доступ от 390 рублей.

Все материалы номера за 150 ₽ Другие варианты подписки Я – подписчик