Ядерные технологии в России всегда занимали особое место: они обеспечивали стратегическую защищённость, поддерживали глобальный паритет на этапах превосходства противников на мировой арене в сфере военных технологий, обеспечивали энергетическую безопасность. В сегодняшнем мире взаимозависимых глобальных процессов, когда самым ценным товаром и эффективным механизмом мягкого влияния становятся инновации, развитие ядерных и радиационных технологий является одним из двигателей индустриального и общественного развития (поясню последнее: крупный технологический проект неизбежно оказывается полюсом влияния на образование, экологию, экономику и культуру), одновременно расширяя своё присутствие в отдельных регионах карты мира.
Российское ОАО «Атомэнергопроект» является мировым лидером в области экспорта АЭС. Эта компания посредством дочерних предприятий осуществляет весь технологический цикл, связанный с ядерной генерацией, от добычи и обогащения урана до эксплуатации российских АЭС и экспортных поставок. Владеющий самыми крупными в мире мощностями по обогащению урана «Атомэнергопроект» является поставщиком одной трети потребляемого в Европе ядерного топлива.
В настоящее время ядерным технологиям мир обязан порядка 13% всей производимой электроэнергии, с минимальной стоимостью киловатт-часа и самыми низкими показателями экологического загрязнения (при строительстве АЭС, чтобы добиться хоть каких-то цифр относительно воздействия на окружающую среду и выброса CO2, учитываются даже выхлопы дизельных генераторов строителей).
С чисто технологической точки зрения стоит отметить, что завидные показатели ядерной энергетики достигнуты с использованием реакторов, которые работают на «тепловых» или «медленных» нейтронах – нейтронах, прошедших через специальный замедлитель (вода, тяжёлая вода или графит), скинувших избыток энергии и запустивших самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию. Соответственно, от количества доступных для ядерной реакции свободных нейтронов и способности топлива их захватывать зависит скорость протекания реакции и многие инженерно-конструкторские задачи, которые необходимо решить для успешной работы ядерного реактора. По наблюдениям учёных, в более старшей технологии — так называемых быстрых реакторах (а.к.а. «бридеры» или «реакторы-размножители») — есть избыток нейтронов, формируется нейтронный поток в 2,3 свободных нейтрона против 1 для тепловых реакторов. Этот колоссальный потенциал, помимо непосредственного энергогенерирующего применения, можно использовать для воспроизводства ядерного топлива и для решения других задач: когенерации электричества и тепла, опреснения воды, производства водорода и прочих.
Работающая сегодня ядерная энергетика в качестве топлива использует почти исключительно уран-235, содержание которого — всего 0,7% в ископаемом уране. До операбельного количества процент урана-235 в топливных элементах доводится за счёт специальных обогатительных процедур. Быстрые реакторы могут нарабатывать плутоний, чем вовлекают в генерацию и идущий сегодня на склады/свалки уран-238, содержание которого в добытой руде составляет оставшиеся 99,3%; а плутоний, в свою очередь, отлично подходит в качестве топлива для оперируемых сегодня тепловых реакторов, то есть в быстрых реакторах образуется больше топлива, чем потребляется! Согласно оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов урана-235 хватит приблизительно на 85 лет – это на порядок меньше, чем нефти или газа. У такой ядерной энергетики долговременного будущего, по всей очевидности, нет. Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла.
Эта версия развития открывает к использованию все природные ресурсы урана (235 и 238), а также тория и наработанного оружейного плутония, и тогда разведанных запасов хватит на (по разным оценкам) приблизительно 2500 лет, с учётом неукоснительного роста энергопотребления и дефицита ресурсов по Мальтусу. Неудивительно, что бридеры с самого начала развития ядерной энергетики полагались будущей основой мировой ядерно-генерирующей индустрии, что на момент открытия эпохи мирного атома ограничивалось имевшимися технологиями: топливный цикл тепловых реакторов проще и дешевле, а работа с быстрыми реакторами, подразумевающая замыкание топливного цикла, ещё требует дорогого и сложного комплекса по переработке и рециклу облучённого ядерного топлива. Но, несмотря на более высокие удельные затраты на переработку ОЯТ быстрых реакторов, меньшие требуемые объемы перерабатываемых материалов для получения единицы плутония делают этот процесс экономически чертовски выгодным – по сравнению с сегодняшней переработкой отходов тепловых реакторов. Какая-то часть отработанного в быстром реакторе топлива будет непригодна для рецикла: после переработки и хранения в течение 150–200 лет (то есть вполне подотчётного с точки зрения безопасности мест хранения срока) эти отходы будут иметь радиотоксичность, эквивалентную природному урану, и могут быть захоронены в местах его добычи без нарушения радиационного баланса.
К слову о накопленных радиоактивных отходах: быстрые реакторы позволяют перерабатывать оружейный плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз. Касаемо отходов, раз и навсегда: специфика ядерной энергетики такова, что то, что сегодня принято называть ядерными отходами, оными не является. Отработанное топливо медленных реакторов – это новое топливо для будущей ядерной энергетики, и такое будущее уже наступает. И целых два предприятия, способных перерабатывать облучённое ядерное топливо, находятся в России. В мире таких заводов не многим больше, чем два российских.
Мировая гонка за быстрыми реакторами
Первый в мире ядерный реактор был «медленным»: он был построен Энрико Ферми под западными трибунами футбольного поля Чикагского университета из графитовых и урановых блоков, на 28 минут с помощью такой-то матери запущен в 1942-ом году и не имел решительно никакой защиты от радиации и системы охлаждения. По довольно точному описанию самого г-на Ферми, эта разработка выглядела как «сырая куча черных кирпичей и деревянных брёвен», чем фактически и являлась. Но уже тогда он мечтал построить быстрый реактор.
Первые быстрые реакторы, соответственно, и появились в Америке: в Лос-Аламос (полигон для ядерных испытаний, в переводе на русский знаково означает «Тополя» — со всеми вытекающими каламбурами) в 1946-ом заработал стенд «Клементина», в котором в качестве довольно экзотичного теплоносителя выступала ртуть; а в 1951-м в Айдахо был запущен первый энергетический реактор EBR-1 (Experimental Breeder Reactor) мощностью всего 0,2 МВт, который продемонстрировал возможность одновременного производства электроэнергии и ядерного топлива в одном устройстве и дал старт истории атомной энергетики. Позднее, в 1963 году, в Детройте был запущен опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах «Энрико Ферми» мощностью около 100 МВт, но спустя всего три года там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны – правда, без последствий для окружающей среды или людей.
Необходимая для советского атомного проекта возможность расширенного производства плутония была доказана на первом исследовательском советском реакторе с номенклатурно-незатейливым названием БР-1, запущенном в Обнинске в 1956-ом году. Получить же необходимые для разработки энергетического быстрого реактора данные удалось только на более старшей версии БР-5, созданной в 1959 году. Позднее, в 1970-ом, был пущен экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР, Димитровград, который до сих обеспечивает город теплом и электричеством. Далее технология была также отработана на первом в мире энергетическом реакторе на быстрых нейтронах БН-350, стартовавшем в 1973-м и занимавшимся энергогенерацией и опреснением воды в степях вплоть до его остановки в 1990-х годах. Впрочем, БН-350 был остановлен не по исчерпанию технического ресурса, а из-за опасений касательно качества обеспечения его эксплуатации после распада СССР.
В 1980-м на Белоярской АЭС начал работать БН-600 («быстрый натриевый» мощностью 600 МВт), по состоянию на сегодня — единственный в мире действующий промышленный реактор на быстрых нейтронах. Следует отметить, что с 1980-го этот реактор эксплуатируется безаварийно. На той же Белоярской АЭС в первом квартале 2015-го планируется ввод в эксплуатацию следующей версии – БН-800, на котором будет производиться окончательная отработка технологии реакторов на быстрых нейтронах с использованием уран-плутониевого топлива, здесь же начнёт свою работу первый в мире пристанционный блок замкнутого ядерно-топливного цикла. Сегодня на стадии технического проектирования уже находится реактор нового поколения БН-1200, предназначенный для серийного сооружения, – его ввод в эксплуатацию намечен на 2025. Также к 2020 на территории Сибирского химического комбината в Северске планируется запуск быстрого реактора на 300 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем – эта технология десятилетиями отрабатывалась в реакторах подводных лодок и ледоколов.
Но, возвращаясь к извилистому пути мирового соревнования за быстрыми реакторами, вскоре после старта БН-350, в конце 1950-х годов, к лидерам ядерной гонки присоединились Англия со своей установкой DFR. Позднее были запущены британская АЭС с быстрым реактором PFR, 1974, и французская с опытным натриевым блоком «Феникс», 1973, каждая мощностью 250 МВт. В 1986-м консорциум европейских стран подключил к сети реактор «Суперфеникс», при создании которого заимствовались некоторые решения, воплощенные ранее в советском БН-600, но в 1996 году проект был закрыт без права воскрешения. Дело в том, что в силу недоразвитости французских журналистов (или многомудрости конкурентов французских атомщиков) вокруг «Суперфеникса» была раздута массовая истерия: в конце 70-х Холодная война достигла апогея, а строящийся реактор ассоциировался в первую очередь с наработкой плутония. Раздутая в медийном поле катавасия вылилась в шестидесятитысячные акции протеста, перерастающие в уличные беспорядки, а в 1982-ом, то есть через год после физического пуска, здание АЭС было в пять залпов обстреляно через Рону из советского противотанкового гранатомёта РПГ-7. Существенного урона станции авторы этого праздника жизни, к счастью, нанести не смогли (пять тонн натриевого теплоносителя температурой порядка 600 градусов по Цельсию могли бы отменно загореться при контакте с кислородом. Вам доводилось тушить натрий со степенью очистки 99,95%? Он при контакте с водой образует взрывоопасный водород, в больших количествах). Позже выяснилась причастность к атаке бельгийской радикальной организации «Cellules Communistes Combattantes». Но этого мало: в декабре 1990 года из-за небывалого снегопада на «Суперфениксе» обрушилась крыша турбинного зала. После восстановления, несмотря на недостатки и дороговизну, вплотную подводившая Европу к созданию собственного коммерческого БР инициатива была свёрнута. Впрочем, в 2010-ом французы вновь возвращаются к строительству реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – проект зовётся «Astrid», планируемая мощность — 600 МВт. И даже несмотря на то, что Франция в своей программе быстрых реакторов опирается на собственные разработки, она по-прежнему в основном использует русские обогатительные производства.
Догнать и перегнать всех на свете стремятся китайцы, в том числе потому, что их здесь обошла Индия, которая после многочисленных переносов собирается в этом году провести физический пуск демонстрационного быстрого реактора собственной разработки PFBR-500. После его ввода Индия хочет приступить к строительству серии из шести коммерческих энергоблоков по 500 МВт каждый и на той же территории построить завод по переработке ядерного топлива, вовлекая свой ядерно-топливный торий, которого у них немерено.
Японцы, в свою очередь, вопреки ожидаемой реакции после фукусимской аварии, продолжают возрождение быстрого реактора «Мондзу», работавшего с 1994 по 1995. К слову отметить, не стоит обманываться в отношении фукусимской трагедии: для ядерной энергетики вообще характерна цикличность развития. После каждой аварии (Трёхмильный остров, Чернобыль, Фукусима) интерес к АЭС слегка ослабевает, но потом потребности в электроэнергии снова диктуют свой категорический императив – и вот в эксплуатацию вводятся следующие поколения реакторов, с новыми типами защитных механизмов. А авария на Фукусиме стала таковой, поскольку строители очень авторски разместили резервные дизельные генераторы аварийного охлаждения ниже основных, и, когда набежавшая волна вывела из строя основной источник питания, угадайте, что случилось с запасным?
По подсчётам ФЭИ в Обнинске, всего в мире было разработано порядка 30 концепций быстрых реакторов, часть из которых была экспериментально отработана «в железе». Но похвастаться отработанными технологиями и безаварийной эксплуатацией промышленных быстрых реакторов в своём национальном портфолио на сегодня может только одна страна – и это Россия.
Сложная инженерия
Достоинства быстрых реакторов очевидны, равно как очевидна и инженерная сложность их создания. Отсутствие необходимых технологий – вот одна из ключевых причин, почему быстрые реакторы на текущий момент не получили более широкого распространения. Как отмечалось ранее, воду – замедлитель нейтронов – в быстрых реакторах использовать нельзя, поэтому используются металлы в жидком состоянии: от самого распространённого натрия до свинцово-висмутовых сплавов. Использование жидкометаллического теплоносителя в условиях многократно более интенсивного энерговыделения, чем в традиционных реакторах, ставит ещё одну серьёзную задачу – материаловедческую. Все компоненты корпуса реактора и внутриреакторных систем необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов, способных выдержать характерные для жидкого натрия в быстром реакторе 550°C.
В реакторах на быстрых нейтронах, которые испытывают невероятные термические и радиационные нагрузки, также требуются особые материалы для конструкционного оформления топлива: среди всех разновидностей испробованных сплавов были выбраны легированные хромистые стали, менее всего подверженные радиационному растрескиванию и «распуханию». Проблема подбора правильных материалов создала немало задач для неиссякаемой находчивости русских инженеров: когда в активной зоне работающего реактора искривилась одна топливная сборка, чтобы её достать, столкнувшимся с той же проблемой французским атомщикам придумалось изобрести сложный и дорогой способ «видения» сквозь слой жидкого натрия. Когда та же проблема возникла у русских, наши инженеры решили элегантно использовать простую видеокамеру, помещенную в своеобразный водолазный колокол – трубу с поддувом аргона сверху, что позволило операторам быстро и эффективно испорченные топливные элементы достать.
Сложность работы с жидким натрием и высокой интенсивностью радиации вызвала к жизни концепцию «естественной безопасности», которая предусматривает реализацию целого комплекса очень изящных мер пассивной (читай: никак от людей не зависящей) защиты реактора от окружающей среды и окружающей среды от аварийного реактора. Перечислять конкретные решения по созданию внутренней самозащищённости реактора можно довольно долго, и это останется вне настоящей статьи. Следует отметить, что, кратко, реакторы на быстрых нейтронах – самые защищённые на свете.
Разумеется, инженерная сложность быстрого реактора сказывается на его стоимости, которая в настоящее время – когда быстрые реакторы находятся скорее в концептуальном поле, — существенно выше, чем у тепловых реакторов. Все процессы по замыканию ядерно-топливного цикла также достаточно дорогие: технологии имеются, они отработаны, отрабатываются и развиваются, но их ещё предстоит вывести на потоковый коммерческий уровень. К счастью, для России это – вопрос ближайших двух-трёх десятилетий.
Мягкая сила быстрых нейтронов
Бесспорное технологическое превосходство России в области замыкания ядерно-топливного цикла, очевидно, должно получить стратегическую реализацию на мировой арене. Так, ещё в 2006-ом году на саммите Евразийского экономического сообщества В.В. Путин выступил с предложением по созданию глобальной инфраструктуры атомной энергетики: Россия может принять на себя бремя лидерства по созданию такой мировой инфраструктуры, которая позволила бы обеспечить равный доступ всех заинтересованных государств к атомной энергии, но при этом надежно гарантировала бы соблюдение требований режима нераспространения. В плане реализации этой инициативы предусмотрены следующие направления:
— создание международных центров по обогащению урана, первый из которых располагается в Ангарске;
— формирование международных центров по переработке и хранению ОЯТ (не всё же облизываться на наши просторы);
— создание международных центров по подготовке квалифицированного персонала для АЭС и проведение совместных научно-исследовательских работ в области защищенных от несанкционированного распространения ядерных технологий.
По состоянию на сегодня наиболее разработанной частью выдвинутой программы стал пункт о создании МЦОУ: подобные центры функционируют как совместные коммерческие предприятия, не пользующиеся государственной поддержкой. В совет директоров подобных предприятий должны входить представители власти, сотрудники компаний ядерно-топливного цикла и эксперты МАГАТЭ, притом последние окажутся консультантами без права голоса, чьей целью будет верификация работы центра и сертификация отдельных его действий. Соответственно, к технологиям обогащения неядерные страны допускаться не будут, а это вопрос довольно серьёзный: ради поиска облучённых труб, использовавшихся в обогатительных центрифугах, на рубеже XXI века ряд западных государств проводил политику «политического вмешательства» в отношении Ливии и Сирии, в отдельных случаях – с применением бомбардировок.
К сожалению, за время, прошедшее с момента указанного выступления президента РФ, остальные положения инициативы по созданию глобальной инфраструктуры ядерной энергетики не получили содержательного наполнения. В связи с чем возникает естественный вопрос: есть ли гарантии того, что эти версии политической эксплуатации технического потенциала не окажутся забытыми фантазиями на бумаге? Как разрушить пассивное или даже негативное отношение многих развивающихся стран к российскому стремлению по-отечески помочь в освоении мирной энергии ядерного распада, в каковом стремлении эти страны усмотрели признаки дискриминации?
Для выхода из создавшейся ситуации, для привлечения широкого круга развивающихся стран, заинтересованных в мирном использовании ядерной энергетики, для старта программы международных центров ядерно-топливного цикла необходимо наполнить эти предложения прогностико-исследовательским и научно-техническим содержаниями. Требуется продемонстрировать бенефиты поддержки со стороны глобального технологического лидера для развивающихся и небольших государств (например, стран Восточной и Центральной Европы) в перспективе: актуальной видится организация работ по анализу и изучению возможных путей международной кооперации и их экономических аспектов – с расчётом конечных выгод для каждой из подключающихся к российской программе стран.
Привлечённые к крупным исследовательским проектам в сфере экономики ядерной энергетики небольшие и развивающиеся государства способны увидеть свою конкретную выгоду от участия в реализации упомянутых инициатив и понять, какие изменения необходимы в их национальных программах.
Признанный передовой уровень технологии быстрых реакторов в России — единственной стране, эксплуатирующей промышленный реактор этого типа в сочетании с опытом переработки ядерного топлива, позволит России в долговременной перспективе претендовать на роль одного из лидеров мировой ядерной энергетики, снабжающего услугами по производству и переработке ядерного топлива многие страны мира при одновременном снижении опасности распространения ядерного оружия, в том числе путем энергетической утилизации «оружейного» плутония и исключения необходимости в национальных обогатительных производствах.
Успешная реализация российских предложений по созданию глобальной ядерной инфраструктуры является важным фактором для будущего развития мировой энергетики, не говоря уже о российском месте в этом развитии. Воплощение российских предложений может со временем не только обеспечить безопасность глобальной ядерной энергетики и её практически бесконечную топливную самообеспеченность, но и перекроить ландшафт рынка электроэнергетики в целом: угроза дефицита всех видов ископаемого топлива, включая уран, на определённом этапе станет гораздо ближе и реальнее, чем может показаться.
Альтернативная энергетика: SunDown, NukesRise!
В ответ на растущие цены на углеводороды в мире последние лет этак двадцать наблюдается обострение интереса к альтернативной энергетике: в Норвегии 95%, а в Парагвае – 100% энергобаланса приходится на гидрогенерацию, немцы плодят ветряки, французы планируют уже в этом столетии целиком перейти на фотовольтаику, Судан поставляет в Нидерланды биоэтанол, латиноамериканские умельцы заливают в свои бензобаки результат кустарной дистилляции местной браги, а в русских сёлах стоят кормящиеся деревом печи. К слову, дрова – это тоже возобновляемый источник энергии. Однако есть ряд оснований полагать, что единственной вменяемой альтернативой традиционной тепловой генерации может быть только ядерная энергетика.
Из всех существующих в мире сегодня направлений альтернативной энергетики всерьёз можно воспринимать только солнечную генерацию в южных странах, где установить на крышу своего дома солнечный коллектор может любой рачительный домохозяин, – и это экономически оправдано, но в пределах только одного дома. Подобные факты порождают на свет разные интересные сценарии развития энергетики типа распределённой генерации, когда отдельные обладающие генераторами домохозяйства в часы минимального энергопотребления должны сливать в общую сеть избыток электричества, что на бумаге, несомненно, выглядит очень гладко. Острый недостаток всех альтернативных видов энергетики – их жёсткая климатогеографическая привязка. В России солнечная погода, равно как и ветреная, встречаются с перебоями и поэтому надёжным источником электричества считаться не могут.
В мире места с, например, предсказуемыми и достаточно интенсивными потоками ветра есть: это и Западная Европа, и часть Восточной Азии, немного в США и Канаде, что-то в Латинской Америке и совсем чуть-чуть – в Африке. Но та же ветрогенерация предполагает не только наличие огромных парков ветряков и симметричные мощности традиционной генерации (представьте себе ситуацию: во всех больницах отключили свет, потому что ветры не дуют. Понравилось?), но и чудовищные расходы по обеспечению этих генерирующих систем. И в итоге 1 кВт⋅ч альтернативного электричества на рынке без бюджетной подпитки существовать не может. Во всём мире альтернативная энергетика беспрекословно дотируется государством, а энергобаланс рассчитывается без (!) учёта существующих мощностей возобновляемой энергетики. Погода не заладилась – электричества нет. Ни о какой национальной энергетической безопасности в таких условиях говорить не приходится.
Отдельные исследовательские проекты рассматривают альтернативную энергетику в гибридных с традиционной генерацией системах, из которых экономически оправданными являются только версии с вовлечением ядерной энергетики. Так, американские учёные предлагают поднять базовый уровень атомной генерации в мировом энергобалансе, а поскольку потребление электричества на протяжении суток довольно волатильно, в часы сниженного потребления избыток энергии направлять на производство топливного водорода. Немцы уже направляют невостребованную энергию ветряков на производство водорода, но атомная версия гибридизации коммерчески намного успешнее. Что делать с водородными топливными элементами? Вовлекать в общую генерацию как экстренный резерв или поставлять на рынок как самостоятельный продукт. Об использовании ядерной генерации для производства водорода писали ещё в советское время, но несколько инженерных проблем с тех пор решить пока не удалось: если хранить водород газообразным, потребуются колоссальные хранилища, сжиженный же топливный водород начнёт поднимать вопросы о своей окупаемости.
Также с помощью атомной электростанции можно создать геотермальный источник: АЭС вырабатывают значительные объёмы радиоактивно безопасной горячей воды, которая утилизируется в близлежащих прудах-охладителях.
Ещё одна предложенная американскими учёными версия – закачивать горячую воду в сланцевые и угольные пласты, в которых при определённом нагревании произойдёт растворение керогенов с преобразованием твёрдых пластов в синтетические нефть и газ, пригодные для традиционной добычи. Разумеется, нагреть подземные пласты – это задача на сколько-то лет, но при размещении станции в правильном месте все затраты окупятся сторицей.
Все эти версии развития применений ядерной генерации хороши как зарядка для заскучавшего учёного ума, до их гипотетической коммерчески успешной реализации должно пройти немало времени. Сегодня же о сравнении перспектив ядерной энергетики и возобновляемой генерации написаны очень серьёзные и толстые книги, которые, вкратце, говорят, что в перспективе ближайших десятилетий нам светят быстрые реакторы – и технологическое лидерство России.
