Ядерная и углеводородная энергетики

Поэтому сложившееся субъективное мнение о том, что эра РБМК уже подошла к концу, неверно. Эти реакторы останутся в работе ещё на целое поколение людей.
Эксплуатация реакторов РБМК - процесс непрерывного совершенствования. Такова специфика канального направления, она предоставляет возможность модернизировать блок практически в режиме "нон-стоп".
Реактор, пущенный в 1973 году - безусловно, не тот реактор, который эксплуатируется сегодня. Это касается систем, важных для безопасности, спецсистем, непосредственно конструкции активной зоны, и так далее.
Развиваются технологии, в том числе в смежных с атомной энергетикой областях, и мы берём для РБМК многие важные технологические достижения. Я имею в виду такие направления, как робототехника, системы диагностики, электроника. Это помогает нам обеспечивать безопасность блоков на современном уровне.
Особое значение для РБМК имел переход от 30 к 45 годам службы. Он сопровождался масштабными работами на всех энергоблоках, позволившими подняться на качественно новый уровень безопасности с учётом требований современных нормативных документов.

Продление срока эксплуатации

Научно-технический прогресс раздвинул рамки таких определений, как восстанавливаемые или ремонтопригодные элементы и системы.
Срок службы сложной технической системы, каковой является энергоблок атомной станции, определяется работоспособностью и ресурсом незаменяемых или невосстанавливаемых элементов.

Например, графитовой кладки?

На самом деле, для РБМК таких элементов три - строительные конструкции, металлоконструкции, формирующие реакторное пространство, и графит, являющийся замедлителем и отражателем нейтронов в активной зоне.

Логика продления срока службы до 45 лет включала в себя следующее: модернизация и замена изношенного оборудования и оценка срока службы трёх названных незаменяемых элементов.

По строительным и металлоконструкциям больших трудностей не было и нет - имеются соответствующие системы диагностики, и был выполнен необходимый комплекс работ подтверждающих остаточный ресурс. По графиту были сделаны оценки и дан прогноз поведения графита как конструкционного материала.

Опыт проектирования, строительства и эксплуатации промышленных аппаратов показал, что графит - это более сложный материал по сравнению со сталями и сплавами.

Впервые с проблемой деградации графита - изменением его свойств и геометрии - столкнулись на промышленных аппаратах. И уже на стадии проектирования реактора РБМК были учтены вопросы, решавшиеся для промаппаратов.

Если у промаппаратов проблемы, связанные с поведением графита, проявлялись практически сразу после пуска, то для РБМК эта проблема встала на рубеже 40-ого года службы (если говорить о ЛАЭС-1), что потребовало проведения ремонтных работ, восстановления ресурсных характеристик (ВРХ).

Острота проблем с графитом на РБМК зависит от его марки?

Безусловно. Одно из отличий графита от других, более привычных конструкционных материалов, - зависимость от технологии изготовления и условий эксплуатации.

Технология… Вы имеете в виду примеси?

Не только примеси. Условия термообработки при изготовлении и другие моменты. Сначала графитом занимался Московский электродный завод, потом подключился Челябинск. Хотя марка графита была одна и та же, особенности технологических процессов на заводе оказали влияние на его эксплуатационные характеристики.

Безусловно, на поведение графита также влияют и условия эксплуатации - температура, флюенс, потоки. Мы имеем функцию от нескольких аргументов, каждый из которых вносит свой вклад в кинетику механизмов деградации графита.

Какой разброс в срок службы блока вносят эти различия?

Разброс может достигать до пяти лет.

То есть, даже в наилучшем случае рассчитывать на ВВЭР-овские 60 лет не получится?

На 60 лет службы рассчитывать не приходится. Но можно поставить вопрос по-другому. Для энергоблока устанавливается срок 45 лет, но мы должны понимать, что качественных изменений при сроке "45 лет плюс один день" не произойдёт.

То есть, с технической точки зрения будет возможным определённый заход за 45 лет. Однако это потребует серьёзных дополнительных исследований и обоснований.

Наша задача, связанная с сопровождением эксплуатации и научно-технической поддержкой, заключается в том, чтобы обеспечить работу блоков с РБМК до ввода замещающих мощностей.

Сейчас в дорожной карте развития атомной энергетики России заложено, что блоки с РБМК проработают 45 лет, после чего эстафету подхватывают замещающие мощности.

Но для отдельных блоков с учётом истории эксплуатации, фактического состояния и прогнозирования поведения графитовой кладки можно говорить о том, что ответ на вопрос об их переходе за 45 лет не является однозначно отрицательным.

Хочу ещё раз подчеркнуть, что возможность контролируемой эксплуатации РБМК обеспечивается, в первую очередь, теми новыми методиками и системами, которые были внедрены и внедряются на блоках.

Если говорить о мониторинге элементов реакторной установки, то в мире, наверное, нет других реакторов с таким объёмом контроля. Например, у нас задействован большой парк робототехнических средств, которые контролируют геометрию каналов, графита и металлоконструкций.

В РБМК предусмотрены конструкционные элементы, позволяющие доставлять эти средства непосредственно в реакторное пространство. Робототехника у нас также работает по низу аппарата, контролируя границу сопряжения каналов и металлоконструкций.
Роботехнические комплексы также обеспечивают возможность выполнения ремонтно-восстановительных работ элементов активной зоны, например восстановления узлов ТСТ (телескопических соединений трактов).

Это именно роботы?

Это робототехнические комплексы, состоящие из нескольких частей. Представьте себе, например, гусеничное средство, которое везёт за собой маленького робота или роботов.

После того, как комплекс доберётся до нужного места, роботы на магнитах подсоединяются к верхней металлоконструкции и устанавливают нужное оборудование на тракт технологического канала. После завершения работы приезжает следующий комплекс, который осуществляет контроль качества.

А что делают с облучённым топливом РБМК? Перерабатывать его, видимо, бесполезно.

На сегодняшний день оно планируется к длительному хранению практически в полном объёме. Целесообразность его последующей переработки - это вопрос будущего.

Из других преимуществ. Если есть доступ к каждому каналу при работе, то можно легко организовать, например, изотопное производство на блоке.

Такие работы проводятся на Ленинградской АЭС. Там имеются специальные каналы для облучения (радиационного легирования) кремния, а также в значительных объёмах нарабатывается кобальт-60.

Причём по наработке кобальта применено оригинальное решение. Он нарабатывается в дополнительных поглотителях, которые устанавливаются в активной зоне для обеспечения необходимых нейтронно-физических характеристик.

Можно сказать, что наработка кобальта не требует дополнительных нейтронов. И обратите внимание - хотя это и побочное для станции производство, оно не мешает блокам выполнять их основное предназначение по генерации электроэнергии.

Восстановление характеристик

По восстановлению ресурсных характеристик каков сейчас расклад по блокам?

Первый блок Ленинградской АЭС был пущен после завершения комплекса работ по восстановлению ресурсных характеристик в конце 2013 года.
На настоящий момент, ВРХ выполнено на четырёх энергоблоках - это блоки №№1 и 2 Ленинградской АЭС и блоки №№1 и 2 Курской АЭС.

И для всех четырёх блоков можно с уверенностью говорить о 45-летнем сроке службы?

Да, с той поправкой, что процедура ВРХ не единомоментная, она выполняется с определённой периодичностью. Поэтому корректнее сказать так - 45 лет с точки зрения работоспособности графитовой кладки и с учётом реализации технологий ВРХ.

Работы по ВРХ на блоках, следующих за ЛАЭС-1, как-то отличались от работ на первом блоке?

Безусловно отличались. На первом блоке ЛАЭС шла отработка разработанного впервые технологического и диагностического оборудования, в какой-то степени пионерские исследования. Далее на следующих блоках мы шли отработанным путём с учётом особенностей каждого энергоблока.

Это видно даже по срокам. На первый ленинградский блок мы потратили практически целый год. Естественно, в этот срок входили работы по обоснованию безопасности, по расчётно-экспериментальным работам. Сейчас технология ВРХ внедрена в промышленных масштабах.

Прямо сейчас, в эти минуты выходит на энергетический уровень и набирает 130 МВт(т) первый блок Курской АЭС. На нём завершён плановый средний ремонт, в ходе которого выполнялись работы по ВРХ.

ЦитатаИнтервью записано 8 апреля 2016 года. Блок №1 Курской АЭС был успешно подключён к сети на следующий день, 9 апреля 2016 года. - Прим. AtomInfo.Ru.

Если сравнивать работы на ЛАЭС-1 и КуАЭС-1, то на курском блоке, можно сказать, использовалась качественно новая технология. Она позволила существенно сократить расходы по замене каналов. Уменьшилось время, требуемое на проведение работ по ВРХ.

Наш подход к ремонтной технологии - её постоянное совершенствование. Видны направления её дальнейшего развития, это не застывшая форма.
Естественно, условия на различных блоках отличаются друг от друга, поэтому повторять работы под копирку нельзя. Но мы стремимся, тем не менее, разрабатывать типовые технические решения, что позволяет нам оптимизировать весь процесс ВРХ и увеличивать полученный от ремонта эффект.

В чём состоит эффект от ремонта?

В двух вещах - восстановление работоспособности элементов реактора и продолжение его эксплуатации.

И все восстановленные блоки могут работать на номинальной мощности?

На первом блоке ЛАЭС мощность осваивали поэтапно. Был организован расширенный контроль всех эксплуатационных параметров и была доказана возможность работы на номинале.

Сейчас мы имеем подтверждение на четырёх энергоблоках. Они все уверенно, с достаточными запасами по пределам безопасной эксплуатации, работают на мощности 100%.

В своё время были предложения не заниматься ремонтом, а заглушить часть каналов и работать на пониженной мощности. В этом случае реально получить выигрыш по срокам эксплуатации.

На самом деле нет. Задача о прогнозирования поведения графита нетривиальна, а скорость его деградации - нелинейная функция от набранного флюенса и температуры.

Возьмём гипотетическую ситуацию. Допустим, какой-то блок с момента пуска работал на мощности 50%. В этом случае очевидно, что он прослужит больше 45 лет. Но если мы снижаем мощность в ситуации, когда процессы деградации находятся в продвинутой стадии, то снижать мощность уже бессмысленно, эффекта не получим.

Оглядываясь назад, можно теперь сказать, что варианты с пониженной мощностью стоило обсуждать примерно после 25-30 лет эксплуатации. Позже большого смысла в них уже нет.

Сказанному есть практическое подтверждение. Первый и второй блоки ЛАЭС после того, как было зафиксировано начало изменений в графите, были переведены на мощность 80%. Но большого эффекта это не дало, при пониженной мощности мы наблюдали почти те же скорости деградации, что и при 100%.

Про вариант с глушением каналов могу сказать, что это модифицированная идея каналов-натяжителей, которые использовались на промаппаратах.

Сделали такие оценки для РБМК наши специалисты и специалисты Курчатовского института. К сожалению, получилось, что таких каналов должно быть очень много, что связано с размерами кладки и значительными деформационными силами.

Ещё один нюанс. Графитовая кладка в РБМК набрана плотно, графитовые блоки стоят почти без зазора. Как только один блок увеличится в размерах, эффект от него проявится даже на границе зоны.

Поэтому нельзя в данном случае говорить, что у нас есть столько-то искривлённых каналов, на самом деле идёт искривление всей кладки, вызванное формоизменением отдельных блоков.

Таким образом, наша идеология ремонта заключается в ремонте всей кладки.

Другие проекты

Вопрос по истории. Был такой проект РБМК-1500. Почему эти реакторы на Игналине работали на пониженной мощности?

Нет, там всё получилось, как задумывали. Реактор мог работать и работал некоторое время на номинальной мощности 1500 МВт(эл.) и был на тот момент самым мощным в мире.

Дальнейшего развития проект не получил по другим причинам - новые проекты РБМК были свёрнуты.

Очевидных технических проблем, которые мешали бы эксплуатации РБМК-1500, не было, и заложенный в него функционал удалось реализовать. Снижение мощности было связано, в том числе, и с отсутствием потребности в таком объёме вырабатываемой электроэнергии .

Напомню также, что программа развития атомной энергетики Советского Союза предусматривала строительство блоков с РБМК-1500.

За счёт чего в РБМК-1500 удалось поднять мощность?

Один из ключевых моментов - интенсификация теплообмена. Была использована другая кассета, турбулизировавшая поток теплоносителя, что позволило организовать более интенсивную теплоотдачу от твэлов.

Если вы начали говорить о других проектах, то я хочу напомнить о том, что у нас была интересная и перспективная разработка реактора МКЭР. В нём учтён опыт эксплуатации РБМК, заложены соответствующие технические решения.

Другая физика, системы безопасности, гермооболочка, инжекторные насосы и многое другое. Если бы данный проект был реализован, то он стал бы значительным шагом вперёд для канального направления.

Можно ли в новых проектах что-то сделать с графитом, чтобы всё-таки увеличить сроки службы реактора? Для легководных реакторов в теории говорится уже о 100 годах, причём в США ожидаются заявки на продление действующих блоков с легководниками до 80 лет.

Прогнозирование на 100-летнем интервале неизбежно сопряжено с существенными неопределённостями. Более того, вопрос переходит в плоскость технической философии - действительно ли нужны такие системы, которые работают целый век?

Если вернуться к вашему вопросу "Можно ли сделать графитовый реактор сейчас?", то ответ однозначный: "Да".

Если проектировать графитовый реактор сейчас, учитывая имеющийся значительный опыт эксплуатации, контроля и исследований, в настоящее время можно реализовать технические решения, которые сняли бы многие текущие проблемы РБМК, основная из которых - деформация графита.

Готовясь к выводу

Немного грустная тема, но всё равно от неё никуда не деться. Как вы готовитесь к выводу блоков с РБМК из эксплуатации?

Предполагаемый подход к выводу из эксплуатации энергоблоков РБМК - немедленный демонтаж. В этом отличие от ПУГРов, которые, в основном, захораниваются на месте.

Проект по выводу находится на стадии подготовки к разработке. Поэтому по длительности работ пока не могу отвечать конкретно.

Уточню, что после принятия решения о выводе блока эксплуатация, на самом деле, не завершается - энергоблок переходит в режим эксплуатации без генерации, и начинается стадия подготовки к выводу, которая закончится после вывоза ядерного топлива.

При собственно выводе нам очень поможет опыт ВРХ, те знания об обращении с графитом, которые были получены при выполнении ремонтных работ. Могут быть задействованы имеющиеся технические средства и средства контроля.

Ремонт графитовой кладки - особо радиационно-опасная работа, но созданные для ВРХ технические средства позволяют практически полностью исключить вероятность попадания графитовых крошек и пыли в окружающую среду.

Куда будут вывезены отходы от вывода блоков?

Вопрос пока на стадии разработки. Он увязан с общей политикой обращения с радиоактивными отходами. Есть разные предложения по их хранению.

В любом случае, с площадки их уберут?

Да.
Кстати, кроме отходов, на останавливаемых блоках есть ещё и топливо. То топливо, которое не до конца выгорело, будет дожигаться в продолжающих эксплуатироваться блоках.

С первого блока переставить на второй?

Нет, наиболее эффективно будет использовать топливо на вторых очередях. В реакторах должна формироваться зона с определёнными выгораниями. Результаты выполненных расчётных оценок говорят о том, что топливо с остановленной первой очереди наиболее оптимально будет дожигать на второй.

Спасибо, Алексей Владимирович, за интересное интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.
Фото AtomInfo.Ru

Areva производит топливо PWR на заводе в Роман-сюр-Изер на юго-востоке Франции, топливо PWR и BWR в Лингене на северо-западе Германии, а также MOX-топливо (для PWR) на заводе MELOX, расположенном на площадке французского атомного центра в Маркуле. Предприятие в Романе производит порошок диоксида урана, топливные таблетки и ТВС. Мощности составляют 1,8 тыс. тонн по порошку и 1,4 тыс. тонн по таблеткам и ТВС, однако действующие лицензии ограничивают годовой объем производства 1,2 тыс. тонн по порошку и 1 тыс. тонн по ТВС. Реальный объем производства в последние годы составлял 540-680 тонн в год. Тот же набор продукции, но для двух типов легководных реакторов выпускает завод в Лингене, мощность которого — 800 тонн по порошку и 650 тонн по таблеткам и ТВС. Комплектующие для ТВС реакторов PWR производятся на заводе в Пьерлате — в одном из секторов многофункциональной площадки в Трикастене на юго-востоке Франции, а также на предприятии в Карлштейне (Германия), где также выпускается и ряд компонентов активной зоны реакторов BWR для завода фабрикации в Лингене. Циркониевая продукция всех переделов (около 2 тыс. тонн в год) производится на предприятиях, образующих взаимосвязанную производственную цепь и расположенных в разных частях Франции (Жарри, Южин, Монтрей- Жуинье, Рюгль, Пембьеф) и Германии (Дуйсбург).
Дочерние структуры Areva на европейском рынке до сих пор покрывали примерно 75-85% потребностей в топливе атомных станций Франции, а также поставляли ТВС для энергоблоков PWR в Германии, Испании (в частности, блока № 2 АЭС «Бандельос», № 1 АЭС «Альмарас»), Швеции (№ № 2, 3, 4 АЭС «Рингхальс»), Бельгии (№ 4 АЭС «Доэль» и других), Нидерландов (АЭС «Борсей»), Швейцарии (№ № 1, 2 АЭС «Бецнау», АЭС «Гесген»), Великобритании (АЭС «Сайзвел-Би») (см. инфографику). В Европе основными рынками для топлива BWR производства Areva являются Германия и Швеция. Наибольший объем поставок Areva приходится на топливо PWR 17×17 с разной длиной топливного столба, которое шло с завода в Романе на рынки Франции, Испании, Бельгии и так далее. Топливо других типов поставлялось с завода в Лингене — на рынки Германии и других стран.



Специфическими для Areva сегментами (если рассматривать сегодняшнее положение на европейском рынке) являются поставки MOX-топлива и ТВС на базе урана из переработанных ОЯТ. Во Франции ежегодно выгружается из реакторов до 1,2 тыс. тонн облученного топлива, при этом перерабатывается количество, эквивалентное в среднем 80-100% ежегодного объема ОЯТ. Большая часть продукции переработки, осуществляемой на площадке в Ла-Аг в Нормандии, поступает в итоге на линии производства обычных ТВС из диоксида урана. Порядка 150 тонн такого топлива может производить завод в Романе, втрое меньше — завод в Лингене. Кроме того, производство порошка и таблеток из регенерированного урана и сборка ТВС конструкции Areva из комплектующих, поступающих от французской компании, были налажены на российском МСЗ по соглашениям с ТВЭЛ. Топливо из регенерированного урана, произведенное в рамках этих соглашений, а также на заводах Areva, поставлялось во Францию, Великобританию, Бельгию, Швейцарию, Германию, Швецию, Нидерланды.
Плутоний, полученный в ходе переработки ОЯТ во Франции, направляется для производства MOX-топлива на MELOX, лицензированная мощность которого составляет 195 тонн, а реальный годовой объем производства в разное время — в диапазоне 100-150 тонн. MOX-топливо в Европе поставлялось на 36 энергоблоков 19 атомных станций во Франции, Бельгии, Швейцарии, Германии. Единственным производителем этого топлива на сегодня осталась Франция — завод MELOX. Раньше в Европе MOX фабриковалось также в Бельгии (на двух заводах в Десселе) и Великобритании (на демонстрационном и промышленном заводе в «Селлафилде»), кроме того, аналогичное предприятие было построено в начале 1990-х годов компанией Siemens в центральной Германии (Ганау), но оно не было запущено по политическим причинам.
Использование топлива, полученного из вторичных источников, достигло наибольшего размаха во Франции. Второе место занимала Германия (на 13 реакторах было разрешено использование MOX, на 11 оно загружалось), однако потребление там после Фукусимы снизилось, в том числе из-за закрытия ряда блоков, использовавших смешанное уран-плутониевое топливо (энергоблока № 1 АЭС «Некарвестхайм», № 1 АЭС «Исар», № 1 АЭС «Филипсбург»). В настоящее время основным рынком для MOX-топлива остается Франция, где оно применялось более чем на 20 реакторах. Areva поставляла такое топливо для большинства блоков атомных станций «Дампьер», «Сен-Лоран», «Шинон», «Блайе», «Гравлин» и «Трикастен». Что касается оксидного топлива из регенерированного урана, то во Франции оно направлялось на ряд энергоблоков с реакторами 900-мегаваттной серии, в которых заполняло часть активной зоны.

Westinghouse поставляла топливо почти на половину (свыше 60) ядерных энергоблоков Евросоюза. Компания производит в Европе несколько отличный от Areva набор видов топлива: для реакторов PWR, BWR, AGR и небольшие партии для ВВЭР. Топливо PWR и AGR фабрикуется в Спрингфилдсе, топливо PWR, BWR и ВВЭР — в Вестеросе, а в рамках совместного предприятия с Enusa на заводе последней в Испании производятся ТВС для реакторов PWR конструкции Westinghouse, а в прошлом делались также и сборки для ВВЭР.
На заводе оксидного топлива в Спрингфилдсе, графство Ланкашир на северо-западе Англии, который эксплуатирует дочерняя структура Westinghouse — Springfields Fuels, Ltd., осуществляется выпуск порошка с различной степенью обогащения урана, из которого затем производят таблетки и ТВС принципиально разных видов. Топливные таблетки AGR крупнее, чем у легководных реакторов, отличаются от них конфигурацией, обязательным наличием центрального отверстия и, как правило, меньшей степенью обогащения урана. Твэлы и тепловыделяющие сборки реакторов AGR и PWR совершенно не похожи, отличаются размерами и имеют различные комплектующие, выполненные из разных материалов, что обусловливает разделение производства на принципиально разные линии уже после стадии реконверсии. Годовой объем производства завода в Спрингфилдсе составлял порядка 750 тонн по порошку и 400 тонн конечной продукции, из них около половины приходится на сборки для газоохлаждаемых реакторов. В то же время мощность, по данным WNA, достигает 950 тонн в год по порошку, 600 тонн по таблеткам и 860 тонн по ТВС. Комплектующие ТВС для газоохлаждаемых реакторов производятся также в Спрингфилдсе. Ранее на этой же площадке осуществлялась и фабрикация металлического топлива из природного урана для Magnox мощностью 1,3 тыс. тонн в год, но его закрыли в 2008 году. Единственный действующий реактор этого типа (на энергоблоке № 1 АЭС «Уилфа») обеспечивается топливом из ранее произведенных партий, которых хватит для работы до следующего года.
Завод в Вестеросе был пущен в 1966 году для снабжения топливом кипящих реакторов, разработанных шведской компанией Asea Atom. В результате серии слияний и поглощений, происходивших в 1980 – 2000-е годы, предприятие в конце концов досталось Westinghouse. Его эксплуатацию сегодня осуществляет шведская дочерняя структура американского поставщика — Westinghouse Electric Sweden AB. Завод производит порошок диоксида урана, таблетки и ТВС реакторов PWR, BWR и ВВЭР-1000. Лицензированный объем выпуска этих видов продукции составляет 600 тонн в год, однако реальный объем производства ТВС — в среднем около 400 тонн. Помимо топлива завод производит элементы активной зоны реакторов BWR.
В Европе Westinghouse обеспечивает топливом около четверти парка реакторов BWR. В разное время компания поставляла ТВС кипящих реакторов в Германию (в частности, на энергоблок № 1 АЭС «Исар», № 1 АЭС «Филипсбург», АЭС «Брюнсбютель», АЭС «Круммель»), Швецию (№№ 1, 2, 3 АЭС «Оскарсхамн», № 3 АЭС «Форсмарк», № 2 АЭС «Барсебак»), Финляндию (№ 2 АЭС «Олкилуото»), Испанию (АЭС «Кофрентес»), Швейцарию (АЭС «Ляйбштадт»). В сегменте топлива PWR Westinghouse напрямую или через СП с Enusa обеспечивала перегрузку около 15-20% энергоблоков Франции (блоков №№ 1, 2, 5, 6 АЭС «Гравлин» и других), существенную часть мощностей Испании (АЭС «Альмарас», АЭС «Аско», АЭС «Бандельос», АЭС «Хосе-Кабрера»), Германии (блока № 2 АЭС «Исар», № 2 АЭС «Филипсбург», АЭС «Гренде», №№ 1, 2 АЭС «Некарвестхайм»), Швеции (№№ 2, 3, 4 АЭС «Рингхальс»), Словении (АЭС «Крско»), Швейцарии (№№ 1, 2 АЭС «Бецнау»). Однако в последние годы некоторые из этих блоков были по разным причинам закрыты, что особенно сказалось на позициях Westinghouse в сегменте BWR. Компания старается компенсировать этот фактор укреплением позиций на более емком рынке топлива PWR, прежде всего во Франции, где стремится расширить свою долю до 25-30%. Westinghouse поставляла на европейский рынок тепловыделяющие сборки PWR различных типов — не только наиболее распространенной 17×17 (во Францию, Бельгию, Испанию и другие страны), но и 18×18 (на АЭС Германии), 16×16 (в Германию, Словению), 15×15 (в Германию), 14×14 (в Испанию). В сегменте BWR шведская «дочка» Westinghouse поставляла топливо всех размерностей — от 8×8 до 11×11.
На рынке ТВС британских газоохлаждаемых реакторов у компании конкурентов нет.

Enusa начала деятельность в сегменте ядерного топлива в середине 1970-х годов, когда были достигнуты соглашения о передаче технологий с Westinghouse и General Electric. В 1985 году был пущен собственный завод Enusa в Хусбадо на северо-западе Испании, откуда поначалу поставлялось топливо только для испанских АЭС. С конца 1980-х годов начались первые поставки лицензионных ТВС за пределы Испании, однако полноценный выход компании на зарубежные рынки произошел в 1990-е годы, после создания двух упомянутых совместных предприятий с глобальными вендорами: European Fuel Group (EFG) с Westinghouse и GENUSA с GNF, которые поставляют топливо конструкций этих поставщиков. В последнее десятилетие порядка 40% продукции поставлялось Enusa на рынок Испании: соглашения о передаче технологий позволили компании разрабатывать ТВС формально собственных конструкций для поставки напрямую на внутренний рынок. Около 60% поставок топлива направляется через два совместных предприятия на внешние рынки (Европы) и по объему делятся в различных, но, как правило, сопоставимых пропорциях. Завод в Хусбадо производит таблетки и ТВС для реакторов PWR и BWR, а до 2007 года осуществлял фабрикацию небольших партий ТВС для реакторов ВВЭР-440. Мощность предприятия составляет 500 тонн в год по обоим видам продукции, однако ежегодный объем производства — в диапазоне 320-350 тонн. В отличие от Areva и Westinghouse, у которых европейские мощности фабрикации в целом самодостаточны в отношении реконверсии и комплектующих, Enusa не производит порошок диоксида урана и получает ряд компонентов ТВС из-за рубежа, прежде всего из Великобритании и США.
Enusa самостоятельно и через совместные предприятия поставляла тепловыделяющие сборки в разное время на все атомные станции Испании, а также во Францию, Бельгию, Германию, Швецию, Швейцарию, Финляндию. В последние годы основными рынками для топлива PWR, произведенного в Хусбадо, являются Франция и Бельгия, для сборок BWR — Швеция.

Конкурентные позиции Росатома в Европе до сих пор характеризовались двумя существенными фактами. Во-первых, российский концерн действует в сегменте топлива специфических конструкций, где до настоящего времени наблюдалась лишь очень ограниченная конкуренция. Во-вторых, Росатом предлагает наиболее комплексное решение на рынке топлива (поставку урана с обогащением и фабрикацию топлива), доступное среди его конкурентов в Европе только Areva. В настоящее время Росатом в лице ТВЭЛ и «Техснабэкспорта» практически контролирует рынок топлива реакторов ВВЭР в странах Евросоюза. В недавнем прошлом эта монополия была поставлена под вопрос компанией Westinghouse, но Росатому удалось вернуть свои исключительные позиции, хотя сегодня, как отмечалось, ЕС рассматривает возможности создания конкуренции в этом сегменте.
На территории Евросоюза Росатом поставляет топливо ВВЭР-440 для всех действующих атомных энергоблоков в Венгрии (АЭС «Пакш»), Словакии (АЭС «Моховце» и АЭС «Богунице»), а также для части блоков Чехии (АЭС «Дукованы») и Финляндии (АЭС «Ловииса»). На сегодня альтернативы топливу ТВЭЛ для этого типа реакторов нет и в других странах мира. Ранее Westinghouse предпринимала попытки проникновения в данный сегмент, в частности, до 2007 года она поставляла около половины топлива для блоков АЭС «Ловииса». В 2006 году ТВЭЛ заключил долгосрочное соглашение о поставках для этой станции в полном объеме в период до 2030 года, а вскоре Westinghouse свернула производство кожуховых ТВС в Хусбадо.
Топливо ВВЭР-1000 в ЕС также поставляется исключительно Росатомом: на два блока АЭС «Темелин» в Чехии и два — на АЭС «Козлодуй» в Болгарии. Среди стран с реакторами ВВЭР частичную диверсификацию в цепи поставки топлива наряду с Финляндией осуществляет Чехия, которая заказывает услуги по обогащению не только в России и разрабатывает собственные ресурсы урана. Впрочем, добыча тут снижается и может временно прерваться к концу десятилетия. Ее объем в последние годы достаточен для обеспечения перегрузки одного-двух реакторов.
Между тем мощности Westinghouse по фабрикации топлива ВВЭР-1000 остаются активными и компания не отступила с этого рынка за пределами Евросоюза: тепловыделяющие сборки, произведенные на шведском заводе Westinghouse, заполняют часть активной зоны реакторов Южно-Украинской АЭС. Несколько тестовых сборок американской компании были впервые загружены на этой станции в 2005 году; в 2008 году было заключено соглашение, в соответствии с которым Westinghouse в течение нескольких лет поставляла топливо для частичной (по факту — вплоть до 40%) загрузки трех блоков Южно-Украинской АЭС, а в апреле нынешнего года соглашение было продлено до 2020 года. И хотя подавляющая часть топлива на Украину по-прежнему поставляется ТВЭЛ в соответствии с 20-летним соглашением, подписанным в 2010 году, Westinghouse, по собственным заявлениям, рассчитывает в перспективе расширить свою долю на украинском рынке, как и вообще на рынке топлива для ВВЭР.



В то же время Росатом стремится выйти на рынки топлива западных легководных реакторов. Эта экспансия находится в стадии недавно начатого тестирования первых четырех сборок 17×17 для реакторов PWR на третьем блоке шведской АЭС «Рингхальс». Переговоры о возможности использования такого топлива велись и в ряде других государств, в частности в Китае, Франции, США. По прогнозам Росатома, коммерческие поставки ТВС западного дизайна и российской разработки могут начаться к середине следующего десятилетия, что согласуется с оценками экспертов ЕС, представленными в июне нынешнего года. Однако эти оценки учитывают технико-экономические, но не политические факторы.

Как видно, уровень конкуренции разительно отличается по сегментам рынка готового топлива для разных типов реакторов. Реальная конкурентная ситуация наблюдается в сфере поставок ТВС для энергоблоков PWR и BWR. Рынки топлива для ВВЭР и в еще большей мере для газоохлаждаемых и тяжеловодных реакторов — практически монопольные, несмотря на наличие потенциальных конкурентов, способных производить такое топливо (по ВВЭР и CANDU).
Что касается топлива из вторичных источников — хотя единственным европейским поставщиком ТВС на основе регенерированного урана и MOX-топлива осталась Areva, этот сегмент нельзя считать в полном смысле монополией: ведь это топливо, по сути, взаимозаменяемо с ТВС «обычного» происхождения, то есть является составной частью конкурентного рынка топлива. В частности, в случае MOX это главным образом рынок топлива PWR (для кипящих реакторов MOX использовалось в Европе лишь на двух блоках АЭС «Гюндремминген» в Германии).
Итак, в Европе на рынке готового топлива для PWR конкурируют два глобальных поставщика: Areva и Westinghouse. Третий вендор, компания Enusa, представлена в этом сегменте за пределами Испании прежде всего через совместное предприятие с Westinghouse, выпускающее топливо по лицензиям японско-американской компании.
На европейском рынке топлива BWR конкурируют три глобальных поставщика: Areva, Westinghouse и Global Nuclear Fuel (GNF). Наряду с ними четвертым участником рынка выступает также Enusa, однако ее зарубежные поставки в этом сегменте проходят в основном через совместное предприятие с GNF.
Таким образом, Enusa является, по сути, необходимым дополнительным поставщиком, который позволяет лидерам рынка избежать некоторых формальных антимонопольных ограничений, установленных Евросоюзом. При отсутствии этого игрока, например, общеевропейский рынок PWR делили бы две компании, что было бы сопряжено с постоянным риском превышения одной из них установленных порогов рыночной концентрации при неудачном перераспределении контрактов в какой-либо отрезок времени в данном регионе ЕС.
Рынок ядерного топлива в Европе в целом более конкурентный, чем в США или странах Восточной Азии, что обусловлено не столько числом поставщиков или распределением активов фабрикации (они в США или Японии также диверсифицированы), сколько традиционно несколько меньшей лояльностью европейских потребителей-энергокомпаний, которые охотнее меняют поставщиков. Государства или энергетические компании ЕС иногда целенаправленно отдают определенную долю рынка зарубежным заводам фабрикации или конкуренту вендора, поставившего реактор, в котором это топливо используется. Так, EDF создала альтернативу поставкам топлива Areva во Франции, отдавая часть контрактов Westinghouse (в том числе с прошлого года — английскому заводу фабрикации), в то же время в Великобритании топливо для единственного PWR на АЭС «Сайзвелл» поставлялось из Франции. Другие примеры — Швеция, энергокомпании которой регулярно заключали контракты с конкурентами Westinghouse и ее местного завода, или Германия, компании которой подчас получают топливо откуда угодно, кроме Лингена. В результате поставки конкурентов пересекаются не только повсеместно по странам Европы, но и по отдельным АЭС и энергоблокам. В Европе больше, чем, например, в США, распространена ситуация, когда одна станция или блок снабжается ТВС разных вендоров, при этом сроки контрактов, как правило, короче. Более того, нередко одна активная зона загружается топливом разных поставщиков. С чисто технической точки зрения лучше приспособлены для диверсификации поставок кипящие реакторы, тогда как для PWR требования по унификации ТВС и сопряженных с ними органов СУЗ более жесткие. Однако подобное практикуется и для реакторов PWR. В частности, в европейских реакторных установках, использовавших топливо из вторичных источников, MOX-ТВС составляли не более трети активной зоны, топливо из регенерированного урана — как правило, около четверти, а остальные сборки отнюдь не всегда поставлялись Areva. Подобная диверсификация стала обычной практикой, например, в Бельгии.
Стоит сказать пару слов о специфических, замкнутых рынках топлива тяжеловодных и газоохлаждаемых реакторов.
Потребление топлива тяжеловодных реакторов в Европе ограничивается двумя энергоблоками румынской АЭС «Чернавода». Этот сегмент является полностью автономным и монопольным: все потребляемое топливо (приблизительно 210 тонн в год) производится на заводе в Питешти на юге Румынии. Более того, в отличие от других европейских стран, Румыния обеспечивает эту фабрикацию собственной уранодобычей. При этом обогащение урана в данном случае не требуется: реакторы CANDU-6, установленные на АЭС «Чернавода», как и прочие действующие РУ канадской линейки, работают на оксидном топливе природного изотопного состава. В мире имеется целый ряд производителей топлива для тяжеловодных реакторов канадского типа, однако эти РУ снабжаются ТВС, произведенными, как правило, в стране потребления, хотя иногда существует конкуренция между поставщиками внутри страны (в Канаде). Это объясняется прежде всего необходимостью регулярной перегрузки значительных объемов топлива: тяжеловодные реакторы потребляют гораздо больше топлива (но не урана в пересчете на природный), чем легководные. Это предъявляет особые требования как к режиму фабрикации (он в целом более равномерный, чем для легководных реакторов), так и к логистике.
Таким образом, в случае реализации планов строительства в Румынии новых тяжеловодных реакторов мощности топливного передела, скорее всего, будут расширены, и Бухарест по-прежнему будет покрывать потребности в фабрикации самостоятельно.
Похожее положение наблюдалось для реакторов Magnox, также потребляющих большие объемы топлива. Это сыграло роль в сохранении монополии в сфере поставок этих ТВС наряду с иными причинами: топливо для первого поколения британских реакторов требует весьма дорогостоящего обращения из-за трудоемкости регулярной перегрузки большого числа каналов (несколько тысяч), токсичности содержимого твэлов (легко окисляется), необходимости создания мощностей переработки с извлечением плутония (Magnox изначально строились как реакторы двойного назначения) и так далее.
Несколько иная ситуация — для реакторов AGR. Конструкция топливных каналов (их на порядок меньше) упрощает перегрузку, для которой применяются две схемы: часть AGR перегружается на мощности постоянно, а часть — периодически, причем периоды могут быть продолжительнее, чем характерный интервал в один-два года для легководных реакторов. Оксидное топливо, обогащенное U-235, имеет большую глубину выгорания, чем у Magnox, требует меньших объемов фабрикации и упрощает обращение — в частности, допускает достаточно длительное хранение. Не случайно некоторые поставщики рассматривали возможность выхода на рынок топлива AGR, однако анализ показал, что он слишком узок, перспективы этого типа реакторных установок под вопросом и инвестиции в создание альтернативных мощностей не окупятся. С учетом того, что этим реакторам осталось жить недолго (до следующего десятилетия), положение вряд ли изменится, так что монополии Westinghouse в этом сегменте ничто не угрожает.
 

В мае Еврокомиссия представила проект новой стратегии повышения энергетической безопасности ЕС, основным содержанием которой стали меры по снижению энергетической зависимости от России в свете складывающейся политической ситуации вокруг Украины. В качестве одного из направлений (не самых приоритетных по значимости и срочности) предусматривается диверсификация поставок на рынке ядерного топлива, прежде всего в отношении топлива ВВЭР. Внимание ЕС к этому сегменту обусловлено несколькими факторами. Во-первых, составляя лишь 8% мощности ядерных энергоблоков Евросоюза, реакторы ВВЭР играют принципиально важную роль в энергосистемах тех стран ЕС, где они установлены: эти РУ вырабатывают от 15% до более чем 50% электроэнергии в этих государствах. Во-вторых, как отмечалось выше, рынок топлива ВВЭР на территории ЕС практически монополизирован Росатомом: на 100% в отношении ТВС и более чем на 90% с точки зрения компонентов ядерного топлива. В-третьих, по топливу ВВЭР сложилась рискованная, по мнению ЕС, ситуация в отношении запасов: как отмечают эксперты Евросоюза, многие станции с российскими реакторами обеспечены запасом топлива лишь на несколько месяцев (для западных станций в Европе нередки запасы на несколько лет). Наконец, в-четвертых, если рассматривать заметные позиции Росатома в сегменте готового топлива для некоторых стран ЕС в сочетании с зависимостью европейского рынка от этой компании в отношении урана и особенно обогащения, совокупный вес России в начальной стадии ЯТЦ Евросоюза оказывается весьма существенным (хотя он и меньше аналогичной роли России на европейских рынках газа и нефти).
Как предполагает Еврокомиссия, впредь всем без исключения эксплуатирующим компаниям надлежит разделить заказы на топливо между разными поставщиками. При этом, как отмечается в представленной стратегии, следует уделить «особое внимание» проектам строительства новых энергоблоков по технологиям «неевропейских» (не из ЕС) поставщиков, с тем чтобы такие блоки «зависели не только от России в отношении поставок топлива: возможность их диверсификации должна стать условием инвестиций в любые новые проекты». За этими тезисами легко угадывается, например, проект АЭС «Ханхикиви» в Финляндии. Для осуществления подобных планов теперь как минимум могут быть выдвинуты дополнительные условия. Впрочем, эти меры потребуют некоторого времени и инициативы со стороны поставщиков. По оценке экспертов ЕС, на создание новых мощностей по фабрикации топлива ВВЭР (имеются в виду прежде всего ТВС реакторов ВВЭР-1200) может понадобиться несколько лет, и это при условии, что поставщики сочтут эти инвестиции целесообразными. Еще одно условие — сотрудничество со стороны России в отношении сертификации такого топлива и других формальностей.
В то же время перекроить в ближайшей перспективе структуру поставок топлива для действующих станций проблематичнее, чем для новых, в частности потому, что она уже закреплена ранее заключенными долгосрочными контрактами. В отличие от случая новых проектов, изменить это положение директивно сложнее, и ЕС таких мер пока не предлагает.

Для знающих атомную отрасль людей в этих фактах нет ничего удивительного: такое смешение национальных компаний и отдельных интересов в рамках транснационального бизнеса и есть суть нынешнего глобального капитализма. Современный капитализм уже давным-давно шагнул через условности национальных границ и формирует совсем другую реальность, в которой бывшие противники находят парадоксальные варианты сотрудничества и заработка на совместных бизнес-проектах. Политики же и СМИ в таком мире выступают, к сожалению, не более, чем обслуживающими системами для прикрытия неприятных для общественного мнения моментов такого рода взаимовыгодной кооперации.

Возможно, кто-то из читателей невольно подумал: "Вот, опять Россию ругают, что она недра родины за копейки продаёт". А вот и нет. В ядерном, урановом бизнесе Россия как раз выступает с достаточно сильных позиций, по факту играя партию "первой скрипки" на этом достаточно сложном рынке.
Начну с простой цифры: США в настоящее время импортируют около 90% необходимого для работы её АЭС урана. Более того, речь идёт не просто о ввозе в США урановой руды — достаточно серьёзную часть её импорта составляет и предварительно обогащённый уран, стоимость которого уже значительно превышает даже цену концентрата урана, полученного из урановой руды. Собственные обогатительные предприятия США сейчас только создают, да и с ними ситуация получается совсем непростой: фактически их для американцев строят страны Европы, у которых, как и у России, есть своя эффективная технология разделения изотопов урана, необходимая для обогащения уранового концентрата.

Связана такая неприятная ситуация с тем, что за 1990-е—2000-е годы США не уделяли должного внимания вопросу развития собственной обогатительной промышленности — практически треть топлива для американских АЭС давали поставки ещё советского оружейного урана, которые осуществлялись по известному контракту ВОУ-НОУ ("высокообогащённый уран в низкообогащённый"). Этот контракт, который в России ругали достаточно долго: мол, "продешевили", "украли наш уран", "поддержали врага", — фактически разрушил обогатительную отрасль в самих США. Все перспективные проекты центрифуг и другие технологические исследования по обогащению в США были закрыты после ряда неудач. В конце концов, есть же русские с их оружейным ураном!
Та же печальная ситуация наблюдается в США и в части постройки новых АЭС. Последние АЭС в США были введены в эксплуатацию ещё в конце 1980-х годов, после чего уже упомянутой компании "Вестингауз" в 1990-х годах удалось лишь достроить несколько реакторов в Европе. Многие существенные производственные компетенции были с тех пор утеряны и до сих пор не восстановлены: попытка вернуться на рынок АЭС с новым поколением реакторов пока что обернулась для "Вестингауза" долгостроями в Китае и в самих США — реакторы, заложенные ещё в начале первого срока президента Обамы, не достроены и до сих пор. Причём кроме переноса сроков проекты строительства новых реакторов постоянно сотрясают скандалы с техническими неувязками и с ненормированным увеличением бюджета стройки.
Отсюда вытекает и интерес США к Украине: на "незалежной" можно в достаточно тепличных условиях отработать многие технические моменты, задаром воспользовавшись как российскими наработками в части топлива, ТВС и строения систем реактора, так и используя Украину как практически бесплатную тестовую площадку для собственных экспериментов. Достаточно сказать, что после аварии 2012 года виновными в несовместимости ТВС "Вестингауз" с российскими ТВС и в целом с конструкцией советского реактора ВВЭР были "Вестингаузом" объявлены... "Энергоатом" и конструкторы реактора! Мол, не предусмотрели того, что сборки "Вестингауза" будет "клинить" в реакторе.

Сама по себе Украина для "Вестингауза" никак не может стать существенной прибавкой к бизнесу: сегодня на Украине работает всего 15 энергоблоков и емкость её рынка не так уж и велика по сравнению с США, где работает 99 реакторов и с Европой, где трудятся ещё 135 реакторов.
Именно за этот рынок и разворачивается сейчас основная борьба, в которой и решила поучаствовать российская корпорация ТВЭЛ. Практически весь этот рынок занимают так называемые "реакторы западного типа", которые, в отличие от украинских или российских реакторов, используют топливо типа "квадрат" (квадратное в поперечном сечении) вместо более сложного и более эффективного топлива типа "шестиугольник", которое используют советские реакторы ВВЭР.
И тут мы, в общем-то, можем оценить всю роль состоявшегося "размена". Российская ТВЭЛ, уступая американскому "Вестингаузу" на и без того сложном в политическом отношении украинском рынке, получает доступ в собственные "конюшни" американской компании, в которые Россию не пускали все 1990-е и 2000-е годы, ограничивая Россию лишь продажей пусть и обогащённого, но сырья для изготовления сложных и дорогих ТВС.
Сегодня же "Росатом", который весьма скромно заявляет о том, что согласен занять 10% от американского и европейского рынка продаж ТВС-"квадрат", фактически говорит о том, что совершает размен "неудобной" Украины, с её 15 реакторами, на такое же, а то и вдвое большее количество реакторов "западного" типа, куда намерен поставлять уже российские ТВС, а не только уран.

Такая сокрушительная победа США на Украине, что местами уже сразу — и поражение. Хотя Украину в таком раскладе, конечно, жаль. Ведь выковыривать в очередной раз некондиционное топливо "Вестингауза" и учить американских инженеров хорошо работать надо будет именно украинским подневольным атомщикам...

Всегда считалось, что быстрый реактор должен работать в замкнутом топливном цикле, то есть иметь уран-плутониевое топливо. MOX-топливо использовалось многократно, но постепенно стали приходить к выводу, что его дальнейшее применение является нецелесообразным. Главный вопрос заключается в том, когда принять стратегическое решение и начать использовать другой вид топлива.
В данном случае уместно вспомнить интересную историю. В 1940-х годах концепция быстрых реакторов и бридинга еще не была подтверждена и только зарождалась — сначала у американских ученых, потом в Советском Союзе ее активно начал развивать Александр Ильич Лейпунский, собственно, он был родоначальником данного направления. В то время всем было понятно, что топливо должно быть с эффективной плотностью в активной зоне больше чем 10 граммов на 1 куб. см. Именно тогда можно реализовать хорошие условия бридинга и получить очень высокий коэффициент воспроизводства, но самое главное — получить коэффициент воспроизводства в активной зоне больше единицы, то есть реализовать основное преимущество быстрых реакторов. Можно получить коэффициент воспроизводства с учетом периферийных, осевых бланкетов порядка 1,5. Но при этом в активной зоне коэффициент воспроизводства будет меньше единицы, соответственно, вы не сможете обеспечить принцип малого запаса реактивности и реализовать идею получения запаса меньше β.
Чем сегодня не устраивает MOX и почему в нынешней современной концепции сделан выбор в пользу смешанного нитридного уран-плутониевого топлива? Какие альтернативные варианты активно развиваются в мире и могут быть применены в России? Какие проблемы связаны с переходом на новое топливо? Попробуем разобраться.
Требования к топливу быстрых реакторов выдвигаются следующие:
• обеспечение требуемых нейтронно-физических характеристик (НФХ);
• совместимость с конструкционными материалами и теплоносителем;
• стойкость при проектных выгораниях;
• высокая теплопроводность (снижение запасенной энергии, снижение температуры, повышение запаса до разложения топливной матрицы, увеличение диаметров твэлов, уменьшение их количества и доли конструкционной стали в активной зоне);
• удержание газовых продуктов деления в топливной матрице в эксплуатационных режимах и переходных процессах;
• наличие экономически привлекательных технологий регенерации и фабрикации.
Теперь подробнее о каждом пункте. Обеспечение определенных нейтронно-физических характеристик является одним из основных требований к топливу быстрых реакторов. И главный тезис — это минимальный запас реактивности в течение всего цикла эксплуатаций. В идеале — меньше 1β. Но только сделать это, оказывается, чрезвычайно трудно, даже если у вас коэффициент воспроизводства в активной зоне — единица. Далее от этой концепции можно двигаться несколькими путями. При желании можно установить урановые бланкеты, но здесь в активной зоне коэффициент воспроизводства должен быть близким к единице для соблюдения принципов безопасности, которые сегодня не учитываются.
Принцип совместимости с конструкционными материалами и теплоносителем понятен по житейским соображениям. Кастрюля, в которой готовят, не должна ржаветь, ее оболочка должна сохранять свою целостность, механическую прочность, чтобы не было коррозионных повреждений, которые могут приводить к разным эффектам. То есть, например, не должно быть науглероживания оболочки, потери пластичности, охрупчивания и разрушения в процессе эксплуатации. Но существует важный момент, о котором часто забывают, — совместимость с теплоносителем. При обосновании безопасности ядерной установки принимаются во внимание разные обстоятельства, в том числе — какие будут процессы проходить, какая будет радиоактивность теплоносителя в случае, если в радиоактивной зоне присутствуют случайно разгерметизировавшиеся или разрушенные твэлы. Очевидно, что они обосновываются на весь ресурс и должны быть целыми, однако на практике, мы знаем, почти не бывает блоков, где нет разгерметизировавшихся твэлов. И их отсутствие — это огромный успех, недостижимый идеал, к которому стремятся атомные станции всего мира, — нулевой отказ ядерного топлива. Это как заклинание, вы могли его слышать. Таким образом, если в активной зоне присутствует разгерметизировавшийся твэл и возможно проникновение в него теплоносителя, то должна быть обеспечена совместимость, чтобы не происходило физико-химического взаимодействия, когда все продукты деления будут выноситься в теплоноситель. В итоге это может стать катастрофой в том смысле, что из-за повышения активности теплоносителя необходимо будет останавливать блок, искать и вынимать кассету, нести огромные экономические потери. Соответственно, требование совместимости является обязательным.
Требование стойкости при проектных выгораниях — понятие неточное и в общем-то некорректное. Потому что экономика требует, чтобы выгорало максимальное количество топлива, настолько, насколько это возможно. В конце концов, разработчик топлива, конструктор-технолог, устанавливает этот предел выгорания, и сегодня для БН-600 установлено 11,3% выгорания на оксидном топливе. Больше нельзя. Но при достижении этой величины, установленной в проекте, у нас должна обеспечиваться высокая надежность, что является стремлением к нулевому отказу.
Очень интересное требование — высокая теплопроводность, которая переводится в понятие «снижение запасенной энергии». Если температура топлива составляет 2 тыс. °C, а такое возможно в оксидном топливе, то запасенная энергия очень высокая (высокая температура топлива — серьезная проблема для ВВЭР). Если неожиданно по какой-то причине прекращается теплоотвод, а причины могут быть разные, то именно за счет того, что запасенная энергия подогревает теплоноситель, возрастает температура твэла, температура оболочки и температура теплоносителя. Если запасенной энергии меньше, то разогрев меньше. Если температура топлива не очень сильно превышает температуру теплоносителя, авария происходит совершенно по-другому и гораздо легче — температуры оболочки не достигают предельных значений.
Следующий показатель — термохимическая стабильность топливной матрицы (повышение запасов для размножения). Многие знают, что при повышении температуры начинается диссоциация, распадается нитрид, выделяется азот. Данные процессы можно регулировать, если создать соответствующее давление азота. Но существуют пределы, когда не температура плавления определяет работоспособность элемента, а именно понятие «термохимическая стабильность топливной матрицы».
На сегодняшний день при разработке активных зон быстрых реакторов наметился тренд к увеличению диаметров тепловыделяющих элементов. Это происходит потому, что для достижения нейтронно-физических характеристик нужно искать способы повышения загрузки, удельной доли топлива в активной зоне. Этого можно достичь, если вместо тонких твэлов, которые сегодня используются на БН-600 — на 6,9 мм с толщиной оболочки в 0,4 мм (объем конструкционного материала занимает весьма большую часть), — перейти на твэлы большего размера.
Сегодня в новых проектах БН-1200 рассматривается твэл на 10,5 мм с толщиной 0,5 мм. Соответственно, объемная доля стали уменьшается, а объемная доля топлива возрастает. Это способствует тому, чтобы одновременно с повышением плотности топлива достичь тех эксплуатационных характеристик, при которых коэффициент воспроизводства может быть равным единице.
Необходимым требованием также является удержание газовых продуктов деления в топливной матрице в эксплуатационных режимах и переходных процессах. Потому что в случае разгерметизации твэлов попадание накопленных и выделившихся из топлива газовых осколков приведет к повышению активности теплоносителя, с одной стороны, а с другой, выделение из топливной матрицы газовых осколков приводит к возрастанию давления внутренней оболочки твэла, ее деформации и возможному разрушению. Соответственно, данные процессы должны быть оптимально сбалансированы.
Совершенно естественно, что когда мы говорим о требованиях к топливу, одним из основных экономически важных требований является стремление к нахождению дешевых технологий его переработки и фабрикации. Предложение о добавлении в топливо золота и улучшения его характеристик в данном случае не рассматривается, разве что как шутка.
При рассмотрении данных требований возникает понимание необходимости постепенного отказа от окисного топлива.
Основные требования к разработке топлива для замкнутого цикла нельзя игнорировать, потому что должна существовать система, при которой топливо будет вскрываемое, перерабатываемое, которое можно растворить, например, извлечь из него все необходимые продукты и вовлечь обратно.
Исходные предпосылки разработки топлива для ЗТЦ таковы:
• необходимость периодической регенерации и фабрикации топлива в замкнутом цикле;
полное воспроизводство плутония в активной зоне без ураносодержащих экранов при КВ 1,05 (безопасность и технологическая поддержка режима нераспространения ядерных материалов);
• трансмутация наиболее опасных долгоживущих актинидов и продуктов деления и глубокая очистка РАО от этих нуклидов с достижением радиационного баланса между РАО, которые хоронят в земле, и извлекаемой из земли урановой рудой (радиационная безотходность);
• при захоронении РАО — природоподобие и радиационно-миграционная эквивалентность.
Необходимость периодической регенерации и фабрикации топлива в замкнутом цикле — это исходное требование и предпосылка к разработке. Стоит сказать, что периодическая регенерация — это совершенно отдельный вопрос: а с какой частотой? Когда мы работаем в открытом топливном цикле, то один раз вложив много денег в изготовление топлива, в добычу руды, обогащение, стремимся достичь как можно более высоких выгораний, так как отработанное топливо в итоге выкидываем. В замкнутом топливном цикле вся картина совершенно другая. Мы периодически его забираем, извлекаем ценные продукты, радиоактивные отходы отправляем на захоронение, топливо крутится в едином цикле, затраты на добычу урана и на обогащение отсутствуют. И появляется возможность проводить процесс гораздо быстрее, нет затрат на рефабрикацию топлива. Но возникает другая сторона — это стоимость самой периодической процедуры. Все очень просто, баланс двух величин: в данном случае нет сырья, но возникают затраты на переработку. И отсюда, решая оптимизационную задачу, мы должны получить величину оптимального выгорания, которой нужно достигать в замкнутом топливном цикле (ее пока никто не знает!).
Существует одно из основополагающих требований в концепции замкнутого топливного цикла, которое связано с глобальным принципом нераспространения ядерного оружия и ядерных материалов. Мы не должны создавать уран оружейного качества, который может быть использован для создания ядерного оружия. Соответственно, должны воспроизводить плутоний без ураносодержащих экранов при КВ 1,05. Но история процесса такова, что если в воспроизводящем экране нарабатывается плутоний, то его необходимо отдельно перерабатывать от всего массива ядерного топлива, то есть выделить из топлива плутоний, который можно потом вовлечь в цикл и использовать. Возникает момент, когда выделяется оружейный плутоний, который можно украсть и применить в злонамеренных целях. И исключить технически это невозможно.
Единственный способ предотвращения возможной террористической угрозы — отсутствие наработки плутония в экранах. Именно по этому поводу идут горячие споры по всему миру, в том числе в России. Специалисты одного направления считают, что исполнить принцип нераспространения ядерного оружия и ядерных материалов невозможно, если мы используем боковой бланкет и ведем отдельную переработку и выделение плутония оружейного качества, другие считают это ерундой. Единого мнения по этому вопросу не существует. Мы же пытаемся удовлетворить этот принцип, по крайней мере, мы его записали.
Интересный вопрос с обеспечением трансмутации долгоживущих актинидов и некоторых продуктов деления. Это парадигма, и реально речь, конечно, идет только о нептунии, америции, кюрии и, возможно, еще нескольких элементах, которые целесообразно дальше облучать нейтронами и трансмутировать. Действительно, названные элементы могут обеспечивать очень длительное время высокую радиоактивность отработавшего топлива, выделенных оттуда продуктов. Действительно, при облучении быстрыми нейтронами их можно переводить в другую форму и «выжигать». Реально, по общему мнению, должен выделяться кюрий, который в течение достаточно небольшого времени, измеряемого одной-двумя сотнями лет, распадается, и хранение в такое обозримое время обеспечит экологическую безопасность. С нептунием найдены все технологические способы и приемы вовлечения в топливо и изготовления топлива с его помощью. Остается изотоп америций, по которому нет технологического решения вовлечения в топливный цикл и обеспечения трансмутации. Но, если не обеспечить трансмутацию, невозможно выполнить принцип малой активности отходов в топливном цикле с быстрыми реакторами. То есть америций необходимо уничтожить, но технологического решения до сих пор не предложено. Десятилетиями люди работают над этим вопросом. Еще нобелевский лауреат Карло Руббиа активно двигал направление ускорительно-управляемых систем специально для того, чтобы иметь высокоэнергетичные нейтроны, которые лучше выжигают америций. Существовали и многие другие концепции.
Другими исходными предпосылками разработки топлива для замкнутого топливного цикла являются:
• допустимость низкой степени очистки топлива быстрых реакторов от продуктов деления при регенерации и желательность исключения использования производств замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного топлива плутония (технологическая поддержка режима нераспространения ядерных материалов);
• минимизация транспортировки больших масс высокоактивных и делящихся материалов;
• экономическая эффективность ядерной энергетики.
В целом, для чистоты концепции, перед людьми, которые занимаются разработкой технологий, стоит глобальная задача, найти решение для которой чрезвычайно сложно. В идеале необходимо создать такую технологию, при которой при переработке ядерного топлива выделяющиеся оттуда радиоактивные элементы не выпускаются в окружающую среду, не отправляются на захоронение, а закручиваются в цикле на рефабрикации и используются в этом топливе. Изготовить топливо из высокоактивных материалов, включающих в себя тот же самый америций, продукты деления, очень сложно. Идет борьба между технологами топлива, которые не хотят работать с грязным топливом на фабрикации, на оборудовании, которое надо обслуживать и на котором не обеспечивается приемлемая экологическая обстановка, и радиохимиками, которым проще обеспечить степень очистки по осколкам деления не более чем в 100 раз и иметь у себя хороший результат. Здесь нужен компромисс, и он есть. Но цена его очень высокая. И это оказывается компромиссом не только между двумя технологами, тем, который занимается фабрикацией, и тем, который занимается радиохимической переработкой, а еще и экономистами. Потому что они могут обеспечить очистку в радиохимическом переделе от осколков деления со степенью очистки 106-107, но нужны дополнительные финансовые ресурсы.
Радиационная эквивалентность может быть достигнута при реализации в ядерной энергетике трансмутационного топливного цикла, имеющего следующие основные элементы:
• переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов с заданным фракционированием для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов;
• работающие в замкнутом цикле быстрые реакторы, которые в процессе выработки электроэнергии сжигают основную массу актинидов (U, Pu, Am, Np, Cm) и трансмутируют долгоживущие продукты деления (Tc, I).
На сегодняшний день достижение радиационной эквивалентности вызывает большие споры. Помимо всех вышеперечисленных принципов замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами, то есть безопасности, коэффициента воспроизводства, близкого к единице и, соответственно, запаса реактивности меньше β и так далее, существует еще один: отправление в отходы суммарной радиоактивности, которая не превышает радиоактивности извлеченных из земной коры ядерных материалов. Чтобы было понятнее: при добыче, извлечении из земной коры урана, выделяются сопутствующие элементы, обладающие радиоактивностью. Они перерабатываются — получается урановый концентрат, выделяется уран чистый, а вся остальная радиоактивность остается в отвалах или в окружающей среде. Эту радиоактивность можно посчитать.
Итак, взяли уран, отправили его в атомную станцию, отработало топливо, накопили осколки деления. Теперь ставится задача: когда в результате всего технологического цикла получили радиоактивные отходы, то активность отходов, которые отправляются на захоронение, не должна быть больше, чем активность извлеченных сырьевых материалов вместе с сопутствующими элементами. На первый взгляд, это совершенно абсурдная идея, потому что сделать это сложно. Но дальше оказывается, что при определенных ограничениях можно, например, через 300 лет это реально. То есть если топливо, выделенные осколки, радиоактивные продукты выдерживаются 300 лет, то их активность, уменьшаясь постепенно, придет к тому, что этот показатель будет достигнут. Также существует целый ряд сопутствующих обстоятельств, но, в принципе, есть понимание, что такая техническая возможность существует. Действительно, не мгновенно, не в одно и то же время, а после определенной выдержки — умеренной, разумной, когда еще можно обеспечить контролируемое хранение, добиться того, что то, что вы захоронили, по активности не будет превышать активности извлеченной земной коры. Но при этом есть еще одно условие — необходимо дожечь америций и разобраться с кюрием. Потому что они не дадут решить эту проблему.
Итак, что же будет сооружаться на современном этапе развития несуществующего ядерного топливного цикла и, в общем, несуществующих быстрых реакторов для этого, но при существующих планах разработки и создания.
На ПО «Маяк» накоплено большое количество энергетического плутония в результате переработки ядерного топлива за очень длительный период времени от реакторов ВВЭР-440, исследовательских и транспортных реакторов. Выделенный плутоний в виде диоксида хранится на складе. Завод работает и продолжает на склад догружать этот продукт, как вы понимаете, являясь технологическим примером необеспечения принципа нераспространения ядерного оружия и плутония. Потому что, несмотря на то, что объект регулярно инспектируется специалистами из США и очень серьезно охраняется, опасность все же существует, возможно, не у нас в стране, но подобный объект на другой территории может представлять реальную угрозу.
В федеральную целевую программу входят планы по строительству завода по фабрикации топлива, на который будет поступать плутоний. Накопленный, длительное время хранящийся плутоний не может прямо поступить на завод по фабрикации, потому что должен пройти очистку от накопленных там изотопов — прежде всего, америция — и ввиду его высокой активности сегодня запустить его на фабрикацию невозможно. Поэтому появляется промежуточный участок — установка по переочистке плутония, который затем отправляется на несуществующий пока опытно-демонстрационный завод по фабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. Этот объект тоже было решено сооружать на Сибирском химкомбинате. И это будет, как ни удивительно, реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Отработавшее топливо должно будет поступить на завод радиохимической переработки, который тоже пока не существует, но который мы должны сделать в течение ближайшего десятилетия. Отсюда выделенный продукт в виде оксидов урана, плутония, нептуния будет направляться на завод по фабрикации, и здесь возникает элемент, демонстрирующий замкнутый топливный цикл.
Остается нерешенным технологический вопрос о вовлечении америция, который будет выделяться, и мы предполагаем, что с помощью НИИАР будет решена задача по изготовлению специальных элементов, выжигающих америций, которые будут размещены в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300. Таким образом, на реализуемом этапе предусматривается использование складского плутония, фабрикация из него топлива, проведение его облучения на опытно-демонстрационном реакторе БРЕСТ-ОД-300, получение ОЯТ, радиохимическая переработка и замыкание цикла.
Подведем понятийный промежуточный итог: концепция топлива в виде уран-плутониевого нитрида на сегодняшний день существует, проблема америция отложена, способы решения задач с америцием предложены, реализация планов намечена на 2023 год.
Так какое же топливо для быстрых реакторов предпочтительно? Технически вопрос о предпочтительном виде топлива для БР основывается на двух соображениях: достижимости более высокого уровня безопасности и достижимости более высокого коэффициента воспроизводства.
Принципиальный ответ по предпочтению плотного ядерного топлива (металлическое, карбидное, нитридное) перед МОХ-топливом дан родоначальниками концепции быстрых реакторов много лет назад. Во всех странах, имеющих перспективу развития ядерной энергетики и быстрых реакторов, ведутся научно-исследовательские работы по плотному топливу (фабрикация, переработка ОЯТ, опытное обоснование).
Исторические и политические аспекты, а также наличие производства привели к использованию MOX во Франции и США. У МОХ-топлива фабрикация проще, радиохимическая переработка имела прототипы, оно применимо в LWR. Однако программа по быстрым реакторам в США предполагала только плотное топливо.
Еще со времен Энрико Ферми было понятно, что топливо должно иметь определенную плотность. Исследования были начаты в 1940 – 1950 е годы. Американцы последовательно выполняли работу, применяя металлическое топливо, постепенно придя к использованию сплава урана с цирконием по целому ряду причин, в том числе ввиду преимуществ по физико-химическим свойствам, которые обеспечивают высокую плотность делящихся материалов в активной зоне.
Одновременно с этим в США, Франции, Великобритании и Советском Союзе выполнялась в первую очередь ядерно-оружейная программа. И в силу этого были созданы технологии гидрометаллургической переработки топлива, велись работы с оксидными материалами. Заводы, построенные для изготовления МОX топлива, например, во Франции или в Бельгии, все-таки в качестве родоначальников имели ранее созданные военно ориентированные технологии. И эти страны, двигаясь в рамках существующих традиций и используя существующие производства и технологии, создавали производства MOX-топлива. Но не нашли ему применения. Пытались внедрить технологии изготовления MOX-топлива для реакторов PWR, потратили на эту программу огромное количество денег, пытались ее дальше развивать, но перспектив использования смешанного топлива для реакторов PWR так и не нашли. И реально эта программа дальнейшего продолжения не имела.
Вариантов плотного топлива из химических соединений урана или плутония, отвечающих требованиям, совсем немного. Очень привлекательно использовать металлическое (сплав уран-плутония с добавлением циркония). Такое топливо обладает повышенной, даже избыточной плотностью, отличными нейтронно-физическими характеристиками. Интересно было карбидное топливо, хорошее по своим нейтронно-физическим свойствам. И по нему был проведен достаточно большой объем работ в период с 1960-х годов в США, Франции, Индии и СССР. И достаточно сказать, что за счет работы реактора БР-10 была получена референтность. Но в итоге, по общемировому признанию, это направление было закрыто. К сожалению, в процессе эксплуатации из-за высокой температуры топлива при рабочих условиях происходит науглероживание оболочки, потеря пластичности, образуется очень высокая микротвердость, которая в послереакторных исследованиях достигала 1,2 тыс. кг на миллиметр квадрата. Стеклянные оболочки переходные режимы удерживали трудно — в общем, программу эту решили не развивать.
Конкурировать остались два соединения — металлическое и нитридное топливо. Почему в конечном итоге Советский Союз предпочел нитридное топливо металлическому? Существует несколько причин. Если рассматривать оба варианта, то по плотности, по нейтронно-физическим характеристикам и то и другое удовлетворяют. По технологии и переработке металлическое топливо выглядит более предпочтительным. Но оно обладает тремя существенными недостатками.


Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или СНУП для БР (часть 1).
Во-первых, между железом и ураном легкоплавкая эвтектика составляет 660 °C, а у плутония с железом и с компонентами стали — примерно 550 °C. Поэтому, если используются твэлы со стальной оболочкой и металлическим сердечником, при достижении названных температур будет происходить разрушение оболочки с образованием жидких фаз. Легированием цирконием удалось сдвинуть процессы в область более высоких температур, но реально это было несущественно. Дальше осуществлялось очень много работ с поиском барьерных покрытий — окислением сердечников, нанесением дополнительных покрытий, например газофазного вольфрама на оболочку твэла изнутри, и другим. В принципе, такими методами — созданием барьерных покрытий — можно решить эту задачу, но только ненадежно. Достаточно сказать, что хотя бы один дефект в этом покрытии, одна дырка, и взаимодействие с сердечником приведет к образованию дырки в оболочке. То есть покрытия не являются самовосстанавливающимися. Хотя работ было проведено очень много и достигнуты гениальные результаты в попытках решить эту задачу. Тем не менее принято все-таки считать, что твэлы с металлическим топливом работать при температуре более чем 550 °C надежно не могут. А в проекте БН-600 написана температура оболочки 700 °C или даже 710 °C.



Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или СНУП для БР (часть 2).
Во-вторых, Россия пока не может расстаться со своей задачей создания свинцового реактора. А если реактор свинцовый, то температура входа — 420 °C. Соответственно, ограничив температуру сверху из-за применения металлического топлива, вынуждены ограничивать температуру снизу, из-за того что температура плавления этого свинца высокая, подогрев на активной зоне-то совсем небольшой, а мы хотим реактор в 3 тыс. МВт по теплу.

В-третьих, это совместимость теплоносителя и топливной композиции. Несовместим сплав урана и плутония со свинцом! Таким образом, пока основной концепцией остается свинцовый реактор, нет возможности дальше разрабатывать концепцию с металлическим топливом. А поддерживать две не в состоянии даже такая богатая страна, как Россия.

В России научно-исследовательские работы по урану, плутонию и цирконию велись активно, потому что были определенные преимущества такого топлива и внедрение было — ходили ледоколы на активных зонах с уран-циркониевым топливом. Сегодняшняя экологическая проблема на Кольском полуострове с хранением десяти активных уран-циркониевых зон связана именно с тем, что отсутствуют технологии их переработки. Велись исследовательские работы, которые были доведены до внедрения. Но дальнейшие действия не вписываются в сегодняшнюю концепцию. И пока Россия не отменит направление работы по реактору со свинцовым теплоносителем, другие исследования не начнутся. Безальтернативно остался только нитрид урана-плутония.
Подводим итоги: применение смешанного нитридного уран-плутониевого топлива объективно является более целесообразным, потому что обладает эффективной плотностью в твэле на уровне 11 граммов на 1 куб. см, обеспечивает соответствующую загрузку урана и плутония в активную зону, обеспечивает коэффициент воспроизводства в активной зоне на указанном уровне, довольно низкий запас реактивности, соизмеримый с величиной β, обладает хорошей совместимостью с материалом оболочек, в отличие от карбида и металлического топлива, хорошей совместимостью с теплоносителем, и что очень важно — имеется определенный опыт применения, обоснования и использования. И все-таки спор о том, нужно или нет закладываться на использование высокоплотного топлива в системах с современными быстрыми реакторами, остается. Многие сторонники использования MOX-топлива говорят об ослаблении требований реактивности.
Как показано в таблице, в нитридном топливе плотность повышена. И зеленый цвет должен был бы означать, что оно лучше, а красный — хуже. Но есть нюанс. Мы считаем практически решенной задачу достижения выгорания оксидного топлива в быстрых реакторах на уровне 15%. Штатное выгорание сейчас составляет максимально 11,3% (очень много работ проведено было по повышению радиационной стойкости, и реальным вполне является достижение выгорания 14-15%, это ближайшее будущее). А чуть более отдаленное будущее, которым мы активно занимались все это время, — это достижение выгорания 20%. И это тоже реально. Про нитридное топливо можно сказать сегодня (в силу того, что у него свое «поведение»), что практически гарантировано выгорание на уровне 5%. Это считается безопасным и возможно сейчас применить и использовать. Может быть, путем больших и серьезных усилий мы сумеем увеличить максимальное выгорание, достичь величины 8%, как было достигнуто в реакторе БР-10. Но выгорания, заявленного на уровне 10-12%, достичь будет очень сложно. Обеспечить с малой вероятностью отказа топлива, при этом обеспечить надежность и вероятность отказа на уровне 10-6, — я думаю, будет очень сложно. Поэтому сегодня мы должны сравнивать топливные циклы, когда говорим об оксидах и нитридах, имея в виду, что на оксидах достигнем 15% выгорания, а на нитридах — 5%. И будем пускать эти реакторы и достигать таких выгораний на первых опытных установках с перспективой увеличения.
Стоит упомянуть один нюанс. Характеристики, связанные с изготовлением топлива, довольно чувствительны к разным технологическим параметрам, то есть, например, к допускам на геометрические размеры, количество плутония, плотность топлива и так далее. Записывая в технических условиях плотность и задавая допуск, мы тем самым должны понимать, что если учесть все допуски, то произойдет либо перезагрузка топлива, либо недогрузка. Например, топливная компания поставляет сборки на реакторы ВВЭР-1000 в «Росэнергоатом», где тоже введен соответствующий допуск на количество урана. И записано, что должно быть 494 кг диоксида урана в топливной сборке для реактора проекта 392. А поставляют в каждой сборке стабильно на 2-2,5 кг урана меньше. При этом соответствуют ТУ. Но потребитель, загрузив себе 163 сборки, в каждую из которых на 2 кг урана меньше, вдруг обнаруживает, что у него длительность кампании начинает страдать. И оказывается, что технологические причины — это разбросы, которые препятствуют выполнению требований, — и это нужно учесть.
Есть еще одно интересное обстоятельство, которое не касается топлива, но которое тоже нужно иметь в виду, — это погрешности нейтронно-физических расчетов. Наверное, многие знают, что они высокие и соизмеримые с этой величиной. И когда мы поставили суперзадачу сделать так, чтобы в этой технической системе запас реактивности не превышал определенной величины, то обеспечить это требование с учетом технологических погрешностей и погрешностей методик расчета оказывается довольно сложно, может быть, вообще невыполнимо. Получается интересная ситуация — задачу ставят идеологи, но на практике решить ее невозможно.
Есть одно обстоятельство, о котором стоит рассказать отдельно, — это пирофорность порошков ядерного топлива при изготовлении. Порошок нитрида урана и нитрида плутония горит, а диоксида урана и диоксида плутония — не горит. Со вторыми можно работать на воздухе, а с первыми — нельзя. Понятно, что работа технологов должна выполняться в защитных боксах и в инертной атмосфере, что существенно увеличивает стоимость и усложняет работу.
И еще одна проблема — углерод-14! Противники нитридного топлива постоянно указывают на выработку углерода-14, который недопустимо выпускать в окружающую среду. Технологи по дальнейшей радиохимической переработке должны решить эту задачу, она для них неприятная и сложная, и над этим ведется кропотливая работа.
Еще раз подчеркну, что на сегодняшний день получить необходимые характеристики по запасу реактивности, по коэффициенту воспроизводства с MOX-топливом в конфигурациях активных зон, которые мы сегодня реально применяем, не удается, а при использовании плотного топлива это реально. При этом мы лишили себя возможности нарабатывать оружейный плутоний, то есть практически даром получать ценнейшее сырье, но зато удовлетворили требование нераспространения. Серьезный вопрос для идеологов: продолжать работу в рамках данной концепции либо сменить концепцию.
При рассмотрении всех характеристик становится понятно, что ничего, кроме нитридного топлива, природа нам не дала. С точки зрения экономической эффективности задача не решена. Нужно твердо понимать, что вместо 20% выгорания на оксидном топливе мы будем работать при выгораниях в три-четыре раза меньших, соответственно, в три-четыре раза увеличивая объемы переработки топлива, потому что количество его то же самое, а использовать надо будет в три раза чаще. И это тоже плата за использование такого топлива. Шансов достижения выгорания больше чем 7-8% немного, и пределом можно считать 10-12%. Технологий увеличения пока нет, и, соответственно, целесообразность всего процесса и смысл пока не ясны.
Общее техническое состояние работ с нитридным топливом таково: две активные зоны в течение 14 лет испытывались в реакторе БР-10. Работы проводились с 1970-х годов в Обнинске на реакторе и в НИИАР. Изготавливалось топливо для НИИАР в 9-м институте, в том числе и смешанное уран-плутониево-нитридное топливо, но по технологиям, которые сегодня пересмотрены и не используются. Результаты испытаний и исследований нитридного уранового топлива позволили установить основные закономерности его поведения в реакторных условиях:
• жесткое распухание под воздействием твердых продуктов деления, соответствующее увеличению объема на 0,132 см3 при накоплении 1 г оск. / см3 топлива;
• аддитивно-газовое распухание в диапазоне от 0,033 см3 при накоплении 1 г оск. / см3 топлива и более при повышении температуры выше ~900 °C;
• газовыделение под оболочку твэла, увеличивающееся при искусственном увеличении исходной пористости спеченной таблетки, одновременно снижающее величину газового распухания.
И были найдены способы органического управления процессами в нитридном топливе, влияющими на работоспособность.
Результаты, известные еще 40-50 лет назад, о характеристиках распухания топлива сегодня более или менее подтверждаются. Нарабатываются осколки деления, топливный сердечник распухает, скорость распухания связана с тем, сколько нарабатывается осколков деления с увеличенным объемом. В 1963 году ученые доказали, что 0,132 см3 при выгорании одного грамма осколков топлива накапливается для диоксида урана. Это примерно означает 13% на процент выгорания для оксидного топлива. Сегодня для нитридного топлива примерно такие же характеристики и используются. Этот опыт привел к тому, что мы просто подтверждаем те результаты, которые 50 лет назад писались в книгах и в методике расчета твэлов, изданной в 1975 году. То есть в последние 50 лет наука всего лишь подтверждает или уточняет данные, которые были получены великими людьми еще в 1963 году.
Продолжая оценивать общее техническое состояние работы, хочу отметить следующее. Установленные закономерности поведения нитридного уранового топлива получили подтверждение при эксплуатации реактора БР-10 с нитридной активной зоной UN в период с 1984 по 2002 год. Всего было облучено 660 + 590 твэлов. Установленная в проекте твэлов величина максимального выгорания 8% т. а. также подтвердилась, при увеличении выгорания выше проектного наблюдалась повышенная разгерметизация.
Принято считать, что причиной разгерметизации является жесткое нагружение оболочки распухающим сердечником. Этот процесс может быть хорошо спрогнозирован после выполнения ориентированной на это программы реакторных испытаний. Факторы преждевременных разгерметизаций с частотой ~10-3 свидетельствуют о наличии дополнительного несистемного фактора. Однозначного понимания этого фактора пока нет. Мероприятия по преодолению этого фактора будут проведены. Это — качество таблеток, фаски, контроля топливного столба, регламенты изменения мощности и реакторной установки, регламенты перестановок ТВС в реакторе.
Было принято считать, и это стало бесспорным утверждением, что оболочка твэлов разрушается в результате жесткого нагружения распухающим сердечником. К сожалению, надежность в реакторе БР-10 была не очень высокая, и были факты, когда происходили высокие выгорания, из чего я лично делаю вывод: если в твэле все построено идеально, то можно достичь выгорания 8-9%. Но есть случайный фактор. Случайный и не понятый до конца, который приводит к преждевременному разрушению. На сегодняшний день технологи активно работают в этом направлении. Определенное количество работ выполнялось, но это единичные и считаные эксперименты — в Америке, Франции и СССР. Были достигнуты очень хорошие результаты — до 12% выгорания тяжелых атомов, правда, не нашего топлива — нитрида урана-плутония, но совершенно с другим содержанием плутония. Можно ли их использовать как референтный опыт? Вопрос сложный. Экспериментальные показатели демонстрируют возможность достижения высоких характеристик. Но при этом вероятность выхода из строя твэлов должна быть не более чем 10-6.
Во ВНИИНМ длительное время проводятся комплексные реакторные исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива, была создана база данных по свойствам нитридных комплексных композиций. Также в период с 1980-х по 2000-е годы были проведены отдельные испытания нитридного топлива в БОР-60. В рамках российско-французского эксперимента BORA-BORA было облучено несколько ТВС с UN с выгоранием до 8-11% т. а., несколько твэлов с UPuN с выгоранием от 4 до 8,95% т. а., четыре твэла UPuN с повышенным содержанием Pu до 60% и выгоранием до 12% т. а. Данные, свидетельствующие об отличиях в поведении смешанного от уранового топлива, получены не были. Отдельные, более успешные испытания, например BORA-BORA, подтверждают, что резервы у нитридного топлива имеются и цель — нивелировать несистемные факторы. Поэтому принято считать, что основные закономерности реакторного поведения нитридного топлива не отличаются от уранового топлива.
Сегодня в отрасли практически создана экспериментальная база для проведения исследований, за исключением минор-актинидов, вовлечения их в топливо и в топливные циклы. Вместе с этим требуется разработать программу создания экспериментальной базы для отработки технологий рефабрикации топлива, содержащего минорные актиниды и некоторые количества осколков деления, включая макеты камер для отработки технологий рефабрикации топлива, его обслуживания и ремонта.
Вся сумма накопленных знаний по твэлам с нитридным топливом показывает, что при соответствии твэлов техническим требованиям их надежность может быть высокой в начальный период эксплуатации и требует дополнительных НИОКР для увеличения выгорания. Порог бесспорной работоспособности сегодня оценивают в 5% т. а. (с увеличением до 8%, в более далекой перспективе до 10%). Достичь этого можно оптимизацией конструкций и технологическими приемами.
Дальнейшее повышение выгорания требует оптимизации конструкции и проведения исследований. Если экономика не требует достижения высоких выгораний, то обоснование первоначального использования смешанного нитрида с ограничением выгорания весьма вероятно, а также отпадает необходимость использования новых радиационно стойких сталей для БН и можно вернуться к проверенным ЧС-68хв (ЭК-164).




По моей оценке, лицензировать топливо, то есть получить одобрение Ростехнадзора на технический проект, получить лицензию на эксплуатацию, доказать безопасность топлива и возможность достижения заявленных выгораний возможно будет до 2020 года, когда должен пускаться реактор БРЕСТ. В случае выполнения большой программы экспериментальных исследований: 17 тепловыделяющих сборок для реакторов БОР-60 и около 15 экспериментальных тепловыделяющих сборок в реакторе БН-600, проведения послереакторных исследований, возможно, будет получен набор экспериментальных данных для лицензирования и запуска новейших быстрых реакторов.

Кстати, из этого следует страшно интересный вывод. Вывод этот коварный и многим не нравится. Раз у нас топливо ограничивает выгорание, ограничивает срок пребывания в активной зоне, то оно ограничивает и повреждающую дозу на материалах, оболочках и на конструкционных материалах. Оказывается, что вся борьба человечества за достижение максимальных разрешенных повреждающих доз не нужна: топливо все равно не сможет столько дать, и с этой точки зрения не нужны супер радиационно стойкие стали. И поэтому можно не решать эту проблему, а взять уже достигнутый уровень, очень хороший уровень, но обоснованно можно считать на стали К-64 и 120 смещений на атом. И этого вполне достаточно.

02.09.2014