Алексей Иванов
Модель высокотемпературного газоохлаждаемого реактора "Астра".
Фото Юрия Макарова
В 1946 году в Лаборатории № 2 АН СССР был пущен первый в Евразии реактор Ф-1. Его небольшой мощности (24 кВт) достаточно для исследовательских целей. Вполне естественно, что исследования, проводившиеся на реакторе Ф-1, во многом определили создание в нашей стране за небольшой срок атомной промышленности, развитие реакторной физики и техники, ядерной энергетики. В последние годы в РНЦ «Курчатовский институт» большое внимание уделяется развитию инновационных технологий ядерных реакторов.
Энергия ближайшей перспективы
По российским проектам в мире в настоящее время созданы 63 установки типа ВВЭР. Последние две электрической мощностью по 1000 МВт были введены в строй в Китае. В ближайшие годы ожидается ввод в эксплуатацию двух установок в Индии, началось сооружение блока в Болгарии. Не так давно наша страна выиграла тендер на строительство четырех реакторов в Турции и двух в Украине.
«В основном, на наш взгляд, по этому направлению в ближайшем будущем будет развиваться реакторная технология, – отмечает Юрий Семченков, директор Института ядерных реакторов (ИЯР) РНЦ «Курчатовский институт». – Перспективным реактором, проектирование которого заканчивается в 2009 году, станет форсированный реактор ВВЭР-1200 (АЭС-2006). Он создан на базе ВВЭР-1000 за счет увеличения активной зоны».
Интерес в ближайшей перспективе представляет развитие нового реактора по типу ВВЭР с большим коэффициентом воспроизводства. В настоящее время курчатовцы начали концептуальную проработку такого проекта. Условное название этого реактора – Супер-ВВЭР. По словам Семченкова, это реактор ближайшего будущего, поскольку он основан на технологии, хорошо отработанной как в России, так и во всем мире.
Революция в реакторных технологиях
Но если технология Супер-ВВЭР – это эволюционное развитие технологии действующих водо-водяных энергетических реакторов, предназначенных для производства электроэнергии, то высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) основаны на принципиально иных технологиях. Поэтому развитие концепций ВТГР подразумевает существенное продвижение в реакторных технологиях.
Всего сотни метров отделяют друг от друга расположенные на территории Курчатовского института первый реактор Ф-1 и работающую модель высокотемпературного газоохлаждаемого реактора – критический стенд «Астра», на котором проводятся исследования в обоснование нейтронно-физических характеристик реакторов типа ВТГР. Основа концепции критического стенда – использование сферических тепловыделяющих элементов, загружаемых в пространство, ограниченное графитовыми отражателями.
«В реакторах типа ВТГР для охлаждения активной зоны используется не водяной теплоноситель, как в ВВЭР, а высокотемпературный газ, – рассказывает Петр Фомиченко, начальник отдела высокопотенциальной энергетики ИЯР. – Основное принципиальное отличие и преимущество высокотемпературных технологий – возможность достижения необычайно высоких температур теплоносителя на выходе из реактора, гораздо больших, чем в ВВЭР, – до 1000 градусов! Добиться таких высоких температур можно, используя керамическое топливо и химически инертный гелий в качестве теплоносителя. На основе анализа мирового опыта и работ, проводившихся в России, в качестве топлива ВТГР была предложена концепция микротвэлов, состоящих из топливного сердечника малого диаметра (около 0,5 мм) с нанесенными на него высокопрочными и жаропрочными защитными слоями из пироуглерода и карбида кремния. На основе этих микротвэлов создаются шаровые тепловыделяющие элементы или топливные компакты, напоминающие короткие стерженьки».
Как отметил Фомиченко, такие высокие температуры можно использовать в различных технологических процессах. Если основное предназначение реакторов типа ВВЭР – все-таки производство электроэнергии, то высокотемпературные газовые реакторы открывают для атомной энергетики новое пространство. Реакторные системы с ВТГР, безусловно, обладающие возможностями более эффективно производить электроэнергию, призваны заметно расширить сферу использования атомной энергии и войти в те области энергопотребления, где атомная энергия пока не завоевала значимых позиций. Это прежде всего производство промышленного тепла для энергоемких технологий, например химических, металлургических, для производства моторного топлива, а также водорода. Именно этим сферам принадлежит большая часть потребления энергии.
«Задача внедрения высокотемпературных реакторных технологий – захватить эту новую для атомной энергетики часть рынка, предложив конкурентоспособные услуги по производству высокопотенциального тепла. Поэтому можно смело сказать, что высокотемпературное направление в реакторных технологиях, развиваемое в Курчатовском институте, способно сделать существенный вклад в расширение сферы использования ядерной энергии», – утверждает Фомиченко.
Эффект температуры
На рубеже столетий началась новая стадия работы над высокотемпературными реакторами. Используя опыт, накопленный за предыдущие годы, а также достижения в работах над новыми реакторными материалами, исследователи предлагают новые технические решения, улучшающие возможности реакторов этого типа. Сегодня это активно развивающееся направление известно в мире как часть программы «Генерация-4», инициированной США. В этой программе определены шесть типов различных реакторных концепций, и две из них используют гелий в качестве теплоносителя, в том числе и для производства высокопотенциального тепла.
Вокруг перспективного высокотемпературного направления уже сложилась устойчивая международная кооперация. Туда устремлены и научные интересы Курчатовского института. Это вполне естественно, если учесть, что исследования и разработки по созданию высокотемпературных источников атомной энергии начались в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова еще в 1960-е годы: это время зарождения энерготехнологического направления атомной энергетики. Тогда эти работы были сосредоточены в специально созданном отделе, их руководство поручили талантливым молодым ученым М.Д.Миллионщикову и Н.Н.Пономареву-Степному. Сейчас академик РАН Н.Н.Пономарев-Степной – научный руководитель высокотемпературного направления.
«В настоящее время мы в сотрудничестве с рядом российских организаций атомной отрасли работаем в рамках Программы демонстрации технологий высокотемпературных реакторов, – говорит Фомиченко. – Эта стадия работ над реакторными технологиями ВТГР посвящена решению наиболее проблемных вопросов. В свое время на основе экспертной оценки было определено, какие направления разработок являются самыми критическими и сложными. К ним относится, в частности, отработка высокотехнологичных процессов для массового производства топлива с керамическим покрытием. Есть и другие направления – например, физика активной зоны кольцевого типа, и именно теоретические наработки в этом направлении проверяются экспериментально на нашем стенде «Астра».
Атомно-водородное чудо
Высокие температуры нужны и для производства водорода. Сегодня многим известно, что водород может быть высокоэффективным и экологически чистым энергоносителем: он широко используется в промышленности и ракетной технике, а в будущем может найти применение в энергетике, бытовом теплоснабжении, на автотранспорте. Уже в 1970-е годы Курчатовский институт стал активно действующим центром атомно-водородной энергетики. Результаты исследований, выполненных академиком Пономаревым-Степным, позволили предложить новые подходы к выбору и совершенствованию реакторных материалов, расширить температурные и радиационные границы их использования. На базе этих исследований и началось развитие нового направления использования атомной энергии – атомно-водородная энергетика, основанная на высокотемпературных реакторах с гелиевым охлаждением для производства водорода и других энергоносителей. Выполненные исследования по высокотемпературным реакторам стали основой для разработки и создания целого ряда реакторных установок с уникальными параметрами, в том числе ядерных ракетных двигателей.
Стратегия по сценарию
Когда новые ядерно-энергетические технологии выйдут за пределы критических стендов и станут реальной частью нашей энергетики? И какой будет энергетика будущего? Системные исследования в этом направлении выполняет группа ученых ИЯР и ИнИнЭн РНЦ «Курчатовский институт». Сегодня в Институте ядерных реакторов создано сразу несколько моделей развития атомной энергетики в России.
«В качестве ориентиров развития атомной энергетики России на долгосрочную перспективу взяты установленные мощности АЭС: 90 ГВт к 2030 году и 170 ГВт к 2050 году. Эти масштабы атомной энергетики определяются внутренними потребностями России по наращиванию электрогенерации в прогнозных сценариях развития экономики страны, выполненных Минэкономразвития, – констатирует Павел Алексеев, директор отделения перспективных ядерно-энергетических систем ИЯР. – Для замкнутого топливного цикла мы рассчитали структуру атомной энергетики и масштаб увеличения установленных мощностей атомных станций. Она определена на основе многофакторного анализа. Эта структура обеспечивает преемственность в развитии реакторных технологий, эволюционное развитие новых направлений, минимизирует потребление природного урана, не требует излишнего форсирования в развитии предприятий по переработке ОЯТ, минимизирует объемы региональных и централизованных хранилищ ОЯТ. Для этого сценарного варианта предполагается развитие атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами с расширенным воспроизводством топлива (реакторы БР-S). Серийный ввод коммерческих быстрых реакторов в эксплуатацию по нашему сценарию начнется с 2025 года. К этому времени основные технические решения должны быть подтверждены на малой серии быстрых реакторов, вводимых в эксплуатацию с 2018 года».
Одновременно с развитием быстрого направления продолжатся модернизация и усовершенствование реакторов ВВЭР-S с таким ориентиром, чтобы к началу их серийного ввода начиная с 2020 года они обеспечивали расход природного урана на уровне 130 т природного урана/ГВт(э)*год. Такие параметры топливного цикла могут быть достигнуты повышением КПД, оптимизацией топливного цикла реактора, разработкой конструкций активной зоны, обеспечивающих более высокий коэффициент конверсии топлива.
С 2025 года параллельно начнется развитие высокотемпературного направления, которое способно существенно расширить сферы применения атомной энергетики. Оно ориентировано на развитие атомно-водородной энергетики, производства искусственного моторного топлива, использование высокопотенциального тепла в промышленности.
Насколько оправдается этот прогноз, покажет уже совсем недалекое будущее.
