МОСКВА, 7 июня (BigpowerNews) — Российская атомная энергетика со временем
обязательно придет к своей новой структуре, в которой будут активно
использоваться энергетические реакторы на быстрых нейтронах, одним из стимулов
для такого перехода станет рост затрат на обращение с отработавшим ядерным
топливом, считает советник генерального директора госкорпорации «Росатом»
Владимир Асмолов, передает ПРАЙМ.
Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах, как считается, имеют большие
преимущества для развития атомной энергетики. С их помощью можно будет замкнуть
ядерно-топливный цикл, в котором за счет расширенного воспроизводства ядерного
«горючего» существенно увеличится топливная база атомной энергетики, а также
появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря
«выжиганию» опасных радионуклидов.
По мнению специалистов, блоки с «быстрыми» реакторами целесообразно
эксплуатировать не сами по себе, а в двухкомпонентной системе — в сочетании с
реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной мировой
атомной энергетики. С помощью «быстрых» реакторов можно будет эффективнее
решать проблему накопления отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) «тепловых»
реакторов, уменьшая радиотоксичность этого ОЯТ.
При этом необходимо достичь приемлемых технико-экономических характеристик,
то есть вывести энергоблоки с «быстрыми» реакторами на уровень
коммерциализации.
Росатом прорабатывает сценарии развития атомной энергетики РФ в рамках
двухкомпонентной системы.
«Двухкомпонентная система является обязательной. Ввод второй компоненты –
„быстрых“ реакторов — будет необходим», — сказал Асмолов РИА Новости в кулуарах
прошедшего в Москве восьмого международного форума «Атомэкспо-2016».
«Вопрос – когда это надо будет делать. Это зависит от двух главных факторов
– когда уран опять станет дороже и когда мы серьезно станем платить за
обращение с отработавшим ядерным топливом», — добавил он.
По мнению Асмолова, применение «быстрых» реакторов начнется после 2030
года.
Он напомнил, что в России на Белоярской АЭС сейчас работает энергоблок №4 с
реактором БН-800 (от «быстрый натриевый», электрической мощностью 880 мегаватт)
— опытно-промышленным реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим
теплоносителем, натрием, и что прорабатывается проект более мощного,
коммерческого энергоблока БН-1200.
Также в России в Северске (Томская область) реализуется проект «Прорыв», в
ходе которого будет построен опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его
состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим
теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по производству смешанного
нитридного уран-плутониевого топлива для этого реактора и комплекс по
переработке отработавшего топлива.
По словам Асмолова, в настоящее время реакторы на быстрых нейтронах с
натриевым теплоносителем уступают «тепловым» реакторам ВВЭР с точки зрения
эффективности выработки электроэнергии. «Но они станут лучше ВВЭРов, когда
будут „продавать“ вторую компоненту – топливо (осуществляя расширенное
воспроизводстов ядерного „горючего“ — ред.)», — сказал Асмолов.
Он отметил, что надо будет выполнить обоснование выбора реакторов на быстрых
нейтронах как базового элемента замкнутого ЯТЦ, а также проводить
научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по новым технологиям
ЯТЦ.
По мнению Асмолова, задача замыкания ядерного топливного цикла будет связана
не только с эксплуатацией «быстрых» реакторов, но и с совершенствованием
тепловых реакторов ВВЭР, так, чтобы двухкомпонентная система была равновесной.
Речь идет о том, чтобы ядерных материалов из отработавшего топлива тепловых
реакторов всегда хватало для устойчивой работы «быстрых» реакторов.
«Сейчас коэффициент воспроизводства (ядерного „горючего“) у реакторов ВВЭР
примерно 0,4−0,5. Есть возможность ужесточить нейтронный спектр, выйти в
резонансный, чтобы коэффициент воспроизводства был 0,7−0,8, чтобы совместить
„быстрые“ и „тепловые“ реакторы», — отметил Асмолов.