Владимир Михайлович Поплавский - заместитель генерального директора ГНЦ ФЭИ.

Владимир Михайлович, в России и мире идёт очень много разговоров о том, что запасы урана подходят к концу. Как Вы считаете, как это повлияет на развитие атомной энергетики? И какую роль в этом случае могут сыграть реакторы на быстрых нейтронах?

Действительно, запасы урана, как и любого другого минерального сырья, ограничены. Весь вопрос в том, насколько далеко распространяется это ограничение - касается ли оно ближайшего будущего, или отдалённой перспективы?

В последнее время наблюдается рост интереса к атомной энергетике, и этот интерес определяется тем, что мы начали рассматривать ограничения по источникам энергии - уголь, нефть, газ.

Важно также и то, что на фоне исчезающего "чернобыльского синдрома" у населения вновь появляется доверие к атомной энергетике.

Ещё один фактор связан с экологической ситуацией. Естественно, что все осознают изменения, которые происходят с климатом. Такая особенность атомной энергетики, как её экологическая чистота при нормальной эксплуатации, тоже является одним из факторов, который заставляет обратить особое внимание на АЭС.

Надо сказать, что это касается большинства стран мира. Даже те государства, что некогда декларировали ограничение атомной энергетики или её полное исчезновение, свои обещания по закрытию АЭС не реализуют. Речь идёт, в первую очередь, о Германии, Швеции, где атомная энергетика продолжает функционировать.

В России, как известно, недавно была принята Федеральная целевая программа, направленная на развитие атомной энергетики и на существенное повышение ее мощностей. К 2030 году нам необходимо достигнуть 25-30% доли атомной энергетики в общем электрообеспечении страны.

Для России ядерный ренессанс, как мне кажется, обусловлен ещё и тем, что мы являемся крупными поставщиками органического топлива за рубеж и поэтому атомная энергетика в России может с успехом выполнять функцию замещающих мощностей.

Возвращаясь к теме быстрых реакторов, необходимо отметить, что необходимость развития и внедрения этой реакторной технологии в структуру атомной энергетики мы традиционно связываем с ограниченными запасами уранового сырья.

В настоящее время запасы ядерного топлива в России в пересчете на природный уран оцениваются на уровне 600 тысяч тонн.

Это не такая уж и большая величина, если учесть, что мы должны не только развивать собственную атомную энергетику, но и осуществлять экспорт АЭС. Если мы поставляем станцию за рубеж, то мы должны обеспечивать её топливом. Не исключено, что потребности в уране могут удвоиться с учётом экспорта. Поэтому 600 тысяч тонн - это не так много. Не надо забывать, что каждый построенный блок должен эксплуатироваться в течение 60 лет и обеспечиваться при этом ядерным горючим.

Я думаю, что если атомная энергетика будет развиваться запланированными темпами, то у нас не ожидается дефицита урана примерно до середины этого столетия. Разумеется, эта оценка "плавает". Три года назад мы представляли себе, что мы будем испытывать недостаток уранового сырья уже к 2030 году, но сейчас эта граница немного отодвинулась в будущее.

Безусловно, быстрые реакторы при их широком использовании практически снимут проблему топливообеспечения атомной энергетики за счет своего уникального свойства - воспроизводить ядерное топливо. Но не надо забывать и о том, что только быстрый реактор может в комплексе соответствовать всем требованиям, предъявляемым к атомной энергетике будущего.

Если атомная энергетика должна быть безопасной и конкурентоспособной, иметь экологичный замкнутый топливный цикл и выполнять требования нераспространения - то это энергетика с реакторами на быстрых нейтронах.

С этой точки зрения, видите ли Вы разницу между различными типами быстрых реакторов - натриевых, свинцовых и т.д.?

Физика этих реакторов примерно одна и та же. А вот технология реакторов во многом обуславливается выбором теплоносителя (натрий, свинец или сплав свинец-висмут), и безусловно, по технологии они сильно отличаются друг от друга.

До сих пор, в России и во всём мире развивались быстрые реакторы с натриевым теплоносителем. Эта линия достаточно хорошо освоена. Так, реактор БН-600 на протяжении 27 лет демонстрирует уверенную и надёжную работу. Мы считаем, что технология быстрых натриевых реакторов в настоящее время обоснована, как с точки зрения работоспособности, так и безопасности. Весь вопрос сегодня заключается в улучшении их экономических характеристик, с тем, чтобы эта система стала конкурентоспособна не только "внутри" атомной отрасли, но и по сравнению с другими видами энергоисточников. Ставится задача разработать проект АЭС с быстрым натриевым реактором большой мощности, которая была бы не только безопасной, но и экономически целесообразной

Если говорить о технологии тяжёлых теплоносителей, то, как известно, имеется определённый опыт использования эвтектики свинец-висмут в реакторах для АПЛ. Но если мы собираемся говорить о развитии этой технологии для использования её на энергетических установках стационарного базирования, то нам придётся учесть многие ее особенности.

Для того, чтобы продемонстрировать работоспособность энергетических реакторов с тяжёлометаллическим теплоносителем, разрабатывается совместный проект ФЭИ и ОКБ ГИДРОПРЕСС - реактор СВБР-75/100.

Если возможно, буквально пару слов об этом аппарате. Предлагается ли эта линия на замену реакторам БН, или она пойдёт параллельно с натриевым направлением?

На сегодняшний день мы считаем, что должна реализовываться следующая концепция. Реакторы БН с натриевым теплоносителем - это реакторы для "большой" атомной энергетики. Это, например, реакторы БН-800 и большей мощности - 1600 МВт(эл.), 1800 МВт(эл.). Видно, что эти технологии имеют хорошие перспективы и обладают неплохими экономическими показателями. За 20 последних лет в ходе обсуждения строительства БН-800 мы не стояли на месте и наработали много новых инженерно-технических решений, которые позволяют улучшить экономику реакторов с натрием. Сейчас мы пытаемся продемонстрировать это на проектах реакторов большой мощности - как мы называем их, "БН-Коммерческий".

Итак, натрий - это ниша больших мощностей. Что касается реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, то в настоящее время это категория региональной энергетики, способной работать в автономных регионах, не имеющих связи с Единой энергосистемой России. Это энергетика средних мощностей, до 75-100 МВт(эл.), которая будет занимать свою нишу в деле энергоснабжения небольших регионов. При этом, безусловно, не исключается использование и других типов реакторов малой и средней мощности.

Получается, что СВБР - реактор для восточных районов России?

Нет, эта технология может выступать в разных ипостасях. Мы говорим о том, что они предназначаются для выработки электричества и тепла для отдельных регионов, может быть, даже для отдельных городов. По мере необходимости, СВБР можно располагать и на Дальнем Востоке, и на Севере, и в центральных областях России, в зависимости от того, где они потребуются.

Мы ни в коей мере не противопоставляем СВБР натриевым реактором, поскольку и та, и другая технологии обладают своими достоинствами и недостатками.

А возможен ли экспортный вариант СВБР?

Экспортный вариант вполне возможен, если мы освоим эту технологию. Дело в том, что у нас пока что по установке СВБР-75/100 имеются только бумаги и некоторые НИОКР в обоснование этой технологии. Для того чтобы сказать, что мы освоили технологию СВБР, мы должны начать сооружение головного образца, который показал бы её надёжность и безопасность. И только тогда мы сможем говорить о серии, об экспортных вариантах, о вариантах использования внутри России.

Если возможно, пару слов по экономике. Как соотносятся между собой линии БН и ВВЭР?

Я бы сказал так. Сегодня технологии БН постепенно упрощаются, а технологии ВВЭР усложняются в силу необходимости повышения их безопасности. Происходит определенное смыкание и выравнивание этих реакторов по стоимости киловатта мощности.

Это справедливо только для уранового варианта БН, или подобное явление характерно и для быстрых реакторов с MOX-топливом?

У нас до сих пор реализован только урановый вариант БН. Я думаю, что переход на MOX-топливо не слишком сильно изменит экономику быстрого реактора. Стоимость топлива определяется не только стоимостью технологии производства этого топлива, но и масштабом его фабрикации. Да, на первых стадиях, когда нам придётся изготавливать кассеты с MOX-топливом для БН-800 в малом объеме, можно предположить, что они обойдутся дороже, чем освоенные и выпускающиеся в массовом масштабе ТВС с диоксидом урана. Но по мере развития быстрых реакторов и их масштабного внедрения, роста объёмов производства уран-плутониевых ТВС, стоимость ядерного топлива будет уменьшаться, а, следовательно, будет уменьшаться и влияние топливной составляющей на экономику АЭС в целом.

Высказать свои комментарии к статьи можно в отдельной ветке нашего форума.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 13.06.2007

Темы: АЭС, Россия, БН, Дискуссия об инновациях