Электронное издание AtomInfo.Ru публикует краткий перевод статьи руководителя индийского атомного ведомства доктора Анила Какодкара "Эволюция ядерной программы Индии - обоснование и перспективы".
Департамент атомной энергии (DAE) Индии был создан более, чем полвека тому назад. Его деятельность включает в себя проведение НИОКР в областях, имеющих отношение к ядерной науке и технологии, получение в промышленных масштабах важных сырьевых материалов, оборудования и систем для индийской ядерной программы, а также поддержку фундаментальных исследований.
Для каждого из перечисленных направлений в Индии развивается необходимая инфраструктура, включающая в себя и человеческие ресурсы. Опираясь на принцип самодостаточности, Индия способна адекватно отвечать на новые встающие перед ней вызовы и задачи.
Для столь большой державы, как Индия, принципиально важно развивать стратегические технологии, чтобы снизить уровень своей уязвимости от давления извне. Индийская атомная отрасль большую часть своего существования была вынуждена эволюционировать самостоятельно, так как против Индии действовал режим ограничений, принятый Группой ядерных поставщиков (ГЯП).
Достижения индийского атома с точки зрения науки и технологии
НИОКР для атомной энергетики
Индия - единственная страна в мире, ориентирующаяся на использование всех трёх основных делящихся материалов, а именно, 235U, плутония и 233U. Для Индии это жизненно важно с позиций достижения энергонезависимости.
На первом этапе, индийская атомная энергетика начиналась с тяжёловодных реакторов PHWR. О размахе НИОКР по этому направлению можно судить по Рис.1, на котором представлен график количества научных публикаций по тяжёловодным установкам в Индии, Канаде и во всём мире.
Как видно из графика, Индия уверенно заняла в последние годы первое место по НИР и НИОКР в сфере реакторов на D2O. Так, в 2006 году 55% научных публикаций по тяжёловодному направлению были сделаны в Индии.
Рис.1. Количество публикаций по тяжёловодным реакторам
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
красный столбик - в мире;
зелёный столбик - в Индии;
синий столбик - в Канаде.
Похожую картину можно наблюдать и по публикациям, касающимся быстрых реакторов (см. Рис.2). Легко убедиться, что в 2005 и 2006 годах индийский центр атомных исследований имени Индиры Ганди стал безоговорочным лидером по таким работам.
Рис.2. Количество публикаций по быстрым реакторам
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
зелёный столбик - IGCAR (Индия);
красный столбик - Аргоннская национальная лаборатория (США);
синий столбик - PRNFDC (Япония);
голубой столбик - Окриджская национальная лаборатория (США).
Что касается исследований по применению тория в атомной энергетике, то данные международной базы INIS показывают, что Индия удерживала мировое лидерство по количеству публикаций в течение всего периода с 2002 по 2006 годы.
Рис.3. Количество публикаций по торию
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
зелёный столбик -Индия;
синий столбик - Япония;
фиолетовый столбик - Германия;
голубой столбик - Франция;
красный столбик - США.
Применение радиоизотопов
Помимо атомной энергетики, ведущиеся в DAE программы предусматривают конверсию полученных научных результатов в социально значимые ценности для покрытия различных общественных нужд.
Большой вклад индийские атомщики внесли в сфере применения радиоизотопов для нужд промышленности, медицины, гидрологии, консервации продуктов питания и сельского хозяйства.
Например, созданные в центре атомных исследований имени Хоми Баба (BARC) модифицированные плоды арахиса обеспечивают до 25% от общего количества возделываемого арахиса в Индии. Доля модифицированных в BARC сортов фасоли мунго составляет в индийском сельскохозяйственном секторе 22%, а в штате Махараштра достигает 95%.
Другие направления научно-исследовательской деятельности DAE
Центр памяти Тата (Tata Memorial Center) - институт, работающий под патронажем DAE - вносит значительный вклад в международные астрономические исследования. Так, в августе 2004 года учёные из института фундаментальной науки имени Тата (TIFR), используя телескопы центра, открыли новый пульсар.
Рис.4. Гигантский радиотелескоп метрового диапазона GMRT
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
Гигантский радиотелескоп метрового диапазона - Giant Metrewave Radio Telescope, GMRT. Он состоит из тридцати 45-метровых антенн, составляющих 25-километровый массив, и является одним из самых мощных телескопов для исследований в метровом диапазоне.
Индия имеет статус наблюдателя в ЦЕРН и принимает участие в сооружении и испытаниях важных для деятельности этой организации систем. В частности, Индия занимается развитием технологий распределённых вычислений GRID. В DAE создана собственная сеть, объединяющая вычислительные мощности четырёх объектов, в которую входят 7 кластеров и 266 процессоров.
Рис.5. Распределённая вычислительная сеть DAE
(щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка)
Эти и другие достижения доказывают силу индийской атомной энергетики и её готовность к решению задач, которые будут ставиться по мере движения Индии к одной из стратегических целей - обретению энергетической независимости.
Зигфрид Хекер (Siegfried S. Hecker), бывший директор национальной лаборатории Лос-Аламоса, фрагмент из выступления в сенате США 20 апреля 2008 года.
Я пришёл к выводу о том, что хотя санкции и замедлили прогресс в области атомной энергетики, они одновременно сделали Индию самодостаточной и превратили её в мирового лидера в области быстрых реакторов. Мир пытался ограничить доступ Индии к атомным технологиям, но теперь санкции привели к тому, что уже мы сами не можем получать доступ к индийским достижениям в этой сфере. Это нужно учитывать при выборе дипломатических подходов к Индии.
Трёхстадийная программа развития атомной энергетики Индии
На сегодняшний день, известные запасы сырья для атомной энергетики в Индии составляют 61 тысячу тонн урана и 225 тысяч тонн тория. Осуществляется обширная программа по поиску новых месторождений.
Философия ядерной программы Индии базируется на замыкании ЯТЦ. На первой стадии природный уран используется в качестве топлива в тяжёловодных реакторах PHWR. После переработки ОЯТ PHWR выделяется плутоний, который предназначен для загрузки в реакторы на быстрых нейтронах.
Выбор PHWR в качестве основного типа реакторов для первой стадии развития ядерной программы был сделан из-за возможности PHWR работать на природном уране и из-за его повышенного - в сравнении с легководными установками - коэффициента конверсии. Другими словами, PHWR позволяют нарабатывать больше плутония из 238U, чем реакторы с лёгкой водой.
На второй стадии, на которой предполагается использование плутония, логически обоснованным выбором представляется строительство реакторов на быстрых нейтронах, так как величина η - эффективное число родившихся нейтронов на акт поглощения - для 239Pu будет наивысшей в быстрой области энергетического спектра - см.Рис.6.
Рис.6. η для различных изотопов в зависимости от энергии нейтронов.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
Экономия нейтронов является одним из важнейших соображений при достижении максимально возможного воспроизводства ядерного горючего. Поэтому DAE планирует использовать в быстрых реакторах металлическое топливо. Но в первых проектах второй стадии ядерной программы будет задействовано хорошо зарекомендовавшее себя и освоенное оксидное топливо. Переход на металл будет производиться постепенно, по мере освоения необходимых для этого технологий.
Самые высокие значения КВ в быстрых реакторах могут быть получены при загрузке уран-плутониевого металлического топлива в активную зону и урана в бланкеты. Введение тория в бланкеты приводит к небольшому росту времени удвоения, что даёт отрицательный эффект на общие темпы наращивания парка быстрых реакторов. По этой причине, переход к частичной загрузке быстрых реакторов торием будет происходить постепенно - причём, на первых порах торий будет размещаться только в экранах, и лишь затем в активной зоне.
Выполненные в DAE расчёты показывают, что оптимальным временем начала загрузки тория в быстрые реакторы является третье десятилетие после перевода быстрых реакторов на металлическое топливо.
Переход от сжигания природного урана в PHWR к использованию плутония и тория в тепловых реакторах, минуя стадию использования быстрых реакторов, представляется контрпродуктивным, так как в этом случае Индии не удастся существенно увеличить свой атомный парк. Это соображение иллюстрируется графиком на Рис.7. Видно, что при сжигании плутония и тория в PHWR и жидкосолевых реакторах атомный парк Индии возрастёт всего лишь до 36 ГВт(эл.), после чего начнёт медленно снижаться.
Рис.7. Общая мощность атомного парка Индии для различных сценариев.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
красный цвет - использование только природного урана в PHWR;
чёрный цвет - использование плутония и тория в PHWR и жидкосолевых реакторах MSR;
пунктирная линия - рост парка за счёт быстрых реакторов с уран-плутониевым топливом.
Напротив, принятая в Индии трёхстадийная программа развития позволяет обеспечить фактически бесконечный рост мощности атомного парка, как показано на Рис.8.
Рис.8. Общая мощность атомного парка Индии для трёхстадийной стратегии развития.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
красный цвет - стадия 1, использование природного урана в PHWR;
синий цвет - стадия 2, рост за счёт строительства быстрых реакторов с уран-плутониевым топливом;
чёрный цвет - стадия 3, дальнейший рост установленных мощностей за счёт привлечения тория.
Торий можно назвать неистощимым источником энергии. Индия располагает одними из самых больших в мире запасов тория, и, что не менее важно, индийские месторождения относятся к разряду богатых.
После того, как суммарный парк индийских быстрых реакторов достигнет отметки 200 ГВт(эл.), в эти установки начнётся массовая загрузка тория для наработки в промышленных масштабах изотопа 233U, который, в свою очередь, станет основным топливом для ториевых реакторов третьей стадии. В качестве дополнительной меры, упрощающей запуск ториевой энергетики, DAE рассматривает также внедрение подкритических систем, управляемых ускорителями.
Текущие достижения DAE по исполнению трёхстадийной программы развития
Достижения DAE по каждой из трёх стадий развития ядерной программы можно смело называть соответствующими современному мировому уровню.
На реакторах PHWR в недавнем прошлом была с успехом продемонстрирована возможность работать с КИУМ порядка 90% при одновременном достижении отличных показателей по безопасности эксплуатации. В 2002 году блок "Какрапар-1" был признан лучшим в мире тяжёловодным блоком за период с октября 2001 года по сентябрь 2002 года. В 2003 и 2007 годах всемирная ассоциация операторов АЭС (WANO) вручала престижные профессиональные награды директорам индийских атомных станций.
Коммерческая привлекательность индийских PHWR выглядит не хуже, если не лучше, привлекательности зарубежных энергоблоков:
В направлении быстрых реакторов Индия полным ходом ведёт строительство демонстрационного блока PFBR-500. Следует отметить, что, помимо Индии, единственной страной в мире, строящей быстрые реакторы, является Россия.
PFBR-500 станет первым опытом индийских атомщиков в деле сооружения энергетических быстрых реакторов. Ведутся работы по улучшению достигнутых в этом проекте характеристик, что позволит поднять экономические показатели для следующих блоков с быстрыми реакторами.
Использование тория с первых дней существования индийской атомной отрасли имело наивысший приоритет в исследованиях. DAE работает над различными аспектами ториевой энергетики. В индийских реакторах проводится облучение ториевых мишеней, причём это делается как в энергетических установках PHWR, так и в исследовательском быстром реакторе FBTR. Особое внимание также уделяется технологическим проблемам изготовления и переработки ториевого топлива.
В Индии создан проект усовершенствованного тяжёловодного реактора AHWR, в котором большая часть энергии будет производиться за счёт тория. Данный реактор обладает также рядом уникальных пассивных систем безопасности. На основе технологий AHWR станет возможным появление реакторов следующего поколения, достаточно безопасных для их размещения вблизи крупных городов. К настоящему моменту, проект AHWR завершён, и этот реактор готов к строительству.
Часто доводится слышать вопросы, почему в других странах использованию тория не придаётся столь большого значения, как в Индии. Ответ заключается в том, что ториевое топливо станет для них выгодным только при глубоких выгораниях.
Так, для уранового топлива возможно достичь критичности на природном обогащении. Для случая смеси 235U-Th, минимально возможное обогащение составит 1,8% (если рассматривать гомогенную смесь тяжёлых металлов).
Более подробно это проанализировано на Рис.9, где показана зависимость начального обогащения по 235U для уранового топлива и смеси 235U-Th от желаемого выгорания. Видно, что для смеси начальное обогащение станет меньшим при выгораниях свыше 40 ГВт×сут/т.
Рис.9. Зависимость обогащения урана от выгорания для уранового и уран-ториевого топлив.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
чёрный график - для топлива 235U-Th;
красный график - для уранового топлива.
На ранних этапах развития атомной энергетики в мире такие выгорания не достигались из-за проблем с конструкционными материалами. Но в наши дни положение дел изменилось к лучшему. Глубины выгораний, большие 40 ГВт×сут/т, успешно достигаются в различных проектах легководных реакторов. Поэтому теперь становится возможным загружать торий и в реакторы с лёгкой водой, что в потенциале может дать целый ряд преимуществ перед чисто урановым топливом:
В свете этих и других преимуществ, в мире в настоящее время наблюдается всплеск интереса к торию. Так как Индия последовательно вела разработки ториевых проектов и обладает уникальным опытом, то сейчас к её достижениям в этой области присматриваются во многих развитых государствах.
Стратегия достижения долгосрочной энергобезопасности для Индии
Современная оценка энергетического потенциала Индии показана на Рис.10. Очевидно, что потенциал атомной энергетики в Индии в 20 с лишним раз превышает потенциал всех прочих невозобновляемых ресурсов.
Рис.10. Оценка энергетического потенциала Индии.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
Для большей наглядности, в Табл.1 приводятся следующие данные - на сколько лет хватит имеющихся у Индии энергоресурсов, если за их счёт будет производиться вся требующаяся стране энергия.
Таблица 1. Сроки истощения (годы) ресурсов Индии для случая, если вся энергия в стране вырабатывается только за их счёт.
(текущий уровень генерации в Индии) | ||||
(желаемый уровень генерации в Индии к 2052 году) |
На Рис.11 приводится прогноз роста энергетических мощностей в Индии в срок до 2050 года при условии, что страна не будет закупать за рубежом легководные реакторы. Легко видеть, что в этом случае в середине столетия в Индии образуется дефицит мощностей более 400 ГВт(эл.), покрывать который придётся, в первую очередь, за счёт импорта угля. Иными словами, в 2050 году Индии потребуется ввозить из-за рубежа ежегодно по 1,6 млрд тонн угля.
Рис.11. Прогноз развития энергетического парка Индии при отказе от закупок импортных реакторов.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
Из Рис.11 следует, что даже путём использования всех имеющихся у Индии ресурсов, включая активное развитие трёхстадийной ядерной программы и массовое строительство быстрых реакторов, Индия не сможет достичь энергонезависимости и будет вынуждена опираться на импорт энергоресурсов.
Конечно, графики на Рис.11 можно продолжить и на более отдалённые периоды времени. Действительно, настанет такой момент, когда экспоненциальный рост атомных мощностей позволит избавиться от дефицита энергии. Но до этого срока должно пройти несколько десятилетий, в течение которых Индия будет полностью уязвима перед возможными перебоями с поставками угля.
На Рис.12 показано, что этой неприятной ситуации можно избежать, если приобрести относительно небольшое количество иностранных легководных реакторов - до 40 ГВт(эл.) в период с 2012 по 2020 годы.
Сам по себе, импортный парк не способен решить стоящие перед Индией глобальные проблемы. Но в легководных реакторах, работающих на импортном топливе, будет нарабатываться плутоний, а с его помощью Индия окажется способной пустить дополнительную серию быстрых реакторов. При оговоренных выше условиях, этот дополнительный парк позволит практически полностью устранить дефицит энергии к 2050 году.
Рис.12. Прогноз развития энергетического парка Индии при закупке 40 ГВт(эл.) легководных реакторов в период с 2012 по 2020 годы.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
На Рис.13 проанализирована промежуточная ситуация, когда закупка импортных реакторов будет задержана на одно десятилетие - до 2022-2030 годов. В этом случае, дефицит мощностей в 2050 году уменьшится до 178 ГВт(эл.), что потребует ежегодной закупки за рубежом 0,7 млрд тонн угля. Для лучшего понимания, необходимо отметить, что это вдвое превышает текущий уровень добычи угля на шахтах Индии.
Рис.13. Прогноз развития энергетического парка Индии при закупке 40 ГВт(эл.) легководных реакторов в период с 2022 по 2030 годы.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
Таким образом, из представленных графиков становится очевидным, что для достижения долгосрочной энергонезависимости Индия должна скорейшим образом приобрести у иностранных поставщиков до 40 ГВт(эл.) легководных реакторов и, естественно, заключить договоры об их топливном обслуживании. В этом случае, даже после завершения сроков их службы, оставшийся в стране плутоний будет работать на нужды индийской экономики.
Разумеется, всё сказанное выше не отменяет необходимости продолжать поиски новых урановых месторождений на территории Индии. На Рис.14 отмечены регионы, представляющие в этой связи особенный интерес, в том числе:
Рис.14. Перспективные регионы Индии для поиска урана.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
В DAE продолжаются работы по созданию и практическому применению поиска урана при глубинном залегании. В это направление сделаны крупные инвестиции. Разрабатываются новые технологии, в том числе, электромагнитное зондирование методом переходных процессов (time domain electromagnetic method).
Новые технологии - торий и далее
Итак, для успешного развития индийской ядерной программы - в частности, массового строительства реакторов на быстрых нейтронах - индийским специалистам необходимо добиться как можно более короткого времени удвоения. Сделать это станет возможным после перевода быстрых реакторов на металлическое топливо.
В DAE выполняется программа работ, предназначенных для своевременного промышленного освоения металлического топлива. Рассматривается, в частности, вопрос о его переработке после использования в реакторах. Для минимизации объёмов отходов, получающихся при переработке ОЯТ, в качестве основного выбран пирохимический метод.
Как следствие такого решения, в DAE был запланирован большой объём НИОКР по жидкосолевым технологиям. Стоит добавить, что жидкие соли являются также одним из кандидатов на роль теплоносителя для перспективных индийских высокотемпературных реакторов, которые планируется использовать при производстве водорода.
Важность получения водорода для будущего индийской экономики трудно переоценить, так как транспортная система Индии во многом зависит от импортных нефти и газа. В центре BARC уже создан демонстрационный модуль производства водорода путём электролиза воды.
Но для коммерческого применения этих технологий необходимо обеспечивать высокие температуры - до 800-900°C. В этих целях Индия стартовала собственную исследовательскую программу создания реакторов ВТГР.
Главную сложность при проектировании ВТГР представляет выбор материалов, способных успешно и долго работать в условиях агрессивной среды. Вторая серьёзная задача - это правильный выбор теплоносителя. Как предполагается, в индийских ВТГР тепло из активной зоны будет удаляться или жидкой солью, или жидким тяжёлым металлом.
Демонстрация технологий ВТГР в Индии планируется на исследовательском реакторе CHTR (Compact High Temperature Reactor). Топливом в этом реакторе выступит смесь тория и 233U, причём твэлы будут выдерживать температуру до 1600°C. Охлаждение активной зоны планируется с помощью расплавленной смеси свинца-висмута, нагретой на выходе до 1000°C. Мощность реактора составит 100 кВт(тепловых), и он будет работать без перегрузки в течение 15 лет.
Рис.15. Высокотемпературный реактор CHTR.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
Следующее перспективное направление деятельности DAE связано с международным проектом ITER по созданию демонстрационного термоядерного реактора. Индия вступила в ряды соучредителей проекта и внесёт в его развитие свой вклад, как технологиями, так и оборудованием.
Вся история развития атомной отрасли Индии проходила под знаком опоры на собственные силы. Эта же стратегия продолжит сохраняться и в будущем. Для её успешной реализации Индия нуждается в квалифицированных кадрах, и для их подготовки в DAE запущена большая группа различных инициатив. Для страны важно также сохранить связь между фундаментальными и прикладными исследованиями, что успешно реализуется в ведущих индийских атомных центрах.
Рис.16. Монтаж корпуса безопасности (safety vessel) на реакторе PFBR-500.
(Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра рисунка).
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 21.12.2008
Темы: Азия, Индия, Быстрые натриевые реакторы, Торий, АЭС
