Чтение онлайн

Как рассказал Александр Полушкин, реактор на быстрых нейтронах мощностью 350 МВт работал в Казахстане на Мангышлаке: «Отработал ресурс и был остановлен. До сих пор работает третий энергоблок на Белоярской АЭС (мощность 600 МВт). Мы продлили его эксплуатацию, он будет работать еще 15 лет. И сейчас, вот буквально в эти дни, идет подготовка к пуску на Белоярской АЭС четвертого блока мощностью 800 МВт». БН-реактор несколько дороже традиционных — на сколько именно, в «Атомстройэкспорте» пока затрудняются ответить: ждут пуска первого современного реактора этого типа на Белоярской АЭС, после чего будет дана точная оценка.

У реактора на быстрых нейтронах есть и ощутимые преимущества по используемому топливу. Природный уран представлен двумя основными изотопами — уран-235 и уран-238. Обычный реактор использует только уран-235, тогда как уран-238 не используется и поступает в отходы. Однако на этот изотоп приходится свыше 99% всего содержащегося на планете урана. Реактор на быстрых нейтронах использует уран-238 в качестве топлива. Кроме того, расщепляя уран-238 и получая тепло и электричество как товарный продукт, реактор трансформирует этот изотоп в плутоний, который также является топливом для АЭС. То есть реактор на быстрых нейтронах, расходуя уран-238, воспроизводит топливо, в основе которого лежит плутоний.

Как указал Александр Полушкин, «реактор на быстрых нейтронах становится дополнением к АЭС, созданным по технологии ВВЭР. Отработанное топливо после использования на реакторах ВВЭР можно загружать в реакторы БН. Они “дожигают” уран-238, вырабатывают плутоний, который после определенного рециклирования в смеси с ураном — мы это называем “МОКС (МОХ)-топливо” — может опять вернуться в реакторы ВВЭР и работать там. Получается замкнутый топливный цикл. Вот это и есть ближайшая перспектива развития атомной энергетики».

Результат может оказаться ошеломляющим. Атомщики утверждают, что вовлечение в топливный цикл урана-238 сделает запасы ядерного топлива практически неисчерпаемыми. По крайней мере, его хватит на многие сотни лет.

Кроме того, по словам Александра Полушкина, сокращается количество отходов: «Сегодня ядерное топливо, которое отработано в реакторах ВВЭР, мы храним — для будущих поколений. Мы это не называем отходами. Это ценное сырье для будущей атомной энергетики. Но пока оно стоит мертвым грузом в хранилищах. Реакторы на быстрых нейтронах позволят вовлечь в топливный цикл все отработавшее топливо, которое осталось после ВВЭР. Получается замкнутый топливный цикл. Об этом говорит весь мир. Уже в 1966 году, будучи студентом, я слушал лекции об этом. Но реализуем эту идею только мы — и только теперь».

Следующим шагом, как полагают специалисты по атомной энергии, станет развитие семейства реакторов на быстрых нейтронах, доведение их штучной мощности до 1000–1200 МВт, снижение цены, развертывание промышленного комплекса по рециклированию отработанного атомного топлива с традиционных реакторов.

Сотрудник кафедры экономической и социальной географии МГУ им. М. В. Ломоносова Владимир Горлов указывает, что «будущее реакторов на быстрых нейтронах — освоение единичной мощности 1200 МВт. То, что строилось раньше, мощностью 350 и 600 МВт, то, что строится в Белоярке, мощностью 800 МВт, — это опытно-промышленные или научно-промышленные станции. Их задача — обкатать технологию. С ростом единичной мощности реактора будут сокращаться удельные капиталовложения, и реакторы на быстрых нейтронах станут коммерчески привлекательными, способными окупиться за разумный срок — лет за десять—двенадцать. Но когда это будет достигнуто, сказать трудно. Реактор в 800 МВт на Белоярке начал строиться еще в советское время, а запустить его должны только сейчас».

Александр Полушкин рассказывает, что такую атомную промышленность России еще предстоит создать: «В стране для этого есть всё. Мы умеем работать и со свежим, и с отработавшим топливом, и с 235-м, и с 238-м ураном, и с плутонием, и с торием. Но создать производственные линии, которые бы делали это поточным способом, еще предстоит. Думаю, что на это уйдет лет пятнадцать—двадцать».

Атомный гибрид

Впрочем, пока наши атомщики в ближайшие пятнадцать лет собираются доводить до ума реакторы на быстрых нейтронах, их американские коллеги предлагают варианты гибридизации традиционной атомной генерации, что должно повысить коммерческую эффективность АЭС, вывести в свет действительно перспективный для промышленного использования энергетический гибрид.

Сотрудник Массачусетского технологического института Чарльз Форсберг рассматривает три различных варианта атомной гибридизации.

Во-первых, атомная энергия может направляться на производство водородных накопителей энергии. Как известно, потребление электроэнергии сильно меняется на протяжении суток (см. график 5 ). А выработка станции не может столь же плавно следовать за графиком потребления. Поэтому обычно существует минимум, обеспечиваемый базовой (например, атомной) генерацией, и вспомогательные мощности, способные принять по необходимости пиковые нагрузки, а потом быть отключенными (в России, например, это гидроэнергия).

Форсберг предлагает поднять уровень базовой генерации (в нашем случае атомной) и в часы сниженного потребления направлять энергию на производство водорода. По сравнению с описанными выше немецкими экспериментами такая схема коммерчески успешнее, потому что атомная энергия дешевле энергии ветра. А водородные топливные элементы могут быть использованы в часы непредвиденных пиков потребления или же поставляться на рынок в качестве товарной продукции.

Другой вариант — использовать атомную энергию для получения синтетического топлива. Суть этой концепции в следующем. Атомная станция в процессе работы нагревает значительные объемы воды. Обычно ее направляют в пруды-охладители. А можно, в случае расположения АЭС достаточно близко от месторождений ископаемого топлива, закачивать воду в сланцевые или угольные пласты. При нагревании до 370 градусов Цельсия происходит растворение керогенов с последующим преобразованием твердых пластов в искусственные нефть и газ, пригодные для добычи и последующего использования.

Проблемой этого метода, как признается сам Форсберг, является медленная скорость нагревания пластов — это может занять до нескольких лет. Но результат при размещении станции в правильном месте позволяет окупить все затраты.

И наконец, третий вариант — с помощью атомной станции создать рукотворный геотермальный источник. Здесь также используется вырабатываемая АЭС горячая вода, которая в нормальных условиях шла бы на утилизацию в пруды-охладители. Геотермальная энергия, в свою очередь, тоже может быть использована в электрической генерации. К слову, на нее приходится до 27% всей электрогенерации Филиппин и до 30% всей генерации Исландии.

Владимир Горлов между тем указывает, что идея использовать атомную энергию в альтернативных целях, для производства водорода, возникла не вчера: «Об этом еще в советское время писали. Технология может быть перспективной для освоения в XXI веке, идея хорошая. Но пока ее практическая реализация натыкается на вопросы исполнения. Как хранить тот же водород, непонятно. Хранить газообразным — нужны очень большие хранилища. Хранить в жидком виде — нужно тратить энергию на компрессию, поддержание температуры».