Замыкание ядерного топливного цикла: как обращаться с минорными актинидами
Сторонники идеи замыкания ядерного топливного цикла только и думают, как бы эти миноры выделить и дожечь. Что это за элементы, почему они такие вредные и как с ними обращаться? Разбираемся вместе с учеными Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов им. Бочвара (ВНИИНМ).
В подготовке вопросов приняли участие читатели телеграм-канала СР.
Минорные актиниды: что это?
Любовь Подрезова, начальник отдела радиохимических технологий, объясняет: это трансурановые элементы, кроме плутония, образующиеся в топливе при работе ядерного реактора. Трансураны — это химические элементы, расположенные в периодической системе элементов Менделеева за ураном. В природе они не встречаются. Радиохимиков из минорных актинидов интересуют изотопы нептуния, америция и кюрия, поскольку они имеют наибольшее значение при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и обращении с радиоактивными отходами.
Актиниды или актиноиды?
Владимир Кащеев, директор отделения по обращению с ОЯТ и РАО, утверждает: оба названия верны. Ученые старой школы чаще говорят младшие актиноиды, а молодежь предпочитает минорные актиниды.
Избавление от минорных актинидов
Ученые предлагают выделять минорные актиниды при переработке ОЯТ и включать их в состав ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах с целью их дожигания. Это позволит снизить потенциальную опасность, так как при делении минорных актинидов на осколки под действием быстрых нейтронов образуется широкий спектр радиоактивных и стабильных изотопов. Технико-экономическая приемлемость такого решения должна быть подтверждена результатами научно-исследовательских работ.
Заключение
Минорные актиниды представляют собой сложные элементы, требующие особого внимания и технологических решений. Современные научные разработки и исследования направлены на поиск эффективных способов обращения с этими элементами для обеспечения безопасности и устойчивости ядерной энергетики.
Дожигание и трансмутация — это синонимы?
VK: Применительно к уничтожению минорных актинидов в ядерном реакторе — да.
Как выделить минорные актиниды из ОЯТ?
ЛП: На Маяке хорошо отработана гидрометаллургическая переработка ОЯТ реакторов ВВЭР. Нептуний при переработке можно достаточно легко извлекать совместно с ураном и плутонием. Кюрий и америций после головного экстракционного цикла остаются в составе высокоактивного рафината — в водной фазе вместе с присутствующими в ОЯТ продуктами деления.
Из этого рафината их предлагается выделять в две стадии. На первом этапе (стадия межгруппового разделения) методом жидкостной экстракции в отдельный поток выделяются америций и кюрий вместе с частью редкоземельных продуктов деления.
На втором этапе (стадия внутригруппового разделения) сорбционно-хромотографическим методом осуществляется выделение потока с америцием и отдельного потока с кюрием. Кроме того, в отдельные потоки можно выделять и некоторые редкоземельные элементы, например европий.
Зачем их разделять? Нельзя дожечь кучей?
ЛП: Несмотря на сходство в строении атомов, у минорных актинидов много различий (период полураспада, тип и энергия ионизирующего излучения). Пока речь идет о включении в ядерное топливо только нептуния и америция. Кюрий может существенно повлиять на радиационные и физико-химические характеристики как свежего (до облучения в реакторе), так и облученного ядерного топлива, поэтому в реакторах на быстрых нейтронах кюрий дожигать пока не планируется. Кроме того, при хранении в течение 60–70 лет он и так почти полностью превратится в плутоний в результате радиоактивного распада.
Кто-то уже пробовал дожигать миноры в реакторе?
ЛП: Пока нет. У нас во ВНИИНМ с 2020 года ведется работа по разработке технологии изготовления топлива с минорными актинидами. В прошлом году впервые подготовлены качественные исходные материалы и изготовлены топливные таблетки с включением миноров.
Успешно проведено растворение таких четырехкомпонентных таблеток с ураном, плутонием, нептунием и америцием, имитирующее операции переработки топлива, — правда, пока образцы не облученные. В следующем году должны быть изготовлены экспериментальные твэлы, а впоследствии и полномасштабные ТВС с такими таблетками. Их испытания планируются в реакторе БН-800.
Вопросы и замечания от читателей
Переходим к вопросам и замечаниям от читателей телеграм-канала Страны Росатом. Для заметного уменьшения количества минорных актинидов в нейтронном потоке потребуются десятки лет, за это время реакторы, обеспечивающие этот поток, наработают больше минорных актинидов, чем сожглось, написал нам один из них. Это правда?
Translated to Russian:
## Дожигание и трансмутация — это синонимы?
VK: Применительно к уничтожению минорных актинидов в ядерном реакторе — да.
---
## Как выделить минорные актиниды из ОЯТ?
ЛП: На Маяке хорошо отработана гидрометаллургическая переработка ОЯТ реакторов ВВЭР. Нептуний при переработке можно достаточно легко извлекать совместно с ураном и плутонием. Кюрий и америций после головного экстракционного цикла остаются в составе высокоактивного рафината — в водной фазе вместе с присутствующими в ОЯТ продуктами деления.
Из этого рафината их предлагается выделять в две стадии. На первом этапе (стадия межгруппового разделения) методом жидкостной экстракции в отдельный поток выделяются америций и кюрий вместе с частью редкоземельных продуктов деления.
На втором этапе (стадия внутригруппового разделения) сорбционно-хромотографическим методом осуществляется выделение потока с америцием и отдельного потока с кюрием. Кроме того, в отдельные потоки можно выделять и некоторые редкоземельные элементы, например европий.
---
## Зачем их разделять? Нельзя дожечь кучей?
ЛП: Несмотря на сходство в строении атомов, у минорных актинидов много различий (период полураспада, тип и энергия ионизирующего излучения). Пока речь идет о включении в ядерное топливо только нептуния и америция. Кюрий может существенно повлиять на радиационные и физико-химические характеристики как свежего (до облучения в реакторе), так и облученного ядерного топлива, поэтому в реакторах на быстрых нейтронах кюрий дожигать пока не планируется. Кроме того, при хранении в течение 60–70 лет он и так почти полностью превратится в плутоний в результате радиоактивного распада.
---
## Кто-то уже пробовал дожигать миноры в реакторе?
ЛП: Пока нет. У нас во ВНИИНМ с 2020 года ведется работа по разработке технологии изготовления топлива с минорными актинидами. В прошлом году впервые подготовлены качественные исходные материалы и изготовлены топливные таблетки с включением миноров.
Успешно проведено растворение таких четырехкомпонентных таблеток с ураном, плутонием, нептунием и америцием, имитирующее операции переработки топлива, — правда, пока образцы не облученные. В следующем году должны быть изготовлены экспериментальные твэлы, а впоследствии и полномасштабные ТВС с такими таблетками. Их испытания планируются в реакторе БН-800.
---
## Вопросы и замечания от читателей
Переходим к вопросам и замечаниям от читателей телеграм-канала Страны Росатом. Для заметного уменьшения количества минорных актинидов в нейтронном потоке потребуются десятки лет, за это время реакторы, обеспечивающие этот поток, наработают больше минорных актинидов, чем сожглось, написал нам один из них. Это правда?Реакторы будущего: использование минорных актинидов в ядерной энергетике
ВК: Не совсем так. Действительно, по интенсивности процесса дожигание минорных актинидов и наработка сопоставимы, но все-таки можно создать в реакторе условия, при которых миноров будет сгорать больше, чем нарабатывается. Специалисты Росатома сейчас занимаются расчетами нуклидной кинетики для определенных нейтронных спектров. Это позволит понять, сколько минорных актинидов целесообразно включать в ядерное топливо. В конце года получим результаты расчетов. Есть надежда, что со временем будут созданы еще и так называемые жидкосолевые реакторы (ЖСР), в которых теоретически минорные актиниды дожигаются более эффективно. Разработка исследовательского ЖСР уже началась.
В топливе минорные актиниды будут играть энергетическую роль или они просто балласт?
ВК: Они явно не повысят эффективность работы атомных станций. Наша задача — сделать так, чтобы они ее не снизили. Результаты проводящихся технико-экономических оценок должны показать, что дожигать минорные актиниды все же выгоднее, чем захоранивать.
Их вообще можно как-то полезно использовать?
ВК: При поглощении энергии распада минорных актинидов выделяется значительное количество тепла. В свое время были предложения использовать его на Крайнем севере для обогрева дорог. Другая идея — сделать на основе минорных актинидов источник энергии, ядерную батарейку. Реализация подобных проектов тормозится из-за радиоактивности и токсичности этих элементов.
ЛП: В Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) из кюрия получают калифорний, который используют в медицинских целях. Но, конечно, весь наработанный в реакторах кюрий невозможно использовать для этих целей, так много его не надо.
Зачем подмешивать минорные актиниды в топливо, не проще ли сделать из них мишень и уже ее как-то дожечь?
ЛП: Теоретически можно. И коллеги в Опытном конструкторском бюро машиностроения им. Африкантова и в НИИАР сейчас прорабатывают возможность так называемого гетерогенного дожигания минорных актинидов, то есть изготовления отдельных твэлов или ТВС с минорами и их размещение в наиболее выгодных для этих целей зонах реактора — например, в боковом экране быстрых реакторов. Однако встает вопрос радиационной нагрузки на персонал при изготовлении такой мишени. В гомогенное ядерное топливо планируется добавлять немного минорных а…
Когда появятся промышленные технологии дожигания?
ВК: К 2030-м годам технологии должны быть готовы. Думаю, массово дожигать минорные актиниды планируется в 2040-е.
Evgeny Pidoprigora Head of the Balanced Nuclear Fuel Cycle Department, TVEL
- С 2021 года в топливной компании реализуется комплексная программа по дожиганию минорных актинидов. Она появилась как часть нашего продуктового направления Сбалансированный ЯТЦ и рассчитана до 2035 года.
- Программа включает задачи по выделению минорных актинидов в отдельную фракцию, их промежуточное хранение, вовлечение в топливо быстрых реакторов.
- Важный аспект — оптимизация реакторных установок под выжигание максимального количества минорных актинидов.
- На сегодня одна из ключевых работ программы — изготовление экспериментальных ТВС с минорными актинидами, которые будут поставлены на испытания в реактор БН-800.
- В состав МОКС-топлива планируется добавлять нептуний и америций.
Авария на Чернобыльской атомной станции
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 года произошла одна из крупнейших антропогенных катастроф — авария на Чернобыльской атомной станции.
Из-за аварии было эвакуировано более 115 тысяч человек, стали непригодными для сельского хозяйства около 5 миллионов гектаров земель, создана 30-километровая зона отчуждения.
В преддверии очередной годовщины трагедии поговорили с Владимиром Чупровым, экспертом в области атомной и возобновляемой энергетики, нефтяной отрасли, а также автором книги Ядерная энергетика России: неизвестное об известном о проблемах и перспективах атомной энергетики в мире и нашей стране.
О том, каков углеродный след атомной энергетики, есть ли у нее перспективы в борьбе с климатическим кризисом, что происходит с отработанным ядерным топливом, а также какое воздействие генерация атомной энергии оказывает на природу и человека и какие риски несет — в нашем материале.
Углеродный след атомной энергетики
В последнее время можно часто слышать высказывания о том, что общие выбросы от атомной энергетики на ее жизненном цикле находятся примерно на одном уровне с ветрогенерацией и составляют примерно в 4 раза меньше, чем выбросы от солнечных панелей.
Имеющиеся расчеты, принимаемые Международной группой экспертов ООН по изменению климата (далее — МГЭИК), более многогранно описывают сравниваемые параметры.
Обзоры, интервью, свежие новости и изменения в законодательстве — оперативно в нашем Telegram-канале. О самых важных событиях — в нашей группе ВКонтакте.
Исходя из имеющихся данных, говорить о многократном превышении углеродного следа СЭС по сравнению с АЭС нельзя, так как у АЭС слишком широкий разброс климатического следа: по разным источникам, от 9 до 110 и от 1 до 288 граммов СО2-экв. на каждый производимый кВт*ч. То есть в ряде случаев для месторождений с низким содержанием урана и при других условиях углеродный след атомных станций выше углеродного следа СЭС, составляющего около 60 граммов СО2-экв. на кВт*ч. Кроме того, так как значительная доля энергии уходит на добычу и переработку урановой руды, а доступность дешевых запасов урана с низким углеродным следом при ее добыче падает, можно предположить, что углеродный след АЭС будет расти. При этом с учетом роста КПД солнечных панелей углеродный след СЭС продолжит падение. С ветрогенерацией электроэнергии споров меньше: для береговой и морской ветроэнергетики соответственно среднее значение выбросов ПГ составляет 20 (±14) и 16 (±9,6) г CO2-экв/кВт-ч.
Заявления о четырехкратном преимуществе атомных электростанций (далее — АЭС) перед солнечными электростанциями (далее — СЭС), скорее всего, берут начало из недавних оценок для проекта АЭС «Хинкли-Пойнт С» в Великобритании. В соответствии с проектом, учитывая распределение энергии (климатический след от ЛЭП и так далее) общий удельный уровень выбросов ПГ прогнозировался на уровне 10,91 грамма СО2-экв. на кВт*ч электроэнергии. Но здесь важно помнить, что это одна из множества прогнозных оценок, и в соответствии с другими исследованиями, например, с приведенными выше, текущее среднее значение климатического следа АЭС оценивается в 66 граммов СО2-экв. на кВт*ч.
Следовательно, заявляемое четырехкратное преимущество АЭС перед СЭС как минимум требует перепроверки и должно оцениваться с учетом динамики падения углеродного следа как СЭС, так и ВЭС. Важно отметить, что выбросы ветровой, солнечной и атомной энергетики значительно ниже выбросов от сжигания ископаемого топлива для энергетических целей. Выбросы такой традиционной генерации достигают 800 граммов СО2-экв. на кВт*час. Газовая генерация — не исключение. Климатический след газовых тепловых станций приблизительно равен 300 граммов СО2-экв. на кВт*час вырабатываемой электроэнергии, что гораздо выше показателей СЭС и АЭС (для последних в нижнем пределе).
Перспективы АЭС в борьбе с изменением климата
Если рассматривать весь жизненный цикл АЭС, то выбросы парниковых газов при добыче и переработке урана будут являться самыми высокими, за исключением выбросов в ходе строительства ЛЭП и транспортировки электроэнергии. Но даже эти значительные показатели выбросов ПГ для АЭС гораздо ниже, чем выбросы, сопровождающие добычу и сжигание ископаемых углеводородов.
Строительство АЭС — это длительный и сложный процесс, снос выведенных из эксплуатации ядерных объектов — тоже. Выбросы парниковых газов происходят на всех стадиях производства атомной энергии. В том же докладе по АЭС «Хинкли-Пойнт С» дается следующее распределение климатического следа в процентах для каждой из стадий.
Климатический след (Global Warming Potential) для АЭС «Хинкли-Пойнт С» на протяжении всего жизненного цикла в удельных показателях на кВт*ч производимой электроэнергии
Тем не менее, здесь также важно держать в уме, что выбросы атомных станций (в нижнем пределе разброса оценок) ниже выбросов угольных или газовых ТЭС. Поэтому здесь стоит обращать внимание на другой фактор — время. Действительно, с замещением угольной или газовой генерации на атомную происходит сокращение выбросов парниковых газов. Но какова скорость этого процесса? Для сравнения можно посмотреть на время, затрачиваемое на строительство атомных энергоблоков, запущенных в 2010-2019 годах в разных странах.
По статистике, средний срок строительства одного атомного энергоблока в мире составляет 10 лет. В России — более 20 лет, поскольку сильно влияет долгострой энергоблоков Ростовской, Белоярской и Калининской АЭС. Без их учета средний срок приближен к мировым показателям и составляет более 9 лет.
Для сравнения, за 6 лет с 2014 по 2019 год в России в рамках программы строительства генерации на основе возобновляемых источников энергии (далее — ВИЭ) было введено свыше 1 ГВт ветровых и солнечных станций. А уже в одном только 2020 году, когда появились определенные наработки на рынке, было введено свыше 1 ГВт солнечных и ветровых станций. То есть сроки строительства мощностей ВИЭ на порядок меньше строительства АЭС. Это объясняется различиями в требованиях безопасности: для ВИЭ требования не такие строгие, в то время как требования для АЭС только повышаются.
Еще одно различие — наличие крайне сложного топливного цикла в атомной энергетике, для которого нужно создавать отдельную инфраструктуру. За редким исключением все энергоблоки сдавались с задержкой на многие годы. Если обращаться к мировой статистике, то на 1 июля 2020 года среднее время строительства всех 52 строящихся энергоблоков составляло 7,3 года для тех из них.
Немаловажный момент заключается в том, что требования к строительству АЭС создают еще одно препятствие — допуск к строительству и производству оборудования для АЭС имеют немногие компании в силу специфики производства. В мире таких компаний относительно немного и получить лицензию на строительство атомных станций и других предприятий ядерного топливного цикла (ЯТЦ) могут или стремятся далеко не все энергетические компании. В России рынок строительства АЭС по этой и другим причинам монополизирован, что снижает конкуренцию и может способствовать затягиванию сроков строительства.
Эти причины объясняют, почему строительство АЭС и ВИЭ отличается по срокам до 10 раз. А это значит, что несмотря на относительно низкий уровень выбросов парниковых газов и учет более высокого коэффициента использования мощности, атомные станции в своем климатическом эффекте в разы уступают солнечным и ветровым станциям по эффективности инвестиций.
Помимо сроков строительства существуют и другие проблемы:
Сроки строительства и другие причины негативно отражаются на динамике абсолютных значений мощности АЭС (с учетом вывода из эксплуатации отработавших энергоблоков). Такая ситуация отражается и на динамике выработки электроэнергии, которая последние примерно 20 лет стагнирует на мировом уровне.
Если говорить про долю в производстве электроэнергии, то в мире наблюдается медленное, но неуклонное снижение доли ядерной энергии в валовом производстве электроэнергии с пикового значения в 17,5% в 1996 году до 10,35% в 2019 году. При примерно той же неизменяющейся мощности и генерации электроэнергии атомная энергетика просто не успевает за растущим электропотреблением в мире. В то же время ВИЭ (без учета ГЭС) уже обошли АЭС по производству электроэнергии.
Динамика производства электроэнергии на АЭС и ВИЭ (без учета ГЭС), (по данным Вritish Рetroleum, в млрд кВт*ч)
Сложившаяся динамика АЭС и ВИЭ находит отражение в различных сценариях мировой энергетики на будущее. В 2021 году Международное энергетическое агентство (далее — МЭА) разработало ряд сценариев, среди которых и Net Zero Emissions by 2050. В соответствии с этим сценарием, к 2050 году должна произойти масштабная электрификация всей энергетики за счет замещения огневых технологий в тепловой энергетике, включая замещение двигателя внутреннего сгорания на транспорте.
Эти изменение по мнению МЭА предполагают рост доли АЭС и ВИЭ, которые в основном и производят электроэнергию. В рамках сценария нулевых выбросов ПГ к 2050 году предполагается рост производства электроэнергии с текущих 27 трлн кВт*час до 71 трлн кВт*час электроэнергии в год к 2050 году. Из этих 71 трлн кВт*час более 62 трлн кВт*час будет приходиться на ВИЭ, из которых около 48 трлн квт*час это суммарно ВЭС и СЭС. Доля же АЭС вырастет с нынешних 2,7 трлн кВт*час (2020 г.) только до 5.5 трлн кВт*час, то есть будет на порядок ниже, чем производство электроэнергии на ВИЭ.
Отработавшее ядерное топливо
В первую очередь важно отметить, что отработавшее ядерное топливо — не единственный вид радиоактивных отходов (далее — РАО), сопровождающих ядерный топливный цикл. РАО образуются как на самых начальных стадиях ЯТЦ (от разработки урановых месторождений), так и на заключительных — продукты переработки отработавшего ядерного топлива (далее — ОЯТ) и само ОЯТ.
Пока ни одна страна в мире не нашла эффективного способа утилизации отходов ядерного топливного цикла, включая ОЯТ (в случае открытого топливного цикла без переработки ОЯТ) или другие РАО, а основным способом утилизации отходов является хранение или перспективное захоронение. По информации МАГАТЭ, в мире хранится 263 тыс. тонн ОЯТ, 127 тыс. тонн ОЯТ было переработано. Ежегодно из всех реакторов в мире выгружается порядка 7 тыс. тонн ОЯТ, при этом мощности по его переработке составляют порядка 2 тысяч тонн и эти мощности неуклонно снижались последние годы. Для примера, в России каждый год производится порядка 0,7 тыс тонн ОЯТ, из которых перерабатывается только 15%.
При этом переработка ОЯТ не означает полное отсутствие отходов в конце процесса. В этом процессе отделяются «полезные» и «вредные» радионуклиды. К «полезным» относятся изотопы урана-235 и урана-238 (так называемый регенерированный уран, который включает и другие изотопы урана) и изотопы плутония. В сумме эти изотопы составляю свыше 90% от изначальной массы ОЯТ и их использование для получения свежего ядерного топлива означает, что на выходе образуется примерно такое же количество нового ОЯТ.
Кроме того, количество рециклингов ОЯТ ограничено, а сама переработка ОЯТ — экологически вредное и опасное производство. В ходе переработки образуются жидкие и твердые радиоактивные отходы, которые по массе в разы или на порядки превышают изначальное количество ОЯТ.
В отношении такой разработки Росатома — как РЕМИКС-топливо, для производства которого используют регенерированный уран и плутоний (без предварительного отделения плутония) с добавлением свежего обогащенного урана, также не существует бесконечного цикла. По сути это не решает проблему накопления ОЯТ, так как количество рециклинга для такого топлива также ограничено.
Экологическое воздействие атомной энергетики
Радиоактивное загрязнение вследствие добычи урана сложно сравнивать с последствиями строительства ГЭС, так как это разные виды воздействия на экосистему. Можно сказать, что площади суши, в том числе ценные экосистемы, потерянные в результате строительства плотин, больше, чем площади нерекультивированных отвалов урановых месторождений с технологией открытой добычи.
С другой стороны, фактор радиационного воздействия крайне опасен для населения и живых организмов, контактирующих с такими участками радиоактивного загрязнения, так как отвалы урановых месторождений являются источниками альфа частиц, которые могут мигрировать, например, с пылью.
Если сравнивать ЯТЦ с возобновляемой энергетикой, то ветровые и солнечные станции не оставляют такого радиоактивного следа, как АЭС, а их воздействие с точки зрения используемых материалов связано с добычей и переработкой различных металлов, производством цемента, то есть этот цикл аналогичен циклу атомных станций.
Природные и антропогенные риски для АЭС
При проектировании и эксплуатации атомных станций учитываются максимально возможное количество факторов. Насколько возможно учесть все эти факторы — остается большим вопросом. Среди стихийных бедствий, угрожающих безопасности АЭС, — ураганы, наводнения, пожары, цунами, извержения вулканов, землетрясения. Не все эти бедствия связаны с изменением климата. Например, цунами или вулканическая деятельность — это природные явления, связанные с геологической активностью, и не зависят от меняющегося климата.
В июне 2011 года после аварии на «Фукусиме» МАГАТЭ опубликовало План действий по ядерной безопасности, принятый государствами — членами МАГАТЭ. Это рамочная программа работ по укреплению глобальной системы ядерной безопасности в 12 сферах, включая оценку безопасности АЭС. Аналогичная ситуация сложилась после 1986 года, когда была принята и реализована программа мер по совершенствованию системы ядерной безопасности для реакторов чернобыльского типа (РБМК).
Это означает, что атомная энергетика не успевает спрогнозировать все риски и в ряде случаев действует пост-фактум. Такой подход не соответствует целям устойчивого развития. О том, как трагедия повлияла на экологию и охрану труда — читайте в нашей статье.
Атомные станции уязвимы перед экстремальными погодными явлениями, в том числе в свете климатических изменений. Согласно информации МГЭИК, в последние десятилетия во всем мире отмечается рост числа сбоев в работе АЭС, связанных с изменением климата. По некоторым подсчетам, частота сбоев в работе АЭС за последние 30 лет выросла с 0,2% аварий на реактор в год до 1,5%. На работу АЭС влияют, в том числе, волны жары, которые могут привести к проблемам с охлаждением реакторов. Кроме того, АЭС зависят от близлежащих источников воды для охлаждения реакторов, а они могут оказаться недоступны из-за засухи.
В докладе Агентства по ядерной энергии при Организации экономического сотрудничества и развития (АЯЭ) проанализированы известные природные и отдельно погодные явления, ставшие причинами отключений АЭС в мире с 2004 по 2013 год. Авторы пришли к выводу, что слишком низкая или слишком высокая температура охлаждающей воды — самые распространенные причины в обеих категориях. Среди погодных явлений на них приходятся самые большие доли отключений сразу по трем показателям: количество отключений, их продолжительность и потери энергии.
Общее количество отключений из-за погодных условий в период 2004-2013 годах составило 2690. Более двух 2/3 из них были связаны со слишком высокой температурой охлаждающей воды и более 1/4 — со слишком низкой температурой.
Экстремальные погодные условия влияют и на эффективность АЭС: согласно исследованиям, повышение средней температуры окружающей среды на 1°C снижает выработку ядерной энергии примерно на 0,5% за счет снижения КПД станции. По мере дальнейшего роста среднегодовой глобальной температуры, эта проблема может усугубиться. Согласно прогнозам Межправительственной группы экспертов по изменению климата, изменение климата повлияет на продолжительность, интенсивность и места проявлений экстремальных климатических явлений, которые в будущем повлекут за собой дополнительные риски для эксплуатации атомных электростанций.
Еще одна угроза для АЭС обоснована человеческим фактором напрямую. Террористические акты — это события, вероятность и механику которых крайне сложно или невозможно спрогнозировать. Режимы безопасности АЭС учитывают этот риск, но гарантировать неуязвимость для теракта — сложно. Также важно учитывать, что потенциально уязвимы не только сами АЭС (реакторные установки), но и хранилища ОЯТ при АЭС, заводы по переработке и транспортировка ядерных материалов. Кроме того, теракт может совершаться не только в виде атаки на какой-то объект ЯТЦ, но и в виде действий с использованием похищенных радиоактивных материалов.
Последние события продемонстрировали уязвимость объектов ЯТЦ, но несмотря на это атомная энергетика продолжает позиционироваться многими политиками как технология для решения проблемы энергетической безопасности. Очевидно, что попытки решения энергетического кризиса за счет атомной генерации повышают риски террористических атак на такие объекты. Можно предположить, риски террористических угроз рассматриваются как более приемлемые по сравнению с рисками потери энергетической устойчивости. В таких рассуждениях из внимания выходит существование и прочих способов решения проблемы энергообеспечения, не отягощенные рисками радиационных аварий, а именно рациональное использование энергии и возобновляемая энергетика.
Риски и последствия аварий на атомных станциях
В соответствии с докладом Международной группы экспертов по изменению климата (МГЭИК) за 2022 год, риск крупных радиационных аварий до сих пор есть. На сегодня существуют факторы, которые повышают риск аварий, и факторы, их снижающие (например, новые конструкции реакторов).
С другой стороны, эти риски возрастают из-за роста частоты и масштаба экстремальных природных явлений вследствие изменений климата. Кроме того, пока неустранимым риском остается человеческий фактор — нарушение техники безопасности и прочие, застраховаться от которых намного сложнее, чем от инженерных недостатков и природных катаклизмов.
Ученые из Химического института общества Макса Планка пришли к выводу, что ядерные катастрофы, такие как расплавление активной зоны, как это было в Чернобыле и на Фукусиме, могут происходить раз в 10–20 лет (исходя из текущего количества действующих реакторных установок). Во многом такая оценка связана с тем, что значительная часть атомных энергоблоков представлена первыми поколениями ядерных реакторов.
В упомянутом исследовании оценены и риски для населения вследствие радиационных аварий. Компьютерное моделирование показало, что аварии на реакторах могут вызвать радиоактивное загрязнение далеко за пределами национальных границ (сценарии для Западной Европы):
Даже если считать, что риск крупных аварий не очень велик, стоит помнить о цене каждого такого события. В случае крупной аварии с расплавлением активной зоны (для Западной Европы) в зоне радиоактивного загрязнения плотностью 40 килобеккерелей на квадратный метр по цезию-137 окажутся около 28 миллионов человек. Эта цифра оказывается примерно такой же в случае аварии в густонаселенных районах, например, в Южной Азии.
В соответствии с российским законодательством, такие территории относятся к так называемой зоне проживания с льготным социально-экономическим статусом. В данной зоне, помимо осуществления комплекса медицинских мероприятий по радиационной и радиоэкологической защите, создается хозяйственно-экологическая структура. Она обеспечивает улучшение качества жизни населения выше среднего уровня, а также компенсирует отрицательное воздействие психоэмоциональной нагрузки, связанной с катастрофой и применением контрмер.
Возрастающий интерес к атомной энергетике и перспективы ее развития
На данный момент мы переживаем не первый всплеск интереса политических лидеров к атомной энергетике. Аналогичная ситуация наблюдалась в нулевых годах. Но тот ренессанс был приостановлен аварией на АЭС Фукусима в 2011 году. Можно предположить, что и текущий интерес к атомной технологии носит временный характер. Одна из причин кроется в наличии состоявшихся технологий ВИЭ: солнечной и ветровой генерации, которые не только опередили АЭС по валовой выработке электроэнергии, но и оказались экономически сравнимы или более привлекательны с точки зрения инвестирования.
Однако есть ряд факторов, которые пока не позволяют сконцентрироваться исключительно на ВИЭ в производстве электроэнергии. Это следующие проблемы:
Однако эти и другие проблемы имеют инженерные решения, а имеющиеся мировые финансовые возможности позволяют их реализовать. Остается вопрос политической воли, в том числе для преодоления сложившихся интересов действующих игроков в лице представителей ископаемой и атомной энергетики на энергетическом рынке.
В России озвученные вопросы можно дополнить такой важной проблемой, как высокое субсидирование энергетического рынка, что создает иллюзию дешевизны традиционной ископаемой и ядерной энергетики. Схемы субсидирования различны, и на их фоне ветровая и солнечная энергетика выглядит дорогой. При этом Россия только недавно начала развивать и поддерживать технологии ВЭС и СЭС.
Скорее всего в ближайшее десятилетие ВИЭ (без учета ГЭС) смогут экономически конкурировать с традиционной энергетикой на оптовом рынке и в России. При этом на розничном рынке солнечная энергетика в виде сетевой микрогенерации на основе солнечных панелей, подключенных непосредственно к потребителю, уже конкурентоспособна с электроэнергией, поставляемой сбытовыми компаниями.
История создания и становления
Совет Министров СССР 23 февраля 1987 г. принял постановление № 228 «О мерах по повышению эффективности и усилению надзора за безопасностью в атомной энергетике», которым утвердил Положение о Государственном комитете СССР по надзору за безопасным ведением работ в атомной энергетике (Госатомэнергонадзор СССР).
В соответствии с постановлением Совета Министров СССР от 23 февраля 1987 г. № 228 Госатомэнергонадзором СССР издан приказ от 12 мая 1987 г. № 58 "О создании при Госатомэнергонадзоре СССР Научно-технического центра по безопасности в атомной энергетике".
Постановлением Совета Министров СССР от 07 апреля 1990 г. № 335 «Об организационной структуре Государственного комитета СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике» Научно-технический центр по безопасности в атомной энергетике был преобразован в Научно-технический центр по безопасности в промышленности и атомной энергетике при Госпроматомнадзоре СССР.
Спустя полтора года было принято постановление Совета Министров России от 05 ноября 1991 г. № 586 «Вопросы Государственного комитета РСФСР по надзору за ядерной и радиационной безопасностью», а затем выпущено распоряжение Президента Российской Федерации от 31 декабря 1991 г. № 137-рп «Вопросы Государственного комитета по надзору за ядерной и радиационной безопасностью при Президенте Российской Федерации», передавшее Научно-технический центр по безопасности в промышленности и атомной энергетике сначала в ведение Госатомнадзора РСФСР и далее – в ведение Госатомнадзора Российской Федерации с одновременным преобразованием в Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности.
Постановлением Правительства Российской Федерации от 22 апреля 2002 г. № 265 «Об утверждении Положения о Федеральном надзоре России по ядерной и радиационной безопасности» НТЦ ЯРБ был передан в ведение Госатомнадзора России, который пунктом 16 указа Президента Российской Федерации от 09 марта 2004 г. № 314 «О системе и структуре федеральных органов исполнительной власти» был переименован в Федеральную службу по атомному надзору, и с этого времени НТЦ ЯРБ находился в ее ведении.
Пунктом 3 указа Президента Российской Федерации от 20 мая 2004 г. № 649 «Вопросы структуры федеральных органов исполнительной власти» Федеральная служба по атомному надзору и Федеральная служба по технологическому надзору были преобразованы в Федеральную службу по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор), руководство которой осуществляло правительство Российской Федерации. Согласно распоряжению Правительства Российской Федерации от 29 декабря 2004 г. № 1725-р, ФГУ «НТЦ ЯРБ» находится в ведении Ростехнадзора и является правопреемником Научно-технического центра по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России.
Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 2008 г. № 724 «Вопросы системы и структуры федеральных органов исполнительной власти» Ростехнадзор передан в ведение Министерства природных ресурсов и экологии Российской Федерации, положение о котором утверждено постановлением Правительства Российской Федерации от 29 мая 2008 г. № 404 «О Министерстве природных ресурсов и экологии Российской Федерации».
ФБУ «НТЦ ЯРБ» – организация научно-технической поддержки Ростехнадзора
Указом Президента Российской Федерации от 23 июня 2010 г. № 780 "Вопросы Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору" Ростехнадзор передан в ведение Правительства Российской Федерации.
Приказом Ростехнадзора от 28 октября 2010 № 1021 "Об утверждении перечня федеральных бюджетных учреждений, подведомственных Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору и представлении его в Федеральное казначейство" Федеральное государственное учреждение «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» включено в перечень федеральных бюджетных учреждений, подведомственных Ростехнадзору».
Решением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 июня 2013 г. ФБУ «НТЦ ЯРБ» отнесено к организации научно-технической поддержки Ростехнадзора.
Таким образом, на сегодняшний день ФБУ "НТЦ ЯРБ" является подведомственной организацией Ростехнадзора, находящегося в ведении Правительства Российской Федерации.
За более подробной информацией о структуре федеральных органов исполнительной власти обратитесь на интернет-портал Правительства Российской Федерации.
С Положением о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору можно ознакомиться на официальном сайте Ростехнадзора.
Информация о ФБУ «НТЦ ЯРБ», предусмотренная приказом Минфина РФ от 21.07.2011 г. № 86 н, размещена на «Официальном сайте Российской Федерации для размещения информации о государственных (муниципальных) учреждениях».
Основные положения учетной политики, размещены в соответствии с приказом Минфина РФ от 30.12.2017 г. № 274н (ред. от 30.09.2021 г.).
В рамках отраслевой конференции «Новая атомная энергетика», состоявшейся в Сочи, старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов представил широкую линейку инновационных решений, разработок и исследований Топливного дивизиона Росатома, которые направлены на создание атомной энергетики будущего на базе технологий замкнутого ядерного топливного цикла.
Речь идет о ядерном топливе для тепловых и быстрых реакторов, изготовленном из «вторичных» продуктов ядерного топливного цикла (обедненный уран), а также продуктов переработки облученного топлива (регенерированный уран, плутоний, минорные актиниды). Разработка, постановка на производство и промышленное внедрение таких решений позволят Росатому решить стратегическую задачу по переходу к двухкомпонентной ядерной энергетике с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах, эксплуатирующихся в замкнутом топливном цикле, где отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) одних установок становится сырьем для производства свежего топлива для других энергоблоков.
Решение подобных задач имеет важное значение для повышения экономической эффективности атомной энергетики на жизненном цикле, а также для достижения целей Устойчивого развития ООН в том, что касается рационального использования природных ресурсов и вопросов экологии.
Топливо ВВЭР
Исторически использование ОЯТ в качестве сырья для производства свежего ядерного топлива связано с изготовлением тепловыделяющих сборок на базе регенерированного урана, восстановленного в процессе переработки облученного топлива. На предприятиях Топливной компании ТВЭЛ освоено производство топлива из регенерированного урана для реакторных установок РБМК и ВВЭР (серийные поставки осуществляются на энергоблок №2 Кольской АЭС в Мурманской области). Реализация программы научных исследований позволила оптимизировать логистику обращения с регенерированным сырьем и сократить время обращения с ядерным материалом от переработки ОЯТ до загрузки топлива в реактор.
На основании положительных результатов ранее проведенной эксплуатации топлива из регенерированного урана на блоке № 2 Калининской АЭС, а также текущей успешной эксплуатации топливных кассет ВВЭР-440 с регенерированным ураном на энергоблоке № 2 Кольской АЭС было признано целесообразным осуществить перевод энергоблоков АЭС с ВВЭР-1200 (Нововоронежская АЭС-2 и Ленинградская АЭС-2) на топливо из регенерированного урана, после завершения их перевода на эксплуатацию в 18-месячном топливном цикле (2027-2028 годы). Кроме того, в прогнозном балансе сырья и мощностей Госкорпорации «Росатом» с 2023 по 2035 годы по результатам оценки всех сырьевых источников и потребностей также поставлена задача по поэтапному переводу энергоблоков ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ на ядерное топливо из регенерированного урана.
Еще больший экономический эффект на всем жизненном цикле атомной станции даст внедрение уран-плутониевого ядерного топлива за счет комплексного подхода к многократному рециклу ядерных материалов, переработке ОЯТ и экологичному обращению с отходами.
Эффективным российским решением по замыканию топливного цикла для ВВЭР является уран-плутониевое РЕМИКС-топливо, которое успешно проходит уже второй 18-месячный цикл опытно-промышленной эксплуатации в дизайне ВВЭР-1000 на энергоблоке №1 Балаковской АЭС. РЕМИКС-топливо содержит смесь обогащенного урана с ураном и плутонием, которые выделяются при переработке ОЯТ. Эта технология подразумевает повторное использование не только плутония, но и остаточного количества урана-235. По сравнению с западноевропейским аналогом уран-плутониевого топлива для легководных реакторов его преимущество в том, что РЕМИКС-топливом можно загрузить активную зону не частично а полностью, а также в возможности многократного рециклирования ОЯТ.
Кроме того, в 2023 году в исследовательском реакторе МИР начались опытные испытания твэлов с уран-плутониевым МОКС-топливом для ВВЭР с содержанием плутония до 12% (в РЕМИКС-топливе содержание плутония – до 1,5%). Это следующий шаг российской науки в замыкании ядерного топливного цикла, ранее технология МОКС-топлива использовалась только для реактора на быстрых нейтронах БН-800. Как отметил Александр Угрюмов, полученные результаты также будут использованы для опережающей разработки и обоснования МОКС-топлива для перспективного инновационного реактора ВВЭР-С с регулированием спектра нейтронов (предполагается, что данные установки смогут работать как в открытом, так и в замкнутом топливном цикле).
Топливо для «быстрых» реакторов
Внедрение замкнутого топливного цикла осуществляется прежде всего для реакторов на быстрых нейтронах, которые по своей физике изначально более «всеядны» с точки зрения топлива и делящихся материалов. Реактор БН-800 на Белоярской АЭС полностью переведен с уранового на уран-плутониевое МОКС-топливо. Инновационный реактор БРЕСТ-ОД-300, который строится в Томской области на площадке Сибирского химического комбината, изначально будет работать на плотном нитридном уран-плутониевом СНУП-топливе.
Производство МОКС- и СНУП-топлива позволяет вовлекать в ядерный топливный цикл обедненный уран, постепенно ликвидируя его накопленные на складах запасы. При этом в штатном МОКС-топливе используется высокофоновый плутоний, получаемый в результате переработки ОЯТ от реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и БН.
Технологии топлива для «быстрых» реакторов с каждым годом развиваются. В 2023 году производства МОКС-топлива, созданное на Горно-химическом комбинате, полностью перешло на изготовление оболочек тепловыделяющих элементов из хромоникелевой аустенитной стали ЭК164. В перспективе это позволит повысить уровень выгорания ядерного топлива и увеличить длительность топливной компании, тем самым сделав эксплуатацию энергоблока более экономически эффективной. Целевые показатели развития МОКС-технологии предполагают повышение длительности топливной кампании БН-800 с 12 до 24 месяцев, повышение эффективности и рентабельности фабрикационного производства во ФГУП «ГХК», а также совершенствование радиохимического передела (переработка облученного топлива во ФГУП «Маяк» для выделения плутония).
Следующим шагом станет изготовление и загрузка в реактор БН-800 опытных МОКС-ТВС, содержащих минорные актиниды (америций, нептуний) – наиболее высокоактивные и токсичные элементы, содержащиеся в облученном ядерном топливе. Таким образом, российские атомщики первыми смогут использовать еще одно конкурентное преимущество «быстрых» реакторов, позволяющих «дожигать» минорные актиниды вместо глубокого геологического захоронения в качестве ядерных отходов.
Параллельно со строительство энергоблока с инновационным «быстрым» реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем ведется комплекс научно-исследовательских работ по обоснованию уран-плутониевого СНУП-топлива с постепенным повышением его выгорания (облучение опытных СНУП-ТВС проводится в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС). Вместе с тем, ученые Росатома также решают ряд задач по доработке и развитию технологии производства СНУП-топлива на будущем модуле фабрикации/рефабрикации в составе Опытно-демонстрационного энергетического комплекса.
Атомные электростанции будущего обеспечат человечество неисчерпаемой чистой энергией
Ядерный топливный цикл замкнется, и атомная энергетика станет возобновляемой: облученное ядерное топливо (ОЯТ) будет перерабатываться и использоваться вновь.
Замкнутый ядерный топливный цикл обеспечит значительное расширение топливной базы атомной энергетики за счет включения в топливный цикл сырьевых нуклидов, количество которых на Земле в разы превышает применяемые в открытом ядерном топливном цикле делящиеся нуклиды, а также позволит решить проблему накопления отработанного ядерного топлива (ОЯТ) за счет выжигания долгоживущих радиоактивных изотопов и применения технологий переработки.
Это окажется возможным благодаря развитию двухкомпонентной схемы — парк АЭС будет состоять из реакторов двух типов: на тепловых нейтронах (тепловые реакторы) и на быстрых нейтронах (быстрые реакторы). Чем больше доля вторых в энергобалансе, тем больше отрасль сможет сэкономить природный уран для будущих поколений и тем меньше будет накапливаться ОЯТ.
Атомная энергетика будущего сделает возможным развитие самых отдаленных и труднодоступных территорий, где использование других видов генерации, в первую очередь дизельной, неэффективно по экономическим и экологическим факторам: все благодаря атомным станциям малой мощности (АСММ) на основе малых модульных реакторов (ММР).
Работы по развитию всех этих направлений ведутся в рамках первого федерального проекта комплексной программы РТТН («Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации»).
Первый компонент новой атомной энергетики
90% существующей промышленной атомной генерации обеспечивают водно-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Они относятся к тепловым: цепная реакция деления урана в активной зоне поддерживается за счет нейтронов с энергией, соответствующей тепловому движению атомов среды. Это нейтроны, которые потеряли свою кинетическую энергию при столкновении с ядрами атомов вещества-замедлителя.
В ВВЭР в качестве замедлителя используется вода — и она же выступает теплоносителем, с помощью которого тепло в парогенераторе передается во второй контур для генерации пара, который приводит в движение турбины, вырабатывающие электрический ток. Для управления работой реактора в воду подают борную кислоту: она поглощает избыточные нейтроны в активной зоне, необходимые для работы реактора между перегрузками.
Для создания двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом разрабатываются новые типы реакторов ВВЭР, в частности со спектральным регулированием (ВВЭР-С).