О развитии ядерной энергетики в россии: новые решения ресурсной проблемы

В условиях технологического обновления ядерной энергетики в России разведанные запасы урана не являются главным фактором ее ускоренного развития. Сегодня предприятия России производят в год лишь 3,5-4,0 тыс. т урана. Подтвержденные запасы урана по себестоимости добычи 1 кг урана до 80 долларов США составляют 170 тыс. т, при общих запасах 550 тыс. т. Эти известные запасы и прогнозные ресурсы урана достаточны для развития ядерной энергетики нашей страны при условии ее технологического перевооружения.
Опережающее развитие ядерной энергетики стало важным приоритетом энергетической безопасности России. При этом выделяются три важнейших составляющих ее технологической модернизации. Первой из них является постепенный перевод ядерной энергетики на замкнутый уран-плутониевый ядерный топливный цикл на базе реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Вторая составляющая – реализация крупномасштабной программы устранения радиационных загрязнений, в основном связанных с производством оружия в период холодной войны, и третья – существенная поддержка развития атомной энергетики в мире с одновременным решением сложных проблем предотвращения «расползания» по миру ядерных оружейных материалов и «чувствительных» ядерных технологий – в первую очередь обогащения урана и переработки облученного ядерного топлива.
Совершенствование ядерного топливного цикла, его интернационализация, развитие лизинга обогащенного урана, возврат отработанного топлива в страну его производящую и даже лизинг ядерной энергии стали важными инициативами и предметом глубоких исследований, инициированных политическим руководством нашей страны и некоторых других стран, решительно поддержанные МАГАТЭ.
Мы поддерживаем развитие широкомасштабных исследовательских работ в рамках международных соглашений с США, Европейским союзом и МАГАТЭ по всем этим направлениям. Основные научные результаты совместных работ опубликованы в ряде монографий, совместных докладов, итоговых документов семинаров и конференций, в русской и английской версиях. Они доступны и поэтому я не буду их рассматривать подробно. Хочу лишь подчеркнуть приоритетность проблемы нераспространения ядерных оружейных материалов и технологий обогащения урана и рециклинга ОЯТ с возможностью «наработки» оружейного плутония.
Прогнозируемые высокие темпы развития ядерной энергетики в мире – до 2000 ГВт в 2050 г. и 5000 ГВт в 2100 г., потребуют вовлечения в топливный ядерный цикл U238, развития технологий быстрых реакторов и возможно тория, т.к. имеющихся реальных запасов урана явно недостаточно. При использовании технологий открытого уран-плутониевого (U-Pu) топливного цикла потребуется для указанных объемов производства энергии на АЭС, оснащенных легководными реакторами, 14,0-16,0 млн. т природного урана. Даже прогнозных, пока не открытых ресурсов урана, при цене его добычи 250-300 долларов за 1 кг, пока не видно. Представляется, что сохранение и распространение «по миру» действующих в настоящее время ядерных технологий с открытым U-Pu топливным циклом уже во второй половине текущего века будут нерентабельными.
На диаграмме (рис. 17) приведена технологическая схема современной атомной энергетики России установленной мощностью 23,2 ГВт (э).

Рис. 17. Технологическая схема современной атомной энергетики России установленной мощностью 23,2 ГВт(э)

Из нее видно, что в открытом уран-плутониевом топливном цикле, в условиях временного хранения возрастающих объемов ядерных материалов, при низкой эффективности использования природного урана – менее 1%. Эта схема не является прогрессивной и безопасной. Здесь хорошо видно, что на «входе» – 5000 т природного урана в год. Далее - конверсия и обогащение, при которых ежегодно 4100 т отвального урана пополняют отвалы обогатительного производства (75 тыс. т). Далее – изготовление топлива и его поставки на АЭС. Более 800 т ОЯТ в год поступают во временные хранилища, в которых в 2010 г. уже имеется 19000 т. ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов и реакторов БН600 и ВВЭР-440 поступают на завод РТ-1 («Маяк») на переработку. Полученные радиоактивные отходы (3 т/год) поступают на временное хранение РАО (есть 75 т), а полученный плутоний (1 т) – на склад выделенного плутония (РТ-1, есть 40 т).
В. Асмоловым, А. Зродниковым и М. Солонинным предложена принципиальная схема будущей инновационной ядерной энергетики России, установленной мощностью 100 ГВт (э). Она основана на замкнутом топливно-ядерном цикле и кардинально отличается от действующей схемы. На рис. 18 .хорошо видны эти отличия.

Рис. 18. Принципиальная схема крупномасштабной ядерной энергетики установленной мощностью 100 ГВт(э) (пример)

Здесь показана не только последовательность операций цикла, но и место предприятий внутри концерна «Энергоатом». На «входе» - не 5000 т, а лишь 100 т/год природного урана, отвального урана обогатительного производства (или природного тория). Они поступают на заводы по изготовлению топлива для тепловых и для быстрых реакторов, куда также поступают соответственно уран 233+уран 238 и уран, плутоний, минорактиниды. ОЯТ со всех реакторов поступает на завод по переработке, который кроме топливных материалов получает 100 т радиоактивных отходов (РАО) в год. РАО направляются для окончательной изоляции в подземное сооружение.
Возможная структура ядерной энергетики, предложенная сотрудниками Курчатовского института на период до 2100 г. приведена на рис. 19.

Рис. 19. Возможная структура ядерной энергетики России (на период до 2100г.)

Для реализации этой схемы требуется проведение глубоких фундаментальных и экспериментальных опытных работ, в условиях международного сотрудничества.
В соответствии с Международной инициативой по созданию реакторов IV поколения необходимо реализовать объединенную программу изучения и инженерных изысканий для разработки наиболее перспективных реакторов и технологий ядерных топливных циклов новых поколений, включая:
- быстрый реактор с натриевым охлаждением,
- легководный тепловой ядерный реактор,
- быстрые реакторы с тяжелым теплоносителем,
- высокотемпературный реактор с газовым охлаждением,
- реактор с солевым расплавом.
Стратегия развития ядерной энергетики на период 2000-2030 гг., одобренная Правительством России в 2000 г. приведена на рис. 20.

Рис. 20. Стратегия развития атомной энергетики – 2000-2030 гг. (одобрена Правительством России 25.05.2000 г.)

Стратегией предусматривается иметь в 2030 г. 60 ГВт (э) установленной мощности АЭС. Предлагаемый вариант развития реализуется не в полной мере, также не в полной мере выполнен план продления срока эксплуатации реакторов первого и второго поколения. Строительство второго БР на Белоярской АЭС идет успешно.