Комментариев: 027.11.2013

http://www.energyland.info/news-show-generaciya-atom-113457

   Парадокс Казахстана: являясь одним из мировых лидеров по разведанным запасам урана, сегодня эта страна не имеет своей АЭС. Однако в ее историческом прошлом — первый в мире промышленный реактор на быстрых нейтронах, а в перспективе — развитие собственной атомной энергетики.

Первопроходец

Сейчас мировым лидером технологии быстрых реакторов, благодаря успешно работающему уже четвертое десятилетие энергоблоку с реактором БН-600 Белоярской АЭС, является Россия. Однако этому успеху способствовал, в том числе, опыт эксплуатации предшественника — реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-350 в городе Шевченко Казахской ССР (ныне город Актау Республики Казахстан), входящего в состав Мангышлакского (Мангистауского) атомного энергокомбината (МАЭК). Он проработал без ядерных и радиационных аварий 25 лет (при проектном сроке 20 лет), и мог бы эксплуатироваться дольше, если бы не внешние причины.

«Отец» программы развития быстрых реакторов академик Украинской ССР Александр Лейпунский еще в 1950-х гг. ориентировал зарождающуюся атомную отрасль Советского Союза на создание опытно-промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Изначально рассматривался реактор БН-50, позднее был сделан смелый шаг до проекта БН-250, в итоге преобразовавшегося в БН-350. В 1959 г. легендарный руководитель МинСредмаша Ефим Славский определил местом строительства опытно-промышленного быстрого реактора г. Шевченко (Казахстан) на полуострове Мангышлак (ныне Мангистауская обл.).

В 1962 г. вышло постановление ЦК КПСС и СовМина СССР, а затем и приказ министра «О строительстве промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах БН-350 в комплексе с ТЭЦ».

Впоследствии слово «двухцелевого» дало основание для слухов, что БН-350 являлся чуть ли не центром наработки плутония для советского ядерного оружия. Однако специалисты утверждают, что в нарабатываемых материалах БН-350 «содержание высших изотопов плутония ниже, чем в оружейном плутонии, поэтому его использование в военных целях затруднено; но он был пригоден для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива для АЭС». Термин же «двухцелевой» они расценивают иначе: не только выработка электроэнергии, но и производство водяного пара высоких параметров для опреснительной установки морской воды. Третья версия: не только энергетическое направление, но и наработка нового топлива для АЭС. Впрочем, учитывая исторический аспект тех времен, все эти версии имеют право на жизнь.

Первоначально пуск реактора намечался на 1970 г. Однако из-за трудностей изготовления нестандартного оборудования он был перенесен на 1972 г. В процессе загрузки тепловыделяющих сборок с ядерным топливом критическая масса, при которой началась цепная реакция деления ядер, впервые была достигнута 28 ноября 1972 г. После чего реактор заглушили, и показательный физический пуск произвели 29 ноября в присутствии Центральной комиссии. Эта дата и считается днем рождения реактора БН-350. А энергетический пуск (начало производства электроэнергии) энергоблока состоялся 16 июля 1973 г. Для сравнения: французский быстрый реактор «Феникс» мощностью 250 МВт был подключен к энергосистеме на полгода позднее, в декабре 1973 г.

Впрочем, традиционное понятие «энергоблок» (связка реактор-генератор-турбина) к БН-350 неприменимо из-за его второго назначения: опреснения морской воды. Специально для этой цели были применены не конденсационные турбины крупных теплоэлектростанций (ГРЭС), а противодавленческие, обычно используемые на районных ТЭЦ. Перегретый пар от реактора БН-350 через парогенераторы подавался в общий паропровод на три турбины по 50 МВт (эл). Пройдя через эти турбины и выработав электроэнергию, недоиспользованный пар подавался на опреснительную установку, способную произвести в сутки 120 000 кубометров пресной воды. Поэтому показатель 350 МВт (эл) в названии реактора — это номинальная электрическая мощность АЭС, как если бы ее тепло не отбиралось на опреснительную установку.

Исследования и производство

В реакторной установке БН-350 была применена ставшая впоследствии традиционной для быстрых реакторов с натриевым теплоносителем трехконтурная схема передачи тепла от реактора к турбине: натрий-натрий-вода. Однако сама конструкция реактора осталась уникальной: петлевая компоновка. То есть, в корпусе реактора (уже тогда сдвоенном по принципу матрешки — основной и страховочный, вложенные друг в друга) располагалась только активная зона, напорная камера теплоносителя, система управления и защиты и система перегрузки топлива. Промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы и прочее оборудование первого контура находилось снаружи, вне корпуса реактора. Было сформировано шесть петель циркуляции теплоносителя первого контура (пять рабочих, одна резервная), которые при необходимости отсекались от реактора запорными задвижками. Каждый трубопровод натрия имел защитные кожухи на случай протечек.

Столь громоздкая и сложная компоновка натрий-наполненного оборудования и трубопроводов уже в ту пору подвергалась критике специалистов из-за возможности протечек пожароопасного натрия, к тому же еще и облученного в активной зоне реактора. Не случайно, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось создание быстрого реактора следующего поколения — БН-600 с интегральной компоновкой, при которой все оборудование первого контура, включая насосы и теплообменники, было упрятано внутрь корпуса реактора. При этом практически отсутствовали внешние натриевые трубопроводы большого диаметра, что во много раз повышало пожарную и радиационную безопасность реакторной установки.

С учетом физических особенностей ядерной реакции на быстрых нейтронах, изначально на БН-350 была применена активная зона двух степеней обогащения топлива по урану-235: 17% и 26%. Однако в дальнейшем, с учетом опыта эксплуатации, активная зона была разделена на три степени обогащения топлива: 17%, 21% и 26%. В такой пропорции она была унаследована и реактором БН-600.

В ходе эксплуатации БН-350 было выполнено множество исследований, послуживших основой дальнейшего развития технологии советских (российских) быстрых реакторов. Испытывалось воздействие нейтронного поля на различные металлы, из которых изготавливались оболочки топливных сборок, и на другие конструкционные материалы. Обоснована возможность использования быстрых реакторов для эффективного сжигания наиболее проблемной части радиоактивных отходов других АЭС — долгоживущих актиноидов (то есть определено решение важнейшей задачи «дожигания» накопленных радиоактивных отходов атомной энергетики). Опробовано уран-плутониевое топливо различных видов и экспериментально доказана возможность замыкания ядерно-топливного цикла на таких реакторах и с таким топливом.

Наконец, на БН-350 была сформирована технология наработки изотопов для нужд медицины и промышленности. В спектре быстрых нейтронов успешно изготавливался изотоп кобальт-60, который в природе почти не встречается, но широко применяется в радиохирургии, дефектоскопии, активации посевного материала зерновых и овощных культур, стерилизации пищевых продуктов и медицинских материалов, обеззараживании промышленных стоков и т.д. Также нарабатывались другие изотопы для нужд народного хозяйства: иридий, цезий-30, хром-51.

Реактор на пенсии

Поскольку опыта эксплуатации подобных реакторных установок не существовало, конструкторы задали проектный срок эксплуатации БН-350 теоретическим способом, исходя из минимальной расчетной возможности оборудования — 20 лет. По результатам реальной работы срок был продлен до 25 лет. По истечении этого периода реактор мог бы работать и дальше, но постановлением Правительства Казахстана в апреле 1999 г. был остановлен. Почему так произошло?

Причин, как обычно, несколько. Мировой экономический кризис конца 1990-х годов, вызвавший спад производства и снижение востребованности продукции, производимой БН-350 (электроэнергия, тепло, опресненная вода). Политическое давление сверхдержав (прежде всего США), заинтересованных в устранении потенциальных источников распространения ядерных материалов. Отказ российских предприятий осуществлять научно-техническое сопровождение ядерной установки теперь уже другой страны без коммерчески привлекательного уровня оплаты работ. Отсутствие в Казахстане других АЭС и, в связи с этим, нецелесообразность создания цикла переработки отработавшего топлива. А также, по предположениям критиков — эмиграция некоторых ключевых специалистов атомной энергетики, не увидевших в 1990-х годах перспектив дальнейшего приложения своих сил и знаний на данной территории.

Впрочем, первый в мире реактор промышленной мощности на быстрых нейтронах БН-350 вновь стал мировым лидером — теперь уже в процессе вывода быстрого реактора из эксплуатации.

Отработавшее ядерное топливо было выгружено из реактора и упаковано в специальные чехлы. Его переработкой вполне могла заняться Россия, где уже давно налажена технология обращения с аналогичными сборками реактора БН-600, имеющими унифицированные типоразмеры со сборками БН-350. Однако этот вариант по каким-то межгосударственным причинам не был реализован. США же настаивало как на останове реактора БН-350, так и на длительной консервации (по сути, захоронении) его отработавшего топлива под благовидным предлогом — чтобы, дескать, не попало в руки террористам. Известный интернет-ресурс «WikiLeaks» среди прочих секретных документов обнародовал докладную записку посла США в Казахстане «Руководству для главы Центрального командования генерала Петреуса», которая подтверждает особый интерес официальных структур США к реактору БН-350 и связанным с ним темам.

При участии Национальной лаборатории Сандия (США) в ходе тщательно подготовленной секретной операции отработавшее ядерное топливо БН-350, содержащее 11 тонн урана и 3,3 тонны плутония (такого количества материалов теоретически достаточно для изготовления 775 ядерных боеголовок) было вывезено из Актау по железной дороге. Его перевезли почти за три тысячи километров в Восточный Казахстан, в специальное хранилище Национального ядерного центра (бывший Семипалатинский испытательный полигон) на площадке «Байкал». Впрочем, Россия тоже сумела поучаствовать в этом проекте: завод «Севмаш» изготовил упаковочные комплекты для хранения и перевозки отработавшего топлива.

В итоге отработавшее топливо быстрого реактора, вполне пригодное для успешной переработки и изготовления свежего топлива для АЭС, оказалось фактически выведено из хозяйственного оборота.

Работы по выводу БН-350 из эксплуатации осуществляются Казахстаном совместно с компаниями США, Великобритании, Евросоюза, Японии.

Жидкометаллический теплоноситель — натрий — перекачан из реакторной установки в емкости для последующей утилизации. Остатки натрия из корпуса реактора и его петель удаляются методом гидрокарбонизации. Производится переработка натрия в 30%-ную щелочь с последующим преобразованием в геоцементный компаунд, по свойствам близкий обычному природному камню.

Реакторная установка будет находиться на длительном безопасном хранении под наблюдением в течение 50 лет, после чего оборудование будет демонтировано и утилизировано. 

Мировой поставщик топлива

Сегодня атомная отрасль Казахстана ориентирована в основном на добычу руды и производство топлива для других стран. «Казатомпром» является национальным оператором по экспорту урана, редких металлов, ядерного топлива для АЭС, специального оборудования, технологий и материалов двойного назначения.

Казахстан обладает разведанными запасами природного урана, составляющими 20–25% общемировых запасов, и практически является мировым лидером по его поставкам за рубеж.

Однако атомная отрасль Казахстана стремится от сырьевой направленности перейти к поставкам высокотехнологического продукта — фабрикации топлива для АЭС. «Казатомпром» намерен стать транснациональной вертикально-интегрированной компанией полного ядерно-топливного цикла.

Во-первых, это конверсия — фторирование урана перед его обогащением, производство газообразного гексафторида урана. В этой сфере «Казатомпром» сотрудничает с Cameco Corporation, которая владеет конверсионным заводом в Канаде. Учреждено совместное предприятие ТОО «Ульба Конверсия».

Во-вторых, обогащение, то есть увеличение концентрации изотопа урана-235 с природных 0,7% до уровня 3–4%, пригодного для реакторов на тепловых нейтронах. Здесь Казахстан кооперируется с Россией: создано казахстано-российское совместное предприятие «Центр по обогащению урана» в г. Ангарске (Иркутская обл., Россия). Для обогащения будет использован энергосберегающий газоцентрифужный метод.

В-третьих, производство топливных таблеток из диоксида урана. Это производство освоено на Ульбинском металлургическом заводе в г. Усть-Каменогорске. Завод уже много лет производит урановые таблетки для реакторов советского (российского) дизайна, эксплуатируемых в зарубежье. В перспективе — выход на топливный рынок для легководных и кипящих реакторов европейского и американского дизайна.

Наконец, производство тепловыделяющих сборок для АЭС. Подписано соглашение с французской компанией AREVA по созданию производственной линии топливных сборок для французских реакторов на том же Ульбинском металлургическом комбинате.

Кроме того, Казахстан выступил с инициативой разместить на своей территории под эгидой МАГАТЭ международный банк ядерного топлива. Банк предусматривает хранение низкообогащенного урана для производства топливных элементов для АЭС в газообразной форме. Подготовка документов международного уровня должна завершиться к концу 2013 г.

Курсом на АЭС

О необходимости строительства своей АЭС в Казахстане заговорили еще в 2006 г. В 2011 г. президент Казахстана Нурсултан Назарбаев подтвердил эти намерения. Обоснования очевидны: республика владеет четвертью мировых запасов урана, имеет необходимый научный потенциал, инфраструктуру, а также персонал, обладающий опытом эксплуатации бывшей АЭС в Актау. К тому же прогнозируемый рост энергопотребления населением и развитие промышленности к 2030 г. потребуют до 173 млрд кВт·ч электроэнергии, а существующие мощности способны вырабатывать лишь 80 млрд кВт·ч.

Предполагается, что новая АЭС окупится за 15–20 лет, а срок ее службы составит 50 лет.

Для размещения АЭС рассматриваются пять площадок: тот же Актау, Болке (Балхаш), Курчатов (Семипалатинский полигон), Торгай (Кустанайская обл.) и Жамбыльская обл. на юге Казахстана.

Наибольшие шансы имеет, конечно, Актау: и благодаря инфраструктуре работавшего там БН-350, и из-за перспективного развития морского порта на Каспии, для которого потребуется электроэнергия.

Впрочем, по словам эксперта Института политических решений Жулдыз Алматбаевой, «АЭС можно построить почти в любой области Казахстана, кроме Павлодарской, так как все они энергодефицитные».

Однако, кроме площадки, Казахстан пока не определился с выбором необходимой мощности энергоблоков АЭС: то ли взять реакторы средней мощности (300 МВт), то ли распространенные мощные реакторы (1000–1200 МВт), то ли строить сразу две станции с теми и с другими. Более вероятно, что будет предпочтен реактор средней мощности: это не потребует дополнительных затрат на увеличение пропускной способности существующих в республике электросетей.

Очевидно, что после выбора площадки и уровня мощности АЭС будет объявлен международный тендер. Его участниками, кроме России, могут стать Франция, США, Япония, Китай, Корея, Индия. Сотрудничество со многими из этих стран уже налажено. Например, у Казахстана совместное топливное производство с французской AREVA, «Казатомпром» владеет 10% акций американской компании Westinghouse, а японские компании Japan Atomic Power Company и Marubeni Utility Services Ltd уже провели переговоры с Казахстаном по участию в создании АЭС — пока на этапе подготовительных работ и обучения кадров.

Правда, не все из этих стран смогут предложить Казахстану референтный реактор средней мощности. В данном вопросе серьезнейшим конкурентом России является Индия, которая уже изъявила желание поучаствовать в строительстве Казахской АЭС. Индусы освоили собственное производство тяжеловодных реакторов PHWR (подобие канадского CANDU) малой и средней электрической мощности от 100 до 540 МВт, и готовы экспортировать их в соседние страны.

Россия пока что может предложить водяной блочный энергетический реактор ВБЭР-300, который проектируется на основе хорошо зарекомендовавшего себя реактора больших атомных подводных лодок класса «Антей». Не исключено и воскрешение проекта ВВЭР-640, который разрабатывался для замены реакторов ВВЭР-440 и в случае востребованности может быть актуализирован до современного уровня.

Строительство АЭС в Казахстане не является для России жизненно важным проектом. У Росатома набран достаточно солидный пакет заказов на строительство за рубежом серийных энергоблоков большой мощности, а разработка нового реактора средней мощности потребует отвлечения сил и средств. В то же время, Россия заинтересована в Казахстане как в поставщике урана, а создание АЭС российского дизайна укрепит связи между странами. Кроме того, запустив в Казахстане референтный энергоблок АЭС средней мощности, Россия получит хороший бонус для продвижения таких реакторов на мировом рынке. Рынок же этот огромен: у многих небольших или развивающихся стран электросети довольно слабые и не способны обеспечить передачу мощности от крупной АЭС.

Исходя из этих интересов, Россия даже рассматривает возможность выдачи Казахстану кредита на сооружение АЭС. Впрочем, конкретные планы появятся лишь после того, как сам Казахстан определится с площадкой и мощностью, и от намерений перейдет к реальному делу.

Руслан Новорефтов