С 27 по 29 ноября в Обнинске на базе АО «ГНЦ РФ – ФЭИ» прошла Всероссийская научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» («Нейтроника-2019»). Тематика докладов отразила решение наиболее актуальных научных и технических задач нейтронно-физических расчетов и реакторных экспериментов в области физики ядерных энергетических установок
«Нейтроника» – один из самых авторитетных форумов научного сообщества по нейтронной физике и безопасности ядерных установок – в 2019 году прошла уже в 30-й раз. В работе участвовали 140 специалистов – представители предприятий Госкорпорации «Росатом» и научных организаций из Москвы, Санкт-Петербурга, Нижнего Новгорода, Снежинска, Подольска и других российских городов.
В приветственном слове председатель программного комитета, заместитель генерального директора – директор отделения ядерных реакторов и топливного цикла ГНЦ РФ-ФЭИ Андрей Гулевич отметил, что конференция, сплотившая ученых и инженеров атомной энергетики в нелегкие последние годы прошлого столетия, и сейчас объединяет специалистов разных предприятий отрасли и ведущих академических учреждений. «Из мероприятия, на котором рассматривались отдельные, узкие вопросы и проблемы при решении нейтронно-физических задач, конференция выросла до обсуждения вопросов стратегии развития атомной энергетики, ее топливного цикла, с обоснованием каждого показателя на мощных вычислительных комплексах, прецизионных инструментах, с детальной проработкой входных параметров», – подчеркнул Андрей Гулевич.
Два в одной
На семи секциях конференции прозвучали выступления ведущих российских ученых. Рассмотрены вопросы развития ядерной энергетики, двухкомпонентная атомная энергетика и перспективные ядерные установки, ядерная и радиационная безопасность объектов атомной отрасли. Обсуждались также нейтронная кинетика и нестационарные процессы, численные методы, алгоритмы и программы нейтронно-физических расчетов, константы для нейтронно-физических расчетов, а также проведен анализ интегральных и реакторных экспериментов, базы данных, бенчмарк-модели.
Выделим несколько выступлений, непосредственно связанных со стратегическим планированием и посвященных двухкомпонентной атомной энергетике, перспективным ядерным установкам. Михаил Баканов и Павел Теплов из АО «Концерн Росэнергоатом» стали соавторами доклада, посвященного анализу конкурентоспособности проекта энергоблока БН нового поколения с учетом системных требований (работа проделана совместно с НИЦ «Курчатовский институт», ИАТЭ НИЯУ МИФИ, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ» и АО «ОКБМ Африкантов»).
Стратегией развития ядерной энергетики России до 2050 года повышение экономического результата Госкорпорации в России и на глобальном рынке определено как ключевая тактическая цель, достижение которой обеспечивается через создание конкурентоспособного продукта для включения в двухкомпонентную систему ядерной энергетики страны и для поставок за рубеж.
Докладчики представили результаты анализа вариантов развития ЯЭС страны на базе синергетического взаимодействия ключевой технологии реакторов типа ВВЭР (действующих и проектируемых в рамках развития этой технологии) и технологии быстрых натриевых реакторов с использованием многокритериального подхода. В исследованиях учтены экономические показатели и показатели, характеризующие системную роль энерготехнологий, такие как безопасность, влияние на экологию, уровень готовности и риски реализации, перспективы развития, включая оценку доступности и эффективности использования ресурсов, состояние инфраструктуры. Основной посыл этой работы в том, что создание эффективной двухкомпонентной ЯЭС обеспечивается в результате совместного развития и использования обоих компонентов.
Запрет не нужен
Актуальный вопрос об экспорте быстрых реакторов в условиях международного режима нераспространения ядерного оружия затронули в своей презентации Андрей Гулевич, Виктор Декусар, Александр Чебесков (ГНЦ РФ – ФЭИ), Владимир Кучинов (НИЯУ МИФИ) и Николай Волошин (РФЯЦ – ВНИИТФ).
Технология быстрых натриевых реакторов российского дизайна успешно продемонстрирована и вступила в этап коммерциализации, отмечают авторы доклада. Поэтому в повестку дня встает вопрос о возможности их экспорта. Сегодня, по мнению докладчиков, настало время снять с быстрых реакторов и их ядерного топливного цикла незаслуженно навешанный на них ранее ярлык наиболее опасных установок атомной энергетики с точки зрения проблемы нераспространения ядерных отходов (ЯО). Поэтому проблема, с точки зрения наших ученых, заключается не в запрете экспорта быстрых реакторов, а в том, как приспособить и (или) усовершенствовать существующие сегодня для тепловых реакторов меры контроля и проверки (гарантии) к новым установкам.
Особенности активных зон перспективных быстрых реакторов нашли отражение в работе группы авторов из ГНЦ РФ – ФЭИ. Отмечается, что задача быстрых реакторов на современном этапе – это достижение конкурентоспособности, что предполагает снижение затрат на их сооружение, повышение топливной экономичности, увеличение КИУМ. В связи с этим быстрые реакторы, работающие на Белоярской АЭС, переходят на радиационно-стойкую оболочечную сталь ЭК164 с последующей модернизацией активной зоны. В реакторе БН-1200 за счет отказа от ряда элементов РУ и оптимизации конструкции достигнуто полуторакратное снижение металлоемкости. Безопасность обеспечивается за счет плоской активной зоны (высотой 85 см) с натриевой полостью. Для топливной экономичности принят «толстый» ТВЭЛ диаметром 9,3 мм и кампанией топлива в четыре года. Это снижает годовой расход твэлов и ТВС в 2-2,5 раза. Но в таком реакторе невозможно обеспечить ни годовую микрокампанию (из-за проблем с балансом реактивности), ни пятилетнюю кампанию топлива (из-за превышения повреждающей дозы на оболочке). Потребовалась серьезная модернизация проекта – введение аксиальной прослойки из диоксида обедненного урана. Такая прослойка планируется и для реактора БН-800.
Как облагородить плутоний
Возможность «облагораживания» плутония в реакторе БН-800 была проанализирована еще одной группой ученых из ГНЦ РФ – ФЭИ. Сегодня в России принята концепция развития двухкомпонентной ядерной энергетики на основе быстрых и тепловых реакторов. Она, в частности, предполагает, что в случае интенсивного развития ядерной энергетики быстрые реакторы будут обеспечивать топливом реакторы на тепловых нейтронах, при этом плутоний из ОЯТ ВВЭР будет использоваться для изготовления смешанного уран-плутониевого (МОКС) топлива быстрых натриевых реакторов.
В настоящее время в России МОКС-топливо ограниченно используется только в реакторе БН-800, а в мировой ядерной энергетике уже более 40 энергоблоков PWR только в Европе имеют лицензию на использование в них комбинации обычного и МОКС-топлива, а еще 30 энергоблоков находятся в процессе лицензирования. Но полученный при переработке ОЯТ МОКС-топлива плутоний невозможно повторно использовать в тепловых реакторах из-за слишком высокого содержания пороговых изотопов, которые не делятся в тепловом спектре нейтронов. В результате происходит накопление плутония, что представляет определенную проблему для европейской энергетики.
Эту проблему можно частично решить с помощью быстрых реакторов. Быстрый реактор, в отличие от теплового, может работать с плутонием любого изотопного состава. Если в быстрый реактор загрузить топливо на основе плутония с высоким содержанием пороговых изотопов (не пригодное для теплового реактора), то в результате облучения в быстром спектре изотопный состав этого плутония изменится («облагородится») и может стать пригодным для повторного использования. Такую идею (на примере реактора ASTRID) предложили французские специалисты в 2017 году.
В настоящее время быстрые энергетические натриевые реакторы работают только в России – БН-600 и БН-800. Последний может работать на МОКС-топливе, промышленное дистанционное производство такого топлива сейчас осваивается на ГХК. Имея быстрый реактор и дистанционные технологии МОКС-топлива, можно организовать экспорт услуг – «облагораживание» плутония иностранного происхождения, непригодного для повторного использования в тепловых реакторах. Совместное использование российских технологий быстрых реакторов и французских технологий МОКС-топлива в реакторах тепловых для России открывает мировой рынок экспорта услуг по облагораживанию плутония, а для всего мира – новый этап в развитии глобальной двухкомпонентной ядерной энергетики, делают принципиальный вывод авторы доклада.
Возможная расчетная методика для определения стоимости плутония, нарабатываемого в быстрых реакторах двухкомпонентной ядерной энергетической системы с тепловыми и быстрыми реакторами, изложена в докладе В. Декусара и О. Гурской (сотрудников ГНЦ РФ – ФЭИ). Эта методика базируется на системном подходе, при котором учитывается возможный рост доходов в ЯЭС за счет роста продаж вовне природного урана, высвобождаемого при замене тепловых реакторов быстрыми реакторами с МОКС-топливом на основе наработанного в ЯЭС плутония. Наряду с продажей природного урана может рассматриваться продажа по рыночной стоимости и других продуктов, изготовленных на его основе, например, обогащенного урана или ТВС для теплового реактора.
В работе получены соотношения, которые связывают основные топливные характеристики рассматриваемых ядерных реакторов и экономические параметры, характеризующие эффективность ядерных реакторов и топливного цикла ЯЭС.
Мажорно о минорных
С исследованием возможности замыкания топливного цикла для реактора ВВЭР-1000 ознакомили участников конференции В. Семишин и О. Кавун (ФБУ «НТЦ ЯРБ»). В работе проведено исследование нейтронно-физических характеристик топливных загрузок с использованием регенерированного топлива и выполнен расчетный анализ возможности применения регенерированного топлива в реакторах типа ВВЭР-1000 при многократном повторном использовании. Для решения задачи были проведены трехмерный нейтронно-физический расчет активной зоны стационарных топливных загрузок с использованием регенерированного топлива и исследование основных характеристик топливного цикла. Рассматривались два типа регенерированного топлива: топливо на основе регенерированного урана с разделением плутония и урана из отработавшего топлива и топливо из смеси плутония и урана, выгружаемых из реактора. Проведенный анализ показал возможность применения регенерированного и РЕМИКС-топлива в реакторах типа ВВЭР-1000 при многократном повторном использовании.
Исследованию возможности выжигания минорных актинидов (МА) в быстром реакторе с металлическим топливом на основе только минорных актинидов был посвящен доклад В. Коробейникова (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»), В. Колесова, А. Тереховой и Ю. Каражелевской (НИЯУ МИФИ). Минорные актиниды – в первую очередь изотопы нептуния, америция и кюрия – привлекают к себе особое внимание из-за своей долгосрочной радиотоксичности. Меры по снижению количества минорных актинидов пока не принимаются, их общее количество в мире растет и, как предполагается, достигнет более 200 тонн уже к 2020 году.
Авторы отмечают, что минорные актиниды, а также нуклиды, образующиеся в результате захвата ими нейтронов, обладают способностью делиться, поэтому необходимо исследовать: может ли ядерный реактор работать, если в качестве топлива использовать только их?
В работе рассмотрена возможность использования в реакторах топлива из одних только минорных актинидов без урана или плутония. Из результатов сравнения сечений деления и захвата следует, что топливо в виде америция или нептуния-237 может использовать только реактор на быстрых нейтронах, поскольку в тепловом и промежуточном спектрах сечение захвата существенно превышает сечение деления. Результаты расчетов активных зон модельного быстрого реактора с топливом из одного америция или нептуния-237 продемонстрировали высокую скорость их трансмутации.
Дело молодых
В докладах, прозвучавших на секционных заседаниях, затрагивались и другие важнейшие вопросы атомной энергетики, физики ядерных реакторов. Анализировалась ядерная безопасность при обращении с отработавшим топливом реактора МИР (АО «ГНЦ НИИАР»); были представлены результаты проведения сравнительных расчетов изменения нуклидного состава ядерного топлива с использованием программ для ЭВМ (ФБУ «НТЦ ЯРБ»); рассказывалось о системе кодов для физического проектирования реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (АО «НИКИЭТ»); оценивались системные характеристики реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя для различных топливных циклов (НИЦ «Курчатовский институт»).
О расчетном моделировании дожигания ТВС энергоблоков № 1 и 2 Ленинградской АЭС после вывода из эксплуатации рассказали в своем докладе ученые из НИКИЭТ. При остановке реактора для вывода из эксплуатации значительная часть облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) имеет потенциал для дальнейшего использования в других реакторах АЭС, поскольку глубина их выгорания далека от предельной, предусмотренной техническими условиями. В настоящее время энергоблок № 1 Ленинградской АЭС остановлен для вывода из эксплуатации. Энергоблок № 2 будет остановлен в 2020 году. Повторное использование ОТВС реакторов энергоблоков № 1 и 2, выгруженных из активной зоны после их останова, в реакторах № 3 и 4 позволит сократить использование свежих тепловыделяющих сборок (СТВС) и снизить количество ОТВС, подлежащих длительному хранению в хранилище ОЯТ.
Традиционно на конференции состоялся конкурс молодых ученых, итоги которого подвели на специальной сессии. Молодые специалисты и раньше участвовали в форуме, но оценить их работу было сложно, поэтому оргкомитет решил выделить их в отдельную секцию, на которой присутствовали все научные направления. В этот раз было представлено 20 докладов молодых ученых. Победу одержал Александр Николаев (ОКБ «Гидропресс»).
Алексей Комольцев для журнала РЭА
