Розвиток ядерної енергетики в Україні

Сьогодні в різних країнах ведеться активний пошук ядерних технологій для майбутнього. Багато хто повернувся до реакторних концепцій, від яких раніше відмовився на користь швидких реакторів. Це такі концепції, як: цикл Th-U; циркулювання рідкосольового палива; використання підкритичних реакторів з прискорювальними або іншими джерелами нейтронів тощо. Інші продовжують роботу над швидкими реакторами традиційного типу, розраховуючи на зниження їхньої вартості шляхом оптимізації конструкції і переходу до серійного будівництва... Але навряд чи можна сподіватися на технічну розробку і демонстрацію усієї величезної кількості досліджуваних варіантів. Малоймовірно також, що розрізнені, не об’єднані хоча б єдиним розумінням мети, дослідження «самі собою» приведуть до оптимального варіанту. Отож зусилля вчених світу щодо розробки нової довгострокової концепції ядерної енергетики треба скоординувати та сконцентрувати.

В ідеалі треба було б сподіватися на вироблення концептуальної технології, згідно з якою паливом слугував би природний незбагачений уран, а рівень радіаційної небезпеки отримуваних відходів не перевищував відповідного початкового рівня руди (і водночас при всьому цьому щоб не було аварій).

Теоретична можливість створення великомасштабної ядерної енергетики, яка б відповідала згаданим критеріям, є вельми реальною. За основу такої енергетики могли б послужити великопотужні швидкі реактори в циклі U-Pu з коефіцієнтом відтворення КВ»1. Тобто у такий реактор завантажується так зване рівноважне паливо із суміші природного урану та плутонію. У процесі роботи плутоній вигоряє як паливо, а під дією утворюваних нейтронів із 238U напрацьовується знову ж таки плутоній. Таким чином, після закінчення роботи у відпрацьованому паливі виявляється стільки Pu, скільки було завантажено, а тому при новому завантаженні реактора плутоній не треба ні витягати, ані додавати. Для коригування складу палива слід лише додавати U — задля компенсації спаленої частини. Отже, технологія зводиться тут в основному до очищення палива від продуктів ділення. При цьому довгоживучі радіонукліди повертаються в реактор для трансмутації, а високоактивні Sr та Cs повинні витримуватися у тимчасовому сховищі 100—200 років. Після зниження активності ці відходи навічно ховатимуться згідно із згадуваним вище принципом радіаційно-міграційної еквівалентності. Окрім усього іншого, у швидкому реакторі можна допалювати і радіоактивні відходи з теплових (“повільних”) реакторів.

Отже, швидкі реактори мають багато переваг. Щоправда, за минулі роки склалося уявлення про швидкі реактори, як обов’язково дорогі. Але ситуацію можна поліпшити. За фізичними й технічними принципами конструкції і керування великопотужні швидкі реактори з рідкометалічним охолодженням значно простіші від LWR та інших теплових реакторів, а крім того, куди ефективніше використовують паливо та енергію. Таким чином, проблема їхнього здешевлення полягає лише у випрацюванні оптимальних технічних рішень. Головною причиною високої вартості першого покоління швидких реакторів було використання в них у якості теплоносія хімічно високоактивного натрію. Для запобігання його контакту з водою і повітрям при нормальній експлуатації та на випадок аварії використовуються триконтурна схема охолодження, страхувальний корпус, численні системи контролювання та захисту парогенераторів, перевантаження палива. Усе це «нагромадження» допоміжного устаткування дуже ускладнює всі технологічні процеси та удорожчує конструкцію. А можливість займання та закипання натрію при аваріях не дозволяло повною мірою реалізовувати властиві швидким реакторам якості безпеки.

Не вдаючись у технічні подробиці, відзначимо лише, що описані реактори з КВ>1 (тобто у процесі роботи цього реактора утворюється більше плутонію, ніж його було завантажено) у радянський час створювалися в першу чергу для напрацювання збройового плутонію. Маючи короткий час подвоєння Pu, вони потребували легкого й теплопровідного теплоносія, здатного відводити від палива високі теплові потоки, що і визначило вибір натрію. А для реакторів із рівноважним паливом і помірними навантаженнями можливий інший, менш активний і менш дорогий теплоносій. У свою чергу, це зменшить кількість допоміжних технічно-конструктивних заходів безпеки.

5. Зразок швидкого реактора природної безпеки

Нещодавно у Росії розпочата державна програма «Екологічно чиста енергетика». Її мета — зменшення впливу на навколишнє середовище усіх ланок паливно-енергетичного комплексу. Зокрема, передбачається нарощування екологічно чистого виробництва електроенергії атомними станціями і створення безпечної й економічної моделі АЕС, яка стане базою розвитку ядерної енергетики у великих масштабах.

У рамках програми розробляється проект реактора на швидких нейтронах з охолодженням рідким свинцем. Ця модель називається БРЕСТ (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). Забезпечення безпеки її експлуатації досягається не стільки створенням нових або удосконаленням уже застосовуваних захисних бар’єрів, скільки за рахунок оптимального врахування фундаментальних фізичних та хімічних властивостей ядерного палива, теплоносія й інших компонентів, що дає змогу реалізувати принцип природної безпеки.

У конструктивному плані БРЕСТ істотно відрізняється від експлуатованих нині зразків. Його реакторна установка належить до басейнового типу, коли в шахту з теплоізоляційного бетону заливається свинець, а в нього «вставляються» активна зона, парогенератор, насос та інші системи забезпечення. Циркуляція свинцю в контурі здійснюється за рахунок створюваної насосами різниці рівнів нагрітої та «охолодженої» речовини.

До особливостей БРЕСТа слід віднести і конструкцію його тепловидільних елементів (ТВЕЛів). За традиційною технологією вирівнювання тепловиділення по радіусу реактора досягається за рахунок зміни збагачення у ТВЕЛах, а в БРЕСТі просто застосовуються ТВЕЛи різного діаметру. У якості палива використовується мононітридна композиція уран-плутонію (UN-PuN) та мінорних актиноїдів. Реактор здатний за одну кампанію спалювати до 80 кг як «власних» актиноїдів, так і отриманих із ОЯП теплових АЕС.

Іншою істотною особливістю проекту є прилягання комплексу з переробки ОЯП безпосередньо до реакторної установки. Це дає можливість одразу ж передавати ОЯП із газового простору реактора на переробку — без дорогого і небезпечного транспортування відходів на далекі відстані.

Поєднання природних властивостей свинцевого теплоносія, мононітридного палива, фізичних характеристик швидкого реактора, вдалих конструкторських рішень активної зони та контурів охолодження виводить БРЕСТ на якісно новий рівень безпеки і забезпечує його стійкість навіть під час найтяжчих аварій без спрацьовування активних засобів захисту. Рівноважний склад палива робить фізично неможливим «розгін» реактора, як це було в Чорнобилі. За будь-яких можливих варіантів розвитку подій, навіть таких найтяжчих, як уведення в дію повного запасу реактивності або відключення всіх насосів за одночасної відмови систем захисту, БРЕСТ не робить радіоактивних викидів. Не аналізуються тільки дві ситуації (та їх, мабуть, і нема рації розглядати): ракетно-ядерний удар та падіння величезного астероїду. Від усього іншого реактор захищений, навіть від диверсій на рівні оперативного персоналу.

На сьогодні в Росії виконано 1-й етап технічного проекту демонстраційного блоку АЕС БРЕСТ-300 з паливним циклом. Завершення технічного проекту демонстраційного блоку разом з основними розрахунковими і дослідними обгрунтуваннями намічено на 2002 рік. Спорудження блоку планується на майданчику Білоярської АЕС (Свердловська область) до 2010 р. На базі БРЕСТ-300 передбачається розробити проект комерційного великопотужного енергоблоку АЕС природної безпеки, що його можна буде покласти в основу великомасштабної ядерної енергетики майбутнього. Мінатом Росії запрошує зацікавлені країни (насамперед ті, що розвиваються, потерпають від дефіциту палива і прагнуть енергетичної незалежності) до науково-технічної і фінансової участі у програмі «реактора природної безпеки». Витрати на програму у сьогоднішніх цінах становлять близько 5 млрд доларів.

6. А що ж Україна?

За сумарною потужністю своїх реакторів Україна посідає 8-е місце у світі і 5-е — в Європі. На всіх українських АЕС діють легководні реактори серії ВВЕР (водо-водний енергетичний реактор). На Хмельницькій та Рівненській АЕС добудовуються два енергоблоки ВВЕР-1000.

Участь України у міжнародному проекті «реактора природної безпеки» та будівництво в ній цього реактора зумовили б такі позитивні наслідки:

• Запровадження передового безпечного методу виробництва електроенергії, яким можна було б замінити діючі сьогодні екологічно шкідливі теплові (насамперед вугільні8) електростанції.
• Незалежність від постачальників збагаченого урану9. Перше закладення палива в реактор БРЕСТ вимагає уран-плутонієвої композиції, якої у нас нема, але це одноразова залежність — на відміну відпостійної залежності щодо палива для теплових реакторів.
• Значне послаблення проблеми РАВ. По-перше, вже сама організація роботи реактора БРЕСТ дає менше РАВ (до того ж підготовлених до утилізації з дотриманням принципу радіаційно-еквівалентного поховання), а по-друге, БРЕСТ здатний допалювати РАВ, отримані на теплових реакторах.
• Виникнення додаткових робочих місць, зокрема для висококваліфікованих українських фахівців (інженер має займатися своєю справою, а не торгувати на базарі).

Беручи участь у проекті реактора природної безпеки, треба зважати на суспільно-політичні реалії життя Росії: загальновідомі події в Чечні, протистояння центру і регіонів, хиткі економіка і політика тощо. Ці та/або інші обставини можуть у будь-який момент спричинити внутрішньополітичну дестабілізацію Росії і як наслідок — невиконання нею своїх зобов’язань, зокрема і по міжнародних програмах. На випадок подібного розвитку ситуації Україна повинна подбати про запобіжні заходи, основними з яких, гадається, мають бути:

• Участь українських фахівців у проекті на всіх його етапах розробки та реалізації, одержання українською стороною усієї технічної документації одночасно з Мінатомом Росії.
• Будівництво дослідного блоку в Україні паралельно з будівництвом блоку на Білоярській станції. У нас блок можна розмістити поблизу Чорнобильської станції, що сполучить його в єдиний комплекс із підприємством переробки РАВ (яке там зараз будується) і надасть змогу значно пом’якшити проблему працевлаштування атомників Славутича.

В атомній галузі Росії працює багато фахівців українського походження. Частина з них потрапила туди ще за радянські часи, частина – зовсім недавно10. Деякі з них хотіли б повернутись в Україну, але тут їх поки що ніхто не чекає, їхня кваліфікація не знаходить застосування. У випадку сильної дестабілізації становища в Росії бажання повернутись буде тільки зростати, але через несприятливий стан в Україні вони змушені будуть їхати у США, Францію чи ще кудись. Тому Кабінет міністрів України повинен мати підготовлений план прийому переселенців з Росії — фахівців високотехнологічних сфер (ракетно-космічної, комп’ютерної, авіаційної і, звичайно ж, ядерної), їхньої адаптації та розгортання за їхньою участю науково-технічного виробництва у нашій країні.

1. УЗАГАЛЬНЮЮЧІ ВИСНОВКИ

• Велика енергетика потребує поступової відмови від теплових електростанцій і переходу на екологічно чистіші (зокрема ядерні) методи отримання енергії.

• Орієнтація ядерної енергетики тільки на теплові реактори не вирішує багатьох проблем, як-от: залежності від постачальників збагаченого урану, переробки і збереження відходів, обмеженості світових запасів 235U.
• Уявляються необхідними участь України в міжнародному проекті Мінатома Росії «реактор природної безпеки» та запровадження в Україні передових ядерних технологій, насамперед швидких реакторів.
• Беручи участь у вищезгаданому проекті, Україна повинна мати програму превентивних заходів на випадок невиконання Росією своїх міжнародних зобов’язань під час її можливої внутрішньополітичної дестабілізації.

Спеціальні абревіатури:

АЕС — атомна електростанція

БРЕСТ — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (швидкий реактор із свинцевим теплоносієм)

ВВЕР — водо-водний енергетичний реактор

ОЯП — опромінене (відпрацьоване) ядерне паливо

КВ — коефіцієнт відтворення (мається на увазі відтворення плутонію під час роботи швидкого реактора)

КВА — коефіцієнт відтворення активності (мається на увазі, як співвідносяться активність палива, що завантажується до реактора, та активність ОЯП, що вилучається після роботи)

РАВ — радіоактивні відходи

ТВЕЛ — тепловидільний елемент

HWR — heavy-water reactor (важководний реактор)

LWR — light-water reactor (легководний реактор). До цього типу належать усі українські реактори серії ВВЕР

Позначення хімічних елементів (в порядку зростання атомної маси):

1 “Комісія Брундтланд” (Brundtland Commission) – Комісія ООН з навколишнього середовища та розвитку, головою якої було призначено пані Ґро Гарлем Брундтланд (Gro Harlem Brundtland) – міністра довкілля, а згодом прем’єр-міністра Норвегії. Комісія працювала з 1984 по 1987 р. і підготувала звіт у вигляді книги “Наше спільне майбутнє”, в основу якої покладено концепцію сталого розвитку.

2 Незважаючи на поширену  думку, гідроенергія не є вже  такою екологічно чистою. Насправді  гідроелектростанції можуть бути  екологічно чистими лише у  гірських районах (за умов невеликої  потужності), а також екологічно  чистими є припливні електростанції (ті, що використовують енергію  припливів та відпливів). Будівництво  гідроелектростанції на рівнинах  викликає багато екологічних  проблем, а саме: відчужується величезна  кількість сільськогосподарських  земель, локально погіршується клімат, виснажуються ріки, різко зменшуються  рибні ресурси, виникають проблеми  у постачанні населення прісною  водою. Як тут не згадати відомий  вислів, що “гідроенергетика перетворила  Дніпро на ланцюг брудних калюж”. Крім того, мало хто замислюється, що треба буде робити, коли  закінчиться термін експлуатації  греблі ДніпроГЕСу, і скільки  на це знадобиться грошей. А  чекати, коли гребля почне саморуйнуватися, залишилось не так вже й  багато.

У той же час при проектуванні АЕС та розрахунку вартості електрики із самого початку беруться до уваги витрати на майбутній демонтаж станції та утримання радіоактивних відходів.