Які реактори потрібні Україні?

19 липня 2007 р. під час прес-конференції за підсумками зустрічі зі своїм колегою з Канади П. Г. МакКеєм, міністр закордонних справ України Арсеній Яценюк повідомив про те, що будуть відновлені українсько-канадські переговори про можливість будівництва на території України атомних енергоблоків з канадськими реакторами типу CANDU.

За випадковим збігом, цього ж дня відбулася прес-конференція президента НАЕК «Енергоатом», генерального директора ДК «Укратомпром» Андрія Деркача, який однозначно заявив, що вважає недоцільним будівництво такого типу реакторів в Україні.

«На цю технологію не йде ні Південна Корея, яка будувала ці блоки і яка розвиватиме PWR, ні Європа. Експериментувати з питаннями, пов'язаними з вибором типу блоків, це велике, дуже дороге і непотрібне задоволення», - сказав він. Таким чином, була позначена тема для дискусії, предмет якої дійсно дуже важливий для майбутнього ядерної енергетики України.

Реакція на заяву А. Яценюка негайно з'явилася на російських атомних сайтах і в російських ЗМІ, де писали про нову загрозу для російських ядерників в зоні їх традиційного впливу - СНД, оскільки перехід Києва на західні технології може закрити для російських компаній найбільший ринок збуту і не менш велике джерело сировини для російських ядерних технологій.

У «Енергетичній стратегії України до 2030 року» для нового будівництва ядерних енергоблоків вибір зроблений на користь реакторних установок з водою під тиском типу PWR/ВВЕР з міркувань наявності досвіду експлуатації такого типу реакторних установок в Україні, а також того, що при виборі типу енергоблоку для конкретного майданчика доцільно передбачати однотипні блоки.

Логіку авторів Стратегії зрозуміти можна. Оскільки ядерно-енергопромисловий  комплекс України був невід'ємною частиною єдиного ядерно-озброєння і ядерно-енергетичного комплексу СРСР, продукція приладо-, енергомашинобудівних, трубних і інших заводів України була орієнтована на забезпечення будівництва і експлуатації ядерних енергоблоків радянської конструкції. Київський і харківський «Енергопроекти» займалися проектуванням таких енергоблоків, місцеві будівельники їх будували, технічні Вузи СРСР готували інженерів і фахівців також з орієнтацією тільки на два типи ядерних енергоблоків, які експлуатувалися в Союзі, - ВВЕР і РБМК.

Навіть враховуючи всі ці обставини, не слідує однозначно і з ходу відкидати пропозицію міністра закордонних справ України щодо реакторів CANDU (реактор типу Power Heavy Water Reactor - PHWR). Адже відомо, що бездоганних конструкцій, у тому числі і ядерних реакторів, не буває, і кожен з типів має свої недоліки і переваги.

А ще є питання оптимізації ядерно-паливного циклу (ЯПЦ), оскільки запаси урану так само вичерпані, як нафти і газу. Оптимізація ЯПЦ передбачає і економне поводження з відпрацьованим паливом реакторів ВВЕР. Тому мова йде не про «експериментування з вибором типу енергоблоку», а про вибір шляху для розвитку ядерної енергетики до і після 2030 р., і займатися комплексною оцінкою різних варіантів необхідно вже сьогодні.

Важководні ядерні реактори в світі

Реактор CANDU (Canada Deuterium Uranium) - ядерний реактор, в якому як паливо використовується уран з природним збагаченням по ізотопу U235 (вміст останнього - 0,7%), а як сповільнювач нейтронів, що виділяються при ланцюговій реакції ділення, - важка вода. По поширеності в світі важководні реактори займають третє місце після легководних реакторів під тиском типу PWP/ВВЕР і легководних киплячих реакторів типу BWR.

У реакторах першого типу температура води в першому контурі нижча за температуру кипіння, а насичена водяна пара під тиском 12-45 атмосфери при температурі 300°С виробляється в другому контурі. У реакторі другого типу пароводяну суміш отримують в активній зоні. Корпус реактора працює при нижчому тиску, не потрібний парогенератор.

44 важководних реактора експлуатуються в 7 країнах (Канада -18, Аргентина - 2, Китай - 2, Республіка Корея - 4, Індія - 15, Румунія - 2, Пакистан - 1). Ще 4 реактори такого типу будуються. Серед переваг важководних реакторів експерти відзначають, перш за все, те, що вартість виробництва ядерного палива для них більш ніж в два рази менша, ніж для ВВЕР, оскільки відсутні стадії конверсії (перетворення окислу-закису урану в гексафторид урану) і збагачення урану (що складає приблизно відповідно 6% і 36% від вартості всього циклу виробництва свіжого ядерного палива для PWP/ВВЕР).

Крім того, заміну відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ТВЗ) можна здійснювати без зупинки реактора. Конструкція ТВЗ для важководних реакторів відрізняється простотою. Але найціннішою перевагою є те, що такі реактори без істотних переробок проекту можуть, в принципі, «спалювати» відпрацьоване ядерне паливо реакторів PWP/ВВЕР, яке містить 0.9% U235 і 0.6% плутонію, тим самим збільшуючи об'єм доступних енергоносіїв, зменшуючи кількість ВЯП PWP/ВВЕР, підвищуючи ефективність використання ядерного палива.

Ця робота проводиться в рамках Міжнародної програми з інноваційних ядерних реакторів і паливних циклах (т. з. INPRO) під егідою МАГАТЕ в Республіці Корея. Всесвітня ядерна асоціація вважає, що ЯПЦ на основі технології DUPIC (пряме використання ВЯП реакторів PWP/ВВЕР в реакторах типу CANDU) зменшить на 70% кількість радіоактивних відходів від роботи реакторів PWR і понизить потребу в урані на 30% .

Фахівці-ядерники говорять, що основним недоліком реактора типу CANDU, як і іншого реактора канального типу радянської конструкції РБМК, є позитивний коефіцієнт реактивності (збільшення потужності реактора унаслідок різних чинників, таких як зміна щільності теплоносія, температури сповільнювача, температури палива і ін.).

У разі аварії з втратою теплоносія це може привести до несанкціонованого розгону потужності реактора. Канадські розробники в Candu-6, які побудовані в Румунії, усунули цей недолік за рахунок удосконалення конструкції активної зони і досягли нульового коефіцієнта реактивності. Аварій на реакторах типу CANDU з серйозними радіологічними наслідками для населення і персоналу не було.

Еволюційні і інноваційні важководні реактори

Безпека, економічність, оптимізація паливного циклу, поводження з відходами і нерозповсюдження ядерних матеріалів, що діляться, - ось те, що сьогодні складає суть проблем, рішення яких буде вирішальним для темпів розвитку ядерної енергетики в світі.

Нові проекти важководних реакторів розробляються в основному в Канаді і Індії. Компанія АЕСL в Канаді продовжує адаптувати базовий проект CANDU потужністю 700 МВт (ACR-700) з покращувальними економічними і експлуатаційними показниками і здібністю до внутрішнього «самозахисту».

Рівень потужності був вибраний виходячи з вимог вільного ринку електроенергетики з метою створення енергоблоку із зменшеними капітальними і експлуатаційними витратами, скороченням терміну будівництва за рахунок застосування вдосконалених проектних рішень і методів будівництва.

Така концепція дозволяє будувати реактори і з потужністю від 400 до 1200 МВт. Проект припускає використання низько збагаченого (із змістом урану-235 до 1.2%) уранового палива для зменшення розмірів активної зони, що повинне привести до зниження кількості важкої води і дозволятиме як теплоносій використовувати замість важкої звичайну воду (вартість важкої води для сучасних реакторів складає 10% експлуатаційних витрат).

Розробляється і інноваційний проект реактора Candu-х, який працюватиме з високотемпературним теплоносієм або з водою з надкритичними параметрами як теплоносій. Цей тип проекту був відібраний Міжнародним форумом за програмою Generation IV для подальшого опрацьовування, оскільки реактори CANDU є найбільш вдалими з погляду переходу на водяний теплоносій з надкритичними параметрами завдяки наступним властивостям: теплоносій і сповільнювач в реакторах CANDU конструктивно розділені, тому реактор виявляється порівняно нечутливим до великої зміни щільності теплоносія в каналах, характерному для теплоносія з надкритичними параметрами; канальні реактори простіше адаптувати до високого тиску і температур, які мають місце при використанні теплоносія з надкритичними параметрами, ніж корпусні реактори типу PWR/ВВЕР. Реалізація концепції очікується в 2025-2030 рр.

Передбачається також використання пасивних засобів захисту, включаючи охолоджування за рахунок природної циркуляції.

Відзначимо, що застосування пасивних систем безпеки, які функціонують в основному за рахунок природних законів і явищ, дозволить позбавитися від устаткування, в роботі якого можливі відмови, а також дозволяє понизити залежність безпеки установки від дій оператора під час перехідних процесів або аварій.

Реактор серії CANDU-IX (потужністю від 925 до 1300 МВт) має гнучкішу вимогу до ядерного палива. Як паливо можна буде використовувати уран з природним ступенем збагачення, низько збагачений уран, змішане оксидне уран-плутонієве паливо, відпрацьоване ядерне паливо легководних реакторів без його попередньої переробки, уран-торієве і плутоній-торієве паливо.

Окремо відзначимо, що у всіх країнах, які експлуатують важководні реактори, існують виробництва палива для них.

Потужності по виробництву ядерного палива для важководних реакторів

За даними World Nuclear Asssociation, 2004

При сировинних ресурсах (запасах уранової і цирконієвої руди), що існують в Україні, і науково-технічному потенціалі створити виробництво ТВЗ для реакторів типу CANDU цілком можливо, що дозволить збільшити рівень незалежності ядерної енергетики України від російських компаній, навіть якщо не брати до уваги інші переваги цього типу реактора.

CANDU і ядерно-паливний цикл

Французька компанія AREVA, американські корпорації «Вестінгауз» і «Дженерал Електрик» хотіли б побудувати хоч би один блок з реактором PWR в Онтаріо (Канада) для реалізації на одному майданчику технології DUPIC. Але канадці поки відмовляються, мотивуючи це тим, що для операторів канадських АЕС, що експлуатують реактори CANDU, можливі два потоки прибутку. Один - власне від виробництва електроенергії, а другий - платежі від власників PWR за позбавлення їх від ВЯП.

Теоретично Канада може укласти договір з США на випалювання ВЯП американських реакторів в реакторах CANDU в провінціях Онтаріо, Квебек і Нью-брунсвік. У США 2/3 з 104 енергетичних реакторів основані на технології PWR. За багато років їх експлуатації в США накопичені 36 тис. тон ВЯП, яке зберігається в тимчасових сховищах.

Накопичення ВЯП легководних реакторів - це проблема, яка вимагає ухвалення рішень найближчим часом, про що мовилося в доповіді південнокорейських вчених, представленій на 15 Тихоокеанській ядерній конференції, що відбулася в Австралії в жовтні 2006 р. Із їхньої точки зору, розробка комерційного варіанту DUPIC буде важливою віхою в історії розвитку енергетики.

Тим паче, що з фантастичним зростанням ціни на уран останніми роками (до $300/кг урану в 2007 р.), економіка відкритого ВЯП стає менш привабливою, чим вона була при вартості $20/кг уранового концентрату ще 5 років тому.

Крім того, з погляду нерозповсюдження ядерної зброї, ВЯП для реакторів типу CANDU також має переваги. У ЯПЦ для реакторів PWR існують дві стадії, чутливі з погляду нерозповсюдження, - збагачення і переробка ВЯП.

Технологія DUPIC не припускає хімічного розділення важких металів, в першу чергу плутонію, який може потрапити до рук терористів. Для завантаження ВЯП легководних реакторів буде потрібно механічну обробку для виготовлення ТВЗ для CANDU, що обходитиметься набагато дешевше, ніж переробка ВЯП. У Південній Кореї проведена техніко-економічна оцінка технології DUPIC, в результаті якої корейці прийшли до висновку, що цей процес здатний конкурувати з іншими видами паливних циклів. У Республіці Корея сьогодні експлуатуються 16 реакторів PWR і 4 реактори CANDU (PHWR).

На етапі будівництва і розгляду проекту знаходиться ще 8 енергоблоків з реакторами PWR. Корейські фахівці говорять про те, що повторне використання ВЯП PWR у важководних реакторах стане ключовим елементом в стратегії поводження з ВЯП цієї країни.

Зрозуміло, що для реалізації технології DUPIC необхідне спеціальне устаткування і процедури, які забезпечать безпечне поводження з ВЯП на всіх стадіях до отримання ТВЗ для реакторів CANDU. Але при сучасному розвитку науки і техніки всі ці проблеми можуть бути успішно вирішені.

Особливий індійський шлях

Показовим є індійський досвід розвитку власної ядерної енергетики. Ця екзотична східна країна зуміла досягти істотного прогресу в своїй ядерній програмі і розробити оригінальні технології, що дозволяє їй проводити незалежну політику в ядерній сфері.

І все це не дивлячись на тривалу міжнародну ізоляцію унаслідок ембарго, застосованого відносно неї після випробування ядерної зброї в 1974 р. Ембарго стосувалося постачань технологій, устаткування для ядерної енергетики і товарів подвійного призначення відповідно до Договору про нерозповсюдження ядерної зброї, членом якого Індія не є (маючи ядерну зброю), і керівних принципів Групи ядерних постачальників.

Хоча з іншого боку, санкції зіграли і позитивну роль, послуживши стимулом до реалізації власного науково-технічного потенціалу, внаслідок чого, за оцінками фахівців Комісії з атомної енергії Індії, залежність цієї країни від постачань іноземного устаткування і матеріалів в атомній промисловості не перевищує 10-15%.

Ще в 50-і роки минулого століття Індія прийняла рішення створювати ядерну енергетику в три етапи. На першому етапі передбачалося і реалізується будівництво АЕС з важководними реакторами, в яких використовують уран з природним збагаченням і, разом з цим, виробляють плутоній для виробництва палива для наступного етапу.

На другому етапі передбачається будувати торій-плутонієві реактори-розмножувачі на швидких нейтронах (FBR), які, окрім цього, будуть виробляти з торію плутоній і U233.

Третій етап базуватиметься на важководних реакторах уран-торієвого циклу. Як ще одна можливість для реалізації третього етапу розглядається застосування комплексів з прискорювачами. За деякими оцінками, запаси торію в земній корі перевищують запаси урану в три рази, а по запасах цієї сировини Індія займає третє місце в світі.

Перевід реакторів на теплових нейтронах на замкнутий торій-урановий паливний цикл принципово спрощує вирішення таких актуальних проблем, як контроль розповсюдження ядерних матеріалів і ядерних технологій (дозволяє уникнути виробництва плутонію на кінцевій стадії); обмеження актиноїдної альфа-активності відпрацьованого палива і зменшення кількості радіоактивних відходів; якісне збільшення паливного ресурсу теплових реакторів, підвищення ядерної безпеки.

Впровадження торієвого циклу дозволяє організувати фактично нешкідливе для навколишнього середовища безвідходне виробництво, оскільки радіоактивний U233, що ділиться, утворюється з торію, повністю спалюється в активній зоні реактора, а так звані довгоживучі другорядні актиноїди, що виникають в результаті реакції нейтронного захоплення, в торієвому циклі присутні в менших кількостях в порівнянні з плутонієвим. Частина потоків нейтронів витрачається на перепалювання радіонуклідів, перехідних в стійкі форми або короткоживучі ізотопи.

Таким чином, відпадає необхідність в геологічному похованні відходів роботи АЕС, і саме цей аргумент використовується останнім часом як основна перевага впровадження торієвого циклу.

В даний час в Індії будуються 3 реактори типу PHWR, два реактори типу ВВЕР і 1 реактор типу FBR. Всього до 2020 р. Індія планує побудувати 8 реакторів на важкій воді, 4 реактори-бридери, 6 легководних реактори, довівши встановлену потужність атомних реакторів з сьогоднішніх 3,36 ГВт до 20 ГВт до 2020 р.

Індія є єдиною країною в світі, що має таку системну програму розвитку інноваційних технологій в ядерній енергетиці. Росія, що експлуатує промисловий реактор на швидких нейтронах БН-600 вже 25 років, збирається тільки до 2020 р. перейти на двокомпонентну структуру ядерної енергетики - виробництво електроенергії з використанням реакторів на теплових і швидких нейтронах, при цьому вона хоче зберегти максимально довго реактори на теплових нейтронах. Метою переходу є замикання ЯПЦ і утилізація ВЯП легководних реакторів в реакторах на швидких нейтронах. Проте така технологія передбачає також наявність стадії переробки ВЯП реакторів ВВЕР для виділення плутонію.

Робимо висновки

«Енергетична стратегія України до 2030 року» передбачає її перегляд кожні 5 років, оскільки технічний прогрес не стоїть на місці, і те що здавалося неможливим в 2006 р., стане реальним до 2016 р. Тому заперечувати можливість будівництва в Україні реакторів типу CANDU не варто, враховуючи наявність сировини для виробництва для них ядерного палива, а також те, що після початку експлуатації Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива для трьох АЕС (РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕС) і сховища для ВЯП, що є вже на майданчику ЗАЕС, ВЯП українських реакторів не вивозитиметься в РФ.

При виборі стратегії поводження з відпрацьованим паливом реакторів ВВЕР необхідно глибоко пропрацювати всі варіанти, зокрема з використанням як важководних реакторів, так і реакторів на швидких нейтронах, здійснити техніко-економічний аналіз кожного варіанту, включаючи властиві їм ядерно-паливні цикли.

Роботу цю необхідно починати вже сьогодні, щоб не накопичувати відходи, перекладаючи питання їх утилізації на майбутні покоління. Враховуючи досвід РФ і Індії, плани Франції з розвитку ядерної енергетики з використанням мінімум двох типів реакторів, Україні логічно було б йти цим же шляхом, комплексно вирішуючи питання виробництва електроенергії і замикання ЯПЦ.

Необхідно також враховувати політичні ризики, оцінюючи економічні аспекти різних шляхів розвитку ядерної енергетики і ядерно-паливних циклів, при цьому в розрахунки необхідно вводити коефіцієнт, що підвищує, особливо, якщо постачання ядерних технологій плануються з РФ. Як показує сумний досвід останніх років, предметом шантажу з її боку є не тільки газ.

При підготовці статті використовувалися джерела:

1. «Heavy Water Reactors: Status & Projected Development», 2002, IAEA

2. Country Briefings of World Nuclear Association

3. База даних МАГАТЕ «Power Reactor Information System» (PRIS)

Опубліковано в журналі «Энергобизнес»