Развитие ядерных технологий. Ядерные технологии - гарант стабильности развития россии

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)

В.А. Апсэ А.Н. Шмелев

для студентов высших учебных заведений

Москва 2008

УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 А77

Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. М.:

МИФИ, 2008. – 128 с.

Представлено краткое описание основных технологий современного ядерного топливного цикла: от добычи урановой руды и до захоронения радиоактивных отходов. Главное внимание уделено базовым принципам, заложенным в каждую технологию, описанию используемого оборудования и условиям осуществления технологического процесса. Дан анализ значимости каждой технологии для поддержания режима нераспространения ядерных материалов.

Пособие предназначено для студентов, специализирующихся в области учета, контроля ядерных материалов и физической защиты ядерноопасных объектов, для методического обеспечения магистерской образовательной программы «ФЗУ и К ЯМ» направления «Техническая физика», подготовки инженеров-физиков по специальности 651000 направления «Ядерные физика и технологии» и будущих специалистов ядерного топливного цикла.

Пособие подготовлено в рамках Инновационной образовательной программы.

Рецензент д-р физ.-мат. наук Ю.Е. Титаренко

ISBN 978-5-7262-1031-5 © Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2008

ВВЕДЕНИЕ

Предметом курса являются ядерные технологии, или технологии обращения с ядерными материалами (ЯМ), к которым принято относить те вещества, без которых невозможно инициирование и протекание двух самоподдерживающихся ядерных реакций, сопровождающихся выделением большого количества энергии.

1. Цепная реакция деления ядер тяжелых изотопов.

Например, при делении изотопа 235 U нейтронами образуются два продукта деления, 2–3 нейтрона, способных продолжить реакцию и выделяется примерно 200 МэВ тепловой энергии:

235 U + n → ПД1 + ПД2 + (2–3)n + 200 МэВ.

Поэтому к ЯМ относят изотопы урана и тория (из естественных элементов), изотопы искусственных трансурановых элементов (в основном, плутония, а также изотопы Np, Am, Cm, Bk Cf). Сюда же относится 233 U, искусственный изотоп урана, который может быть получен нейтронным облучением тория.

2. Реакция термоядерного синтеза ядер легких изотопов.

Например, при взаимодействии дейтерия и трития образуются ядра гелия, нейтроны и выделяется примерно 21 МэВ тепловой энергии:

D + T → 4 He + n + 21 МэВ.

Поэтому к ЯМ относят изотопы водорода: дейтерий и тритий. В природном водороде содержится 0,015% дейтерия. Трития нет в природном водороде из-за его быстрого распада (период полураспада Т1/2 = 12,3 г.). К ЯМ отнесены также тяжелая вода (D2 O) и литий, потому что изотоп лития 6 Li способен интенсивно производить тритий в реакции 6 Li(n,α )T. Сечение (n,α )-реакции 6 Li для тепловых нейтронов – 940 барн. Содержание 6 Li в природном литии –

Таким образом, ЯМ включают:

1) исходные ЯМ – урановые и ториевые руды, природный уран

и торий, обедненный уран (уран с пониженным содержанием 235 U);

2) специальные ЯМ – обогащенный уран (уран с повышенным содержанием 235 U), плутоний любого изотопного состава и 233 U;

3) трансурановые элементы (Np, Am, Cm, Bk, Cf);

4) тяжелую воду, дейтерий, тритий, литий.

Три первые категории ЯМ связаны с ядерной энергетикой, основанной на реакции деления тяжелых ядер нейтронами, а четвертая – с термоядерной реакцией легких изотопов. Поскольку создание энергетических установок, основанных на этой реакции, остается пока нерешенной проблемой, основное внимание в курсе будет уделено технологиям, основанным на ЯМ первых трех категорий.

Ядерные технологии включают технологии производства ЯМ, их хранения, использования, транспортировки, переработки, возможного повторного использования регенерированных ЯМ или их захоронения в случае невозможности дальнейшего применения.

Большое внимание в курсе будет уделяться связи ядерных технологий с вопросами безопасного обращения с ЯМ. Термин «безопасность» в отношении ЯМ может использоваться в широком смысле, включая радиационную безопасность, ядерную безопасность и безопасность относительно распространения ядерного оружия.

Под радиационной безопасностью понимается защищенность от поражающих факторов прямого облучения всеми видами ионизирующего излучения.

Под ядерной безопасностью понимается недопущение критического состояния системы, содержащей ЯМ, т.е. недопущение возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления. Результатом нарушения ядерной безопасности может стать ядерный взрыв, тепловой взрыв или, как минимум, вспышка излучения и переоблучение персонала.

Под безопасностью в отношении распространения ЯМ пони-

мается защищенность от хищений ЯМ с целью создания ядерных взрывных устройств или радиологического оружия. В настоящее время в МАГАТЭ для обозначения этого типа безопасности используется термин «Ядерная физическая безопасность» («Nuclear security») в отличие от термина «Nuclear safety», означающего упомянутую выше ядерную безопасность.

Основное внимание в настоящем курсе будет уделено описанию ядерных технологий и их анализу с точки зрения обеспечения не-

распространения ЯМ, т.е. с точки зрения ядерной физической безопасности. Нераспространение ЯМ может быть гарантировано, если при работе с ними будут созданы такие условия, чтобы хищение и использование ЯМ в незаконных целях стало настолько затруднительно и опасно, а риск обнаружения подобных действий столь высок, что потенциальные нарушители были бы вынуждены отказаться от своих намерений.

Это означает, что ядерные технологии должны быть обеспечены такой системой физической защиты, учета и контроля ЯМ, чтобы:

а) добраться до ЯМ и похитить их было очень трудно; б) любое хищение малого количества ЯМ персоналом установки

быстро обнаруживалось, и дальнейшие попытки хищений пресекались;

в) санкционированное хищение ЯМ легко обнаруживалось национальными или международными инспекционными органами.

Итак, основная тема курса – ядерные технологии с точки зрения нераспространения ЯМ.

Ниже будут рассмотрены следующие основные вопросы:

1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Обзор основных стадий ЯТЦ от добычи природных ЯМ до захоронения радиоактивных отходов (РАО).

2. Технологии добычи и первичной обработки природных ЯМ.

3. Запасы в месторождениях природных ЯМ и темпы их добычи.

4. Технологии обогащения ЯМ для изготовления ядерного топлива. Обогатительные технологии с точки зрения нераспространения.

5. Методика расчета трудоемкости и энергоемкости обогатительных технологий. Разделительные работы. Энергоемкость разделительных работ в разных технологиях.

6. Технологии изготовления ядерного топлива, твэлов и ТВС.

7. Технологии использования ЯМ в ядерных реакторах. Стратегии перегрузочных работ.

8. Временное хранение облученного ядерного топлива (ОЯТ) на АЭС и его транспортировка.

9. Технологии химической переработки ОЯТ. Технологии переработки с повышенной защищенностью от распространения ЯМ.

10. Технологии переработки и захоронения РАО. Проекты создания хранилищ РАО в геологических формациях.

Глава 1. КОНЦЕПЦИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Ядерным топливом называется ЯМ, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами являются:

1) естественные изотопы урана и тория;

2) искусственные изотопы плутония (продукты последовательного захвата нейтронов изотопами, начиная с 238 U);

3) изотопы трансурановых элементов (Np, Am, Cm, Bk, Cf);

4) искусственный изотоп 233 U (продукт захвата нейтронов тори-

Как правило, изотопы урана, плутония и тория с четным массовым числом («четные» изотопы 238 U, 240 Pu, 242 Pu, 232 Th) делятся

только нейтронами с высокой энергией (порог реакции деления для них составляет примерно 1,5 МэВ). В то же время изотопы урана и плутония с нечетным массовым числом («нечетные» изотопы 235 U, 239 Pu, 241 Pu, 233 U) делятся нейтронами любых энергий, включая тепловые нейтроны. Причем чем ниже энергия нейтронов, тем выше микросечения деления нечетных изотопов.

Спектр нейтронов, испускаемых в процессе деления, – это спектр быстрых нейтронов (средняя энергия 2,1 МэВ), быстро замедляющихся ниже порога реакции деления четных изотопов. Это означает, что цепную реакцию деления на четных изотопах трудно осуществить, так как лишь малая доля нейтронов имеет энергию выше порога деления этих изотопов. В то же время для поддержания цепной реакции на нечетных изотопах желательно замедлить нейтроны деления до тепловой энергии, что вполне реально.

Ядерное топливо, содержащее только природные делящиеся изотопы (235 U, 238 U, 232 Th), называется первичным. Ядерное топливо, содержащее делящиеся нуклиды, полученные искусственным путем (233 U, 239 Pu, 241 Pu), называется вторичным.

Изотопы 238 U и 232 Th представляют собой природные ЯМ, малопригодные для использования в качестве ядерного топлива, так как они делятся только быстрыми нейтронами. Но эти изотопы могут использоваться для получения искусственных делящихся нуклидов

(233 U, 239 Pu), т.е. для воспроизводства вторичного ядерного топлива. Эти нуклиды часто называют воспроизводящими изотопами.

На современном этапе ядерная энергетика базируется на природном уране, который состоит из трех изотопов:

1) 238 U; содержание – 99,2831%; период полураспада Т1/2 =

4,5 10 9 лет;

2) 235 U; содержание– 0,7115%; периодполураспадаТ1/2 = 7,1 108 лет;

3) 234 U; содержание– 0,0054%; периодполураспадаТ1/2 = 2,5 105 лет.

Кстати, возраст Земли (примерно 6 млрд. лет) сопоставим с периодом полураспада 238 U.

Интересно, что 234 U является продуктом одного α -распада 238 U и двух β -распадов промежуточных изотопов. Эту цепочку изотопных переходов можно записать в следующем виде:

238 U(α )234 Th(β ,Т1/2 =24 сут)234 Pa(β ,Т1/2 = 6,7 ч)234 U.

Все изотопы урана радиоактивны, испускают α -частицы с энергией 4,5–4,8 МэВ, а также могут спонтанно делиться с испусканием нейтронов (например, 13 н/с с 1 кг 238 U).

Изотоп 235 U является единственным природным ЯМ, который может делиться нейтронами любых энергий (включая тепловые нейтроны) с образованием избыточного количества быстрых нейтронов. Именно благодаря этим избыточным нейтронам становится возможным осуществление цепной реакции деления. Но в природном уране изотоп 235 U содержится только на уровне 0,71%. Большинство ныне действующих энергетических реакторов работает на уране, обогащенном изотопом 235 U до 2–5%. Быстрые реакторы используют уран с обогащением 15–25%. Исследовательские реакторы часто используют уран среднего и высокого обогащения (до 90%). В настоящее время МАГАТЭ рекомендует странамучастницам постепенно перевести свои исследовательские реакторы на топливо с обогащением не более 20%. Критическая масса урана, обогащенного до 20%, составляет 830 кг, а хищение такого количества урана с исследовательских реакторов практически невозможно.

Обогащенный уран – это уран, содержащий 235 U в количестве, превышающем его концентрацию в природном уране. Различают уран:

1) низкообогащенный – X 5 < 5%;

2) среднеобогащенный – X 5 от 5 до 20%;

3) высокообогащенный – X 5 от 20 до 90%;

4) сверхобогащенный (оружейный) – X 5 > 90%.

При производстве обогащенного урана в качестве побочного продукта образуется обедненный уран, т.е. уран с содержанием 235 U ниже природного уровня. Современные обогатительные технологии сопровождаются образованием обедненного урана, содержание 235 U в котором обычно находится на уровне 0,2–0,3%.

Содержание 235 U в природном уране (0,71%) не всегда было таким, если рассматривать геологические масштабы времени. Период полураспада 235 U примерно в 6 раз короче, чем 238 U (0,7 109 лет против 4,5 109 лет). Поэтому раньше обогащение природного урана было больше, чем 0,71%. На урановом руднике в Окло (Габон) в 1973 г. был обнаружен уран с аномально малым содержанием 235 U, только 0,44%. До этого никогда и нигде не наблюдалось какоголибо отклонения содержания 235 U от стандартного значения 0,71%. Расчетные исследования показали, что примерно 1,8 млрд лет назад, когда обогащение природного урана составляло около 3%, при наличии замедлителя, например легкой воды, внутри урановой руды возникла и поддерживалась примерно 600 тыс. лет цепная реакция деления, или природный ядерный реактор «Окло», в результате работы которого произошло выгорание 235 U. По расчетным оценкам, средняя тепловая мощность «Окло» составляла 25 кВт при нейтронном потоке 4 108 н/см2 с. Полная энерговыработка «Окло» за 600 тыс. лет составила 15 ГВт год, что эквивалентно энерговыработке ЛАЭС за 2,5 года.

Основной изотоп природного урана 238 U при захвате нейтронов превращается во вторичное ядерное топливо, изотоп 239 Pu, после двух последовательных β -распадов:

238 U(n,γ )239 U(β ,Т1/2 =23,5’ )239 Np(β ,Т1/2 =2,3 сут)239 Pu.

Аналогично происходит накопление изотопа 233 U при облучении природного тория нейтронами. При захвате нейтронов 232 Th переходит в 233 U после двух β -распадов:

232 Th(n,γ )233 Th(β ,Т1/2 =23,3’ )233 Pa(β ,Т1/2 =27,4 сут)233 U.

Но чтобы осуществить эти превращения в ядерном реакторе, там должно размещаться первичное ядерное топливо, т.е. изотоп 235 U, способный инициировать самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, сопровождающуюся генерацией избыточных нейтронов, которые можно использовать для наработки вторичного ядерного топлива в реакциях захвата нейтронов воспроизводящими изотопами. Наличие в топливе тепловых энергетических реакторов большого количества воспроизводящего изотопа 238 U (95–97%) позволяет осуществлять частичное воспроизводство ядерного топлива.

Применяются следующие виды ядерного топлива:

1) чистые металлы, сплавы металлов, интерметаллические соединения;

2) керамика (оксиды, карбиды, нитриды);

3) металлокерамика (керметы-частицы металлического топлива диспергированы в керамической матрице);

4) дисперсное топливо (микрочастицы топлива в защитной оболочке диспергированы в инертной, например графитовой, матрице).

Основной конструкционной формой топлива в ядерном реакторе является тепловыделяющий элемент (твэл). Он состоит из активной части, в которой содержатся топливные и воспроизводящие ЯМ, и наружной герметической оболочки. Обычно оболочка изготавливается из металла (нержавеющие стали, циркониевые сплавы), а в шаровых твэлах ВТГР топливные микрочастицы покрываются слоями карбида кремния и пиролитического углерода.

ненных твэлов: 5–10 мм в диаметре, 2,5–6 м в длину, т.е. h/d 500. Типичное количество твэлов в реакторе: ВВЭР-440 содержит примерно 44 000 твэлов, ВВЭР-1000 – 48 000 твэлов, РБМК-1000 – 61 000 твэлов. Твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС): от нескольких штук до нескольких сотен твэлов в одной ТВС. В ТВС твэлы жестко дистанционируются, создаются условия для надежного отвода тепла от твэлов и для компенсации температурного расширения их материалов.

Реакторы Поколения 3 называют «усовершенствованными реакторами». Три таких реактора уже функционируют в Японии, большее количество находится в стадии разработки или строительства. В стадии разработки находится около двадцати различных типов реакторов этого поколения. Большинство из них являются «эволюционными» моделями, разработанными на базе реакторов второго поколения, с внесенными изменениями, сделанными на основе новаторских подходов. По данным Всемирной ядерной ассоциации, поколение 3 характеризуется следующими пунктами: Стандартизированный проект каждого типа реактора позволяет ускорить процедуру лицензирования, снизить затраты основных средств и продолжительность строительных работ. Упрощенная и более прочная конструкция, делающая их более простыми в обращении и менее восприимчивыми к сбоям в процессе эксплуатации. Высокий коэффициент готовности и более длительный период эксплуатации – примерно шестьдесят лет. Снижение возможности возникновения аварий с расплавлением активной зоны Минимальное воздействие на окружающую среду. Глубокое выгорание топлива для снижения его расхода и количества отходов производства.

КОНЕЦ КАПИТАЛИЗМА НЕИЗБЕЖЕН

Пока что в нынешней ядерной энергетике мира используется уран, существующий в виде двух изотопов: уран-238 и уран-235. В уране-238 - на три нейтрона больше. Потому в природе (в силу особенностей генезиса нашей Вселенной) урана-238 намного больше, чем «235-го». Между тем, для ядерной энергетики - чтобы шла цепная реакция - необходим именно уран-235. Именно на этом изотопе, выделяемом из массы природного урана, и развивается поныне ядерная энергетика.

ЕДИНСТВЕННАЯ ПОЗИТИВНАЯ ПРОГРАММА

Единственное перспективное направление, в котором можно развивать ядерную энергетику - это принудительное деление урана-238 и тория-232. В нем нейтроны берутся не в результате цепной реакции, а со стороны. Из мощного и компактного ускорителя, пристроенного к реактору. Это так называемые ЯРЭС - ядерно-релятивистские атомные станции. Игорь Острецов и его команда - сторонники развития именно этого направления, считая его самым рентабельным (применение природного урана-238 и тория) и безопасным. Причем ЯРЭС могут быть массовым явлением.

Однако именно за попытку донести эту мысль до высшего руководства РФ и за объявление всех трех направлений развития «Росатома» тупиками И.Острецов был изгнан из президентской Комиссии по модернизации. А его Институт атомного машиностроения подвергся банкротству.

Это давняя идея – приспособить к ядерному реактору ускоритель элементарных частиц и получить совершенно безопасную энергетику. То есть, получается взрывобезопасный реактор, где нет сверхкритической массы делящихся продуктов. Такой реактор может работать на уране из отвалов радиохимических предприятий, на природном уране и на тории. Потоки нуклонов из ускорителя играют роль активатора-запала. Такие подкритические реакторы никогда не взорвутся, они не нарабатывают оружейного плутония. Более того, в них можно «дожигать» радиоактивные отходы, облученное ядерное топливо (ТВЭЛы). Здесь можно полностью перерабатывать долгоживущие продукты-актиноиды тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) подлодок и старых АЭС в короткоживущие изотопы. То есть, объем радиоактивных отходов падает в разы. По сути дела, можно создать безопасную атомную энергетику нового типа - релятивистскую. Заодно навсегда решив проблему нехватки урана для станций.

Загвоздка была лишь в одном: ускорители слишком велики и энергопрожорливы. Они убивали всю «экономику».

Но в СССР были к 1986 году разработаны так называемые линейные ускорители протонов на обратной волне, вполне компактные и эффективные. Работы по ним велись в Сибирском отделении АН СССР физтеховцем А.С.Богомоловым (сокурсник И.Острецова по Физтеху) в рамках создания пучкового оружия: русского асимметричного и дешевого ответа на американскую программу «звездных войн». Эти машины вполне помещались в грузовой отсек тяжелого самолета «Руслана». Забегая вперед, скажем, в одном технологическом варианте они – возможность создания безопасных и очень рентабельных электроядерных станций. В другом варианте ускорители на обратной волне могут с большого расстояния засечь ядерную боеголовку (атомную силовую установку) – и вывести из строя ее устройства, вызвав разрушение активной зоны или ядерного боезаряда. В сущности, это те самые вещи, что сегодня предлагают строить в РФ люди из команды Игоря Николаевича Острецова.

Если же вернуться в прошлое, то ускорители на обратной волне академика Богомолова получили на Западе название BWLAP – Backward Wave Linear Accelerator for Protons. Американцы, в 1994 году изучая научно-техническое наследие побежденного СССР и высматривая все ценное для вывоза с его обломков, высоко оценили ускорители из Сибири.

ПОТЕРЯННЫЕ ГОДЫ

В сущности, при нормальной власти русские могли бы уже в 1990-е годы развить ЯРТ-технологии, получив и сверхэффективную ядерную энергетику, и невиданное ранее оружие.

Передо мной лежат письма, направленные в 1994 и 1996 годах тогдашнему первому вице-премьеру Олегу Сосковцу двумя легендарными советскими академиками – Александром Савиным и Гурием Марчуком. Александр Савин – участник еще ядерного проекта СССР под руководством Лаврентия Берии и Игоря Курчатова, лауреат Сталинской премии и впоследствии – глава ЦНИИ «Комета» (системы спутникового предупреждения о ядерно-ракетном нападении и истребители спутников ИС). Гурий Марчук – крупнейший организатор работ во вычислительной технике, бывший глава Госкомитета по науке и технике (ГКНТ) Советского Союза.

27 апреля 1996 года Александр Иванович Савин пишет Сосковцу о том, что под руководством ЦНИИ «Комета» ведущие коллективы Академии наук СССР и оборонных министерств вели работы по созданию «опережающих технологий создания пучковых систем ПРО». Именно благодаря этому и был создан BWLAP-ускоритель. А.Савин обозначает области возможного применения этой технологии: не только строительство безопасных АЭС, но и создание высокочувствительных комплексов для засечения взрывчатки в багаже и контейнерах, и создание средств переработки долгоживущих радиоактивных отходов (актиноидов) в короткоживущие изотопы, и кардинальное улучшение методов лучевой терапии и диагностики раковых заболевании с помощью протонных пучков.

А вот письмо Гурия Марчука тому же О.Сосковцу от 2 декабря 1994 года. Он говорит, что в Сибирском отделении АН давно готовы к работам по созданию АЭС с подкритическими реакторами. А еще в мае 1991 года Г.Марчук как президент АН СССР обращался к М.Горбачеву (материал 6618 Особой папки Президента СССР) с предложением «о крупномасштабном развертывании работ по линейным ускорителям – технологиям двойного назначения». Там концентрировались точки зрения таких академиков-генеральных конструкторов, как А.И.Савин и В.В.Глухих, как вице-президенты Академии наук В.А.Коптюг и Р.В.Петров и других научных авторитетов.

Гурий Иванович доказывал Сосковцу: давайте развернем в РФ ускорителестроение, решим проблему радиоактивных отходов, используем площадки Минатома РФ в Сосновом Бору. Благо, на это согласны и шеф Минатома В.Михайлов, и автор метода ускорения на обратной волне А.Богомолов. Ибо альтернатива такому проекту – только принятие американских предложений, «поступивших в Сибирское отделение РАН, …по проведению работ на средства и под полным контролем США с переносом и выполнением их в национальных лабораториях их страны – в Лос-Аламосской, Аргоннской и Брукхэйвенской. На это мы не можем согласиться…»

Марчук в конце 1994 года предложил задействовать в проекте и Сосновый Бор, и питерское НПО «Электрофизика», тем самым положив начало инновационной экономики: притоку «столь необходимых валютных средств зарубежных потребителей … за счет нарабатывания продукции в высоко научнонасыщенном секторе…» То есть, советский зубр в этом отношении опередил российскую власть на добрых 10-15 лет: ведь статья «Россия, вперед!» вышла только осенью 2009-го.

Но тогда советских научных зубров не услышали. Уже в 1996 г. А.Савин сообщает О.Сосковцу: денег не дали, несмотря на ваш положительный отклик в 1994-м, несмотря на поддержку Госкомоборонпрома и Минатома РФ. Программа «Физтехмед» стоит. Дайте 30 миллионов долларов…

Не дали…

Сегодня, если осуществлять программу с базовым ВНИИ атомного машиностроения, то программа создания АЭС нового поколения (ЯРЭС – ядерно-релятивистских станций) займет максимум 12 лет и потребует 50 миллиардов долларов. Собственно, из них 10 млрд. уйдет на разработку современных ускорителей на обратной волне. Зато рынок сбыта здесь – свыше 10 триллионов «зеленых». Одновременно должны быть созданы и сверхмощные, но безопасные ядерные силовые установки для кораблей (равно надводных и подводных), а в перспективе – и для космических кораблей.

Нужно лишь возродить программу строительства ускорителей на обратной волне. Может быть, даже на условиях международной кооперации.

СКОЛЬКО НУЖНО НОВЫХ БЛОКОВ?

По мнению И.Острецова, альтернативы релятивистскому направлению в ядерной энергетике просто нет. По крайней мере - на полвека вперед. Ядерно-релятивистские ЭС безопасны и чисты.

Именно они могли бы стать экспортным товаром и средством быстро и дешево обеспечить весь мир достаточно дешевой и чистой энергией. Никакие солнечные и ветряные станции здесь не конкуренты. Для достижения достойного уровня жизни на человека нужно по 2 киловатта мощности. То есть, на все население планеты (в перспективе - 7 млрд. душ) нужно иметь 14 тысяч ядерных энергоблоков по миллиону кВт. А их сейчас (старых типов, не ЯРТ) - всего 4 тысячи, если считать каждый блок за миллионник. Неслучайно МАГАТЭ в 1970-х годах говорило о необходимости построить 10 тысяч реакторов к 2000 году. Острецов уверен: это должны быть только ЯР-реакторы, работающие на природном уране и на тории.

Здесь не нужно накапливать топливо - а можно сразу же строить столько блоков, сколько нужно. При этом ЯР-станции не нарабатывают плутония. Нет проблемы расползания ядерного оружия. Да и само топливо для ядерной энергетики падает в цене во много раз.

ФАКТОР ОСТРЕЦОВА

Сегодня лидер тех, кто пытается развивать ЯРТ в РФ – Игорь Острецов.

В советские годы он – успешный исследователь и конструктор. Благодаря ему в 1970-е годы появилась на свет аппаратура плазменной невидимости для боеголовок баллистических ракет, а затем – и для крылатой ракеты Х-90 «Метеорит». Достаточно сказать, что благодаря ускорителю литиевой плазмы в эксперименте «Мацеста» космический аппарат класса «Союз» исчезал с экрана радара (снижение радиовидимости КА на 35-40 децибел). В дальнейшем аппаратура была испытана на ракете типа «Сатана» (в своей книге И.Острецов тепло вспоминает о том, какую помощь оказал тогда ему помощник генерального конструктора ракеты Леонид Кучма). При включении «Мацесты» головная часть ракеты просто пропадала с экранов РЛС. Плазма, окутывавшая «голову» в полете, рассеивала радиоволны. Эти работы И.Острецова и сегодня крайне важны – для прорыва перспективной ПРО США. До 1980 г. Игорь Острецов вел успешные работы по созданию плазменной аппаратуры для гиперзвуковой высотной крылатой ракеты «Метеорит». Здесь радиоволны не рассеивались плазмой (ибо ракета летела в атмосфере), а поглощались ею. Но это – отдельная история.

В 1980-м году Игорь Острецов перешел на работу в НИИ атомного машиностроения. Именно там он задумался над проблемой создания максимально чистой ядерной энергетики с минимумом отходов и не нарабатывающей делящихся материалов для ядерного оружия. Да еще такой, которая не использовала бы редкий уран-235.

Решение проблемы лежало в малоизученной плоскости: в воздействии выскоэнергетичных нейтронов на «неделящиеся» актиноиды: торий и уран-238. (Они делятся при энергии более 1 МэВ.) «В принципе нейтроны любых энергий можно получить при использовании ускорителей протонов. Однако ускорители имели до последнего времени крайне малые коэффициенты полезного действия. Только в конце ХХ века появились технологии, позволяющие создать ускорители протонов достаточно высокой эффективности…» - пишет сам исследователь.

Благодаря завязанному на ликвидации Чернобыльской аварии знакомству с академиком Валерием Субботиным, И.Острецов смог провести в 1998 г. эксперимент в Институте ядерной физики в Дубне. А именно – обработку свинцовой сборки с помощью большого ускорителя при энергии протонов в 5 гигаэлектрон-вольт. Свинец стал делиться! То есть, принципиально была доказана возможность создания ядерной энергетики (сочетания ускорителя и подкритического реактора), где не нужны были ни уран-235, ни плутоний-239. С великими трудностями удалось провести опыт 2002 года на ускорителе в Протвино. 12-часовая обработка свинцовой мишени на ускорителе в диапазоне энергий от 6 до 20 ГэВ привела к тому, что свинец… 10 дней «фонил» как радиоактивный металл (8 рентген – величина дозы на его поверхности сначала). К сожалению, И.Острецову не дали возможности провести подобные эксперименты с торием и ураном-238 (актиноидами). Началось странное противодействие Минатома РФ. Но главное было доказано: ядерно-релятивистская энергетика на «грубых» видах топлива возможна.

НА ПОРОГЕ ВОЗМОЖНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ПРОРЫВА

Не хватало одного: малого, но мощного ускорителя. И он нашелся: это был богомоловский ускоритель на обратной волне. Как пишет И.Острецов, подкритические реакторы с ускорителями позволят достигать высочайшей концентрации делящихся ядер – почти ста процентов (при 2-5% в нынешних реакторах и при 20% - в реакторах на быстрых нейтронах).

Ядерно-релятивистские энергостанции (ЯРЭС) сумеют использовать колоссальные запасы тория в РФ (1,7 млн. тонн). Ведь всего лишь в 20 км от Сибирского химкомбината (Томск-7) есть гигантское месторождение тория, рядом с ним – железная дорога и инфраструктура мощного химкомбината. ЯРЭС может работать десятки лет на одной загрузке реактора. При этом, в отличие от реакторов на быстрых нейтронах, они не нарабатывают «ядерной взрывчатки», а значит – могут смело поставляться на экспорт.

В начале 2000-х годов Игорь Острецов узнал о компактных линейных ускорителях А.Богомолова, познакомился с ним – и они запатентовали по сути новую ядерную энергетику. Рассчитали нужные капиталовложения, прикинули программу работ и исполнителей таковых. Так что срок создания первой ЯРЭС – не более 12 лет.

Да и сами ускорители на обратной волне – это суперинновация. Богомоловская машина габаритами с троллейбус, помещаясь на борту «Руслана», становится и обнаружителем ядерного оружия на большом расстоянии – и может уничтожать его пучком протонов. Это, по сути, пучковое оружие, которое можно сделать его еще более совершенным и дальнобойным. Но уже в ближайшее время можно создать технику для обнаружения ядерных зарядов, перевозимых диверсантами и террористами (например, на гражданских кораблях) и для его разрушения направленным пучком частиц. Есть расчеты, показывающие: пучок нейтронов может за миллисекунду разрушить судовой реактор корабля-мишени, превратив его в «мини-чернобыль» за счет бешеного разгона.

И, само собой, в ЯРТ входят плазменные технологии радионевидимости – для ракет и самолетов будущей России.

Дело за «малым»: создать государственный научный центр по ядерно-релятивистской энергетике, по развития ЯР-технологий. Ибо никакой частный капитал не имеет права работать в подобной сфере, которая, к тому же, имеет ярко выраженный «двойной» характер. Игра же стоит свеч: развив ЯР-энергетику, русские станут ее монополистами и пожнут непомерные прибыли с совершенно нового рынка. Что стоит один только бизнес на полной переработке с помощью ЯРЭС долгоживущих атомных отходов, остающихся после закрытия старых АЭС! Это же – сотни миллиардов долларов.

ДОСЬЕ. Из письма депутата ГД РФ Виктора Илюхина президенту Дмитрию Медведеву.

«…В течение десяти лет в нашей стране ведутся работы по ядерным релятивистским технологиям (ЯРТ), основанным на взаимодействии получаемых с помощью ускорителей пучков заряженных частиц с ядрами тяжёлых элементов.

ЯР технологии развиваются по пяти главным направлениям: 1) энергетика; 2) военные применения, в первую очередь - пучковое оружие; 3) дистанционная инспекция несанкционированной транспортировки ядерных материалов; 4) фундаментальная физика; 5) различные технологические, в частности, медицинские применения.

Инструментом реализации ЯРТ является модульный компактный ускоритель на обратной волне (BWLAP).

Получены российские патенты по ускорителю и ЯР технологиям на базе протонов и тяжёлых, в том числе урановых, ядер (И.Н. Острецов и А.С. Богомолов).

Экспертиза возможности создания пучкого оружия на базе ЯР технологий была проведена специалистами 12 ГУ Минобороны России и "Росатома", которые подтвердили реальность создания пучкового оружия на базе ЯРТ, далеко превосходящего по всем параметрам пучковое оружие, создаваемое сегодня передовыми странами (США, Китай, Япония, Франция).

Таким образом, в настоящее время только Россия может создать боевой комплекс, к созданию которого стремятся все развитые страны и который сможет радикально изменить способы ведения войны и расстановку сил в мире.

По вопросу развития работ по ЯР технологиям 6 декабря 2008 года было проведено совещание у Председателя Совета Федерации Федерального Собрания Российской Федерации С.М. Миронова с участием руководства 12 ГУ Минобороны России, ответственных представителей Совета Федерации Российской Федерации, ядерного центра ВНИИЭФ (г. Саров) и авторов ЯР-технологий…»

ГРУСТНАЯ РЕАЛЬНОСТЬ

Сейчас дороги Острецова и Богомолова разошлись. Государство финансировать работы над русскими ускорителями на обратной волне не стало. И пришлось искать западных заказчиков. Технология богомоловских BWLAP не принадлежит одному ему. А другие нашли заказчиков в США. Благо, предлог хороший – разработать во имя борьбы с международным терроризмом технологию дальнего обнаружения ядерных зарядов. За дело взялся новый (уже эрэфовских времен, 2003 г. образца) академик Валерий Бондур. Генеральный директор государственного учреждения - Научного центра аэрокосмического мониторинга «Аэрокосмос» Минобрнауки и РАН, главный редактор журнала «Исследование Земли из космоса». Как писали президенту РФ Виктор Илюхин и Леонид Ивашов, «в настоящее время в нашей стране закончена работа по теоретическому и экспериментальному исследованию метода дистанционной инспекции ядерных материалов в рамках контракта с фирмой DTI (ЦРУ) США. Договор № 3556 от 27 июня 2006 г. вёлся фирмой "Исинтэк", академик Бондур В.Г. (приложение 1) при поддержке ФСБ РФ. Сейчас в США (Лос-Аламосская лаборатория) принято решение о создании реальной инспекционной и боевой системы на основе работ, проведенных в нашей стране.

Работы данного класса по российскому законодательству до передачи за рубеж обязаны проходить экспертизу 12-го института 12-го ГУ МО РФ. Это положение грубейшим образом нарушается при полном попустительстве Администрации Президента РФ, Совбеза РФ и Росатома.

Данная программа в случае её реализации позволит нашей стране совместно с государствами, в которые будет поставлена система дистанционной инспекции, контролировать распространение ядерных материалов во всём мире, например в рамках международной организации по борьбе с ядерным терроризмом, которую целесообразно возглавить одному из высших руководителей России. При этом финансирование всех работ будет осуществляться за счёт зарубежных средств.

Просим Вас, уважаемый Дмитрий Анатольевич, дать указание немедленно провести экспертизу материалов, переданных в США и установить круг лиц, причастных к этому беспрецедентному нарушению фундаментальных интересов и безопасности Российской Федерации. С этой целью создать рабочую группу в составе представителей Вашей администрации, 12 ГУ МО РФ и авторов этого письма…»

Таким образом, в США могут уйти плоды самоотверженной работы отечественных физиков-новаторов. И там, а не у нас, будут развиваться ядерные релятивистские технологии – энергетика и оружие следующей эры…

НА КОГО РАБОТАЕТ НЫНЕШНИЙ «РОСАТОМ»?

Ну, а пока «Росатом» занят работой в основном в интересах Соединенных Штатов.

Знаете, почему он не хочет замечать истинной перспективы в развитии? Потому, что основная его функция - передача советских запасов урана-235 на атомные электростанции Америки (сделка ВОУ-НОУ, Гор-Черномырдин, 1993 г.).

Зачем «Росатом» покупает доли собственности в зарубежных предприятиях по добыче природного урана? С тем, чтобы обогатить его на наших построенных в СССР (и потому дешевых) предприятиях - и снова поставлять топливо для АЭС в Америку. США тем самым минимизируют свои издержки по производству электроэнергии. Да, и еще облученное ядерное топливо - ОЯТ - будет для рециклирования отправляться с Запада в РФ.

Какая тут перспектива? Перспектива для России чисто колониальная…

Несмотря на многообразие и различие сценариев будущего энергетического развития, есть ряд положений, незыблемых для составления прогнозов в этой области:

1. рост населения и глобального энергопотребления в мире;
2. ужесточающаяся конкуренция за ограниченные и неравномерно размещенные ресурсы органического топлива;
3. нарастающая зависимость от нестабильной ситуации в районах стран-экспортеров нефти;
4. нарастающие экологические ограничения;
5. нарастающее различие в уровне энергопотребления богатейших и беднейших стран.

В этих условиях возрастает роль ядерной энергетики (ЯЭ) как стабилизирующего фактора энергетического и социально-политического развития.

Несмотря на все свои проблемы, «ядерная» Россия остается великой державой как с точки зрения военной мощи, так и в рамках экономического развития (ядерные технологии в экономике России).

Именно президент России выступил в ООН на Саммите тысячелетия (сентябрь 2000 г.) с инициативой обеспечения энергетической стабильности развития на основе ядерных технологий. Эта инициатива оказалась исключительно своевременной и нашла поддержку мирового сообщества: в четырех резолюциях Генконференции МАГАТЭ и в двух резолюциях Генеральной Ассамблеи ООН приветствуется инициатива президента России как отвечающая чаяниям развивающихся стран и как путь гармонизации отношений индустриальных стран с развивающимися странами.

Инициатива президента РФ – политическая акция, а не технический проект. Так это было принято мировым сообществом и нашло свое отражение в международном проекте МАГАТЭ ИНПРО – по развитию инновационной концепции АЭС и ядерного топливного цикла (ЯТЦ), исключающей использование в мировой энергетике наиболее «чувствительных» материалов и технологий – «свободного» плутония и высокообогащенного урана, и открывающей миру принципиально новые перспективы жизни» (сентябрь 2000 г.).

Реализация международного проекта ИНПРО позволила объединить усилия экспертов 21 страны – членов МАГАТЭ, и разработать требования и критерии развития ЯЭ, АЭС и ЯТЦ.

Акцент на содержание предложений президента как политической инициативы позволил «оздоровить» атмосферу МАГАТЭ, рассматриваемую западными странами как организацию с полицейскими функциями, ориентировав МАГАТЭ на роль мирового форума по обсуждению места ЯЭ в мире, и, в особенности, для развивающихся стран – в соответствии с инициативой президента. Более того, инициатива президента РФ подразумевает передачу новой инновационной ядерной технологии АЭС и ЯТЦ новому поколению ученых и инженеров – как наследие наших знаний и опыта. Новая программа МАГАТЭ в области «сохранения знаний» сконцентрирована на сохранении знаний и опыта в самой передовой и ключевой для будущего развития (но не востребованной сегодня) области ядерной энергетики – реакторах на быстрых нейтронах в замкнутом ЯТЦ.

Сохранение и передача знаний новому поколению накладываются на задачу глобальной кооперации в области ЯЭ: «Запад – Восток» и «Север – Юг»; на передачу знаний как во времени, так и в пространстве – в новые регионы (в первую очередь, в развивающиеся страны, где проживает 4/5 населения планеты и используется менее 1/25 мощностей ЯЭ).

Это послужило причиной для выдвижения инициативы по созданию Международного ядерного университета (по инициативе МАГАТЭ, поддержанной Всемирной ядерной ассоциацией (ВЯА, WNA) и Всемирной ассоциации операторов АЭС (ВАО, WANO)) – логичное развитие инициатив президента РФ.

Однако в практической реализации программы развития ЯЭ внутри страны и в реализации наших технических проектов на международном рынке все более отчетливо проявляются негативные тенденции. Первый звонок уже прозвучал: проигрыш тендера в Финляндии, означающий для специалистов практическую потерю шансов на место на рынке не только в Европе, но и (по тем же причинам, что и в Финляндии) снижение шансов на успех в ближайшие десятилетия в Китае, а также в других странах Азии. Более того, в ближайшем будущем ситуация на международном рынке будет становиться гораздо менее благоприятной в силу следующих причин:

• вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС, на которые Росатом (концерн ТВЭЛ) поставляет топливо (Игналинская АЭС, ряд блоков «Козлодуя» и др.);
• вступление в Евросоюз стран Восточной Европы – владельцев АЭС с реакторами типа ВВЭР;
• окончание поставок в США ядерного топлива по контракту ВОУ-НОУ после 2013 г.;
• ввод завода с центрифужной технологией в США после 2006 г.;
• создание транснациональных корпораций в ядерной сфере (концентрация ресурсов, снижение издержек);
• реализация новых конкурентных проектов АЭС, разрабатываемых США (АР-1000,
• HTGR) и другими странами (EPR).

Вдобавок имеется и ряд внутренних трудностей, осложняющих развитие ядерной отрасли (наряду с недостатком инвестиционных средств):

• вывод из эксплуатации АЭС по истечении срока службы;
• закрытие трех промышленных реакторов в Железногорске и Северске;
• сокращение запасов дешевого уранового сырья, накопленного в прошлые годы;
• ограничения в правах государственных унитарных предприятий;
• несовершенная инвестиционная и тарифная политика.

Даже при максимально возможном использовании собственных средств концернов (в соответствии с энергетической стратегией России) вклад АЭС в энергетический баланс 76 страны будет очень скромным, несмотря на огромный технологический и кадровый потенциал «ядерной» державы.

Ситуация существенно усугубилась в последнее время в связи с реформированием ядерного комплекса России и превращением мощного органа государственного управления Минатома в агентство Росатом. На начальном этапе успешного развития ядерного оборонного и энергетического комплекса роль государства была определяющей во всех отношениях: организационном, финансовом и научном, т.к. этот комплекс определял державную мощь и будущую экономику страны. Для специалистов очевидно, что ядерный щит страны и ядерные технологии мирового использования – две стороны единого научно-технологического комплекса. Без экономически эффективного мирного использования ядерных технологий «ядерный щит» или обрушит экономику России, либо станет «щитом», не обеспечивающим полную безопасность страны.

При этом основной механизм и фундамент державности России – ядерный комплекс оказался вне сферы прямого влияния руководителя государства – президента России.

Как следствие, отсутствие четкости в реальной ядерно-энергетической стратегии приводит к потере преемственности поколений. Так, Россия – наиболее продвинутая страна в развитии реакторов на быстрых нейтронах и в области высшего ядерного образования – не имеет сейчас национальной программы сохранения ядерных знаний и опыта, так же, как не имеет и национальной программы участия во Всемирном ядерном университете.

ДАЛЬНЕЙШЕЕ РАЗВИТИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Дальнейшее эффективное развитие ядерных технологий в силу их особой «чувствительности» невозможно без тесной международной кооперации. При этом очень важно корректно определить ту технологическую и «рыночную» нишу, где еще имеется приоритет отечественных разработок.

На мировом рынке традиционной ЯЭ в ближайшем будущем будет происходить дальнейшая экспансия Европейского энергетического реактора (EPR), выигравшего тендер в Финляндии, а также американского АР-1000 и азиатских (корейского и японского) реакторов.

Отсутствие завершенного технического проекта и неопределенность со сроками референтной демонстрации ВВЭР нового поколения (ВВЭР-1500), а также отсутствие «стандартного», полностью законченного проекта ВВЭР-1000, делает уязвимой позицию России на внешнем рынке традиционных энергетических блоков. Для выбора программы действий необходим, прежде всего, сопоставительный анализ основных показателей отечественных проектов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 с их западными конкурентами на момент реализации.

В этих условиях, учитывая контрактные обязательства в Китае и Индии, необходима концентрация средств на завершении и демонстрации для внутреннего и внешнего рынков стандартного конкурентоспособного ВВЭР-1000 и выполнение технического проекта ВВЭР-1500, сравнимого по показателям с EPR.

Потенциально благоприятным для России может быть рынок (внутренний и внешний) инновационных малых АЭС. Огромный отечественный опыт разработки и создания ЯЭУ для военно-морского и ледокольного флота (более 500 ЯР) и уникальность отечественных водо-водяных и жидкометаллических (Pb-Bi) ядерных энергетических установок ЯЭУ, наряду с потенциально огромным энергетическим рынком развивающихся стран, делает это направление приоритетным для внутреннего и внешнего рынков. Россия является идеальным полигоном для демонстрации гармоничного развития традиционной ЯЭ (с блоками ВВЭР-1000) и инновационных разработок малых ЯЭУ (электричество, обессоливание, теплофикация). При этом может быть продемонстрирована возможность лизинговой поставки «продукта» (ЯЭУ, топливо), а не технологии, что является одной из возможностей решения проблемы «нераспространения».

Решающим здесь может оказаться создание малых транспортабельных АЭС (например, плавающих) со сроком непрерывной работы (без перегрузки в течение всего срока работы) ~ 10–20 лет.

Общепризнанной является роль реакторов на быстрых нейтронах для будущего развития ЯЭ как основы решения проблемы топливообеспечения с использованием как уран-плутониевого, так и торий-уранового замкнутых топливных циклов.

Важна роль разработки и внедрения нового поколения реакторов-размножителей ядерного топлива на быстрых нейтронах и новых методов переработки ядерного топлива для замыкания ядерного топливного цикла и решения проблемы практически неограниченного топливообеспечения ядерной энергетики. Признанный передовой уровень технологии быстрых реакторов в России – единственной стране, эксплуатирующей коммерческий реактор этого типа, в сочетании с опытом переработки ядерного топлива позволит России в долговременной перспективе претендовать на роль одного из лидеров мировой ЯЭ, снабжающего услугами по производству и переработке ядерного топлива многие страны мира при одновременном снижении опасности распространения ядерного оружия, в том числе путем энергетической утилизации «оружейного» плутония.

Необходимым и обязательным условием решения этой проблемы является, прежде всего, развитие полностью замкнутого ядерного топливного цикла, что потребует достаточно серьезных капиталовложений в:

• комплекс по производству плутониевого топлива для быстрых реакторов и МОХ-топлива для ВВЭР-реакторов;
• комплекс по переработке плутониевого топлива;
• комплекс по производству и переработке ториевого топлива.

Сложным для решения в настоящее время является вопрос о строительстве АЭС с БН-800. Строительство требует многих затрат. В качестве доводов в пользу необходимости скорейшего строительства БН-800 приводится следующее:

• отработка уран-плутониевого топлива;
• энергетическая утилизация «излишков» оружейного плутония;
• сохранение знаний и опыта разработки быстрых реакторов в России.

В то же время удельные капиталовложения и себестоимость отпускаемой электроэнергии для БН-800 существенно превышают показатели АЭС с реакторами ВВЭР.

Кроме того, накладным представляется выполнение всего комплекса производств по замыканию топливного цикла и его использование только для одного БН-800.

Реализация преимуществ ЯЭ невозможна в полной мере без ее участия в производстве искусственного жидкого топлива для транспорта и других промышленных применений. Создание АЭС с высокотемпературными гелиевыми реакторами – это путь использования ядерной энергии для производства водорода и его широкого применения в эре водородной экономики. Для достижения этой цели необходимо завершение разработки проекта и создание демонстрационного блока для развития направления высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем, способных вырабатывать тепло с температурой до 1000оС, для производства электроэнергии с высоким КПД в газотурбинном цикле и для снабжения высокотемпературным теплом и электричеством процессов производства водорода, а также технологических процессов опреснения воды, химической, нефтеперерабатывающей, металлургической и других отраслей промышленности.

Большинство аналитиков признают, что инновационные задачи ядерной энергетики должны быть решены в течение ближайших двух десятилетий, с тем чтобы обеспечить коммерческое внедрение новых технологий в тридцатые годы этого века.

Таким образом, сегодня мы стоим перед острой необходимостью разработки и внедрения технологических инноваций, обеспечивающих долговременное и масштабное развитие ядерной энергетики страны, ядерных технологий, обеспечивающих реализацию их исторической роли в будущем России. Решение этой задачи невозможно в одиночку. Требуется активное сотрудничество с мировым ядерным сообществом. Однако это мировое сообщество проявляет намерение оставить нас на обочине ядерной дороги.

Разработка инновационных ядерных технологий – это трудная капиталоемкая задача. Ее решение не под силу одной стране. Поэтому в мировом сообществе складывается сотрудничество по разработке инновационных ядерных технологий – как на межправительственном уровне, так и на уровне промышленных компаний. Показательно в этом

отношении подписанное 28 февраля 2005 г. США, Англией, Францией, Японией и Канадой Соглашение о разработке ядерных энергетических систем нового поколения: быстрый гелиевый реактор; быстрый натриевый реактор; быстрый свинцовый реактор; реактор на расплавах солей; легководный реактор со сверхкритическими параметрами; сверхвысокотемпературный реактор. Россия, обладающая уникальным опытом по некоторым из этих технологий, не участвует в этом партнерстве. Что это: временное отлучение или устойчивая позиция наших западных партнеров?

НЕОБХОДИМЫЕ ДЕЙСТВИЯ

Необходима активная государственная политика в топливно-энергетическом комплексе страны, направленная на обеспечение ускоренного развития ядерной технологии: с концентрацией усилий и средств для увеличения государственной поддержки в инвестиционной политике и в инновационных проектах ЯЭ.

Необходимо формирование финансово-экономических механизмов поддержки и стимулирования инновационной деятельности в сфере ядерной энергии.

Очевидно, что рынок без дополнительных мер государственного регулирования не выводит экономику страны на высокотехнологичную траекторию развития, а атомная энергетика и ядерно-топливный цикл являются одним из направлений структурного сдвига в экономике страны и прорывных технологий ХХI века.

Представляется необходимым восстановление эффективных корпоративных связей в цепочке «наука – проект – промышленность» на основе экономических методов при усилении роли ведущих государственных научных центров, которые являются и будут являться «коллективными экспертами», гарантирующими компетентность решений государственных структур в сфере ядерных технологий.

Нужна приоритизация инновационных проектов (в том числе с активным участием российских экспертов в международном проекте МАГАТЭ ИНПРО), концентрация усилий (финансовых и организационных) на технологиях и достижениях, способных обеспечить России достойное место на международном рынке ядерных технологий и расширить экспортные возможности страны. Необходимо налаживание международного сотрудничества по разработке ядерных систем нового поколения.

Необходимо обеспечение аккумулирования, сохранения и передачи знаний и опыта в ядерной области, с активным привлечением исследователей в ядерную отрасль путем экономического (финансового и др.) и организационного стимулирования студентов, аспирантов и привлечения ведущих инженеров, исследователей и ученых к работе в «головных» ядерных университетах и кафедрах страны: МИФИ, ОИАТЭ, МВТУ, МЭИ, МФТИ, МАИ, МГУ и др. Практическая реализация задачи сохранения ядерных знаний и опыта может быть достигнута путем разработки, утверждения и реализации «национальной программы» в этой области, создания Российского Центра ядерных знаний и технологий (интегрированного научно-образовательного центра).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Долгосрочные интересы энергетической и национальной безопасности России, а также устойчивое развитие страны требуют увеличения доли ядерной энергии в производстве электричества, водорода, промышленного и бытового тепла. Накопленные за 50 лет существования в стране ЯЭ огромный технологический опыт и научно-технический потенциал позволяют России, при соответствующих условиях и инновационной политике, выйти на «ядерную передовую» и стать одним из лидеров следующей ядерной эры на благо своего народа, а также ведущим поставщиком ядерных технологий, оборудования, знаний и опыта в развивающиеся страны.

Основные ядерные технологии Ядерные технологии – это технологии, базирующиеся на протекании ядерных реакций, а также технологии, направленные на изменение свойств и переработку материалов, содержащих радиоактивные элементы, либо элементы, на которых протекают ядерные реакции Ядерные энергетические технологии: -Технологии ядерных реакторов на тепловых нейтронах -Технологии ядерных реакторов на быстрых нейтронах -Технологии высоко- и сверхвысокотемпературных ядерных реакторов

Ядерные химические технологии: - Технологии ядерных сырьевых материалов и ядерного топлива -Технологии материалов ядерной техники Ядерные технологии изотопного обогащения и получения моноизотопных и особочистых веществ: - Газодиффузионные технологии - Центрифужные технологии - Лазерные технологии Ядерные медицинские технологии

Рост населения и глобального энергопотребления в мире, острая нехватка энергии, которая будет только увеличиваться по мере истощения природных ресурсов и опережающего роста потребностей в ней; ужесточающаяся конкуренция за ограниченные и неравномерно размещенные ресурсы органического топлива; обострение комплекса экологических проблем и нарастающие экологические ограничения; нарастающая зависимость от нестабильной ситуации в районах стран-экспортеров нефти и прогрессирующий рост цен на углеводороды; Положения, незыблемые для составления прогнозов в области сценариев будущего:

Нарастающее различие в уровне энергопотребления богатейших и беднейших стран, разница в уровнях энергопотребления различных стран, создающая потенциал социальной конфликтности; жесткая конкуренция между поставщиками технологий для АЭС; необходимость расширения сфер применения ядерных технологий и широкомасштабного энерготехнологического использования ядерных реакторов для производственных сфер деятельности; необходимость проведения структурных преобразований и реформ в жестких условиях рыночной экономики и др. Положения, незыблемые для составления прогнозов в области сценариев будущего:

Доли стран в мировой эмиссии СО 2 США - 24,6% Китай - 13% Россия - 6,4% Япония - 5% Индия - 4% Германия - 3,8%. АЭС с электрической мощностью в 1 ГВт экономит 7 миллионов тонн выбросов СО 2 в год по сравнению с ТЭЦ на угле, 3,2 миллиона тонн выбросов СО 2 по сравнению с ТЭЦ на газе.

Ядерная эволюция В мире работают около 440 коммерческих ядерных реакторов. Большинство из них находится в Европе и США, Японии, России, Южной Корее, Канаде, Индии, Украине и Китае. По оценке МАГАТЭ, по крайней мере, еще 60 реакторов будут введены в строй в течение 15 лет. Несмотря на многообразие типов и размеров, существует всего четыре основных категории реакторов: Поколение 1 – реакторы этого поколения разработаны в 1950-е и 1960-е годы, и представляют собой видоизмененные и укрупненные ядерные реакторы военного назначения, предназначенные для движения подводных лодок или для производства плутония. Поколение 2 – к этой классификации относится подавляющее большинство реакторов, находящихся в промышленной эксплуатации. Поколение 3 – в настоящее время реакторы данной категории вводятся в эксплуатацию в некоторых странах, преимущественно в Японии. Поколение 4 – сюда относятся реакторы, которые находятся на стадии разработки и которые планируется внедрить через лет.

Ядерная эволюция Реакторы Поколения 3 называют «усовершенствованными реакторами». Три таких реактора уже функционируют в Японии, большее количество находится в стадии разработки или строительства. В стадии разработки находится около двадцати различных типов реакторов этого поколения. Большинство из них являются «эволюционными» моделями, разработанными на базе реакторов второго поколения, с внесенными изменениями, сделанными на основе новаторских подходов. По данным Всемирной ядерной ассоциации, поколение 3 характеризуется следующими пунктами: Стандартизированный проект каждого типа реактора позволяет ускорить процедуру лицензирования, снизить затраты основных средств и продолжительность строительных работ. Упрощенная и более прочная конструкция, делающая их более простыми в обращении и менее восприимчивыми к сбоям в процессе эксплуатации. Высокий коэффициент готовности и более длительный период эксплуатации – примерно шестьдесят лет. Снижение возможности возникновения аварий с расплавлением активной зоны Минимальное воздействие на окружающую среду. Глубокое выгорание топлива для снижения его расхода и количества отходов производства. Поколение 3

Ядерные реакторы третьего поколения Европейский реактор с водой под давлением (EPR) EPR – это модель, разработанная на основе французского N4 и немецкого KONVOI - разработок второго поколения, запущенных в эксплуатацию во Франции и Германии. Модульный реактор с шаровой засыпкой (PBMR) PBMR является высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (HTGR). Реактор с водой под давлением Существуют следующие типы дизайнов больших ректоров: APWR (разработчики - компании Mitsubishi и Westinghouse), APWR+ (японская компания Mitsubishi), EPR (французская компания Framatome ANP), AP-1000 (американская компания Westinghouse), KSNP+ и APR-1400 (корейские компании) и CNP-1000 (Китайская национальная ядерная корпорация). В России компаниями Атомэнергопроект и Гидропресс разработан усовершенствованный ВВЭР-1200.

Концепции реакторов, выбранные для Поколения 4 GFR - Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением LFRРеактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый свинцом MSR - Реактор на расплавленных солях: Урановое топливо расплавляется в соли фторида натрия, циркулирующей по графитовым каналам активной зоны. Тепло, вырабатывающееся в расплавленной соли, отводится во второй контур Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением VHTR – Сверхвысокотемпературный реактор: Мощность реактора 600 Мвт, активная зона охлаждается гелием, графитовый замедлитель. Рассматривается в качестве самой многообещающей и перспективной системы, направленной на выработку водорода. Производство электроэнергии на VHTR должно стать высокоэффективным.

Научные исследования – основа деятельности и развития атомной отрасли Вся практическая деятельность атомной энергетики опирается на результаты фундаментальных и прикладных исследований свойств материи Фундаментальные исследования: фундаментальные свойства и структура материи, новые источники энергии на уровне фундаментальных взаимодействий Исследования и управление свойствами материалов – Радиационное материаловедение, создание конструкционных коррозионно-стойких, жаропрочных, радиационно-стойких сталей, сплавов и композиционных материалов

Научные исследования – основа деятельности и развития атомной отрасли Конструирование, проектирование, технологии. Создание приборов, оборудования, средств автоматизации, диагностики, контроля (общее, среднее и точное машиностроение, приборостроение) Моделирование процессов. Развитие математических моделей, расчетных методов и алгоритмов. Разработка методов параллельных вычислений для проведения нейтронно-физических, термодинамических, механических, химических и других расчетных исследований с применением суперкомпьютеров

АЭ в среднесрочной перспективе В мире к 2030 году ожидается удвоение мощностей АЭ Ожидаемый рост мощностей АЭ может быть обеспечен на основе дальнейшего развития технологий реакторов на тепловых нейтронах и разомкнутого ЯТЦ Основные проблемы современной АЭ связаны с накоплением ОЯТ (это не РАО!) и риском распространения в мире чувствительных технологий ЯТЦ и ядерных материалов

Задачи по созданию технологической базы крупномасштабной АЭ Освоение и внедрение в АЭ реакторов- размножителей на быстрых нейтронах Полное замыкание ядерного топливного цикла в АЭ по всем делящимся материалам Организация сети международных ядерных топливно-энергетических центров по предоставлению комплекса услуг в области ЯТЦ Освоение и внедрение в АЭ реакторов для промышленного теплоснабжения, производства водорода, опреснения воды и др.целей Реализация оптимальной схемы рецикла в АЭ высокорадиотоксичных младших актинидов

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН 4 + Н 2 О СО + ЗН 2 – 206 кДж СН 4 + СО 2 2СО + 2Н 2 – 248 кДж CH 4 + 0,5О 2 CO + 2H кДж СО + Н 2 О СО 2 + Н кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах °С и давлениях до 3035 кгс/см 2, или 33,5 Мн/м 2 ; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H 2. CO и H 2 легко разделяются.

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА Восстановление железа из руды: 3CO + Fe 2 O 3 2Fe + 3CO 2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры °C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например: Fe 2 O 3 + 3H 2 = 2Fe + 3H 2 O

Заключение Несмотря на все свои проблемы, Россия остается великой «ядерной» державой, как с точки зрения военной мощи, так и в рамках потенциала экономического развития (ядерные технологии в экономике России). Ядерный щит– гарант независимой экономической политики России и стабильности во всем мире. Выбор ядерной индустрии в качестве локомотива экономики позволит сначала подтянуть на достойный уровень машиностроение, приборостроение, автоматику и электронику и др., в ходе чего произойдет закономерный переход количества в качество.