На долю ВВЭР приходится более 90% всех работающих в мире ядерно-энергетических установок. За многие годы эксплуатации эти реакторы показали себя как надежные и безопасные. Они составляют основу российской атомной энергетики.
Флагманом является ВВЭР–1200, реактор нового поколения, выгодно отличающийся от предшествующих модификаций по безопасности и экономичности.
Как на установках, работающих в России, так и на экспортируемых планируется использовать переработанное ядерное топливо. При этом «Росатом» активно продвигает ВВЭР как в странах, только начинающих развивать собственную атомную энергетику, так и в странах, где АЭС уже давно стали важной составляющей национальных энергосистем.
Более того, «Росатом» нередко получает подряды на продление сроков эксплуатации, ремонт и модернизацию ВВЭР. Например, в Китае, Болгарии, Армении.
Плавучий энергоблок (ПЭБ) – это мобильная атомная станция малой мощности, предназначенная для энергоснабжения удаленных и труднодоступных регионов, а также используемая для опреснения морской воды.
Основные преимущества ПЭБ – обеспечение гибкости энергоснабжения и экологичность.
В Чукотском автономном округе дислоцирована первая в мире ПАТЭС (плавучая атомная теплоэлектростанция) «Академик Ломоносов» (рис. 36). Она предназначена для одновременного электро– и теплообеспечения города Певека и Баимского горно-обогатительного комбината (ГОК).
Рис. 36
Российская плавучая станция «Академик Ломоносов»
Фото: © Elena Dider
Мониторинг радиационной и химической обстановки, проведенный в районе расположения «Академика Ломоносова», не выявил превышения допустимых концентраций вредных веществ в воздухе, морских водах и донных отложениях, которые могли бы нанести вред арктической флоре и фауне, что подтверждает экологичность ПАТЭС.
В Арктике планируется поэтапное размещение еще четырех плавучих энергоблоков вблизи мыса Наглёйнын, также для обеспечения электроэнергией Баимского ГОКа.
Успех проекта ПАТЭС позволяет «Росатому» включить эту технологию в свой экспортный портфель.
Переговоры ведутся о строительстве как плавучих, так и наземных атомных станций малой мощности (АСММ). В этой связи следует упомянуть соответствующую договоренность, достигнутую в 2024 г. с Узбекистаном и ставшую первым в мире экспортным контрактом такого рода. АСММ мощностью 330 МВт (шесть реакторов РИТМ–200Н мощностью 55 МВт каждый, использовавшихся в атомных ледоколах) будет построена в Джизакской области рядом с озером Тузкан.
«Росатом» выступит генеральным подрядчиком, к строительству также будут привлечены узбекистанские компании[121]. По словам гендиректора «Росатома» Алексея Лихачева, ввод станции планируется «поэтапно, помодульно» с 2029 по 2033 г.
РБН позволяют более эффективно использовать уран и плутоний, а также обеспечивать «выжигание» актинидов, тем самым снижая объемы радиоактивных отходов.
Россия – единственная в мире страна, где эксплуатируются РБН: экспериментальный БОР–60 и промышленные БН–600 и БН–800.
При этом БН–800 – один из наиболее перспективных российских проектов РБН, позволяющий реализовать технологию замкнутого ядерного топливного цикла, решая проблему ОЯТ.
В 2023 г. был выполнен перевод энергоблока № 4 Белоярской АЭС с реактором БН–800 на полную загрузку MOX-топливом (рис. 37). К 2035 г. на той же станции планируется сооружение реактора большей мощности БН–1200М.
Рис. 37
Центральный зал энергоблока № 4 с реактором БН–800 на Белоярской атомной электростанции имени И. В. Курчатова
Фото: © Владимир Подоксенов/РИА Новости
Замкнутый цикл позволяет более эффективно использовать ядерное топливо, снижая объемы радиоактивных отходов, подлежащих финальной изоляции, и снизить уровень их активности. И тем самым повысить экологическую безопасность атомной энергетики.
Россия ведет работы по созданию технологий переработки ОЯТ и фабрикации MOX-топлива, которое может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах. По данным «Росатома», только в 2023 г. использование на российских АЭС топлива из регенерированных ядерных материалов позволило сэкономить около 1000 т природного урана.
В рамках проекта «Прорыв» в 2025 г. на территории Сибирского химического комбината (АО «СХК») строится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК), который будет включать энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД–300, пристанционный завод, замыкающий ядерный топливный цикл, а также модуль переработки облученного уран-плутониевого топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления твэлов (тепловыделяющих элементов) из переработанного облученного ядерного топлива. Монтаж основного оборудования должен быть завершен в 2025 г. А первый в мире действующий реактор IV поколения должен заработать в 2028–2029 гг.
«Сейчас, впервые в мировой практике, на одной площадке мы строим уникальные объекты атомной энергетики будущего: инновационный реактор мощностью 300 МВт с естественной безопасностью и пристанционный завод, где ядерное топливо для реактора будет производиться и перерабатываться в замкнутом цикле. В дальнейшем эти технологии будут масштабироваться и тиражироваться, поэтому задач по строительству у нас хватит на десятилетия вперед», – подчеркивает главный инженер проектного направления «Прорыв» Андрей Петренко[122].
Одно из перспективных направлений развития российской атомной энергетики – создание ММР, которые менее затратны, чем классические атомно-энергетические установки, и могут быть использованы для энергообеспечения труднодоступных районов.
Наряду с упомянутым выше проектом ПАТЭС, в России ведутся разработки станций с реакторами РИТМ–200 и РИТМ–400 (55 и 80 МВт), а также с еще менее мощными реакторами – «Шельф» (10 МВт) и «Елена-АМ» (7 МВт).
Если говорить об экспорте ММР, то, помимо также упомянутого выше договора с Узбекистаном, обсуждается возможность строительства атомной станции малой мощности в Монголии.
Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара (ВНИИНМ) разрабатывает различные типы оболочек для твэлов. Рассматриваются, в частности, циркониевые оболочки, покрытые хромом для повышения коррозионной стойкости, оболочки на основе стали 42ХНМ, а также на основе карбида кремния (SiC), который обеспечивает низкое сечение захвата тепловых нейтронов, высокую теплопроводность, термостойкость и радиационную стойкость.
Активно развиваются технологии MOX-топлива с более высоким содержанием плутония для реакторов на быстрых нейтронах[123]. На Балаковской АЭС отрабатывается эксплуатация урано-плутониевого REMIX-топлива[124].
Россия – одна из немногих стран, которая постоянно совершенствует систему обращения с радиоактивными отходами (РАО) и ОЯТ.
Профильные предприятия «Росатома» освоили переработку ОЯТ с извлечением из этих отходов материалов, пригодных для повторного использования.
Не менее развиты технологии безопасного хранения отходов, уже не подлежащих переработке.
Один из таких объектов заработал в 2016 г. в Новоуральске (Свердловская область). В 2020 г. его модернизировали и расширили, обеспечив безопасную работу как минимум до 2036 г. Аналогичные комплексы сейчас строят также в Челябинской и Томской областях.
В Железногорске (Красноярский край), наряду с завершением в 2024 г. строительства второго пускового комплекса опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ, реализуется проект по созданию хранилища для радиоактивных отходов.
На предприятиях «Росатома» ведется разработка новых материалов для изготовления контейнеров, предназначенных для транспортировки и хранения РАО[125].
В Нижне-Канском скальном массиве на глубине 500 м сегодня создается уникальная подземная лаборатория. С ее помощью российские ученые, по примеру коллег из Финляндии и Швеции, намерены изучить возможность надежного захоронения опасных отходов на большой глубине геологических слоев.