Андрей Гулевич: возможность собраться вместе бесценна

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 28.11.2018

Научно-техническая конференция "Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (НЕЙТРОНИКА-2018)" пройдёт в Обнинске на базе АО "ГНЦ РФ - ФЭИ" (санаторий-профилакторий) с 28 по 30 ноября 2018 года.

В преддверии конференции на вопросы корреспондентов электронного издания AtomInfo.Ru ответил заместитель генерального директора - директор отделения ядерных реакторов и топливного цикла ГНЦ РФ - ФЭИ Андрей ГУЛЕВИЧ.

ПРОДОЛЖЕНИЕ ПОСЛЕ ФОТО

Андрей Гулевич, фото Сергей Стожилов.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Большая честь и почётная обязанность

Андрей Владиславович, что ожидается на "Нейтронике" в этом году?

"Нейтроника" - мероприятие традиционное. Первый семинар под таким названием прошёл в 1989 году, и с тех пор мы проводим его практически ежегодно. Для нашего института право организовывать "Нейтронику" - большая честь и почётная обязанность.

В последние годы в конференции принимают участие от 100 до 150 человек. Мне очень приятно, что в Обнинск с удовольствием едут специалисты со всей страны. Поддержку "Нейтронике" оказывает Российский фонд фундаментальных исследований (РФФИ).

Я считаю, что конференция должна проходить именно у нас, потому что она посвящена фундаментальным вопросам реакторной физики, таким как константное обеспечение, методы и алгоритмы нейтронно-физических расчётов, сопровождение эксплуатации действующих блоков, разработка новых проектов ядерно-энергетических установок.

В последнее время мы большое внимание уделяем и общестратегическим вопросам развития атомной энергетики, в том числе двухкомпонентной атомной энергетики на базе быстрых и тепловых реакторов.

Для нашего института возможность собрать в одном месте специалистов по нейтронике и реакторной физике бесценна, так как это направление является основой для той деятельности, которой мы занимаемся.

Есть ли отличия конференции этого года от прошлогодней "Нейтроники"?

Основная тематика конференции устоялась, а вот тематику пленарных докладов мы стараемся менять.

В прошлом году на конференции с большими обзорными докладами выступали такие известные специалисты, как Владимир Григорьевич Асмолов, Владимир Михайлович Троянов, Владимир Дмитриевич Рисованный и др.

На пленарное заседание "Нейтроники" в этом году мы пригласили Никиту Игоревича Константинова. Он выступит с докладом о развитии новых и зарубежных направлений бизнеса концерна "Росэнергоатом". Это важная и интересная тематика как для нас, так и для всего круга специалистов, собравшихся на конференции.

Следующее пленарное сообщение будет посвящено возможным сценариям перехода к замкнутому ядерному топливному циклу. С ним выступит Станислав Анатольевич Субботин из Курчатовского института.

Третье сообщение, как планируется, сделает ваш покорный слуга. Я хочу ещё раз рассказать о роли быстрых натриевых реакторов в замыкании ЯТЦ.

Наконец, закроется пленарная сессия докладом Дмитрия Викторовича Рябкова из Радиевого института про обоснование комплексной отработки процессов фракционирования ЖРО с целью снижения затрат на их долговременное хранение и последующее захоронение.

Как видите, тематика пленарных докладов у нас широкая, мы поступаем так специально. А конкретные проблемы нейтроники участники смогут обсудить на секционных заседаниях.

Несколько организационных вопросов. Статус у конференции остался российским?

Да, это так. Международный статус, с одной стороны, даёт возможность приёма зарубежных специалистов и расширения круга общения, но, с другой стороны, он сужает по определённым причинам возможности для российских специалистов по участию в конференции.

Поэтому статус у "Нейтроники" пока не изменился, она по-прежнему остаётся российской конференцией.

Предполагается ли публикация докладов конференции?

Да, предполагается. В полном объёме будут опубликованы все поступившие тезисы, а доклады мы планируем опубликовать в нашем электронном журнале "Вопросы атомной науки и техники. Cерия: ядерно-реакторные константы" - естественно, после редакционного отбора.

Задачи на будущее

Андрей Владиславович, какие задачи, на Ваш взгляд, стоят сегодня перед нейтронно-физическими расчётами?

Расчётные коды будут развиваться всегда. Это процесс бесконечный, потому что учёные всегда будут улучшать, уточнять и углублять свои расчёты, и это нормально.

Конечно, за последнее время в области кодов и констант были достижения. Большая работа по кодам проводится в проекте "Прорыв". У них есть направление проектных кодов, ориентированное на конкретные новые проекты в атомной энергетике, и есть направление перспективных кодов нового поколения.

Наш институт отвечает за первую часть, за проектные коды, а за вторую часть отвечает ИБРАЭ.

Конечно, с точки зрения физики мы продвинулись далеко, считаем реакторные системы с очень хорошей точностью. Появляются даже такие мысли, что точность физического расчёта начинает превышать точность эксперимента, который, как известно, является критерием истины. Поэтому возникают новые задачи, касающиеся обоснования точности как расчетов, так и экспериментов.

Часть расчётных погрешностей после физпуска исчезает, потому что во время физпуска у нас есть возможности для очень точного определения критического состояния реактора. Но остаются технологические погрешности - по массе, по изотопам, по геометрии, и так далее.

Отсюда, конечно, есть проблема, связанная с известным требованием "Прорыва" - ограничением на изменение запасов реактивности на работающей установке в пределах беты-эффективной.

Это похвальное стремление. Но более разумно,на наш взгляд, сформулировать это требование так - нужно минимизировать запас реактивности с учётом экономических затрат, которые нам придётся понести на достижение этого результата.

Мы с "Прорывом" обсуждаем этот и другие вопросы и стараемся прийти к общему мнению.

Если в реакторной части у нас коды, методы и эксперименты хорошо развиты, то в части топливного цикла ситуация намного сложнее, потому что в промышленных масштабах мы топливный цикл пока ещё не замыкали.

По топливному циклу у нас отсутствуют многие эксперименты, не изучены многие вопросы ядерной, радиационной и других видов безопасности. Здесь для физиков осталось широкое поле для работы.

Быстрые натриевые реакторы и двухкомпонентная система

Андрей Владиславович, Вы неоднократно делали доклады на различных конференциях о роли быстрых натриевых реакторов в энергетике будущего. Хотелось бы услышать Ваше мнение - так для чего же нам будут нужны БНы?

Все едины в том, что будущая атомная энергетика должна быть двухкомпонентной, но пути её достижения, особенно в части замыкания топливного цикла, различными специалистами видятся по разному.

На мой взгляд, быстрым натриевым реакторам в сценариях проекта "Прорыв" по замыканию ЯТЦ отводится не главная, а промежуточная роль, несмотря на то, что они прошли полный цикл обоснования на экспериментальном и опытно-промышленном уровнях, и не только в России.

В этих сценариях предполагается, что БНы рассматриваются только на начальном этапе замыкания топливного цикла, но потом приходят быстрые реакторы следующего поколения - свинцовые, которые будут выигрывать у них по безопасности и экономике, и в итоге должны вытеснить их из атомной энергетики.

"Двухкомпонентность", как мне представляется, нельзя понимать утилитарно как присутствие двух разных типов реакторов. По факту, у нас в стране уже создана подобная система, так как у нас работают и реакторы ВВЭР/РБМК, и БН.

Естественно, по своей сути двухкомпонентной такую энергетику называть нельзя, потому что между её компонентами нет никакого взаимодействия, кроме того, топливообеспечение полностью отделено от реакторов.

В настоящей двухкомпонентной системе каждая из компонент должна выполнять свою функциональную роль.В частности, всё топливообеспечение системы должно быть полностью перенесено на быструю реакторную компоненту, после чего обе компоненты будут работать в едином топливном цикле.

Мы будем перерабатывать ОЯТ тепловых реакторов, готовить топливо для быстрых натриевых реакторов с КВ больше единицы и они будут наращивать запасы топлива в системе, которые мы сможем использовать как в быстрых, так и тепловых (при необходимости) реакторах.

Такая двухкомпонентная система будет работать на одном (оксидном) типе топлива и в едином цикле. При этом мы сможем добиться существенной экономии природного урана.

Не возникнет необходимости в скорейшем закрытии направления ВВЭР - напротив, мы полагаем, что ВВЭРы как наиболее отработанная реакторная технология обеспечат наиболее дешёвую электроэнергию в атомной отрасли и её экспортную привлекательность.

Я и мои коллеги видим двухкомпонентную систему следующим образом - реакторы ВВЭР являются "генерационной" компонентой, а реакторы БН обеспечивают топливную базу всей ядерно-энергетической системе.

Стремление сделать быстрый реактор конкурентоспособным с тепловым - прекрасное стремление.В идеале, как только это будет достигнуто, мы получим быстрый реактор, внутри которого заложены все функции - и топливообеспечение, и безопасность, и экономика и так далее.

Конечно, в этом случае строить нужно будет только такие быстрые реакторы. И может быть, когда-то дело к этому и придёт.

Но мы сегодня делаем ставку на другое и не пытаемся сделать БНы обязательно дешевле ВВЭРов (хотя они уже и близки к этому).

Предполагается, что БНы, работая совместно с ВВЭРами, сделают лучше всю систему атомной энергетики в целом (мы называем это эффектом "синергии"). С помощью БНов мы решим проблемы топливообеспечения и ОЯТ тепловых реакторов, а система в целом станет более устойчивой и более экономичной, чем сейчас.

Фактически в такой двухкомпонентной системе мы сможем избавиться от зависимости от импорта природного урана, ведь не секрет, что мы добываем у себя в России меньше урана, чем потребляем.

Безусловно, это так. Тот вариант двухкомпонентной атомной энергетики, который отстаиваем мы, укрепит безопасность и импортную независимость России.

Альтернативный вариант перехода к двухкомпонентной системе заключается в том, что прямо сегодня необходимо создать конкурентоспособные быстрые реакторы. Запускаться они будут на уране и должны ускоренно вытеснять тепловые реакторы.

Но при этом мы с большой вероятностью потеряем полностью или почти полностью реакторный экспорт.

Выскажусь более осторожно - у нас могут возникнуть проблемы с топливообеспечением экспортных реакторов ВВЭР при неясных перспективах замещения этого экспорта экспортом быстрых реакторов, в особенности, с пристанционным ЯТЦ.

Кроме того, система с реакторами с КВ=1 способна только воспроизводить сама себя, и потребуются внешние поставки топлива в систему для её развития.

Хотя в более отдалённом будущем, когда технология быстрых свинцовых реакторов будет продемонстрирована и обоснована, все их преимущества будут доказаны, а все недостатки устранены, то вполне возможна совместная работа БН и БР в рамках общего топливного цикла на едином плотном топливе, где БНы будут нарабатывать топливные излишки, а БРы отвечать за генерацию. Но это пока из области прогнозов.

В вашем варианте двухкомпонентной системы предполагается, что ВВЭРы будут работать на MOX-топливе. Возвращаясь к тематике "Нейтроники", умеете ли вы хорошо считать ВВЭР с MOX-топливом?

Если говорить о ФЭИ, то мы расчётами тепловых реакторов с МОКС-топливом не занимаемся. Это епархия Курчатовского института, и вы можете на конференции поинтересоваться, в каком состоянии у них сегодня эта проблематика.

О теплоносителях и хвосте энергетики

Часто говорится, что натрий - не самый лучший теплоноситель для быстрого реактора, потому что он относительно лёгкий. С точки зрения спектра нейтронов, наилучшим образом возможности быстрых реакторов раскрываются при тяжёлых теплоносителях, таких как свинец или свинец-висмут.

Идеальных теплоносителей в природе не существует. Выигрываем в одном качестве - проигрываем в другом.

Самый распространённый в атомной энергетике сегодняшнего дня теплоноситель - это вода. Дешёвый, практичный и отработанный теплоноситель, но не свободный от недостатков - например, необходимость высокого давления при использовании или присутствие в воде водорода (мы всё время должны держать в уме опасность его выделения).

Жидкие металлы... Из жидких металлов натрий по своим теплофизическим свойствам является одним из лучших теплоносителей, как впрочем, и с точки зрения коррозионного воздействия на материалы.

В натриевом реакторе можно применить плотную решётку твэлов, то есть увеличить объёмную долю топлива, повысить энергонапряжённость зоны, а это позволит увеличить КВ и сократить время удвоения.

Поэтому если говорить о быстром реакторе, отвечающем за наработку топлива, то оптимальный выбор окажется в пользу быстрого натриевого реактора.

Единственный серьёзный недостаток натрия - его пожароопасность и активное взаимодействие с водой. Но я могу сказать, что за последние лет 30 у нас на БН-600 проблем с натрием не было.

Свинец по физическим свойствам также очень хороший теплоноситель, но надо доказать на практике возможность обращения с ним в больших масштабах. Напомню, что ни одного реактора с таким теплоносителем в мире ещё не было.

Сейчас популярна тематика жидкосолевых реакторов, которые также могут быть быстрыми и на которых можно реализовать online-переработку. Что Вы о них думаете?

У меня к жидкосолевым реакторам отношение двойственное. Для себя лично я пока не определил, в каких реакторах и как лучше всего отрабатывать "хвост" атомной энергетики.

Есть подход "Прорыва", в котором всё, что нарабатывается в быстром реакторе (кроме, естественно, осколков) замыкается в пристанционном топливном цикле, а минорные актиниды подмешиваются в топливо. Если технологически это пройдёт, то такой подход имеет право на существование.

Но есть и другие точки зрения. Может быть стоит отложить немедленную переработку ОЯТ быстрых реакторов, поднакопить их, чтобы переработка больших объёмов ОЯТ была более экономически оправданной.

Также, может быть, нет смысла загрязнять топливный цикл минорами, а стоит их отделить и построить для них специализированный выжигатель - это может быть быстрый реактор, или подкритическая ADS-система, или жидкосолевой аппарат.

Главное преимущество ЖСР состоит в том, что его активная зона находится в жидком состоянии. Обычно мы при переработке стремимся перевести топливо в жидкий вид, а в ЖСР оно такое исходно.

Но у жидкосолевых реакторов тоже имеются известные трудности, прежде всего связанные с конструкционными материалами, на которые ответов пока нет.

Направление ЖСР перспективно, но сказать, что именно в этом направлении и будет продвигаться атомная энергетика, я пока не могу. А вот НИОКРы проводить, безусловно, стоит.

Возможно ли, что ЖСРы когда-то в будущем полностью заменят твёрдотопливные быстрые реакторы?

Ответ на этот вопрос, на мой взгляд, будет очень сильно связан с безопасностью. Как я уже сказал, роль быстрых натриевых реакторов мы видим как наработчиков топлива. Если в жидкосолевых реакторах нам удастся организовать этот процесс безопасно, то возможны варианты.

Более определённо ответить на ваш вопрос сейчас невозможно, хотя, на мой взгляд, для наработки лучше всего использовать отработанные быстрые натриевые реакторы.

Последний вопрос. Вы упомянули о выжигании миноров, а есть ли в нём вообще смысл? Минорные актиниды можно использовать, например, как сырьё для производства плутония-238, на который всегда есть спрос. Или получать такой интересный изотоп, как америций-242-метастабильный.

Однозначного ответа на вопрос о судьбе миноров учёные пока не дали. Это и понятно, если бы проблема была простой, ее бы давно решили!

Большинство российских специалистов, как мне представляется, связывает надежды с их утилизацией в быстрых реакторах. Однако, когда начинаешь углубленно оценивать способы их утилизации - понимаешь, насколько минорные актиниды усложняют топливный цикл.

Но хорошая новость состоит в том, что их вообще не так много - по крайней мере, в России - несколько десятков тонн. По сравнению с объёмом отходов других производств, это капля в море.

Часть из миноров, безусловно, можно было бы использовать в практических целях, о которых вы упомянули, а с остальными - подождать и подумать, в том числе определиться, насколько можно отложить решение.

Если на измеримый промежуток времени - например, лет на сто (как для кюрия) - это одна ситуация, а если на тысячи лет, то другая. Здесь все определят экономика и новые технологии, а это значит, что необходимы соответствующие НИОКРы.

На мой взгляд, самым идеальным решением стало бы загрузить весь объём миноров в ракету и отправить её на Солнце. Естественно, придётся гарантировать, что эта ракета не упадёт при взлёте. Хотя это, конечно, больше из области черного юмора!

Спасибо, Андрей Владиславович, за интересное интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.

Андрей Гулевич, фото Сергей Стожилов.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Ключевые слова: Нейтронно-физические расчёты реакторов, ФЭИ, Интервью, Андрей Гулевич, Статьи

---

Другие новости:

Ядерное топливо для первого блока Белорусской АЭС прошло контроль качества

В партии 180 кассет.

В машинном зале энергоблока №2 Белорусской АЭС началась сборка турбоагрегата

В ближайшие дни в проектное положение будет установлен статор генератора турбоагрегата.

МАГАТЭ заключило контракты для банка НОУ

Поставщики - "Казатомпром" и "Orano".

---

---

---

---

Поиск по сайту: