«Салехард должен стать сердцем новой диметиловой экономики»
РБК Тюмень продолжает проект, посвященный Дню работников нефтяной, газовой и топливной промышленности. Сегодня своим видением ситуации в этой отрасли поделился кандидат физико-математических наук (защищал диссертацию у академика Самарского, руководителя математической части атомного проекта СССР), инженер-конструктор и бывший топ-менеджер крупных предприятий Челябинска Алексей Потапов.
В последние годы эксперт занимается продвижением ветроводородной диметиловой экономики, поэтому речь пойдет об альтернативных видах топлива, освоении плутониевого цикла и том, каким образом гранит мог бы дать человечеству почти в миллион раз больше энергии, чем все запасы химического топлива на Земле.
К сожалению, сегодня Россия в нефтегазовом секторе выступает, как самая примитивная страна. Мы экспортируем нефть и газ, и фактически не интересуемся более экологически безопасными продуктами более высокого передела с большей добавленной стоимостью. Используя тот же газ можно получать диметиловый эфир, который сегодня очень востребован в мире и высоко эффективен и с точки зрения экономики, и энергетики.
Нам необходимо переходить на ветроводородную диметиловую экономику, в которой диметиловый эфир будет играть роль стратегического энергетического сырья, замещая нефть и ее производные, а водород выступит необходимым элементом синтеза ДМЭ, аккумулятором энергии возобновляемых источников (ветер) и топливом для стационарных энергообъектов. Если начать производить диметиловый эфир из газа, угля, торфа, отходов деревопереработки и других углеродсодержащих отходов и постепенно в качестве сырья для получения ДМЭ начать использовать двуокись углерода, выбрасываемую в атмосферу энергообъектами и промышленными предприятиями, то в конечном итоге можно создать замкнутую циркуляцию углерода в экономики.
Китай, Европа уже занимаются производством диметилового эфира. Экологически ДМЭ в 100 раз лучше, чем сегодняшний бензин или газ. Он более технологичен как энергоноситель, так как имеет более высокую теплоту сгорания, не ядовит, не агрессивен по отношению к металлам, быстро испаряется в случае аварийного разлива, в дизельных двигателях может напрямую использоваться вместо солярки. ДМЭ можно использовать как горючее для транспорта, получать с его помощью ту же самую энергию в специальных установках, перевозить в специальных сосудах. Единовременно перейти на ДМЭ в качестве универсального энергоносителя затруднительно ввиду масштабности перехода, однако и в этом случае он содержит в себе дополнительные возможности: синтезированные на базе ДМЭ бензин, дизельное топливо и моторные масла могут заливаться в уже существующие двигатели, а их качество превосходит традиционные топлива.
Есть ведь еще понятие – распределенная энергетика (получение электрической энергии в месте её потребления). Для нашей страны - это чрезвычайно важно. Мы не можем протянуть везде линии электропередач. Поэтому надо создать комбинированные автономные энергоустановки для распределенной энергетики, использующие возобновляемые энергоресурсы, в том числе переработку биомассы в диметиловый эфир. Это позволит обеспечить энергокомфорт в населенных пунктах, где отсутствует централизованное электро- и газоснабжение, удаленных буровых и других промышленных и социальных объектов, дать толчок и инструменты для развития депрессивных территорий, позволит по-новому строить стратегию освоения перспективных, но необжитых местностей. Небольшие предприятия, желающие перерабатывать любые виды органического сырья в ДМЭ, зачастую не имеют рынков сбыта. Наличие государственной системы ДМЭ-продуктопроводов, единых закупочных цен, стандартов по присоединению к трубопроводам и качеству поставляемого ДМЭ позволит создать целую утилизационную отрасль.
ДМЭ и в особенности жидкая углекислота имеют чрезвычайно низкую вязкость, поэтому в отличие от природного газа и нефти могут транспортироваться трубопроводом на неограниченное в масштабах Земли расстояние. Это свойство является одним из ключевых, характеризующих ветроводородную диметиловую экономику, обеспечивающих ей глобальный характер. Удельные энергозатраты на передачу единицы энергии в ДМЭ ниже чем для природного газа, как в случае трубопроводного транспорта, так и особенно при транспортировки железнодорожным, автомобильным и морским транспортом.
ДМЭ надо использовать для получения электро- и теплоэнергии. Представьте, осваивается какой-то район, и туда уже не нужно будет вести специально линию электропередач, а можно просто доставить диметиловый эфир, который обеспечит и теплом, и электроэнергией, и всеми необходимыми ресурсами для того, чтобы там работал транспорт, работали буровые установки и т.д.
Именно Уральский федеральный округ может стать ядром ветроводородной диметиловой энергетики России. Здесь находятся 77,8% запасов газа РФ (26% - мировых), 48,3% запасов торфа РФ, 10% общероссийских лесосырьевых ресурсов, а ветроэнергетический потенциал превышает мощность всех электростанций России. Технические ветровые энергетические ресурсы только Арктических территорий как минимум в 20 раз превышают совокупную мощность энергосистемы РФ.
Одним из ключевых проектов ветроводородной диметиловой экономики должен стать проект сооружения на Ямале крупного промышленного комплекса: ветроэлектростанции с парком электролизеров для получения водорода и производства диметилового эфира. Этому способствуют огромные запасы природного газа и гигантский технический ветропотенциал полуострова – более 250 ГВт.
Крупнейшая на Ямале ВЭС стала бы основой для производства ДМЭ и реализации Стратегии развития Арктической зоны РФ. Вблизи Салехарда можно было бы разместить промышленное производство ДМЭ и производство водорода. Вывести к Салехарду магистральные газопроводы месторождений Ямала, а также подвести продуктопроводы ДМЭ Надым-Пур-Тазовского региона. В газе Бованенковского НГКМ содержится примерно 2,1 % углекислого газа, к промплощадке производства ДМЭ возможно подведение углекислотного трубопровода по маршруту: Рефтинская ГРЭС – Екатеринбург – Нижний Тагил – Верхний Тагил – Серов – Салехард. В дальнейшем к нему будут пристыковываться линии из других областей России. За собранную углекислоту предполагается определенная плата – таким образом, будет решена экологическая проблема грязных городов вначале Урала, а затем остальной части России.
Создание ветроводородной диметиловой экономики в России означало бы переход на новый технологический уклад, так как преобразило бы всю экономику страны. Были бы созданы новые отрасли промышленности, разработаны и освоены новейшие технологии, материалы и установки. У существующих предприятий возник бы стимул к модернизации, появились новые рынки сбыта. Такое масштабное преобразование экономики невозможно без координации усилий огромного числа хозяйствующих субъектов и органов власти. Необходима общенациональная стратегия такого преобразования, государственная программа.
Салехард мог бы стать не только главным энерго-технологическим центром России, сердцем новой диметиловой экономики, но и крупнейшим портом отгрузки продукции на экспорт. Государственные компании Газпром и Роснефть имеют все возможности стать гарантирующими операторами сбыта продукции на внешних рынках, обеспечив рабочими местами и заработком десятки миллионов граждан России. Мы сможем приступить к созданию миллиардной русской цивилизации: энергетический потенциал проекта “Ветроводородный ДМЭ” позволит снабдить энергией не только наш миллиард населения, но и предоставит излишки энергии для других народов и государств.
Цель строительства новой русской миллиардной нации на базе новой энергетики была вынесена на всеобщее голосование на правительственном портале “Российская общенациональная инициатива” в сентябре 2013 года и получила одобрение наших граждан. Ради этой великой цели мы может жить и трудиться, а нерешённые вопросы будут находить ответы по мере продвижения вперёд на основе технико-экономического анализа. На некоторых вопросах остановимся подробно, так как в стране существует много скептиков, которые не верят в успех.
Нам говорят: вы не сможете продавать 100 млн. т/год ДМЭ первого завода, нет таких внешних рынков. Это правда, мировой рынок ДМЭ, хотя и бурно развивается, но не имеет таких объёмов. Но в таком случае мы можем излишки ДМЭ перерабатывать в Салехарде в моторные топлива и масла и отправлять танкерами в Европу, Китай и США. Вряд ли кто-то скажет, что рынок нефти и нефтепродуктов незрелый или недостаточной ёмкий. Энергопотенциал новой технологии примерно 3800 млн. т/год нефтяного эквивалента, что составляет около 82 % современной глобальной нефтедобычи, в 7,3 раза больше уровня нынешней совокупной добычи нефти в России. Но кто нас заставляет сразу выводить такие объемы на рынок и опускать цены? Мы вполне можем двигаться поступательно, нарастающим объемом, соразмерно истощению мировых запасов нефти и увеличению потребности в ней с тем, чтобы держать цену высокой.
Нам говорят: ваша себестоимость синтетических углеводородов будет слишком высока для конкуренции на мировых энергетических рынках. Это верно, но лишь отчасти. Действительно, стартовая себестоимость синтетики достаточно высока, но мы имеем механизмы ее непрерывного снижения и знаем, как идти к намеченной цели. Наш проект не единственный в мире, в США аналогичный, но гораздо более умеренный подход курирует нобелевский лауреат по химии Джордж Ола с одним только бюджетом на план структуризации (реализация проекта и перестройка национальной экономики) в 400 млн. долл., а технологические проработки идут во многих десятках университетах и научных центрах, из которых главное место занимает национальная лаборатория энергетики США в Айдахо. Их оценка предельного нижнего уровня себестоимости составляет 76 долл./баррель. Наш гарантированный нижний уровень – 31 долл./баррель, что обеспечивается преимуществами отечественной газохимической технологии, наличием дешевого невостребованного пока метана в месторождениях Ямала, очень высокого ветропотенциала полуострова, сложившейся нефтегазовой инфраструктуры, включая подземные хранилища для водорода, кислорода и углекислого газа, а также наличием достаточного для старта проекта содержанием углекислого газа в Бованенковском месторождении.
США лишены многих наших преимуществ по геофизическим причинам. Наша цена отсечки может быть еще снижена технологическими средствами, об этом будет сказано ниже, однако и цена в 31 долл./баррель позволяет уже сегодня говорить о пересмотре всей арктической шельфовой нефтегазовой стратегии: цена отсечки для нефтяных шельфовых проектов составляет около 50 долл./баррель. Нам необходимо не бурить чрезвычайно дорогие скважины в условиях 7-метровых ледовых торосов северо-восточной Арктики, подвергая опасности как оборудование, так и средства транспортировки, а начав с Ямала, заполнять ветроэлектрическими установками (ВЭУ) пустующую сухопутную часть нашей территории в направлении Таймыра и Чукотки.
Надо сказать, что серийная ВЭУ мощностью 10 МВт имеет весьма внушительные размеры: диаметр турбины 165…170 м, высота башни 120 м, общая масса порядка 3500 тонн. На один только проект по Ямалу потребуется около 120 млн. т стали (трубы и металлоконструкции), что загрузит значительную часть отечественной металлургической промышленности. Еще более умеренный по сравнению с США аналогичный проект осуществляется в Германии, для разработки комплекса технологий которого построен федеральный центр в г. Ахен, правительством ФРГ проекту присвоен статус “технологии мечты”. Однако Германия имеет ещё меньше шансов, чем США для реализации поставленных задач.
Очень агрессивен Китай в этом направлении: один только углекислотный центр технологии превосходит по масштабам всё, что построено в г. Ахен. Перспективы Китая минимальны по указанным выше причинам, ему скорее всего придется возить углекислоту танкерами в Россию для переработки ее в ДМЭ. Причём танкер для перевозки ДМЭ и углекислоты один и тот же ввиду возможности общих физических параметров среды и химической совместимости при приемлемых затратах на обеспечение прочности стенок и бортовую корабельную инфраструктуру. Такая логистика, исключающая холостой пробег танкера, является одним из ключевых факторов новой диметиловой экономики, она будет удобна для Европы, США, Китая и других стран Азиатско-Тихоокеанского региона. Значение Северного морского пути в контексте указанных задач невозможно переоценить. Освоение его береговой инфраструктуры будет идти параллельно с заполнением северных территорий ВЭУ и электросетевым хозяйством (сборочные, распределительные и магистральные линии ВЛ).
Нам говорят: цена проекта 850 млрд. долларов в течение 40 лет, вы таких денег не найдёте. Да, действительно, цена высока, но смотря с чем сравнивать. Наша экономика переправила в западные банки примерно 1,2 трлн. долларов за 15 лет, где эти деньги благополучно умерли. Причины были самые разные: стерилизация финансовой системы, воровство, создание резервов, прямая помощь американской системе во время кризиса 2008 года. Если финансовая система проекта будет надёжно защищена судебной системой, то она справится со всеми указанными выше задачами и требуемая сумма будет найдена, в том числе вернутся и вывезенные капиталы.
Критики говорят: 31 долл./баррель – это хорошо. Пусть, но как вы считали, какие закладывали проценты по кредитам? Это тоже верное замечание, при нынешних ставках цена будет совершенно иной, в расчёт принималась ставка 2,5 %. Несмотря на кажущуюся призрачность цели иметь доступные кредиты в экономике под 2…3 процента, цель эта вполне реальна. Она будет достигнута в процессе реализации проекта и позволит встать на ноги отечественной промышленности.
Итак, нам необходима ставка 2 % (3 % получатся сами собой, если плохо работать). Низкие процентные ставки по ссудам – это результат длительного демократического строительства, нет ничего невозможного в том, чтобы в нашей экономике сложились ставки 2…3 %, какими они были 8 столетий назад (опыт экономического чуда Новгородской республики в период 1136…1238 гг.) и чтобы мы не цитировали больше преамбулу к указу Анны Иоанновны от 1733 г. “О правилах займа денег из Монетной конторы”: “многие российские наши подданные, имея в деньгах нужду, принуждены занимать у чужестранных и у прочих под 12 – 20 %, чего во всём свете не водится, и случается, что оные проценты вычитают у них из тех данных денег наперед”.
Скептики говорят: этот проект, являясь по сути проектом возобновляемой энергетики (ВИЭ), идет вразрез с интересами прежде всего атомного лобби, которое способно похоронить все начинания в этой области. Нет ничего более неверного, чем это утверждение. Да, действительно, функционеры ядерной энергетики, доказывая огромные энергетические ресурсы для своей деятельности (примерно 86 % общих запасов ископаемых источников энергии), зачастую враждебно относятся к ВИЭ. В данном проекте это состояние дел будет кардинально изменено.
Во-первых, снимем некоторый снобизм с атомщиков: ВИЭ, опираясь на энергетические возможности Солнца, относятся к сфере применения термоядерного синтеза, идущего в центральной части нашей звезды, они являются ядерной технологией, причем с ресурсами на много порядков большими, чем ядерные технологии, основанные на делении урана и плутония.
Во-вторых, мировая атомная энергетика уже много лет находится в состоянии спада, она не имеет сегодня магистрального пути развития, раздражая людей своей неопределенностью. Эта энергетика не только будет спасена в рамках данного проекта, но станет в будущем твердой основой для развития человечества. Ключ к этому лежит в водородной природе проекта.
Водород, будучи выработанным в электролизерах, является водородом легким, т.е. протием. Тяжелый водород, дейтерий, накапливается в составе тяжелой воды в остатках электролизных растворов. Целевое производство тяжелой воды – процесс очень дорогой, стоимость 1 кг ее доходит до 1000 долларов. Это соображение стало основным препятствием для масштабного строительства тяжеловодных водо-водяных ядерных реакторов. Так, одна заправка первого контура тяжеловодного реактора Candu (количество реакторов в Канаде – 18, Аргентине – 2, Китае – 2, Корее – 4, Индии – 15, Румынии – 2, Пакистане – 1) требует примерно 1500 т, т.е. 1,5 млрд. долларов. Учитывая необходимость постоянной подпитки – это дорогое удовольствие. Оно однако окупается в Канаде, где имеется много электролизеров при гидроэлектростанциях, а также самой природой реактора, для которого не требуется обогащенный уран, но который требует более частой смены топливных элементов. В СССР, как и в США, тяжеловодные реакторы не нашли применения.
Ситуация совершенно изменяется, если в стране появляется в неограниченном количестве практически бесплатная тяжелая вода. Мало того, что исключается необходимость обогащения урана для водо-водяного реактора, в тяжеловодном реакторе коэффициент наработки делящегося материала плутония-239 достигает 0,8 против 0,5 в легководном реакторе (ВВЭР в РФ, PWR – в США), что создает новые возможности для организации замкнутого по плутонию цикла с использованием в свою очередь реактора на быстрых нейтронах.
В США ядерная энергетика после тяжелой аварии 5 октября 1966 года на АЭС Ферми (Мичиган) реактора на быстрых нейтронах Ферми-1 мощностью 65 МВт ввиду частичного расплавления активной зоны из-за блокады в натриевом контуре отказалась от идеи замкнутого ядерного цикла, быстрый реактор был окончательно остановлен в декабре 1975 года. Программы бридеров в Германии, Франции и Японии также были остановлены из-за проблем с безопасностью и дороговизной.
Чтобы понять, что может дать замкнутый по плутонию цикл, приведу небольшую справку. Содержание делящегося изотопа уран-235 в составе природного урана составляет всего 0,72 %, остальное – неделящийся уран-238. Однако уран-238 может также быть вовлечён в цикл деления через наработку из него плутония-239 в реакторах-размножителях (бридерах) на быстрых нейтронах. В этом случае топливная база расширяется в 100 раз. Особенностью урана как сырья является то, что он редко встречается в природе в заметных концентрациях, как и золото, он широко, практически равномерно распределен в низких концентрациях в гранитах.
Одна тонна природного гранита содержит 25 г урана с энергосодержанием 3,5 · 10 в пятой степени ккал энергии урана-235 (делящегося). На переработку гранита и извлечение из него урана нужно затратить ещё большее количество энергии – порядка 10 в шестой степени...10 в седьмой степени ккал/т. В случае использования не только урана-235, но и урана-238 энергия, полученная из тонны гранита, составила бы уже от 8 · 10 в седьмой степени до 5 · 10 в восьмой степени ккал.
Это равноценно 16...100 т. угля. В этом случае гранит мог бы дать человечеству почти в миллион раз больше энергии, чем все запасы химического топлива на Земле.
Если же принимать в расчет типичные урановые месторождения, то доля урановой энергии составит вышеупомянутые 86 % от общих ископаемых запасов энергии (оценка института им. Курчатова). Человечество пока не знает, как построить замкнутый цикл по плутонию, использующий весь уран, включая Россию, имеющую реактор на быстрых нейтронах БН-600. Одного успешного опыта АЭС на быстрых нейтронах совершенно недостаточно для решения указанной задачи. Прежде чем сформулировать новую ядерную стратегию укажу кратко проблемы реакторов на быстрых нейтронах.
1. Проблемы быстрых реакторов (БР) связаны с гораздо большими технологическими сложностями, чем они есть у реакторов на тепловых нейтронах, большими проблемами с радиоактивными отходами (РАО), вопросами нераспространения ядерного оружия. На каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония, причём на 1 ГВт электрической мощности будет циркулировать 20 тонн плутония. Для производства атомной бомбы вполне достаточно 10…20 кг плутония.
2. Одним из основных требований к топливу БР является обеспечение его глубокого выгорания (100, а лучше 150 МВт·сутки/кг), поскольку малая величина выгорания неприемлема с точки зрения экономической эффективности БР (для реакторов на тепловых нейтронах экономика вполне удовлетворительная при выгорании 30 МВт·сутки/кг). Однако большая энерговыработка приводит к значительному накоплению продуктов деления, распуханию топлива, что ужесточает требование к радиационной стойкости топлива. Примерно 15 % общего количества продуктов деления составляют благородные газы – ксенон и криптон, воздействующие на оболочку тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Из-за высокой удельной мощности (в 4 раза выше, чем у ВВЭР) топливо должно выдерживать очень большие температурные градиенты.
3. Среди физических процессов, реализуемых в реакторах на быстрых нейтронах, существует лишь один процесс, который в состоянии погасить цепную реакцию в экстремальных аварийных условиях, а именно, доплеровский эффект, приводящий к резкому увеличению захвата нейтронов сырьевым материалом уран-238 при росте температуры. Доплеровский эффект обеспечивает эффективную мгновенную отрицательную обратную связь в случае разгона реактора. Стабильная работа БР возможна, когда в спектре нейтронов в значительном количестве присутствуют низкоэнергетические нейтроны с энергией 0,1…10 КэВ, то есть спектр нейтронов мягкий. Однако в этой области энергий коэффициент воспроизводства плутония невелик, а с учётом потерь при выгрузке потери ещё больше возрастают. Коэффициент воспроизводства тем больше, чем жёстче спектр нейтронов, но тогда для обеспечения безопасной работы реактора работает лишь инерционная механическая система управления и защиты (СУЗ), а она 100 %-ой гарантии от аварии не даёт ввиду запаздывания действия. Сегодня основным топливом являются оксиды урана и плутония, потому что они дают более мягкий спектр нейтронов, карбиды и нитриды урана и плутония имеют более жёсткий спектр из-за того, что на один атом нуклида приходится один атом замедлителя, однако технологически эти виды топлива проработаны недостаточно.
4. Доля делящегося материала, обеспечивающая критичность, в БР значительно выше, чем в тепловом реакторе, поскольку сечения деления много меньше в рабочей области спектра БР. Типичные значения доли плутония для БР – до 30 %, из них после первой выгрузки около 75 % составляют делящиеся изотопы Pu-239 и Pu-241. Следовательно, доля делящегося материала в топливе достигает 25 %. Остальную часть плутония составляют изотопы Pu-240. В связи с тем, что Pu-240 практически не делится нейтронами БР, его доля в последующих перезагрузках будет постоянно возрастать, что приведёт к снижению доли воспроизводящего изотопа U-238 и, следовательно, к уменьшению и так малого коэффициента воспроизводства в активной зоне реактора. Альтернативой этому является удаление Pu-240. Но для этого на каждом БР придётся иметь кроме радиохимического, ещё и завод по разделению изотопов. Учитывая, что Pu-239 и Pu-240 отличаются по массе всего на одну единицу такое изотопное разделение будет очень дорогим. Создание же единых центров по выделению плутония и разделению его изотопов совершенно бессмысленно, поскольку при этом потребуются масштабные перевозки радиационно-опасных материалов на большие расстояния. При этом потери и время получения выделяемых продуктов и, следовательно, время удвоения в процессе воспроизводства плутония резко возрастут.
5. Коэффициент воспроизводства в проектах реакторов-размножителей принимается равным Кв = 1,3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг Pu-239 или U-235 в наработанный Pu-239 превращается 1,3 кг U-238. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны реактора-размножителя нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор U-238 – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося плутония и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг Pu-239, а в периферийную зону загружен U-238. После окончания кампании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного Pu-239, а в периферийной зоне наработается 20×1,3 = 26 кг нового плутония (в том числе Pu-240). После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный плутоний. Из 26 кг наработанного плутония более 20 кг (с учётом Pu-240) пойдут на восполнение выгоревшего Pu-239 в центральной части реактора, и менее 6 кг плутония можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель. Итак, за кампанию (без учета потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг плутония. Для запуска же нового реактора-размножителя такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6×3=50 лет. На самом деле гораздо больше при учёте Pu-240. На практике обычно используется реакторное время удвоения – примерно 16 лет (100:6). Однако реальным временем удвоения является так называемое системное время удвоения, учитывающее все процедуры с урановым топливом, производимые вне реактора. Оно будет равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго реактора-размножителя при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния Pu-240) возможен только через 50 лет после начала работы первого ! При таком темпе наработки нового Pu-239 каждые 50 лет происходит удвоение мощности реакторов-размножителей. Если в 2020 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 ГВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2 ГВт будет достигнута только в 2070 году, а мощность 4 ГВт – в 2120 году. Конечно, приведенные расчёты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на реакторах- размножителях не получится.
6. Несостоятельным является также утверждение, что возможна работа при коэффициенте воспроизводства, равном единице. Коэффициент воспроизводства активной зоны существенно меньше единицы. Больше единицы он получается в сумме за счет делящихся нуклидов, образующихся в зонах воспроизводства. Любая перегрузка, выгрузка, то есть работа с делящимся нуклидом, входящая по тем или иным причинам в технологический регламент работы реактора, связана с потерями плутония, так что коэффициент воспроизводства должен быть заметно больше единицы, чтобы восполнить потери. Поэтому формулировки в виде «один раз загрузим, и пусть работает хоть сто лет», несостоятельны. Придется заниматься операциями загрузки и выгрузки топлива уже хотя бы потому, что срок службы чехлов ТВЭЛов и оболочек в проектах промышленных БР на сегодняшний день в лучшем случае ожидается на уровне трех лет.
7. Что же касается реакторов-размножителей на тепловых нейтронах с использованием уран-ториевого цикла (Th232–U233), для которых также предлагается работа при значении коэффициента воспроизводства, равного 1, то здесь положение ещё хуже. Теоретический коэффициент размножения составляет всего 1,06 (по сравнению с 1,28 для уран-плутониевого топлива). Кроме потери нейтронов из-за утечки и паразитного поглощения (в том числе в результате замедления и диффузии), возможность размножения на тепловых нейтронах ограничивается ещё одним фактором. Превращение топливного сырья в делящееся вещество после захвата нейтрона не является мгновенным процессом, и промежуточные продукты остаются в реакторе продолжительное время, в течение которого они могут поглощать нейтроны, образуя неделящиеся продукты. В уран-ториевом цикле большое сечение радиационного захвата тория-233 (Th-233) и длительный период полураспада протактиния-233 (Pa-233).
В развитых странах с самого начала все проекты реакторов-размножителей делались с плутониевым топливом (UO2 – PuO2), при этом старались достичь коэффициента воспроизводства делящегося вещества больше единицы. Это PHENIX (1973) и SUPERPHENIX (1985) во Франции; PFR (1974) и CDFR (1990) в Англии; SNR-300 (1990) в ФРГ; MONJU (1987) в Японии и CRBRP (1988) в США. Сегодня все эти реакторы закрыты ввиду наличия аварийных ситуаций. Советские ядерщики выбрали более консервативный путь, чтобы иметь возможность решить и другие не менее сложные задачи в БР: коэффициент воспроизводства экспериментального реактора БН-600 на Белоярской АЭС составляет 0,85, и работает он на обогащенном уране, Kв на БН-800 той же электростанции составляет уже 0,98, работать он будет на смеси оксидов урана и плутония. Это, конечно, лучше чем для легководного реактора с Kв = 0,5 и тяжеловодного с Kв = 0,8 (легководные реакторы нарабатывают плохой реакторный плутоний, а быстрые – могут нарабатывать качественный оружейный, поэтому напрямую их сравнивать нельзя), но всё же недостаточно для построения замкнутого по плутонию цикла. Существенных аварийных ситуаций на БН-600 за 35 лет эксплуатации не было.
8. Капитальные затраты на сооружение АЭС на быстрых нейтронах в 2,5…3 раза выше, чем для АЭС на тепловых нейтронах.
9. Плутоний является очень ядовитым веществом, работать с ним несравненно сложнее, чем с ураном. Ввиду наличия в его составе значительных количеств изотопа Pu-240, имеющего высокий уровень спонтанного деления, необходимо учитывать вероятность возникновения цепной ядерной реакции в химических растворах при технологических операциях с топливом.
К перечисленным выше проблемам, возникающим при освоении замкнутого по плутонию цикла, необходимо отнести проблемы, связанные уже с самой электроэнергетикой. Возможно, они являются решающими для пересмотра всей стратегии ядерной энергетики.
Реакторы на быстрых нейтронах, работающие на чистом плутонии, имеют гораздо меньшее число запаздывающих нейтронов (0,25 %) по сравнению с реакторами, работающими на уране (тепловыми или быстрыми), где их количество достигает 0,85 %. Именно эта небольшая доля нейтронов, живущих до 100 секунд в реакторе, позволяет осуществить управление ядерной реакцией. Мгновенные нейтроны (их доля свыше 99 %) идут целиком на энергетические цели. Таким образом, плутониевые реакторы должны быть по возможности полностью избавлены от колебаний внешней нагрузки. Таких новых нагрузок в электроэнергетике практически не осталось ввиду уменьшения доли тяжёлой промышленности и увеличения бытового и торгово-офисного потребления.
Ситуация усугубляется тем, что в целях снижения удельных капитальных затрат, а в ряде случаев и по технологическим причинам, включая ядерные, мощность реактора не может быть ниже 300 МВт, оптимальными же значениями являются 1 или даже 1,2 ГВт электрической мощности. При таких нагрузках паровая турбина имеет ещё большую инерционность, чем реактор, время на манёвренный разогрев или охлаждение её может быть 10 и даже 15 часов, что не согласуется с бытовым циклом человека и промышленности, снижение прокачки пара приводит к возникновению обратных течений в центральной зоне предпоследней и последней ступени ротора цилиндра низкого давления, что сопровождается повышенной эрозией в условиях практически влажного пара. Другими словами, выходные лопатки ротора низкого давления придётся менять через каждый год, а ротор этот немаленький – 43 тонны, лопатки длинные и весьма дорогие. Ремонт же занимает не менее 20 дней, что приводит к снижению КИУМ (коэффициента использования установленной мощности) с соответствующими финансовыми потерями.
Ещё одна неприятность, связанная с электроэнергетической системой, состоит в том, АЭС на быстрых нейтронах, будучи очень большим объектом в силу необходимости окупать не только выработку электроэнергии, но и радиохимический, изотопный и металлургический пристанционные заводы, должна иметь 4 или 6 блоков мощностью 1,2 ГВт каждый. Такая станция не работает в пиковом и полупиковом режимах, а выполняет системные функции, исполняя базовый режим. Стоимость системы выдачи мощности, включающей огромные распредустройства и минимум по 10 ЛЭП ВЛ-500 и ВЛ-220 сопоставима со стоимостью самой АЭС. Если сюда добавить требования по циркуляционной воде для конденсаторов, обеспечить которые можно только на достаточно крупных реках, то становится совершенно ясно, что такие АЭС просто некуда размещать на территории России. Ситуация усугубляется тем, что отбор мощности на АЭС приводит к неизбежной разгрузке близлежащих ТЭС и ГРЭС, работающих на угле и газе, которые как правило выполняют манёвренные функции в сочетании с системными. Вывод из сети на них мощных турбин полностью разваливает экономику этих предприятий, возникают весьма напряжённые отношения между атомщиками и тепловиками, использующими газ и уголь, а по цепочке и с производителями угля и газа.
Росатом в целом представляет описанный выше тупик, в котором оказалась отрасль, он делает отчаянные попытки строить АЭС за рубежом с тем, чтобы не растерять кадры машиностроительных заводов и научно-технических центров, однако средства для этого берутся из бюджета РФ. На сегодня сумма таких контрактов составляет почти 100 млрд. долларов, мы собираемся бесплатно построить АЭС для Вьетнама, Бангладеш, Индии, Венгрии, Турции, Болгарии, Египта, Белоруссии, Финляндии и даже для Намибии. Чернобыльская катастрофа, нанёсшая ущерб на 300 млрд. долларов, в значительной мере способствовала гибели СССР, нынешняя ситуация в атомном комплексе страны представляет собой не меньшие потери даже без аварий. Выход из сложившейся ситуации может быть только в рамках проекта “Ветроводородный ДМЭ”. Что предлагается.
Южнее Салехарда на Оби необходимо построить атомный энергокомплекс начальной мощностью примерно 40…60 ГВт (в два раза больше современной атомной энергетики России). Комплекс будет включать в себя легко-водные и тяжёловодные водо-водяные АЭС, АЭС на быстрых нейтронах с новой концепцией, радикально ликвидирующей тупик проблем замкнутого цикла по плутонию, радиохимический, изотопный и топливный заводы. Эта огромная АЭС будет работать только в базовом режиме без каких-либо колебаний нагрузки на выработку водорода для газохимического комплекса в целях производства ДМЭ, а также бензинов и дизельного топлива на экспорт. Сетевого обеспечения для неё таким образом не потребуется. Все 100 млрд. долларов, заложенные в бюджете РФ для строительства АЭС за рубежом, нужно перенаправить в этот комплекс. Столь мощная АЭС будет сбрасывать значительное количество низкопотенциального тепла в Обь, что обеспечит открытую воду в устье реки и Обской губе, возможность круглогодичной безледокольной навигации в этом регионе.
Низкопотенциальное тепло АЭС и ТЭС, не имеющее применения на современном уровне развития науки и техники, будет впервые в истории человечества утилизировано следующим образом. Ямальская ВЭС мощностью 250 ГВт представляет собой очень большой техногенный объект отбора мощности от глобальных ветровых течений. Такой отбор в таких объёмах сопровождается снижением энтальпии воздуха, т.е. его захолаживанием после ряда ветротурбин. Холодный и тяжёлый воздух, скапливающийся в конце воздушного тракта, составит серьёзное гидравлическое сопротивление потоку, снизив объёмы прокачки воздуха сквозь турбины. Мало того, что выработка на ВЭС упадёт, воздушные течения будут стараться обогнуть ВЭС и уйти в направлении северной Европы, захолаживая Скандинавию (геоциркуляция в этом месте имеет направление северо-восточных ветров). Это приведёт к международным осложнениям для РФ. Однако ситуация совершенно изменяется, если “отжатый” холодный воздух будет скапливаться над акваторией теплой Оби: такой воздух прогреется и уйдёт вверх и далее севернее образует местный замкнутый контур, слившись с глобальной циркуляцией. Физически это означает срабатывание энтальпии низкопотеницального тепла циркуляционной воды АЭС на лопастях ВЭС, перевод её в полезное электричество. Общий интегральный КПД комплекса ВЭС-АЭС станет выше, возможно, на 5 % (КПД сверхмощной ветротурбины 49…50 %).
Низкопотенциальное тепло циркводы АЭС также будет использовано для регазификации углекислоты, привозимой из-за рубежа в танкерах (температура её скорее всего будет -25…-30 °С), а также начального подогрева воды для электролизёров. Остатками тепла АЭС воспользуются рыбы Обской губы, которая, прогревшись, станет надёжным источником корма для речной и морской фауны. Тепло циркводы также будет использовано для тепличных хозяйств и создания комфортных бытовых условий для работников энергокомплекса.
Теперь укажу, какой дизайн будет у новой АЭС на быстрых нейтронах.
Все 440 атомных блока мировой ядерной энергетики, вырабатывающей 16 % от совокупной электроэнергии, функционируют в критическом режиме. При таком режиме эффективный коэффициент размножения нейтронов равен единице, реактивность равна нулю. Это означает, что абсолютно безопасный ядерный реактор внутри этого подхода сделать невозможно, контролируемая цепная реакция может стать неконтролируемой ввиду весьма тонкого слоя регулирования и огромной располагаемой мощности реактора. Эти проблемы особо обостряются, когда речь заходит об освоении замкнутого по плутонию цикла (см. выше).
Однако в мире существует и иной подход к организации процесса деления урана-235 и плутония-239, а именно – в режиме подкритического реактора. Степень подкритичности может быть предметом спора, она определяется многими соображениями, однако сам принцип, видимо, сомнению не подлежит. Реализован он может быть только в реакторах на быстрых нейтронах. Принцип работы подкритического реактора заключается в том, что на критический уровень он выводится принудительно с помощью внешнего источника нейтронов, формируемого посредством линейных ускорителей. Без этой “зажигалки” реактор мёртв и не имеет возможности выйти на режим неконтролируемой мощности. Как вопросы управления, так и защиты решаются не столько средствами реактора, сколько регулированием внешнего потока нейтронов. Выключив ускоритель, реактор переводят в режим затухания, на который он и рассчитан. Скорость такого воздействия самая высокая и надёжная и позволяет решать любые проблемы управления и защиты.
Группа российских физиков во главе с бывшим членом Совета безопасности, заместителем директора Института атомного машиностроения д.т.н. Острецовым предлагает использовать глубоко подкритические реакторы (коэффициент размножения нейтронов в активной зоне 0,4…0,7) с энергией в пучке до 10…50 ГэВ из-за получения практически симметричного распределения продуктов деления и высокого выхода энергии. Сама идея принадлежит академику Г.И. Марчуку, который высказал её в 1958 году и доказал, что только в таком реакторе можно реализовать делительные процессы со спектром нейтронов, задаваемым не самой реакторной сборкой (то есть делительным спектром при критичности сборки, близкой к 1), а нейтронами со спектром, определяемым внешним источником нейтронов. Б.Г. Дубовским и Г.И. Марчуком с соратниками предложены каскадные подкритические реакторы, и не только предложены, но теоретически и практически изучены. В качестве ускорителя предлагается ускоритель академика А.Богомолова на обратной волне, который имеет весьма перспективные параметры, недостижимые пока на Западе. Эта группа у нас не одна, очень многие ядерщики работают в данном направлении, которое получило название электро-ядерных технологий. Практически все эти учёные с начала 90-х годов стали предметом пристального внимания фонда Сороса. Ввиду того, что профессор Острецов предлагает к использованию частицы особо высоких энергий (дающих наибольший полезный выход энергии с реактора), данное направление называют ядерно-релятивистской технологией.
Более умеренный подход с критичностью реактора 0,94…0,98 предлагает нобелевский лауреат по физике Карло Руббиа бывший директор ЦЕРН (Швейцария). Исследователи сконцентрировались на 4-х направлениях: создании ускорителя, разработке реакторного блока, работе по конструкционным материалам и теплоносителю. Суть зарубежного предложения состоит в генерации протонами с энергией 1 ГэВ нейтронов в свинцовой мишени большой массы и использовании их в поджигании реакции деления в окружающем мишень подкритическом реакторном блоке. Загрузка реактора может осуществляться любыми делящимися материалами, в том числе торием, что в программе Руббиа отражено в отдельном разделе исследований. При этом вопрос ухода от урана-235 и плутония-239 никогда не поднимался, да и чисто физически не мог подниматься. Наоборот, по идее разработчиков, все реакторы должны сжигать уран-235 и оружейный плутоний-239, с которым пока не ясно, что делать, так как соответствующего топливного цикла пока на практике нет.
Цифра 1 ГэВ является для европейского и японского проектов значимой. Экспериментально установлено, что максимум выхода нейтронов из свинцовой мишени (на единицу вносимой протоном энергии) приходится как раз на 1 ГэВ. Полные энергетические затраты 1-гигаэлектронвольтного протона на образование нейтронов составляют около 40%. Проф. Острецов критикует данный подход, так как в рамках этой (ADS) схемы при 1-гигаэлектронвольтном протоне невозможно достичь положительного энергобаланса системы без использования урана-235 или плутония-239. Однако данное соображение несущественно ввиду того, что делящихся материалов, в том числе нарабатываемых, в предлагаемом подходе будет более чем достаточно. России, как стране достигшей ядерного паритета с США и наработавшей свыше 50 тонн оружейного плутония, совершенно не нужно стремиться избавиться от этого материала, он станет одной из основ новой отечественной ядерной энергетики. Поскольку все ядерные технологии в рамках предлагаемого подхода не будут иметь экспортного выхода (экспортироваться будет синтезированный энергоноситель ДМЭ), то и проблемы с нераспространением плутония также нет – он у нас уже есть.
Предмет ADS отличается известной сложностью, так как требует объединения знаний реакторной физики (а это низкие энергии, ограниченные уровнем примерно 10-20 МэВ) и физики высоких энергий. Вероятно, это является основным мотивом постоянного неприятия мнений оппонентов из двух “партий”. На Западе это неприятие уже успешно преодолено.
Глубоко подкритичный ЯРТ-реактор Острецова (0,36…0,40) не предполагает свинцовой мишени, генерация нейтронов, как первичных, так и вторичных, осуществляется непосредственно в активной зоне из природного тория, обеднённого или природного урана. Применение пучка с энергией 10…50 ГэВ позволяет повысить долю энергии первичных протонов, идущих на нейтронообразование, столкнуть нейтронный спектр в более жёсткую область, увеличить коэффициент усиления в том числе за счет затухающей цепной реакции деления. Торий же в обычном тепловом, и даже в быстром реакторах, гореть не будет. Кроме того, ужесточение спектра нейтронов приведет к значительному снижению наработки долгоживущих радиоактивных отходов.
Кроме того, ЯРТ-реактор в процессе работы может попутно перерабатывать отработавшие ядерные отходы (ОЯТ) существующих АЭС без дополнительных затрат энергии, то есть ОЯТ для ЯРТ-реактора – элемент топливной композиции.
Окончательный дизайн новой ADS-системы для России будет определён с учётом всего вышеизложенного.
ОАО «ОКБМ Африкантов» в 1993-2004 г.г. выполнен проект, изготовлено и поставлено заказчику – ФГУП «ГНЦ РФ ИТЭФ» - оборудование для сооружения экспериментального подкритического реактора "Генератор нейтронов электроядерный", на котором отрабатывается технология ведения электроядерных процессов с целью последующего создания для атомной энергетики будущего нового направления реакторов подкритических электроядерных. Рефлектор предлагается бериллиевый. Нет сомнений, что данное ОКБМ сможет осуществить полномасштабный проект новой АЭС с применением ускорителей, как оно успешно реализовало проект БН-600.
Здесь однако необходимо отметить два дополнительных аспекта повышения общей рентабельности. Протон, вообще говоря, является не самой удобной частицей для бомбардировки ядер, так как ему необходимо преодолевать силы кулоновского отталкивания от ядра атома. Зато его удобно разгонять в электрическом поле, так как он имеет заряд. Идеальной же частицей для этих целей является дейтрон, имеющий как заряд протона, так и нейтрон. Вспомнив, что у нас в распоряжении будет неограниченное количество тяжёлой воды от электролизёров, можно смело утверждать, что мы добьёмся существенно положительного энергетического выхода из системы. Наличие дейтерия для внутреннего потребления является одним из условий для постановки задачи исследований и проектирования реактора будущего. Утилизация тепла от охлаждения ускорителя во вторую ступень подогрева электролизной воды (от 30 до 80 °C), а также в иные газохимические стадии синтеза ДМЭ окончательно снимает все вопросы об эффективности данной инновационной электро-ядерной системы.
Попутно отметим ещё один нюанс. Лучшим катализатором для анода электролизёра является смесь оксидов иридия и рутения. Оставив в стороне иридий как экзотический элемент, обратимся к рутению. Этого металла в мире добывается всего порядка 15…20 тонн в год, вулкан на нашем острове Шикотан (Южные Курильские острова) выбрасывает в год около 30 тонн рутения. Это крупнейшее месторождение в мире, оно не освоено. Однако рутения нарабатывается в несоизмеримо больших количествах в ядерном реакторе среди прочих элементов, его общее накопленное количество в отработанном ядерном топливе (ОЯТ) составляет 364…381 тонн (к слову палладия 218…228 т). Причём содержание стабильных изотопов (Ru-99, Ru-100, Ru-101, Ru-102 и Ru-104) в несколько раз выше радиоактивных (Ru-103 и Ru-106). Нерадиоактивные изотопы могут напрямую использоваться в электролизёрах, а радиоактивные подлежат пережиганию в новом реакторе, все необходимые технологии в России созданы.
Таким образом, требования к НИР и ОКР по новому ядерному реактору следующие.
1. АЭС будет очень большой с пристанционным технологическим комплексом.
2. Перевозка ядерных материалов не предполагается.
3. Нагрузка для АЭС будет базовой, колебания нагрузки близки к нулю.
4. Данная ядерная технология не является экспортной, начиная с этого проекта прекращается строительство других АЭС как внутри страны, так и за рубежом, за исключением пилотной АЭС с одним блоком БН-1200 и ADS вблизи Озёрска – прообраза будущей большой атомной энергетики.
5. АЭС будет участвовать в производстве универсального энергоносителя ДМЭ через водород. До местных тепловых электростанций будет доводиться ДМЭ, из которого будет вырабатываться электроэнергия в соответствии с местными особенностями. 6. АЭС не будут больше электросетевыми станциями.
7. Комплекс АЭС на базе реакторов на тепловых и быстрых нейтронах будет нацелен на полную утилизацию урана, а в последующем и тория, из этого определяется соотношение между ними в зависимости от типа нейтронов.
8. АЭС на быстрых нейтронах будет иметь подкритический реактор с внешним источником нейтронов, гарантирующий абсолютную безопасность, независимость от наработки плутония для строительства следующей очереди АЭС. Расходной частицей для ускорителей будет дейтрон.
9. АЭС на быстрых нейтронах будет перерабатывать отработанное ядерное топливо (ОЯТ), не оставляя потомкам радиоактивной грязи.
10. Полная утилизация низкопотенциального тепла АЭС будет осуществлена в газохимическом комплексе, ВЭС, транспортном сегменте и в бытовом секторе.
11. Как реакторы, так и ускорители к ним должны изготавливаться серийным способом при минимальных издержках производства. Единичная мощность предполагается 1 или 1,2 ГВт электрической мощности.
12. Изотопный завод будет осуществлять деятельность в широкой области для внешних рынков, а также для выработки рутения для собственных нужд.
При выполнении этих требований себестоимость барреля синтетической нефти будет доведена до 15 и даже 10 долларов, что станет основой для поступления валюты в страну.
В заключение вернусь к приведённому в начале статьи примеру Рефтинской ГРЭС. Помимо 20 млн. тонн углекислого газа, которого она производит ежегодно и бесполезно выбрасывает в окружающую среду и способ применения которого даётся в рамках данной технологии, исследуем другой её отброс, а именно золу. Золо-шлаковых материалов на данной ГРЭС производится в год порядка 4 млн. тонн, а сжигается угля около 9,5 млн. т. В золе содержатся те же 25 г урана на тонну, что и в гранитах. После извлечения из неё урана и вовлечения делящегося его изотопа в ядерный цикл будет выработано примерно 25 % от энергии угля, что недостаточно чтобы покрыть издержки извлечения, а если применить ядерный цикл, замкнутый или почти замкнутый по плутонию с возможностью использования всего урана, а не только делящегося, то мы получим доступ к энергии, содержащейся в 20 тоннах угля. Получается, что, сжигая 1 тонну угля, 20 тонн мы выбрасываем в отвал только потому, что не освоили плутониевый цикл. Если же учесть ещё и торий, которого в данной золе в 8 раз больше, то получится, что выбрасываем 180 тонн угля при сжигании одной, коэффициент использования энергии 1/180. Золо-шлаковым отходам после Рефтинской ГРЭС самая прямая дорога в автоклавы для сернокислотного высокотемпературного выщелачивания алюминия, урана, тория и редкоземельных элементов.
Содержание глинозёма в ней составляет 26 %, что делает её непригодной, как компонент сырья для производства цемента (содержание алюмината в цементе не должно быть более 11 %), если извлечь часть алюминия, а заодно и уран, торий и РЗЭ, то получим сырьё для цемента (до 10 млн. т/год), металлургический глинозём (до 300 т/год алюминия), РЗЭ и ядерные элементы, которые комплекс в Салехарде с радостью купит. Учитывая, что станционная диссоциация известняка для цемента будет сопровождаться утилизацией углекислого газа, который найдёт коммерческое применение, а не будет безвозвратно выброшен, как это сейчас происходит в цементных заводах, доля электроэнергии как полезного продукта в бизнесе вряд ли превысит 1 %: ГРЭС превратится в высокорентабельный сырьевой комплекс. При этом окружающая среда будет полностью избавлена от её отходов.