«Сектор-6»
После окончания кафедры №16 МИФИ я попал в Курчатовский институт, а темой микротвэлов стал заниматься еще на дипломе в 1976 году. Отделом-35 (по-старому «Сектор-6», который упоминается в фильме «9 дней одного года»), куда я пришел дипломником, тогда руководил Николай Николаевич Пономарев-Степной, ныне академик РАН. Николай Николаевич (Ник-Ник) и по сей день является главным научным и идейным вдохновителем темы атомно-водородной энергетики у нас в стране.
В то время в СССР тема высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) хорошо развивалась. В 1970-е годы в СССР была принята государственная программа по развитию атомно-водородной энергетики. В 1987 году Советом министров СССР была принята программа по созданию атомных энерготехнологических комплексов на базе ВТГР. В Подольске и Новосибирске было запущено экспериментальное производство по изготовлению шаровых твэлов и микротвэлов. Проводилось много реакторных испытаний в разных реакторах: в Обнинске в филиале Физико-химического института им. Л. Я. Карпова, в Курчатовском институте в реакторе МР-50, в Димитровграде в реакторах СМ-3 и РБТ-6, в Екатеринбурге в реакторе ИВВ-2. В Курчатовском институте на реакторе МР-50 была построена петля ПГ-100 (петля гелиевая, рассчитанная на давление гелия до 100 атмосфер). Там испытывались каналы типа КВГ, которые условно можно считать маленькими ВТГР. Также на этом реакторе провели серию испытаний топлива ВТГР в ампульных устройствах типа «КАШТАН». При этом достигались высокие показатели по выгоранию топлива. Курчатовский институт выступал в качестве научного руководителя.
Прошедшие испытания микротвэлы были разных конструкций, с различным покрытием, испытывались как в специальных ампулах, так и в составе шаровых твэлов. В то время развивались такие проекты ВТГР, как ВГР-50, ВГ-400, ВГМ, позже ВГР-Т. Хотя я уже, начиная с дипломной работы, специализировался на расчетном моделировании термомеханического поведения микротвэлов и шаровых твэлов, довелось мне и непосредственно участвовать в экспериментальных работах. В Обнинске я в прямом смысле сидел в реакторном зале реактора ВВР-Ц за пультом управления облучательным устройством в ночных сменах, где мы дежурили по неделе, затем менялись. На реакторе МР-50 в Курчатовском институте периодически участвовал в постановке и выемке экспериментальных каналов КВГ непосредственно на «крышке» реактора.
Первые проекты ВТГР-графитовых реакторов с гелиевым охлаждением появились в 50-е годы прошлого века. Еще в начале 50-х академик Анатолий Петрович Александров высказал идею об использовании гелиевых реакторов в подводных лодках. В 60-е начался этап бурного развития ВТГР. В 1965 году англичане построили экспериментальный реактор Dragon мощностью 20 МВт тепловых. В качестве топлива использовались цилиндрические топливные элементы, в которых были расположены микротопливные сферические частицы из делящегося материала с керамическим покрытием — микротвэлы. В 1966 году в США был пущен экспериментальный ВТГР Peach-Bottom-1, который успешно проработал в течение восьми лет, а в 1968 году в ФРГ построили реактор AVR мощностью 50 МВт тепловых, проработавший в общей сложности около двадцати лет. Ключевым элементом топлива ВТГР являются микротвэлы, которые представляют собой оксидные, карбидные или оксикарбидные топливные микросферы диаметром 200-500 микрон, на которые наносится многослойное покрытие из пиролитического углерода и карбида кремния. Успешный опыт эксплуатации реактора Peach-Bottom-1 позволил американцам продолжить развивать технологии ВТГР, и в 1979 году они построили реактор с призматической активной зоной мощностью 330 МВт (эл.) на АЭС Fort-Sent-Vrain, который проработал 12 лет. В Западной Германии также не оставили работу по теме ВТГР и в 1984 г. построили реактор с шаровой засыпкой THTR-300 мощностью 300 МВт эл., в котором в качестве ядерного топлива была сделана попытка использовать торий, считающийся перспективным материалом для наработки ядерного топлива, так как его запасы на Земле значительно превосходят запасы урана.
Есть два типа ВТГР. В первом типе микротвэлы прессуются в цилиндрических графитовых топливных компактах высотой 50 миллиметров и диаметром 12,5 миллиметра. Топливные компакты затем размещаются в шестигранные графитовые блоки с каналами под топливо, а также каналами для прохода теплоносителя и стержней управления и защиты. Из этих блоков набирается активная зона, которую называют «призматической». Конструкция второго типа ВГТР имеет активную зону, которая в англоязычной литературе обозначается pebble-bed, а у нас просто «шаровая засыпка». В этом варианте активной зоны микротвэлы размещаются в графитовых шарах диаметром 60 миллиметров, ровно с бильярдный шар! Оригинальна и система загрузки: шаровые твэлы насыпаются в корпус активной зоны сверху, а снизу высыпаются отработавшие «шары». Шаровые твэлы, не достигшие проектного выгорания, возвращаются пневмотранспортом в активную зону. Общее для обоих типов активной зоны, кроме микротвэлов, — использование гелия в качестве теплоносителя, что позволяет достигать температуры теплоносителя на выходе из активной зоны до 1000 °С. При этом многослойные оболочки эффективно удерживают продукты деления внутри микротвэлов. Также следует отметить присущую ВТГР внутреннюю безопасность: авария типа Чернобыльской, в ликвидации последствий которой мне пришлось поучаствовать в 1986 и 1988 годах, для ВТГР в принципе невозможна.
Авария на Чернобыльской АЭС нанесла сильный удар по развитию технологий ВТГР, впрочем, как и по всей ядерной энергетике — по всему миру стали закрываться исследовательские и экспериментальные программы в области реакторостроения. Наложилось и то обстоятельство, что существующие на тот момент реакторы ВТГР были экспериментальными или прототипами проектируемых промышленных реакторов и не могли конкурировать с традиционными «легководными» реакторами с точки зрения удельной стоимости на кВт выработанной электроэнергии. В итоге в конце 1980-х годов тема ВТГР в Европе стала неактуальна как по политическим, так и по экономическим причинам. В Германии свернули работы по этой тематике, однако в США все 90-е годы продолжали заниматься разработками проектов ВТГР и проводить реакторные испытания различных конструкций микротвэлов. В то же время такие страны, как Япония и Китай, наоборот, начали работы по развитию технологий ВТГР. Япония построила свой высокотемпературный инженерный испытательный реактор HTTR с призматической активной зоной мощностью 30 МВт. Китай взял за основу немецкую технологию производства шаровых твэлов и на рубеже 2000-х годов запустил исследовательский реактор HTR-10, а в 2021 году в Китае была введена в эксплуатацию АЭС HTR-PM, включающая два модульных ВТГР по 100 МВт эл. каждый, имеющих активные зоны с шаровыми засыпками. Помимо Китая и Японии, Южная Корея и ЮАР также пробовали внедрять подобные технологии, но были вынуждены по разным причинам приостановить разработки. С 2000-х тематика высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов продолжила развитие на уровне разработки технологий ВТГР модульной концепции повышенной безопасности. Интерес к технологиям ВТГР в настоящее время проявляют около двух десятков стран мира.
С конца 1980-х годов и вплоть до конца 1990-х годов тема ВТГР в России сошла на нет так же, как и в большинстве западных стран — по политическим и экономическим причинам. Однако в начале 2000-х годов технологии ВТГР вновь приобрели актуальность в связи с мировым трендом на развитие водородной энергетики. Реактор ВТГР может давать на выходе гелий с температурой до 1000 градусов Цельсия, что позволяет использовать термохимические и электрохимические методы разложения воды для получения водорода, а также использовать высокопотенциальное тепло для различных технологических процессов. В России с конца 1990-х реализовывался большой совместный проект с участием США и Франции (Франция выступала скорее в роли наблюдателя) по созданию высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ГТ-МГР для производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле с КПД около 50%. Кстати, самые хорошие воспоминания остались от общения с американскими и французскими специалистами: там, где нет политики, люди всегда находят общий язык.
Проект в итоге свернули, однако в ходе его реализации во ВНИИНМ была построена уникальная установка БИУ (Боксовая Исследовательская Установка). На этой установке была разработана технология по производству топливных кернов, на которые наносится четырехслойное покрытие из пироуглерода и карбида кремния, после чего они становятся, собственно, микротвэлами. В ходе работ по проекту ГТ-МГР во ВНИИНМ были разработаны не только технологии изготовления микротвэлов и топливных компактов. Также был разработан расчетный код GOLT (Газо-ОхЛаждаемое Топливо), моделирующий поведение микротвэлов и прогнозирующий пределы безопасной эксплуатации топлива. Разработанный расчетный код весьма успешно «выступил» в ходе проведения сравнительных (бенчмарк) расчетов с кодами, разработанными в других странах, в ходе работы международной группы CRP-6 МАГАТЭ. Всего в бенчмарках приняло участие 12 кодов из 10 стран мира. В результате, например, японский код, опубликованный в ведущих периодических изданиях, «сошел с дистанции», в то время как результаты расчетов тестовых задач, полученные по коду GOLT, разработанному во ВНИИНМ, практически полностью совпали с результатами, полученными с помощью известных кодов, разработанных в США, Англии и Евросоюзе.
К сожалению, проект ГТ-МГР по разным причинам не был реализован. Но сегодня технология ВТГР вновь стала актуальной, и причины — не только экономические, но и связанные с экологией. Цены на углеводороды, нефть, газ значительно выросли. Фактор декарбонизации экономики, углеродный налог и рост потребления в промышленности водорода в качестве химического реагента поддерживают интерес к атомно-водородной энергетике на базе реакторов ВТГР. Водород используется также в металлургии для прямого восстановления железа, для очистки и переработки нефти и во многих других отраслях.
В настоящий момент АО «Концерн Росэнергоатом» (Электроэнергетический дивизион Госкорпорации «Росатом») реализует масштабный инвестиционный проект «Разработка технологий атомно-водородной энергетики для крупномасштабного производства и потребления водорода», направленный на разработку и создание инфраструктуры для производства, хранения, транспортировки и использования водорода. Один из проектов в рамках программы АО «Концерн Росэнергоатом» нацелен на создание демонстрационного комплекса с реактором ВТГР и химико-технологической частью (ХТЧ) для крупномасштабного производства водорода. По сути, ВТГР — это многоцелевой реактор, предназначенный для замещения ископаемого топлива в различных высокотемпературных промышленных технологиях. Температура гелия, используемого в качестве теплоносителя, на выходе составит 850°С. Отводимое гелиевым теплоносителем тепло передается в химико-технологическую часть комплекса, где и происходит выработка водорода. Предполагается, что атомный энерготехнологический комплекс будет состоять из четырех блоков тепловой мощностью 200 МВт каждый, — в итоге суммарная мощность комплекса составит 800 МВт, что позволит обеспечить производство порядка 440 тыс. тонн водорода в год.
Пуск АЭТС запланирован на начало 2030-х годов. Водород — это перспективное топливо, которое в будущем должно заменить углеводородные энергоносители. В январе 2017 года в Давосе был создан международный совет по водороду, который в конце того же года представил масштабную дорожную карту по переходу на водородную энергетику. МАГАТЭ в 2022 году обязалась подготовить дорожную карту по возможностям производства водорода с использованием атомной энергии. Сегодня потребление водорода в мире составляет порядка 75 млн. тонн в год, а к 2050 году, по оценкам аналитиков, потребность в водороде может увеличиться до 500 млн. тонн в год.
ВНИИНМ — одна из структур, обеспечивающих научное и технологическое сопровождение работ по созданию в России топлива для ВТГР, участник широкой кооперации отраслевых предприятий Госкорпорации «Росатом» и российских научных организаций. Сегодня над разработкой активной зоны и топлива ВТГР работают предприятия атомной отрасли, имеющие многолетний опыт по данному направлению в России, — это АО «ОКБМ Африкантов» (главный конструктор реакторной установки и активной зоны), НИЦ «Курчатовский институт» (научный руководитель проекта), АО «ВНИИНМ» (конструктор-технолог микротвэлов), предприятия Топливной компании ТВЭЛ, АО «НИИ НПО «ЛУЧ» (конструктор-технолог тепловыделяющего элемента и разработчик опытно-промышленной технологии производства топлива ВТГР, главный технолог химико-технологической части), АО «НИИграфит», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ им. академика Е. И. Забабахина» и другие организации. Мы как разработчики технологии производства микротвэлов изготовили экспериментальные партии микротвэлов, которые проходят реакторные испытания в АО «ИРМ» (г. Заречный Свердловской области). С марта 2022 года ведутся испытания экспериментальных топливных компактов на реакторе СМ-3 в АО «ГНЦ НИИАР» (г. Димитровград Ульяновской области). Также изготовлены партии микротвэлов, которые будут направлены в Курчатовский институт для проведения радиационных испытаний по методике Курчатовского института, так называемое «слабое облучение». Темпы очень высокие, и сроки выполнения работ очень жесткие. Эскизные проекты уже выпустили, начали готовить техпроекты, создается нормативная документация, так как для этого типа реакторов её практически нет.
Если резюмировать, то по всем направлениям идет интенсивная работа. В АО «НИИ НПО «ЛУЧ» уже начата работа по созданию пилотной линии производства микротвэлов и топливных компактов, чтобы обеспечить в дальнейшем переход к созданию на площадке Топливной компании ТВЭЛ промышленного производства топлива ВТГР для устойчивого топливообеспечения будущих энерготехнологических станций. Главная причина активизации работ — востребованность водорода для российской и мировой экономики, поскольку это экологически чистое топливо, имеющее высокий экспортный потенциал.
В чем привлекательность разрабатываемого проекта АЭТС? Во-первых, она обеспечивает высокую степень безопасности. Конструкция микротвэлов позволяет топливу выдерживать высокие температуры, до 1600 °С, в течение сотен часов. Расчеты, проведенные для аналогичных проектов, показали, что даже в случае запроектной аварии графитовая кладка активной зоны не сможет загореться. На ВТГР нет риска возникновения пароциркониевой реакции, так как в конструкции микротвэлов не используются сплавы с цирконием, а в активной зоне нет воды. Помимо этого, реактор имеет отрицательный температурный коэффициент и при разогреве сам затухает. Также необходимо отметить, что в микротвэлах все продукты распада находятся внутри многослойных керамических оболочек, хранить отработавшие топливные элементы можно в сухом хранилище. Сейчас во ВНИИНМ также разрабатываются технологии переработки отработавшего топлива и возврата в топливный цикл регенерированных материалов.