Известия РАН. Энергетика, 2019, № 1, стр. 3-14

Несмотря на ряд соглашений достигнутых при работе над концепцией “Стратегии развития двухкомпонентной ЯЭ”, проблема формирования национальной стратегии развития ядерной энергетики (ЯЭ) в России остается. До недавнего времени споры велись вокруг особенностей формирования замкнутого ЯТЦ, связанных с ролью быстрых реакторов в ЯЭ [1–3], в настоящее время активно превалирует концепция, в рамках которой в ЯЭ для быстрых реакторов вообще нет места, а ЗЯТЦ рассматривается как второстепенная деталь, без которой можно обойтись [4]. Главными и основными проблемами ЯЭ номинируются проблема сохранения современной инфраструктуры атомной отрасли и связанная с этим проблема топливообеспечения тепловых реакторов. При этом “сохранение” современной инфраструктуры отрасли предполагает замену работающего уран-плутониевого ЯТЦ торий-урановым ЯТЦ, и замену разработанных быстрых реакторов гибридными термоядерными установками.

Переходя к анализу адекватности этой альтернативы (далее, Концепция КИ), рассмотрим основные проблемы ЯЭ и разницу в подходах к их решению в разрабатываемой в ГК “Росатом” “Стратегии развития двухкомпонентной ЯЭ” (далее, Стратегия-2020) и Концепцией КИ.

Основная проблема ЯЭ – конкурентоспособность ЯЭ с газовой электрогенерацией. Рассмотрим ее подробнее. Многокомпонентная система разнородных энерготехнологий c разным уровнем конкурентоспособности является устойчивой системой только в том случае, когда в рамках многокомпонентности существует положительный системный эффект (СЭ), ее оправдывающий. Рассмотрим двухкомпонентную энергетику России: энергетику на органическом топливе и энергетику на ядерном топливе. В рамках двухкомпонентной энергетики практически возможны два варианта, приведенные в табл. 1.

Если конкурентоспособность органической энергетики выше чем конкурентоспособность ЯЭ, то энергетика сохраняет многомпонентность с доминированием органических источников энергии. В этом случае масштаб ЯЭ определяется неэкономическими факторами (государственная поддержка). Если (КС)_орг < (КС)_яэ, то будет экономически востребована крупномасштабная ЯЭ.

Системный положительный эффект вполне основателен и имеет долгосрочен, что гарантирует долговременное существование ЯЭ как небольшой, но важной части энергетики России. В связи с этими выводами правомочны два вопроса.

Является ли первый вариант безусловным современным ориентиром? Возможно, что нет. В последнее время появились расчеты [5], показывающие, что ЯЭ с БР имеют большой потенциал повышения конкурентоспособности и может быть практически реализован второй вариант с (КС)_орг < (КС)_яэ. Эти расчеты не являются доказательством конкурентоспособности ЯЭ. Но они имеют характер требований, удовлетворение которых приведет к экономической востребованности крупномасштабной ЯЭ.

Значит ли, что находясь в рамках первого варианта, мы не должны заниматься проблемами формирования крупномасштабной ядерной энергетики? Конечно, нет. Ядерная энергетика России – это не только сооружение и эксплуатация энергоблоков в России, но и разработка ядерных энерготехнологий крупномасштабной ЯЭ для их экспорта в те страны, в которых крупномасштабная ЯЭ уже в ближайшее время может быть экономически востребована [6].

Таким образом, ЯЭ на новой технологической платформе (НТП ЯЭ) имеет высокий потенциал для решения проблемы конкурентоспособности с газовой генерацией. Проблема конкурентоспособности в концепции КИ не позиционируется, как проблема.

Важной проблемой ЯЭ является исключение тяжелых аварий на АЭС и предприятиях ЯТЦ, требующих эвакуации населения. Сегодня можно считать теоретически доказанным и расчетно-экспериментально обоснованным [7–10], что три дополнительные требования к быстрым реакторам: КВА, близкий к единице, свинцовый теплоноситель и плотное нитридное уран-плутониевое топливо (MNIT-топливо), дают возможность существенно повысить уровень безопасности БР. В связи с этими дополнительными требованиями повышения уровня безопасности, применительно к реакторным установкам АЭС можно выделить семь основных технических решений, обеспечивающих удовлетворение требований к безопасности крупномасштабной ЯЭ:

– равновесная активная зона БР, позволяющая минимизировать запас реактивности на выгорание ядерного топлива;

– плотное топливо, позволяющее реализовать равновесную активную зону с КВА около единицы;

– широкая решетка активной зоны, позволяющая иметь уровень естественной циркуляции, достаточный для отвода остаточного тепловыделения и снизить затраты мощности на прокачку теплоносителя;

– интегральная компоновка реакторной установки, позволяющая исключить потерю охлаждения активной зоны и обеспечить условия для эффективной естественной циркуляции;

– тяжелый жидкометаллический теплоноситель, позволяющий реализовать широкую решетку и исключить положительный пустотный эффект реактивности;

– система поддержания качества свинцового теплоносителя, позволяющая использовать тяжелый теплоноситель в БР большой мощности;

– использование атмосферного воздуха в качестве конечного охладителя при естественно-циркуляционном отводе остаточного тепловыделения в РУ большой мощности.

Помимо требований к безопасности РУ АЭС существуют требования к технологиям замкнутого ЯТЦ крупномасштабной ЯЭ:

– малоотходная переработка ОЯТ;

– вовлечение продуктов переработки ОЯТ в единый топливный цикл двухкомпонентной ЯЭ

– сокращение длительности выдержки ОЯТ БР перед его переработкой до 1–2 лет;

– обеспечение радиационно-миграционного баланса между добываемым топливным сырьем и захораниваемыми радиоактивными отходами (РАО);

– технологическая поддержка режима нераспространения.

В связи с требованиями к технологиям замкнутого ЯТЦ крупномасштабной ЯЭ можно выделить три технических решения:

– “сухая” переработка ОЯТ БР для сокращения длительности выдержки ОЯТ перед его переработкой и исключения выделения чистого плутония при его переработке;

– трансмутация минорных актинидов в БР для обеспечения радиационно-миграционной эквивалентности между добываемым топливным сырьем и захораниваемыми РАО [11, 12];

– отказ от бланкета в БР для исключения наработки плутония оружейного качества (при экспорте технологий).

Существуют опасения, что в случае с КВ БР, близким к единице, невозможно в короткие сроки (в случае необходимости) нарастить уровень мощности ЯЭ. Но если такой сценарий окажется востребованным (возможно будет востребован в Китае и Индии), то он может быть реализован путем быстрого ввода любого рационально необходимого количества мощностей БР с топливом из обогащенного урана или путем использования бланкетов, наличие которых в странах “ядерного клуба” требованиям нераспространения не противоречит.

Стратегия-2020 базируется на развитии ЗЯТЦ с БР естественной безопасности, обеспечивающем решение проблемы тяжелых аварий, приводящих к необходимости эвакуации населения. Что касается Концепции КИ, то в ней эта проблема не обсуждается, что вызывает недоумение, так как основой этой концепции становится сохранение тепловых реакторов, в качестве основной технологической базы ЯЭ, но именно на АЭС с реакторами этого типа произошли две крупнейшие катастрофы – Чернобыльская и Фукусимская.

На третье место сегодня можно поставить проблему радиоактивного загрязнения окружающей среды. Рассмотрим подробно следующий тезис из Концепции КИ: “Переход от уран-плутониевого топливного цикла к торий-урановому сокращает накопление трансурановых нуклидов, что уменьшает в тысячи раз объем долгоживущих отходов”. Напомним, что долгоживущие радиоактивные отходы в ЯЭ, в основном, состоят из долгоживущих актинидов и продуктов деления. Поскольку в уран-плутониевом и торий-урановом циклах энергия получается за счет реакции деления, то значимых различий в накоплении долгоживущей радиоактивности продуктов деления нет при равном количестве произведенной энергии. Утверждение о том, что трансурановых нуклидов в Th-U цикле накапливается в 1000 раз меньше, чем в цикле U-Pu справедливо только для однократного облучения урана-233 совместно с торием. Однако Th-U цикл должен быть либо замкнутым с многократным облучением урана-233 и тория, либо очень длительным, например, как, в реакторе с расплавленной солью. В этом случае накапливаются равновесные концентрации трансуранов, которые в сумме составляют несколько процентов от всей массы топлива (актиноидов), т.е. в 100 раз больше, чем утверждается. При этом следует учитывать, что основная долгоживущая радиотоксичность Th-U цикла, в отличие от цикла U-Pu, определяется не трансурановыми элементами, а протактинием-231, долгоживущими изотопами тория и неизбежными потерями урана-233, которые практически отсутствуют в цикле U-Pu.

Следует отметить, что ранее проводились подробные сравнения радиационных аспектов торий-уранового и уран-плутониевых циклов для условий ЗЯТЦ на базе тепловых и быстрых реакторах при многократном рецикле. Эти результаты показывают, что с точки зрения долгоживущей радиотоксичности РАО разницы между циклами Th-U и U-Pu практически нет [12]. Радиационные характеристики обращающегося в замкнутом цикле торий-уранового топлива существенно выше, чем уран-плутониевого. Это потребует иных, по сравнению с существующими и разрабатываемыми технологий по изготовлению, транспортировке и хранению “свежего” (регенерированного) топлива. При многократном рецикле уран и торий накапливают радиоактивные изотопы и по сравнению со стартовыми радиационные характеристики их существенно повышаются.

Для оценки масштаба радиационных характеристик сравним их с соответствующим сырьевым (уран) и делящимся (плутоний) материалами замкнутого уран-плутониевого цикла. Приведем результаты расчетов радиационных характеристик топлива равновесного состава для Th-U (реактор ВВЭР на торий-урановом топливе с подпиткой ураном-233) и U-Pu (БР) замкнутых циклах. На рис. 1–4 приведены характеристики воспроизводящего элемента (тория или урана) и делящегося элемента этих циклов. При выдержках менее (1–4) × 10⁴ лет радиационные характеристики (активность, энерговыделение) тория выше, чем у урана. При выдержках 2–10 лет превышение составляет 1000–100 раз, а мощность гамма дозы и 10 000–1000 раз, что обусловлено накоплением короткоживущих изотопов тория. Только при больших временах выдержки (больших (1–4) × 10⁴ лет) при накоплении равновесных концентрация дочерних нуклидов в цепочках распада урана радиационные характеристики урана становятся выше, чем у тория. Активность и энерговыделение плутония выше, чем у урана из ториевого цикла. При выдержках 2–100 лет различие составляет от 2 до 100 раз. Однако, мощность гамма дозы в указанный период для урана в ~10⁴ раз выше, что связано с высокой концентрацией ²³²U и равновесной цепочкой его распадов, излучающей гамма кванты с энергией 2.6 МэВ (²⁰⁸Tl). Следует учесть то обстоятельство, что для урана из торий-уранового цикла после выдержки примерно 600 лет все радиационные характеристики начинают возрастать и достигают максимума при выдержке 60–200 тыс. лет. Это повышение, в основном, связано с накоплением дочерних нуклидов цепочки распада урана-233 (Т_1/2 1.592 × 10⁵ лет):

Рис. 1.

График зависимости энерговыделения тория-232 (ВВЭР-Тh) и урана-238 (БР) от времени выдержки.

Рис. 2.

График зависимости мощности гамма-дозы тория-232 (ВВЭР-Тh) и урана-238 (БР) от времени выдержки.

Рис. 3.

График зависимости энерговыделения урана-233 (ВВЭР-Тh) и плутония-239 (БР) от времени выдержки.

Рис. 4.

График зависимости мощности гамма-дозы урана-233 (ВВЭР-Тh) и плутония-239 (БРЕСТ) от времени выдержки.

Темп увеличения определяется накоплением ²²⁹Ra, поскольку остальные члены цепочки распадов короткоживущие. Существенный вклад дает и цепочка распадов урана-234 (Т_1/2 = 2.455 × 10⁵ лет). Спад радиационных характеристик урана при выдержках более 2 × 10⁵ лет определяется снижением (за счет распада) масс стартовых урановых изотопов указанных цепочек.

В Стратегии-2020 НТП ЯЭ предусматривает кардинальное решение проблемы, ориентируясь на радиационно-эквивалентное обращение с РАО. Концепция КИ предлагает отложенное решение по переработке ОЯТ, т.е. передачу проблем и ответственности будущим поколениям.

Важная проблема ЯЭ сегодня – это проблема технологической поддержки режима нераспространения. НТП ЯЭ обеспечивает возможность исключения бланкета в БР и переработку ОЯТ без выделения чистого плутония, предусматривает возможность реализации пристанционного ЯТЦ, радикально снижающего объемы транспортировки ОЯТ и ядерного топлива. Концепция КИ в части этой проблемы базируется на тезисе: “Переход от уран-плутониевого топливного цикла к торий-урановому, где основным делящимся изотопом является уран-233, решает проблему нераспространения”. Действительно, в торий-урановом цикле наличие в уране изотопа уран-232 затрудняет безопасное обращение с ураном, но не исключает такой возможности. В течение нескольких месяцев (до полугода) отделенный от тория уран относительно низкоактивен. Максимум радиоактивности достигается через ~10 лет выдержки выделенного урана – после накопления продуктов распада урана-232 (Т_1/2 ~ 80 лет). То есть времени для безопасного обращения с ураном и изготовления из него ядерного взрывного устройства вполне достаточно. Радиоактивность – важный, но не определяющий фактор для террориста. И он не является непреодолимым барьером для государства. Следует отметить, что плутоний из энергетических реакторов – высокорадиоактивный материал, излучающий альфа частицы, нейтроны и гамма-кванты. Он может содержать и некоторое количество урана-232 – продукт распада изотопа плутоний-236. Плутоний оружейного качества можно наработать и в предлагаемом КИ гибридном ядерном реакторе, так как в нем есть нейтроны и достаточно места для размещения сырьевого материала.

Таким образом, наличие урана-232 затрудняет использование урана-233 (критическая масса меньше, чем у урана-235) в ядерном взрывном устройстве, но не исключает такую возможность.

Далее можно поставить проблему обеспечения ЯЭ топливом на длительную перспективу. НТП ЯЭ на БР с ЗЯТЦ обеспечивает полное использование ресурсов урана, достаточных для работы ЯЭ в течение тысячелетий. Концепция КИ предлагает отложенную переработку ОЯТ и перевод развивающейся ЯЭ с уранового на ториевый цикл. В связи с этим отметим, что вовлечение тория в ядерный топливный цикл обычно связывается с двумя положениями. На начальном этапе развития ЯЭ предполагалось, что в условиях активного развития ЯЭ запасы урана будут быстро истощаться, и вовлечение ториевых ресурсов потребуется довольно скоро. Но прогноз не оправдался. Привлекательным фактором являются хорошие ядерно-физические свойства сырьевого ядерного материала – изотопа ²³²Th и нарабатываемого из него при облучении делящегося изотопа ²³³U. По сравнению с изотопами ²³⁵U и ²³⁹Pu изотоп ²³³U является лучшим делящимся материалом для реакторов с тепловым спектром нейтронов за счет большего отношения количества вторичных нейтронов на одну реакцию деления к количеству поглощенных нейтронов. Кроме того, торий и его соединения тугоплавки, что потенциально обеспечивает достижение значительных глубин выгорания, и допускает высокотемпературные режимы работы реактора. В связи с этим торий-урановый ЯТЦ изучался в 50-х–70-х годах прошлого века. В СССР проблемой тория занимались многие институты Минсредмаша. В течение длительного времени при ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ действовал отраслевой Координационный Совет по проблемам уран-ториевого ЯТЦ. Был выполнен ряд теоретических и экспериментальных исследований, связанных с отработкой технологий извлечения тория, изготовления нарабатывающих элементов и использования тория в ЯР различного типа. Но несмотря на положительные особенности ториевого топлива, преимущества его применения должны рассматриваться в первую очередь в контексте существующего реакторного парка и современной технологической базы ЯТЦ, включая процессы фабрикации ядерного топлива и обращения с ОЯТ.

Для внедрения в ЯЭ России торий-уранового замкнутого топливного цикла должны быть проведены многочисленные исследования по физике реакторов и оптимизирована их технология и конструкция, технологии производства топлива, его регенерации в замкнутом топливном цикле, разведаны и инвентаризованы месторождения ториевых руд и т.д. При развитии ториевого топливного цикла должен быть повторен путь развития атомной отрасли, основанной на урановом топливе. При этом следует учитывать, что урановая промышленность была развита для решения оборонных задач (ядерное оружие, атомный подводный флот) и уран-плутониевый ЯТЦ достался ЯЭ как технологическое наследие. На основе опыта создания уран-плутониевого ЯТЦ очевидно, что затраты на масштабное развитие основанной на тории ядерной энергетики будут велики. Для таких затрат нужны серьезные побудительные мотивы, которых почти семидесятилетний опыт исследований не продемонстрировал. В частности, причин для экстренных мер по разработке ториевых месторождений, ториевых ядерных реакторов, инфраструктуры замкнутого торий-уранового топливного цикла в настоящее время нет.

Особое внимание следует обратить на то, что в природе нет делящегося изотопа тория, поэтому для формирования торий-уранового ЯТЦ необходимы либо исходные делящиеся материалы, которые можно взять из уран-плутониевого цикла (U-235 и Pu-239), либо наработка исходного делящегося U-233 в термоядерных или электроядерных установках. Если потребуется, то наработка U-233 в рамках функционирования уран-плутониевого цикла будет наименее затратной, поэтому в ЯЭ длительное время ториевый цикл будет вторичным по отношению к уран-плутониевому. Внедрение в перспективе торий-уранового топлива в тепловые реакторы может позволить, если потребуется, продлить жизнь существующей реакторной технологии и расширит сырьевую базу ЯЭ. Хотя при развитии ЯЭ с БР она обеспечена урановым сырьем на тысячелетия. В БР торий-урановое топливо по своим физическим характеристикам уступает уран-плутониевому, поэтому внедрять ториевый цикл в БР нет смысла. Вообще, как уран-плутониевый цикл БР, так и торий-урановый цикл тепловых или БР по сути основных технических этапов похожи друг на друга, поскольку оба должны быть обязательно замкнутыми, необходима полная переработка всего потока обращающегося ядерного топлива, разработка технологии обращения и минимизации РАО. По радиационной опасности отходов оба топливных цикла имеют примерно одинаковые характеристики. Основная инфраструктура уран-плутониевого цикла уже существует или технически разработана. Сотни тонн плутония, которые накоплены в облученном топливе современных тепловых реакторов в ближайшие десятилетия и очевидные физические и технические преимущества предопределяют развитие БР с замкнутым уран-плутониевым топливном циклом.

По характеристикам безопасности, возможности применять новые типы топливной матрицы, по технологии регенерации облученного топлива торий-урановое топливо не имеет существенных преимуществ перед уран-плутониевым топливом. Для реакторов, использующих тот или иной тип топлива, предложено много способов повышения безопасности, типов топливных матриц, в частности микротвэлы, и т.д. Для обоих типов топлива возможна реализация принципа минимального запаса избыточной реактивности для повышения ядерной безопасности. Этот принцип уже реализован для уран-плутониевого топлива в проектах БР БРЕСТ-ОД-300, где достигнуто небольшое избыточное воспроизводство плутония в активной зоне и отсутствуют (в случае необходимости) воспроизводящие экраны. Это можно реализовать и в торий-урановом цикле теплового реактора нового типа, скорее всего с топливом в виде расплавленных солей. Но этот тип реактора потребует длительной разработки, что связано с нерешенностью вопросов безопасности, отсутствием конструкционных материалов на весь срок службы реакторной установки и другими технологическими трудностями.

Можно сделать вывод, что научных и технических аргументов в пользу системного внедрения в современную или перспективную ЯЭ торий-уранового ЯТЦ в настоящее время нет.

После пяти реальных проблем ЯЭ перейдем к проблемам другого уровня, сформулированным в Концепции КИ. Начнем с проблемы утилизации энергетического плутония. В ЯЭ на НТП эта “проблема” решается естественным образом: развертывание парка БР на энергетическом плутонии. Концепция КИ предусматривает конвертирование плутония в уран-233 в тепловых реакторах путем использования плутоний-ториевого топлива, причем режим переработки ОЯТ, содержащего остатки плутония, не рассматривается.

Вторая надуманная проблема касается сроков модернизации ЯЭ. Опубликованные результаты системных исследований проектного направления “Прорыв” показывают возможность перехода ЯЭ России на НТП с БР естественной безопасности и ЗЯТЦ до конца века с выходом на 120 ГВт(э) при суммарных потребностях в ресурсах урана на уровне ~500 кт [13]. В Концепции КИ утверждается (без представления масштабов развития и исходных положений), что срок замены тепловых реакторов быстрыми будет исчисляться примерно двумя столетиями.

В связи с этим следует отметить, что еще в 2016 г. в Китае рассматривались [14] варианты Стратегии, в которой установленная мощность АЭС должна составлять:

– к 2020 г. – 58 ГВт,

– к 2030 г. – 200 ГВт,

– к 2050 г. – 400 ГВт.

Суммарно доля реакторов на тепловых нейтронах (типа PWR) будет ограничиваться установленной мощностью 200 ГВт.

Третья “проблема” в Концепции КИ касается консервации отложенного ЗЯТЦ. Традиционная позиция постепенного перехода к ЗЯТЦ заменяется следующей стратегией: “разумно организовывать такие топливные циклы, в которых потребность разрушать герметичные твэлы после облучения в реакторе и растворять топливную матрицу – главного держателя продуктов деления не потребуется как можно дольше. Очевидно, лучше и более безопасно десятилетия сохранять облученные твэлы в неприкосновенности, а потом уже браться за их переработку.” В связи с этим и учитывая мировые тенденции следует отметить, что на сегодня разумной альтернативы ЗЯТЦ не существует. В рамках международного форума GENERATION-IV страны-разработчики ядерных технологий выработали требования к реакторам нового четвертого поколения. Среди шести технологий, выбранных для совместного развития, четыре – это различные технологии БР и ЗЯТЦ [15]. В рамках международного проекта М-АГАТЭ ИНПРО сформулированы требования пользователей к инновационным ЯЭ системам, удовлетворяющим принципам устойчивого развития [16]. Исследования ИНПРО подтвердили важность развития технологий БР и ЗЯТЦ, особенно для стран с большим парком АЭС или планирующих масштабное развитие ЯЭ.

Четвертая “проблема” – это сохранение современной инфраструктуры атомной отрасли, т.е. преобладания генерирующих мощностей на реакторах на тепловых нейтронах. Основные аргументы в пользу этой концепции в кратком изложении сводятся к следующим:

1. Вся современная ЯЭ построена на тепловых реакторах.

2. Тепловые реакторы необходимы для выполнения некоторых функций энергопроизводства, которые не могут выполняться БР.

3. БР экономически неконкурентоспособны.

По второму пункту аргументы само собой разумеющиеся, без конкретных обоснований. Если такого рода проекты и упоминаются (например, высокотемпературные РУ), то без оценки потенциальной весомости их вклада в общий энергобаланс ЯЭ.

По третьему пункту аргументацию следует признать справедливой, но только в отношении имеющегося опыта создания БР с натриевым теплоносителем, не претендующего на промышленную референцию. В концепции БР естественной безопасности одной из основных является возможность достижения экономической привлекательности не только по отношению к традиционным водоохлаждаемым РУ, но и к ТЭС с ПГУ.

Пятой, главной проблемой современной ЯЭ Концепцией КИ объявляется проблема невостребованности термоядерных разработок в их сегодняшнем состоянии. Как следствие, объявляется, что развитие ЯЭ невозможно без гибридных термоядерных реакторов (ГТР) с бланкетом из жидкосолевой топливной композиции, предназначенной для непрерывного экстрагирования накопившихся делящихся изотопов и продуктов деления¹¹. При этом требования непрерывности работы к гибридному реактору могут быть смягчены, поскольку ГТР производит ²³³U (оружейный материал!), и его можно накапливать на складах. Более того: “ГТР можно (и даже следует!) вообще освободить от необходимости производства электроэнергии – это существенно упростит конструкцию реактора и заметно смягчит требования к его эксплуатационным параметрам. При таком подходе достижимые в настоящее время параметры плазмы и уровень мощности в единицы мегаватт, продемонстрированные на токамаках TFTR и JET в 1990-е годы, вполне достаточны для создания ГТР на основе токамака в отличие от энергетического "чистого” термоядерного реактора. Подходящих материалов, способных обеспечить устойчивую эксплуатацию энергетического термоядерного реактора в течение разумного с точки зрения экономики времени, сегодня просто не существует”. Но при этих смягчающих обстоятельствах нет разработанных проектов ГТР. На таком фундаменте – отсутствующий торий-урановый ЯТЦ и неразработанный ГТР – предлагается Стратегия развития ЯЭ.

Позиция, сформулированная в “Стратегии развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века” [1] и детализированная в [13], основана на концепции крупномасштабной ядерной энергетики, которая может быть развита при решении ее ключевых задач с помощью быстрых реакторов умеренной энергонапряженности без избыточного производства плутония, при сохранении в структуре ранее построенных АЭС с тепловыми реакторами. При этом важным является полное внутреннее воспроизводство плутония в активной зоне (KBA ≈ 1) с плотным нитридным топливом равновесного состава.

Основными факторами для масштабного развития ЯЭ в России и мире остаются, прежде всего, безопасность [17] и экономическая конкурентоспособность с другими видами энергогенерации.

В “Стратегии развития ядерной энергетики России в первой половине XXI века” впервые были определены требования естественной безопасности крупномасштабной ядерной энергетики:

– исключение аварий, требующих эвакуации, тем более отселения населения, и выводящих из хозяйственного использования значительные территории;

– обращение ядерных материалов в топливном цикле без значимого нарушения природного радиационного баланса²²;

– технологическая поддержка режима нераспространения ядерного оружия;

Многое из этого направления уже сделано в рамках проектного направления “Прорыв” [18]

Остается нерешенным важнейший вопрос конкурентоспособности АЭС вообще и на базе БР, в частности. Очевидно, что без соответствующих НТП ЯЭ норм и стандартов, решение этого вопроса будет затруднительным. Первое приближение к ответу о реализуемости конкурентоспособной ЯЭ с ЗЯТЦ на базе БР должны дать ведущиеся сейчас работы по обликовым проектам промышленных энергетических комплексов с РУ БН-1200 и БР-1200.

Таким образом, контуры национальной стратегии развития ЯЭ уже прорисованы в достаточной степени, и критически важно, чтобы эти контуры превратились в национальную Стратегию, принятую на государственном уровне.