Пока температурный взлет бьет по европейской энергетике, пока из-за потепления и обмеления Дуная страдают атомные электростанции в Венгрии и Румынии, а Франция борется с медузами, которые атакуют ее АЭС, мы вспомним о будущем российских ядерных реакторов.
Передний край
На сегодняшний день энергоблок № 1 Курской АЭС-2 с инновационным реактором ВВЭР-ТОИ работает на номинальной мощности. Это первый референтный блок с таким реактором в 1 253 МВт. На сегодня он полностью введен в промышленную эксплуатацию, имея статус действующего. В ближайшее время «Росатом» начнет предлагать этот перспективный дизайн компоновки энергоблоков серии ВВЭР иностранным заказчикам.
В настоящий момент интерес к ВВЭР-ТОИ уже задекларировали Казахстан, Турция и Узбекистан. Теперь, когда первый блок Курской АЭС-2 успешно сдан в промышленную эксплуатацию и подтвердил свои характеристики, «Росатом» получил официальное право включать ВВЭР-ТОИ в коммерческие тендеры как полностью проверенную (референтную) технологию.
Госкорпорация позиционирует ВВЭР-ТОИ как свой главный экспортный флагман будущего, однако на данный момент все основные строящиеся зарубежные объекты компании (в Китае, Индии, Турции, Египте, Бангладеш и Венгрии) технологически пока зафиксированы на базе предыдущего поколения — ВВЭР-1200.
Передний край технологии ВВЭР успешно закреплен на модели ВВЭР-ТОИ, а массовое строительство ведется с использованием хорошо зарекомендовавших себя реакторов ВВЭР-1200. Оба дизайна реакторов относятся к поколению 3+, тогда как следующие модели в линейке развития ВВЭР уже претендуют на то, чтобы соответствовать требованиям к реакторам 4-го поколения.
Что это за машины и в чём их особенность?
ВВЭР-С — мал, удал
Буква «С» в названии этого реактора означает «спектральное регулирование». Что это такое?
В классическом реакторе ВВЭР для управления мощностью и компенсации выгорания уранового топлива используется борное регулирование: в охлаждающую воду первого контура реактора подмешивают борную кислоту. Регулируя процент бора в воде, можно управлять реактивностью «котла», по сути изымая из активной зоны лишние в данный момент нейтроны, образующиеся при делении урана. Это делается таким образом, чтобы цепная реакция в активной зоне шла максимально устойчиво — и не затухая, но, что важно, и не разгоняясь выше равновесного значения, обеспечивающего требуемую тепловую мощность реактора.
Бор — сильный поглотитель нейтронов. Проблема в том, что он безвозвратно «губит» ценные нейтроны, которые могли бы превращать неделящийся уран-238, в больших количествах содержащийся в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), в делящийся и полезный изотоп плутоний-239. ВВЭР-С решает эту проблему за счет изменения «спектра» (энергии) нейтронов механическим путем, используя специальные стержни-вытеснители, меняющие спектр нейтронов за счёт регулирования количества воды в активной зоне реактора.
В начале цикла (кампании) работы уранового топлива, в реакторе «горит» только уран-235, наработанного плутония в ТВЭЛах практически нет. Стержни-вытеснители воды в этот период находятся внутри реактора, уменьшая количество охлаждающей воды в активной зоне. В итоге нейтроны, образующиеся при делении урана-235, имеют «жёсткий» спектр (формально он называется «эпитепловым» и является промежуточным между спектром нейтронов в классических ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 и в реакторах серии БН, то есть на быстрых нейтронах) — и легко нарабатывают плутоний-239 из находящегося в ТВЭЛах урана-238.
При приближении окончания кампании работы уранового топлива количество плутония-239 в ТВЭЛах становится достаточно высоким — и плутоний начинает сам участвовать в реакциях деления, внося дополнительный вклад в энерговыделение реактора. В этот момент ВВЭР-С начинает эффективно сжигать тот самый плутоний-239, который он сам накопил в первой половине цикла. Для этого стержни-вытеснители поднимают из реактора, их объём заполняется водой, а спектр нейтронов становится полностью «мягким», тепловым — таким, как на классических реакторах ВВЭР.
В итоге «Росатом» планирует создать и построить реактор, который будет экономить до 30% природного урана и окажется способен полностью работать на МОКС-топливе — смеси урана-235 и плутония-239, замыкая топливный цикл.
Первый такой реактор «Росатом» рассчитывает запустить к 2035 году на Кольской АЭС-2. В Полярных Зорях Мурманской области 29 июля 2026 года официально запущен первый этап подготовки строительной площадки и дан старт полевым работам: вырубке леса, выравниванию грунта и прокладке подъездных дорог. На площадке будут возведены четыре блока средней мощности со спектральным регулированием — ВВЭР-С/600 (мощность каждого — 600 МВт), весь проект рассчитан на достижение суммарной мощности 2 400 МВт для поэтапного и полного замещения старой Кольской АЭС.
ВВЭР-СКД — первый среди поколения 4
Официально ВВЭР-С классифицируется как продвинутое поколение 3+, или первая ступень к поколению 4. Дело в том, что даже с реакторным поколением 3+ в мире всё очень напряжённо — фактически только «Росатом» имеет в этом сегменте надежные референтные блоки, тогда как все конкуренты российского атомного монополиста сталкиваются с теми или иными трудностями в обеспечении полного соответствия требованиям поколения 3+.
Ещё сложнее обстоят дела с формулированием требований для реакторов поколения 4.
Сам по себе термин «4-е поколение реакторов» был принят международным экспертным сообществом еще в 2002 году — в рамках Международного форума «Поколение IV». Группа из более чем 100 экспертов оценила около 130 концепций и выделила шесть наиболее перспективных направлений, которые, в свою очередь, были разделены на две группы: четыре системы на быстрых нейтронах, предназначенные для полного замыкания топливного цикла, и две высокотемпературные системы на тепловых нейтронах, перед которыми были поставлены задачи максимальной надёжности, безопасности и энергоэффективности.
Оставим за кадром четыре концепции «быстрых» реакторов, сказав лишь, что Россия уже реализует две из них — реакторы с жидким натрием (БН-800 и БН-1200) и со свинцовым охлаждением (БРЕСТ-ОД-300).
ВВЭР-СКД полностью соответствует одной из выбранных концепций высокотемпературных реакторов на тепловых нейтронах, а именно Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR) — сверхкритическому водяному реактору, который работает при давлении и температурах выше критической точки воды, что позволяет полностью уйти от «влажного» пара, громоздких парогенераторов и радикально поднять КПД всего блока.
Теплоноситель (обычная вода) внутри первого контура такого «котла» будет находиться под давлением выше 22,1 МПа и при температуре около 540 °C.
Вода при таких параметрах не кипит, а переходит в форму сверхкритического флюида — состояния, среднего между паром и жидкостью. Это позволяет поднять КПД атомной станции с текущих 33–34% до 40–44%. Такой сверхгорячий пар из реактора можно направлять в турбину, используя одноконтурную схему, что колоссально удешевляет и упрощает конструкцию самой АЭС, уменьшая металлоемкость и сложность конструкции.
При этом, в отличие от классических ВВЭР и даже ВВЭР-С, за счёт отказа от кипящей воды и перехода на сверхкритический флюид, ВВЭР-СКД сможет работать с коэффициентом воспроизводства уранового топлива выше единицы (КВ ≥ 1), то есть нарабатывать плутоний-239, выступая полноценным участником двухкомпонентной ядерной энергетики замкнутого цикла, наравне с реакторами на быстрых нейтронах (серий БН и БРЕСТ).
Когда же мы увидим поколение 4?
Главный вызов в создании такого уникального реактора — это конструкционные материалы. Для сталей, из которых будут создаваться все системы первого контура, необходимо уникальное сочетание сохранения механических свойств в условиях сверхвысокой температуры и давления, устойчивости в жёстком нейтронном потоке и высокой коррозионной стойкости. Сегодня «Росатом» ведёт активные НИОКР и рассчитывает полностью обосновать и апробировать конструкционные материалы для ВВЭР-СКД к середине 2030-х годов.
Задача создания таких материалов находится практически на пределе современных технологий. Вода при давлении 25 МПа и при температуре в 540 °C превращается в агрессивный флюид. Она обладает колоссальной проникающей способностью, вызывает стремительное окисление и провоцирует радиационное распухание металлов. Обычные циркониевые сплавы, из которых делают оболочки твэлов в современных ВВЭР, в такой среде разрушаются за считаные часы.
Пока что наиболее перспективными считаются два направления.
Первое — это аустенитные хромоникелевые стали с высоким содержанием хрома, обеспечивающего защиту от коррозии, и никеля, который определяет высокую пластичность сплава. Оптимальными признаны стали типа Х16Н15М3Б с направленной мелкозернистой структурой, которая не дает развиваться микротрещинам под воздействием радиационного распухания.
Второе направление — это сплавы на основе никеля. Они обладают высочайшей жаропрочностью, но имеют недостаток: никель сильнее поглощает нейтроны, поэтому толщину стенок топливных трубок приходится рассчитывать с точностью до микрона.
Корпус ВВЭР-СКД должен выдерживать давление в полтора раза выше, чем у ультрасовременного ВВЭР-ТОИ. Тут предполагается использовать хромо-молибдено-ванадиевые стали повышенной чистоты. Основной упор сделан на технологии цельнокованых обечаек: специалисты «Росатома» хотят исключить любые продольные сварные швы, сделав корпус реактора практически монолитным. Изнутри он покрывается толстым защитным слоем из коррозионно-стойкой высокохромистой стали методом автоматической наплавки под флюсом. Технология цельнокованых крупногабаритных обечаек уже освоена для ВВЭР-ТОИ — теперь стоит задача её адаптации под возросшие габариты и под новые материалы, применяемые для ВВЭР-СКД.
Выводы
Параллельное развитие «Росатомом» прорывных проектов ВВЭР-С и ВВЭР-СКД закрепляет за российским атомным гигантом статус мирового технологического лидера, формируя барьер, практически непреодолимый для зарубежных конкурентов в ближайшие десятилетия.
В то время как западный атомный сектор, в лице Westinghouse или Framatome, сосредоточен на преодолении кризиса цепочек поставок и коммерциализации базового поколения 3+, российская госкорпорация одновременно внедряет концептуально разные подходы к замыканию топливного цикла.
Создание эволюционного ВВЭР-С позволяет за счет механического спектрального регулирования экономить до 30% природного урана без радикального изменения конструкции АЭС, что дает «Росатому» уникальный коммерческий продукт средней мощности для быстрого развертывания по всему миру. Параллельный революционный прорыв с ВВЭР-СКД переводит атомную энергетику в запредельные параметры сверхкритического давления воды, поднимая КПД до рекордных 44% и исключая целые технологические контуры (например, парогенераторы).
Такой технологический прорыв опирается на собственную, полностью независимую металлургическую и машиностроительную базу «Росатома», способную монолитно и «бесшовно» воплощать новые сверхпрочные марки сталей сразу в готовом энергоблоке. Для конкурентов из США и Европы, растративших собственную инженерную преемственность и критически зависящих от азиатской тяжелой ковки (JSW, Doosan), повторение такой комплексной связки из «гибкого уранового реактора» и «сверхкритического гиганта» остается недостижимым даже в среднесрочной перспективе.