Атомная жемчужина

4 августа 1956 года в Центре атомных исследований им. Хоми Бхабхи первый в Азии исследовательский реактор британского производства APSARA достиг критичности. (Премьер-­министр Джавахарлал Неру сравнил свечение Черенкова-Вавилова с красотой небесных дев-соблазнительниц апсар, в честь которых и назвали реактор.)

В 1957 году в Тромбее (недалеко от Мумбаи) был создан Научно-­исследовательский центр по атомной энергии (с 1967 года — Центр атомных исследований им. Хоми Бхабхи, BARC). В 1960‑х годах были запущены два кипящих реактора малой мощности.

Однако долгие десятилетия развитие атомной энергетики Индии сдерживалось извне. За создание ядерного оружия в 1974 году страна попала в международную изоляцию с подачи Группы ядерных поставщиков (ГЯП) и МАГАТЭ. И только 7 сентября 2008 года ГЯП сняла запрет на поставки Индии ядерных материалов и технологий. 1 октября 2008 года Сенат США одобрил данное соглашение. Таким образом, Индия только недавно получила возможность покупать ядерное топливо и технологии, хотя она до сих пор не вступила в Договор о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО).

Тяжеловодные реакторы
В тяжеловодных ядерных реакторах (ТВР) в качестве теплоносителя и замедлителя используют дейтерий D₂O — ​"тяжелую воду". Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем легкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, то есть для них требуется менее обогащенный уран. Это позволяет использовать в качестве топлива для энергетических реакторов природный уран, а «лишние» нейтроны — ​для наработки изотопов. Для бедной ураном Индии вектор развития тяжеловодной технологии стал одним из приоритетных.

В 1965 году стартовало строительство первого тяжеловодного реактора (ТВР) мощностью 220 МВт в составе АЭС «Раджастан». Индийская корпорация по атомной энергии NCIL реализовала проект вместе с зарубежным партнером — ​акционерным обществом по атомной энергии Канады (AECL). Прототипом реакторной установки стал канальный реактор CANDU, а референтным проектом — ​АЭС «Дуглас-­Пойнт» в провинции Отарио (до 1973 года индийские инженеры проходили там обучение). Запуск первого индийского тяжеловодника состоялся в 1972 году.

В 1968 году индийско-­канадский тандем начал сооружать второй энергоблок АЭС «Раджастан» мощностью 220 МВт. Но достраивала NCIL его уже самостоятельно: после индийских испытаний ядерного оружия международное сотрудничество было свернуто. Запуск блока состоялся в 1980 году. Реакторы работают до сих пор, хотя мощность первого и второго энергоблоков снижена до 100 и 200 МВт соответственно. К 2024 году АЭС «Раджастан» была расширена до шести действующих энергоблоков, по 220 МВт каждый. Седьмой и восьмой энергоблоки мощностью 700 МВт каждый находятся на финальной стадии сооружения.

На основе дизайна «Раджастана‑1» и -2 в Индии создавались тяжеловодные реакторы следующих поколений. Первые индийские тяжеловодники проектировались как погружные с единичным резервуаром. А проект АЭС «Мадрас» уже предусматривает бассейн снижения давления и двой­ную защитную оболочку. Эта электростанция располагается в городе Калпаккам (штат Тамилнад, в 80 км от крупного города Ченнаи). Она состоит из двух энергоблоков мощностью 220 МВт каждый. Это первые энергоблоки, спроектированные и построенные индийцами полностью самостоятельно на основе CANDU. Рядом с АЭС работает крупный опреснительный комплекс производительностью 4,5 млн литров в день, использующий 4 МВт мощности станции.

Следующее поколение ТВР установлено на АЭС «Нарора» в составе двух энергоблоков электрической мощностью по 220 МВт, введенных в эксплуатацию в 1991 и 1992 годах соответственно. Они также имеют двой­ную гермооболочку: внутреннюю (из предварительно напряженного железобетона) и внешнюю (из железобетона). Внутренняя часть разделяется на сухой бокс и бак-барботер для аварийного сброса пара.

В 1990‑х началось серийное производство ТВР этого дизайна мощностью 220 МВт: два блока построены в составе АЭС «Какрапар» в 1993 и 1995 годах соответственно, еще четыре — ​на АЭС «Кайга» с 2000 по 2012 год.

Следующее поколение ТВР повышенной мощности было запущено на АЭС «Тарапур» в штате Махараштра. Компании BHEL, L&T и Gammon India объединили усилия и построили два энергоблока мощностью 540 МВт каждый; они стали 3‑м и 4‑м энергоблоками станции. Строительство было завершено на семь месяцев раньше срока, при этом удалось уложиться в изначальную смету. Блок № 3 был введен в коммерческую эксплуатацию в августе 2006 года, блок № 4 — ​в сентябре 2005 года (редкий случай, когда нумерация блоков не соответствует очередности их ввода в эксплуатацию).

Самые передовые индийские ТВР установлены на 3‑м и 4‑м блоках АЭС «Какрапар». Их электрическая мощность повышена до 700 МВт. Ввод в эксплуатацию состоялся в 2021 и 2024 годах соответственно.
Сейчас атомная программа Индии включает план серийного строительства 14 энергоблоков с ТВР последнего поколения (IPHWR‑700).

Легкий русский
Из-за ограничений ГЯП Индия с 1974 года не могла заключать контракты на сооружение АЭС по зарубежным технологиям. Собственных технологий водо-водяных реакторов у индийцев нет. Вот почему эта тематика появилась в стране только на рубеже XX—XXI вв.еков благодаря российско-­индийскому сотрудничеству.

АЭС «Куданкулам» — ​шестиблочная с легководными реакторами ВВЭР‑1000/412. Межправительственное соглашение (МПС) между СССР и Индией о сотрудничестве в сооружении АЭС на территории Индии было заключено еще в 1988 году. К активной стадии строительства проект перешел после заключения дополнительного соглашения в 1998 году. 31 декабря 2014 года энергоблок № 1 был запущен в коммерческую эксплуатацию. 29 августа 2016 года блок № 2 АЭС был впервые подключен к национальной энергосистеме Индии. Еще четыре энергоблока находятся на разных этапах сооружения.

В июле 2024 года первые два энергоблока АЭС «Куданкулам» выдали в энергосистему Индии уже 100 млрд кВт·ч электроэнергии. После запуска еще четырех энергоблоков в 2027 году выработка на атомных станциях Индии вырастет на 53 %. АЭС «Куданкулам» — ​самая южная на полуострове Индостан. Она обеспечивает электроэнергией штаты Керала и Тамилнад. АЭС российского дизайна — ​самая мощная и единственная действующая АЭС водо-водяного типа в Индии.

Россия и Индия планируют второй совместный проект, уже с реакторами ВВЭР‑1200 поколения III+. Правительство республики ищет подходящие площадки.

В то же время Россия предлагает Индии сотрудничество при возведении малых атомных станций с водо-водяными реакторами. Об этом заявил глава Росатома Алексей Лихачев, проводя по павильону «Атом» экскурсию для президента Р Ф Владимира Путина и премьер-­министра Индии Нарендры Моди во время визита последнего в Москву (в июле 2024 года).

Индия не прочь импортировать и французские легководные технологии. В январе 2016 года Париж и Нью-­Дели договорились о строительстве АЭС в Джайтапуре. Была согласована дорожная карта сооружения шести реакторов EPR‑1650 совокупной мощностью 9,9 ГВт. По сообщениям МИД Индии, стороны обсуждают технические и финансовые вопросы и степень локализации проекта.

Развитие «быстрой» тематики
Работы по «быстрой» программе стартовали в 1968 году. В 1971 году был создан Центр атомных исследований им. Индиры Ганди в Калпаккаме (IGCAR), штат Тамилнад. Уже в 1972 году IGCAR совместно с центром BARC начали строить исследовательский натриевый FBTR (Fast Breeder Test Reactor). Через шесть лет было решено переориентировать FBTR на карбидное топливо. Осенью 1985 года первый индийский быстрый реактор достиг критичности. Таким образом Индия стала седьмой страной, владеющей технологиями строительства реакторов-­размножителей (после США, Великобритании, Франции, Японии, Германии и России). Хотя реактор имеет проектные 40 МВт тепловой мощности и 13,2 МВт электрической, на этих параметрах он почти не работал. С 1987 по 1989 год FBTR простаивал из-за технических проблем. С 1989 по 1992 год он работал на мощности всего 1 МВт. В 1993 году мощность реактора была повышена до 10,5 МВт. В 2002 году выгорание топлива в FBTR впервые достигло отметки 100 тыс МВт-дней на метрическую тонну урана (МВт-день/МТЕ). Это считается важной технологической вехой. И наконец, в марте 2022 года он достиг проектного уровня мощности 40 МВт и до сих пор работает. В 2011 году срок службы FBTR продлили до 2030 года, рассматривается возможность его продления до 2034−2035 годов.

FBTR стал настоящим локомотивом развития атомной науки в Индии. В Калпаккаме прошли практику и подготовку свыше 100 инженеров и почти 30 научных сотрудников. В реакторе испытали различные типы топлива: карбидное, металлическое, оксидное и даже TRISO. Были проведены реакторные испытания различных конструкционных материалов под облучением.

Используя опыт, полученный в ходе эксплуатации FBTR, индийские атомщики разработали проект реактора-­размножителя на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт (PFBR). Это усовершенствованный реактор поколения III с пассивными функциями безопасности, обеспечивающими быстрое отключение станции в чрезвычайной ситуации.

Строить реактор PFBR начали еще в 2004 году там же, в Калпаккаме. Первоначально его пуск планировался на 2011 год, сроки неоднократно сдвигались. Сейчас PFBR находится на завершающей стадии строительства. В июле Национальный атомный регулятор выдал разрешение на загрузку ядерного топлива и запуск управляемой цепной реакции. Ввод PFBR в эксплуатацию запланирован до конца 2024 года. Когда это произойдет, Индия станет второй страной после России, имеющей коммерчески эксплуатируемый реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Замыкание топливного цикла стало возможным в Индии после запуска 2 января 2024 года демонстрационного завода по переработке ОЯТ быстрых атомных реакторов (Demonstration Fast Reactor Fuel Reprocessing Plant, DFRP). Завод находится в Калпаккаме. По информации департамента атомной энергии Индии, проект стоимостью около $ 48 млн — ​первый в мире завод промышленного масштаба по переработке как карбидного, так и оксидного отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах. DFRP — ​пилотный проект в программе возведения в стране крупномасштабных коммерческих заводов по переработке топлива быстрых реакторов.

Следующий этап «быстрой» программы Индии — ​коммерциализация технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) и эксплуатации реакторов-­бридеров. Он продлится с 2030 по 2047 год. За 17 лет на АЭС «Калпаккам» будут построены еще два блока с быстрыми натриевыми реакторами мощностью по 500 МВт (э) каждый, работающими на MOX-топливе. Кроме того, пуск нового исследовательского реактора, условного FBTR‑2, намечен на горизонте 2040 года.

Индия осваивает технологию получения и эксплуатации металлического топлива и пиропроцессинга. В стране изготовлены опытные стержни из металлического топлива (уран или смесь урана и плутония) в циркониевой матрице (6 %). Сейчас они проходят облучение в FBTR. Новое металлическое топливо загрузят в новый исследовательский реактор FBTR‑2 и испытают; планируется, что после 2050 года серийные энергетические быстрые реакторы перейдут на этот тип топлива. Применение металлического топлива решит ряд технических проблем, связанных с эксплуатацией оксидного керамического и карбидного топлива в быстрых реакторах.

Все надежды на торий
Торий — ​природный слаборадиоактивный металл, встречающийся в скалах и грунте. Индия располагает 32 % мировых запасов тория, а это почти первое место в мире — около 12,5 млн тонн монацита, из которого можно получить около миллиона тонн ThO₂.

Известный индийский физик Хоми Джехангир Бхабха еще в 1950‑х разработал стратегию развития отрасли со ставкой на торий. Ученый предлагал не просто вовлекать торий в эксплуатацию, а разработать ториевый топливный цикл и строить быстрые реакторы.

Но для использования тория необходимо было освоить ЗЯТЦ и построить быстрые реакторы. Атомная стратегия Индии, озвученная еще в 2007 году, предполагала три этапа. Первый — ​наработка плутония в ТВР. Второй — использование плутония в топливе для быстрых реакторов. Такие реакторы имеют зону воспроизводства, где обедненный уран под потоком быстрых нейтронов трансмутирует в плутоний для фабрикации нового топлива. На этой стадии в реакторах-­бридерах возможно применение ²³²Th для синтеза ²³³U — ​топлива будущих реакторов.

На третьем этапе ТВР нового поколения будут работать на ²³³U и плутонии, с технической возможностью воспроизводства ²³³U из ²³²Th. Для обеспечения атомных станций на единой площадке будут сооружаться пристанционные комплексы, осуществляющие переработку ОЯТ, рефабрикацию и загрузку свежего топлива в реактор; планируется также рециклирование значительной доли облученного тория. Переход Индии на ториевый ЗЯТЦ согласно данной концепции запланирован на последнюю четверть XXI века.

Страна обратила внимание на проекты высокотемпературных и подкритических реакторов с ускорителем (ADS) в качестве перспективной альтернативы ТВР для ториевого ЗЯТЦ. Атомный исследовательский центр им. Хоми Бхабхи разработал концепции двух видов жидкосолевых реакторов (твердотопливный IHTR с расплавом солей в качестве теплоносителя и бридер IMSBR с топливом из расплава солей), а также экспериментальный реактор CHTR. Последний — канальный твердотопливный реактор мощностью 5 МВт (т) на промежуточных нейтронах с замедлителем из оксида бериллия и свинцово-­висмутовым теплоносителем.

Ввод в эксплуатацию парка высокотемпературных и подкритических реакторов повысит коэффициент воспроизводства в реакторном цикле и снизит потери при переработке ОЯТ. В отдаленной перспективе это обеспечит полное замыкание ториевого цикла в рамках третьей стадии программы, то есть работа АЭС станет самодостаточной с точки зрения топлива, без нужды во внешних поставках.

Индия уже накопила значительный опыт в обращении с топливом, содержащим торий и ²³³U: научилась его изготавливать, переработывать ОЯТ, обращаться с РАО. Индийцы облучали такое топливо во критсборках (например, Purnima‑1−3), в исследовательском реакторе на быстрых нейтронах FBTR, в ТВР энергоблоков АЭС «Раджастан», «Какрапар», «Кайга». В стране осуществлялась экспериментальная переработка (на площадках атомных исследовательских центров им. Хоми Бхабхи и им. Индиры Ганди) получаемого из реакторов ОЯТ; экстрагированный ²³³U применялся, в частности, в топливе Purnima‑2, Purnima‑3.

В рамках ториевой программы в IGCAR в 1996 году был запущен уникальный объект. Исследовательский реактор Kamini (Kalpakkam Mini) мощностью 30 кВт— первый в мире реактор, использующий в качестве топлива ²³³U, полученный при облучении оксида тория на расположенном рядом быстром FBTR. Kamini функционирует как источник нейтронов с потоком 10¹² Н/см^‑2 · с^‑1 в центре активной зоны и позволяет осуществлять нейтронную радиографию радиоактивных и нерадиоактивных объектов, а также нейтронно-­активационный анализ. В реакторе также можно проводить исследования в области радиационной физики, калибровку и тестирование нейтронных детекторов. Расположение реактора в помещении для послереакторного обследования (в Радиометаллургической лаборатории) позволяет осуществлять нейтронную радиографию отработавшего топлива и других радиоактивных объектов, выгружаемых из соседнего FBTR, без необходимости транспортировки радиоактивных материалов на большие расстояния.

Топливо Kamini представляет собой сплав ²³³U и алюминия в форме плоских пластин. Пластины собираются в алюминиевом корпусе для формирования топливных сборок. Отражатель состоит из модулей, изготовленных из оксида бериллия и заключенных в оболочку из циркалоя. Эти модули собираются так, чтобы окружать топливо. Деминерализованная легкая вода используется в качестве замедлителя, охладителя, а также экрана. Охлаждение активной зоны реактора осуществляется естественной конвекцией. Имеется установка для охлаждения воды с помощью теплообменника — ​для поддержания температуры воды на постоянном уровне, когда реактор работает в течение длительного времени на высоких мощностях. Установка онлайн-­деминерализации поддерживает качество воды, так что скорость коррозии и уровень радиоактивности в воде остаются низкими. Предусмотрена также система утилизации отходов. Запуск и регулирование работы реактора осуществляются путем изменения положений двух пластин управления безопасностью, изготовленных из кадмия, зажатого в алюминии. Эти пластины снабжены механизмом гравитационного сброса для быстрого отключения реактора. Предусмотрена возможность использования замкнутого контура сервоуправления для работы реактора на различных уровнях мощности путем регулировки положения пластины управления безопасностью.

Свой путь
Особенность атомной программы Индии — ​ее независимость. Страна пошла по пути технологического суверенитета вынужденно и смогла преуспеть, несмотря на все препоны. Ее стратегия неспешна и рассчитана более чем на столетие. Конечная цель — ​замкнуть топливный цикл и вовлечь в него как можно больше собственных запасов тория. Для этого страна активно ведет разработки реакторов поколения IV, отдавая предпочтение реакторам-­бридерам и ТВР собственного дизайна.