Реактор 4 поколения - революция в энергетике

07.09.2017

Реактор 4 поколения – исследуемый класс ядерных реакторов, который планируется использовать в коммерческих целях в рамках Международного Форума. Уровень технологической готовности варьируется от уровня, необходимого для демонстрации до экономически конкурентной реализации. Причиной этого служат многочисленные цели: безопасность, надежность, эффективность и стоимость.

Коммерческое воплощение большинства этих концептов станет возможно не раньше 2020-2030 года. Сейчас большинство действующих реакторов по всему миру относятся к реакторам 2-го поколения, в то время как большая часть реакторов 1-го поколения выработали свой ресурс некоторое время назад, а на 2014 год работают всего несколько десятков реакторов 3-го поколения. Реакторы 5-го поколения относятся к реакторам, существующим только в теории, что не дает основания считать эти проекты осуществимыми в ближайшем будущем. Заключение об этом основано на ограниченных научно-исследовательских и конструкторских работах.


История


Международный Форум 4 Поколения – «совместное международное стремление, которое ставило в основу завершение выполнение исследований и разработок, нужных для возможности создания ядерных энергетических систем нового поколения». Он был основан в 2001 году. В данный момент в форуме насчитывается 10 активных участников: Канада, Китай, Европейское сообщество по атомной энергии (Евратом), Франция, Япония, Россия, Южная Африка, Южная Корея, Швейцария и США. Неактивными участниками являются Аргентина, Бразилия и Великобритания. Швейцария присоединилась в 2002 году, Евратом – в 2003, Китай и Россия – в 2006 году. Оставшиеся страны (кроме Австралии) были странами-основателями.

36 съезд в рамках Форума состоялся в Брюсселе в ноябре 2013 года. В январе 2014 года была опубликована Технологическая Карта по обновлению Ядерных Энергетических Систем 4 поколения, где были подробно описаны цели исследований и разработок на следующее десятилетие. Анализ концептов реактора стал возможным благодаря каждому из членов форума.

Австралия присоединилась к форуму в 2016 году.


Типы реакторов


Изначально рассматривались многие типы реакторов; однако, список был сокращен для сосредоточения на самых перспективных технологиях, лучше всего подходят целям инициативы «4 Поколения». Три системы являются реакторами на тепловых нейтронах, а три – на быстрых нейтронах. Высокотемпературный ядерный реактор также рассматривался для возможного обеспечения высококачественного процесса выделения тепла путем для производства водорода. Быстрые реакторы предлагают возможность сжигания актинидов для дальнейшего удаления отходов или способности «производства большего объема топлива», чем они могут потреблять. Эти системы предлагают серьезные преимущества в долговечности, безопасности и надежности, экономичности, устойчивости к разрастанию (зависит от перспективы) и физической защите.


Реактор на тепловых нейтронах


Реактор на тепловых нейтронах – реактор, использующий медленные или тепловые нейтроны. Замедлитель используется для замедления испускаемых в результате деления нейтронов и превращение их в те, которые можно использовать, как топливо.


Сверхвысокотемпературный реактор (СВТР)


Концепт СВТР использует активную зону с графитовым замедлением с однократным урановым топливным циклом, используя в качестве теплоносителя гелий или солевой плав. Этот реактор предлагает температуру на выходе в 1000 градусов. Ядро ректора может быть как в виде призматического блока, так и с засыпкой из шаровых ТВЭЛов. Высокие температуры достигаются благодаря процессам типа выделению тепла или производства водорода при помощи термохимического серно-йодного цикла. Это тоже может быть безопасно.

Планируемое строительство первого СВТР Южноафриканский модульный реактор с шаровыми ТВЭЛами было начато прошлым правительством в феврале 2010 года. Провозглашенный рост расходов и усилий, связанных с возможными неожиданными техническими проблемами отпугнула потенциальных инвесторов и клиентов.

Китайская Народная Республика начал строительство 200-мегаваттного высокотемпературного реактора с шаровыми ТВЭЛ в 2012 году (преемника HTR-10).

Также в 2012 году в рамках Программы по созданию АЭС нового поколения Национальная Лаборатория Айдахо предложило концепт, на призматический атомный реактор «Антарес» от компании «Areva». Реактор типа СВТР будет развернут в качестве прототипа к 2021 году. Проект был создан в конкуренции с модульным гелиевым реактором от «General Atomics» и реактором с засыпкой из шаровых ТВЭЛ от «Westinghouse».


Реактор на расплавах солей (РРС)


Реактор на расплавах солей – тип ядерного реактора, где главным теплоносителем или даже самим топливом является смесь расплавов солей. Существует немало концептов, продвигающих этот типа реактора, также построено несколько моделей. Ранние наработки и многие из нынешних зависят от ядерного топлива, растворенного в плавленых фторидовых солях (например – фторид урана(IV) или фторид тория (IV)). Жидкость должна достичь критического состояния, перетекая в графитовое ядро, служащее также замедлителем. Много нынешних разработок работает на топливе, рассеянном в графитовом растворе вместе с расплавом соли, обеспечивающим низкое давление и высокотемпературное охлаждение.

РРС 4-ого поколения больше подходит под определение реактора на надтепловых нейтронах, чем на тепловых нейтронах, т.к. скорость нейтронов, обеспечивающих реакцию деления в топливе выше, чем у тепловых аналогов.

Принципы РРС могут использоваться для реакторов на тепловых, надтепловых и быстрых нейтронах. С 2005 года фокус сместился на РРС с использованием спектра быстрых нейтронов.

Хотя большинство продвигаемых концептов РРС отошли, в основном, от Экспериментального РРС (1960-е гг.), существуют варианты технологии РРС, включающие идею Двухкомпонентного реактора, разрабатываемого для использования в качестве теплоносителя солей свинца средней степени плавки, а также – металлических хлоридов (например, Хлорид плутония (III)) для облегчения получения большего объема ядерных отходов в рамках замкнутого топливного цикла. Другие известные подходы, существенно отличающиеся от подобных ЭРРС, включают Реактор на стабильных солях (РСС), продвигаемый компанией «MOLTEX», которая поместила расплавленные соли в сотни твердых ТВЭЛ, успешно работающих на ядерную энергетику. Последняя британская разработка стала наиболее конкурентоспособной благодаря разработке маломодульного реактора британской консультационной фирмой «Energy Process Development» в 2015 году.


Надкритический реактор с водяным охлаждением (НРВО)


Надкритический реактор с водяным охлаждением (НРВО) – концепт водяного реактора с облегченным замедлителем, который за счет более высокой, чем у тепловых нейтронов, средней скорости нейтронов, вызываемых реакцией расщепления топлива, больше подходит к классу установок на надтепловых нейтронах, чем на тепловых нейтронах. Здесь в качестве рабочей жидкости используется сверхкритическая вода. НРВО, в сущности, является легководным реактором, работающим с более высокими давлением и температурой в ходе однократного прямого обменного цикла. В большинстве случаев он работает в прямом цикле, примерно как кипящий водо-водяной реактор (КВВР), но из-за использования сверхкритической воды в качестве рабочей жидкости возможна только одна водная фаза, что делает метод обмена избыточного объема тепла на принцип водо-водяного реактора (ВВР). Он может работать с более высокими температурами, чем ВВР и КВВР.

Надкритические реакторы с водяным охлаждением (НРВО) планируется сделать в качестве продвинутых ядерных систем из-за их высокой теплоотдачи (примерно 45% против 33% у нынешних легководных реакторов) и серьезного упрощения самой АЭС.

Главная цель НРВО – генерация дешевого электричества. Он состоит из двух испытанных технологий, взятых у легководных реакторов, которые являются самыми распространенным типом реакторов в мире, и перегретых котлов для сжигания ископаемого топлива, большое число которых уже используется в мире.

Примером разрабатываемого НРВО является российский Водо-Водяной Энергетический реактор-1700/393 с двухсторонним контуром активной зоны и коэффициентом воспроизводства топлива, равным 0,95.


Быстрые реакторы


Этот тип реакторов напрямую использует быстрые нейтроны, появляющиеся в результате реакции деления без замедления. В отличие орт реакторов на тепловых нейтронах, аналоги на быстрых нейтронах могут быть перепрограммированы на «сжигание», или расщепление, всех актинидов, и дается достаточно времени для полного расщепления фракции актинидов в затраченном ядерном топливе, производимом на целом ряде легководных реакторов на тепловых нейтронах, замыкая ядерный топливный цикл. С другой стороны, в случае выбора другого режима, он может также расщеплять больше актинидного топлива, чем может потреблять.


Графито-газовый реактор (ГГР)


Система графито-газового реактора (ГГР) отличается использованием быстрого спектра нейтронов и замкнутого топливного цикла для эффективного преобразования делящегося урана и контроля актинидами. Реактор охлаждается гелием, и с выходной температурой в 850 градусов является развитием СВТР за счет более длительного топливного цикла. Он будет использовать газовую турбину, работающую по прямому циклу Брайтона, для более высокой теплоотдачи. В качестве топлива для работы реактора при сверхвысоких температурах и отличного сохранения продуктов распада такие материалы, как керамические ТВЭЛы, перспективное топливо или актинидные соединения, обшитые листами керамики. Конфигурация ядра может быть основана на контактных или пластинчатых ТВЭЛах или призматических блоках.

В рамках Европейской инициативы по долговременному развитию ядерной промышленности было построено три реактора 4-го поколения, один из которых, будучи граффито-газовым реактором, получит название «Аллегро» мощностью в 100 МВт, будет размещен в Центральной или Восточной Европе. Ожидается, что строительство начнется в начале 2018 года. Центральноевропейской Вышеградской Группе поручено развивать технологию. В 2013 году группа немецких, британских и французских институтов завершили 3-летнее совместное исследование, известное, как «GoFastR». Они были построены в рамках 7-ых Рамочных соглашений по развитию науки Евросоюза с целью создания надежного СВТР.


Натриевый быстрый реактор (НБР)


В октябре 1985 года индийский тестовый быстрый реактор-размножитель достиг критической точки. В сентябре 2002 года сжигание топлива на тестовом реакторе впервые достигло 100000 мегаватт-дней на метрическую тонну урана марки «MTU». Это считается важным шагом в развитии технологии реакторов-размножителей. Используя опыт, полученный при работе тестового реактора, был построен Опытный образец быстрого реактора-размножителя. Мощность натриевого быстрого реактора, построенного за 5.677 кроров рупий (примерно 900 миллионов долларов), равна 500 МВт, ожидается, что он даст критический ток в июне 2016 года. После опытной модели будет построено шесть Промышленных Реакторов-Размножителей мощностью в 600 МВт.

НБР – проект, основанный на двух тесно связанных уже существующих проектах. Это – реактор с жидкометаллическим теплоносителем и интегральный реактор на быстрых нейтронах.

Среди целей – повысить эффективность использования урана при расщеплении плутония и убрать потребность в трансурановых изотопах. В концепте реактора используется активная зона на быстрых нейтронах без замедлителя, позволяющая потреблять все трансурановые изотопы (в не которых случаях – использовать их, как топливо). Вдобавок к выгодам в виде удаления изотопов с длительным периодом полураспада из топливного цикла, топливо для НБР расширяется при перегреве реактора, и цепная реакция автоматически замедляется. Так проявляется пассивная безопасность.

В теории НБР охлаждается жидким азотом и заправляется сплавом урана и плутония или отработанным ядерным топливом, а также - т.н. «ядерными отходами от легководных реакторов. Топливо для НБР содержится в стальной облицовке с жидким натрием, заполняющим пространство между элементами облицовки, составляющей топливную сборку. Одним из спорных моментов в концепции НБР является риск, связанных с обращением с натрием, который взрывается при контакте с водой. Однако, использование жидкого металла в качестве теплоносителя вместо воды позволяет системе работать при атмосферном давлении, уменьшая риск утечки.

В рамках Европейской инициативы по долговременному развитию ядерной промышленности было построено три реактора 4-го поколения, один из которых, будучи натриевым быстрым реактором, получил название «ASTRID» (Перспективный Натриевый Реактор для промышленного использования), «AREVA», «CEA» и «EDF» разработали проект совместно с Британией. Мощность «ASTRID» примерно оценивается в 600 МВт, предполагается построить во Франции рядом с реактором «Феникс». Последнее решение по строительству будет принято в 2019 году.

Первый китайский промышленный реактор на быстрых нейтронах мощностью в 800 МВт расположен в городе Саньмин (провинция Фуцзянь) будет принадлежать к классу НБР. В 2009 году было заключено соглашение, согласно которому Российский реактор БН-800 будет продан Китаю сразу после своего завершения. Это будет первый случай, когда промышленный реактор на быстрых нейтронах будет экспортирован. Реактор БН-800 стал в строй в 2014 году.

В течение десяти лет успешно работает Хэнфордский Испытательный Комплекс на Быстрых Нейтронах мощностью в 400 МВт, расположенный в штате Вашингтон.

В течении тридцати лет при Национальной Лаборатории Айдахо работал Экспериментальный Реактор-Размножитель II мощностью в 20 МВт, пока он не прекратил работу в 1994 году.


Свинцово-висмутовый быстрый реактор (СВБР)


Свинцово-висмутовый быстрый реактор отличается использованием свинцового спектра быстрых нейтронов или свинцово-висмутового эвтектического сплава в качестве топлива для реактора с жидкометаллическим охлаждением и замкнутым топливным циклом. Он может производиться для целого ряда электростанций, в том числе – в виде «батареи» мощностью от 50 до 150 МВт с очень долгим периодом дозаправки, модульной системой в 300-400 МВт или крупной монолитной постройки для АЭС мощностью в 1200 МВт. Срок службы батареи такой же большой, как и у активной зоны заводского производства, к тому же она не нуждается в обеспечении электрохимического преобразования энергии. Топливом служат металлические сборки или аналоги на основе азота с содержанием делящегося урана или трансурановых изотопов. СВБР охлаждается путем естественной конвекции, температура теплоносителя на выходе равна 550 градусам с возможностью повышения до 800 градусов с использованием новейших материалов. Более высокая температура достигается путем производства водорода при термохимическом цикле.

В рамках Европейской инициативы по долговременному развитию ядерной промышленности было построено три реактора 4-го поколения, один из которых является свинцово-висмутовым быстрым реактором, а также – субкритическим реактором, получил название «MYRPHA» (Мультицелевой Гибридный Исследовательский Реактор для Высокотехнологичных Целей). Он будет построен в Бельгии, начало строительство ожидается в начале 2014 года, а его промышленная версия «Альфред», будет построена приблизительно после 2017 года. Копия «MYRPHA» с меньшей мощностью под названием «Guinevere» была запущена в Моле в марте 2009 года. В 2012 году исследовательская группа сообщила, что «Guinevere» работает в обычном режиме.

Два других СВБР в разработке – СВБР-100 (модульный свинцово-висмутовый реактор с охлаждением на быстрых нейтронах, концепт разработан ОКБ «Гидропресс» в России) и «БРЕСТ-ОД-300» (Свинцово-висмутовый быстрый реактор мощностью в 300 МВт, будет разработан после СВБР-100 и построен после 2016-2020 годов). В нем зона производства будет распределена вокруг ядра, а он сам будет вытеснять реактор БН-600 с натриевым охлаждением, предположительно давая большую защищенность от распространения радиации.


Преимущества и недостатки


Относительно нынешних ядерных технологий провозглашаются такие выгоды использования реакторов 4-го поколения:

• Ядерные отходы будут оставаться радиоактивными несколько веков, а не тысячелетий;

• В 100-300 больше выработанной энергии при том же объеме ядерного топлива;

• Более широкий спектр используемого топлива, в том числе – безкапсульное необработанное топливо (Реакторы на расплавах солей, Реакторы на жидком фториде тория);

• Некоторые реакторы способны использовать ядерные отходы для производства энергии (замкнутый ядерный топливный цикл). Это дает еще больше аргументов пользу ядерной энергии в качестве возобновляемой энергии.

• Улучшенные системы безопасности, такие как (зависит от разработки), предотвращение работы при повышенном давлении, автоматическая пассивная (безмоторная, самопроизвольная) остановка реактора, предотвращение водяного охлаждения и связанных с этим рисков потери воды (утечки или кипения) и генерирования водорода/взрыва и заражения воды в теплоносителе.

Ядерные реакторы не выбрасывают углекислый газ при работе, в отличии от всех источников энергии с низкой долей углерода, подземные выработки и строительство могут приводить к выбросам углекислого газа, если при строительстве использовались источники энергии, не свободные от углерода (типа ископаемого топлива) или цемент, выбрасывающий углекислый газ. В 2012 году в журнале «Journal of Industrial Ecology» была опубликована статья Йельского уиверситета, где анализировалась оценка круговорота углекислого газа от АЭС. Там говорилось:

«Большая часть литературы о жизненном цикле показывает, что круговорот выбросов парниковых газов от атомных станций является лишь частью от аналогичных объемов из традиционных видов топлива. Их долю можно сравнить с долей от технологий возобновляемой энергии».

Хотя документ, в первую очередь, ссылается на данные от реакторов 2-го поколения и не анализирует уровень выброса углекислого газа с настоящего времени (когда строятся реакторы 3-го поколения) до 2050 года, был сделан вывод согласно полученным данным об оценке жизненного цикла при развитии технологий реакторов.

«БРР (Быстрые Реакторы-Размножители) получила оценку в литературе об оценках жизненного цикла. Небольшая часть книг оценивает потенциал этой технологии, которая по уровню выбросов парниковых газов равна или даже ниже, чем у легководных реакторов второго поколения. Подразумевается, что они будут потреблять мало урановой руны или будет обходиться без нее вовсе».

Особые риски использования натриевого быстрого реактора связаны с использованием металлического натрия в качестве теплоносителя. В случае разрыва натрий взорвется при реакции с водой. Устранение разрывов также может быть опасным, поэтому для предотвращения окисления натрия используется самый дешевый из благородных газов – аргон. Аргон, как и гелий, может перемещать кислород в воздухе и может приводить к гипоксии, что может давать дополнительные риски для рабочих. Данная проблема обнаруживается при работе Экспериментального Быстрого Реактора-Размножителя на АЭС Мондзю (расположена в Цуруги, Япония). Эта проблема смягчается при использовании свинца или расплавов солей, создании менее реактивных теплоносителей и работе при высокой температуре замерзания и низком давлении в случае утечки. Недостатки свинца по сравнению с натрием – более высокая вязкость и плотность, более низкая теплоемкость и более активное производство радиоактивных нейтронов.

Часто уже сейчас строится большое количество опытных установок по проектам 4-го поколения. К примеру, реакторы на АЭС в Форт-Сэнт-Рэйне и реактор HTR-10 похож на предлагаемые СВБР 4-го поколения, а реакторы бакового типа «EBR-2», «Феникс» и БН-600 схожи с предлагаемыми Натриевыми быстрыми реакторами 4 поколения, которые сейчас разрабатывается.

Возникли вопросы?

Заполните форму обратной связи, наши менеджеры свяжутся с вами!