Типы ядерных реакторов: 2.4. Основные типы ядерных реакторов

Инновационные ядерные реакторы – Описание программы обучения в МИФИ

Цели программы: подготовка выпускника к проектированию, научному сопровождению, обоснованию безопасности ядерно-энергетических установок. Обеспечение выпускника базовыми гуманитарными, социальными, экономическими, математическими и естественнонаучными знаниями, универсальными и предметно-специализированными компетенциями, подготовка к поступлению в аспирантуру, обеспечение углубленной подготовки по нейтронно-физическим и тепло-гидравлическим процессам, происходящим в активной зоне реактора, в условиях нормальной эксплуатации, а так же в аварийных и переходных режимах.

Сроки обучения в очной форме обучения: 5,5 лет.

Выпускающая кафедра: кафедра теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов (№ 5).

Область профессиональной деятельности:

• исследования, разработки и технологии, направленные на регистрацию и обработку информации, разработку теории, создание и применение ядерных установок и систем;
• исследования неравновесных физических процессов, распространения и взаимодействия излучения с объектами живой и неживой природы;
• исследования и проектирования ядерных реакторов, перспективных и специальных ядерных энергетических установок, обеспечение ядерной и радиационной безопасности, систем обеспечения безопасности и защищенности ядерных материалов и ядерно-физических установок.

Объекты профессиональной деятельности: атомное ядро, элементарные частицы, ядерные реакторы, реакторные материалы и теплоносители, перспективные и специальные типы ядерных энергетических установок (ЯЭУ), системы для преобразования тепловой и ядерной энергии в электрическую, ядерные материалы и системы обеспечения их безопасности, радиационное воздействие ионизирующих излучений на человека и окружающую среду, математические модели для теоретического и экспериментального исследований явлений и закономерностей в области реакторной физики, ядерных реакторов, ядерных материалов, физические и математические модели процессов в ядерных установках, распространения и взаимодействия излучения с объектами живой и неживой природы, обеспечение безопасности ядерных материалов, объектов и установок атомной промышленности и энергетики.

Особенности учебного плана: единая для факультета фундаментальная физико-математическая и инженерная подготовка, которая позволяет освоить основные базовые и специальные дисциплины.

Часть образовательных модулей программы реализуется также на английском языке.

Основные специальные дисциплины выпускающей кафедры (3-5-й курсы): «Ядерная физика», «Теория переноса нейтронов», «Экспериментальная реакторная физика», «Физическая теория реакторов», «Динамика и безопасность ЯЭУ», «Инженерные расчёты и энергооборудование ЯЭУ», «Основы переноса излучений», «Основы экономики ядерного топливного цикла», «Курсовой проект: проектирование и выбор оборудования ЯЭУ, безопасность и экономичность ЯЭУ», «Нейтронные эффективные сечения и представление данных». На 5-6 курсах углубление профессиональных компетенций, работа в лабораториях кафедры и отраслевых научно-образовательных центрах.

Привлекательные стороны программы: глубокая физико-математическая, а также информационно-технологическая подготовка в области критических наукоемких технологий, обеспечивающие надежное трудоустройство.

Перечень предприятий для прохождения практики и трудоустройства выпускников: НИЦ «Курчатовский институт», АО НИКИЭТ, ОАО ОКБ «Гидропресс», ИБРАЭ РАН, АО «ВНИИАЭС» и др. научно-технические центры, подразделения АЭС, занимающихся управлением, обоснованием безопасности эксплуатации данной ядерно-энергетической установки.

Ядерные энергетические установки космического назначения

В 2009 году Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
АО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки. Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию № 981К от 29.08.2008 на осуществление космической деятельности. Проект не имеет мировых аналогов.

ОПЫТ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭНЕРГОДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК КОСМИЧЕСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

На Семипалатинском полигоне с 1960 по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.

Были созданы:

• реакторный комплекс ИГР;
• стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
• реактор РА (ИРГИТ).

РЕАКТОР ИГР

Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран-графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.

Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.

РЕАКТОР ИГР

РЕАКТОР ИВГ-1 И СИСТЕМЫ ПОДАЧИ КОМПОНЕНТОВ

НАЗЕМНАЯ ОТРАБОТКА ТВС ЯРД (ИВГ-1)

ДОСТИГНУТЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1962–1966 годы

В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000 К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).

1971–1973 годы

В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:

• удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
• удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
• температура теплоносителя – 3000 К
• скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – от 350 до 1000 К/с
• длительность номинального режима – 5 с

1974–1989 годы

В реакторах ИГР и ИВГ-1 проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971–1993 годы

Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600 К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС.

Российские атомщики открывают новую эпоху атомной энергетики — Российская газета

Летом 2021 года под городом Северском Томской области начали заливать фундамент будущего реактора на быстрых нейтронах — БРЕСТ-300. На планете работает больше 440 атомных реакторов, но ни один из них не похож на БРЕСТ. С этого реактора должна начаться новая эпоха в истории атомной энергетики — эпоха замкнутого цикла.

Идея замкнутого ядерного топливного цикла примерно такая же, как у переработки пластика. Вместо того чтобы делать новые полимеры из нефти и газа, можно и нужно собирать и перерабатывать старые.

Замкнув цикл, можно избавиться от ядерных ракет времён холодной войны. Можно пустить в дело обеднённый уран, который в виде едкого, ядовитого и горючего соединения хранится сейчас в стальных бочках. В 2020 году в России было больше миллиона тонн этого неприятного и мало на что годного вещества. А главное, отработавшее ядерное топливо можно использовать повторно.

Но как вторичный пластик годится не для всякой цели — из него, например, сложно делать упаковку для еды, — так и вторичное ядерное топливо требует особых приспособлений. Обычные атомные реакторы с этой задачей не справятся.

Урановая кухня: небезотходное производство

Современная атомная промышленность начинается с добычи урана. В природных минералах его немного: на тысячу тонн руды — всего семь килограммов с нужным веществом. Всё остальное идёт в отвал. Из этих семи килограммов 99,3% составляет уран-238. В большинстве современных атомных реакторов этот изотоп — не самая нужная часть топлива. Большую часть энергии мы получаем от деления ядер второго, редкого изотопа — урана-235.

Семи десятых процента 235U слишком мало для обычного атомного реактора, поэтому прежде, чем использовать уран как топливо, его обогащают. Дело это долгое, энергозатратное и сложное. Заводы по обогащению урана — это длинные ряды центрифуг, в которых газообразный фторид урана раскручивают со скоростью в 10 раз выше скорости вращения турбины самолёта.

При перегрузке в сотню G молекулы распределяются в центрифуге немного неравномерно: в центре урана-235 оказывается чуть-чуть больше, чем по краям. Газ из центральной части забирают и отправляют в следующую установку, и так много раз. Даже сотням центрифуг едва удаётся поднять содержание 235U до 3-4%. Впрочем, для работы в тепловом реакторе этого достаточно.

Но и в обогащённом уране далеко не весь изотоп 235 делится и даёт энергию. В современных реакторах сжигается около четырёх пятых урана-235, а одна пятая остаётся в отработавшем топливе — и с ней уже ничего не поделать: приходится обрабатывать и хранить вместе с продуктами деления.

Получается, что уран в тепловых реакторах используется очень неэффективно: только 1% уранового топлива выделяет тепло в активной зоне реактора. Если с такой эффективностью чистить овощи, то на кастрюлю супа понадобится целый грузовик картошки и моркови. Но есть технология, которая позволяет использовать весь природный уран. Её преимущества были понятны уже первым строителям атомных электростанций, но всерьёз за неё берутся только сейчас.

На стройплощадке реактора БРЕСТ-300 Фото: РИА Новости

Замкнутый круг

Почему, собственно, не использовать в ядерных реакторах весь уран-238? Дело в том, что он, в отличие от урана-235, не делится при бомбардировке тепловыми нейтронами. Ядра ²³⁸U склонны просто захватывать нейтрон, летящий слишком медленно. А изотоп, который не делится, не выделяет тепло — не очень-то такой и нужен.

Зато уран-238 умеет превращаться в другой изотоп — ²³⁹Pu, который делится даже лучше ²³⁵U. Это превращение происходит и в тепловых реакторах, но плутония в них получается слишком мало. Больше плутония можно наработать, если бомбардировать уран-238 быстрыми нейтронами.

Быстрые vs. тепловые: два типа нейтронов

Разговоры о типах реакторов могут показаться странными: одни работают на тепловых нейтронах, другие — на быстрых. Как в анекдоте про крокодилов: один зелёный, другой налево. На самом деле всё логично, просто для ядерных физиков нет разницы между температурой и скоростью частицы. Нейтрон, который летит быстро, можно назвать горячим: у него большая энергия. Летящий медленнее нейтрон называется тепловым: у него энергия меньше.

Нейтроны, которые образуются при делении ядра, обладают большой энергией. Чтобы сделать их более пригодными для деления урана-235, в тепловых реакторах есть замедлитель — вещество, пролетая через которое нейтроны теряют энергию и на выходе становятся тепловыми. Замедлителем может быть графит, тяжёлая или обычная вода.

Кроме энергии нейтронов и замедлителя, реакторы различаются по теплоносителю — веществу, которое омывает топливо и уносит с собой его тепло, чтобы получить пар для выработки электричества. В тепловых реакторах теплоносителем является обычная или тяжёлая вода. Иногда она же играет роль замедлителя; такие реакторы называются водо-водяными — по двойному назначению воды. В реакторах на быстрых нейтронах теплоносители — жидкие металлы или расплавы солей.

В России сейчас работают энергетические реакторы трёх типов: тепловые РБМК (реактор большой мощности канальный) и ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и быстрые БН (реактор на быстрых нейтронах).

Итак, при бомбардировке медленными нейтронами уран-238 не делится. Значит, построив реактор, в котором нейтроны не замедляются, можно использовать распространённый в природе уран-238 по полной. Он эффективно превращается в плутоний-239, который делится и может работать как топливо для теплового реактора. Получается, что мы загружаем в котёл неделящийся уран-238, а на выходе получаем делящийся плутоний.

Поэтому быстрые реакторы называют «бридерами», или наработчиками. Их часто сравнивают с печками, которые выдают больше дров, чем в них положили. А ещё в быстром реакторе можно до конца использовать недожжённый в тепловом реакторе уран-235 (ту самую пятую часть) и дожигать самые вредные изотопы, которые образуются при работе топлива. Получается безотходное производство.

Казалось бы, выгода очевидна, почему тогда в мире сейчас работает больше сотни АЭС с тепловыми реакторами и всего одна — с быстрыми? Потому, что быстрые реакторы очень сложны в обращении.

Проблема теплоносителя

Если мы хотим, чтобы нейтроны в реакторе не замедлялись, в качестве теплоносителя нужно использовать более экзотические вещества — например, жидкие металлы. На эту роль в разное время пробовали ртуть и жидкий натрий, смесь свинца и висмута.

Эти материалы довольно капризны и требуют большой осторожности. Ртуть ядовита, а натрий горит на воздухе и взрывается в воде. Несмотря на это, эксперименты с ними ставили в разных странах: в США и СССР даже строили атомные реакторы для подводных лодок с жидкометаллическими теплоносителями.

На японской АЭС Мондзю реактор на быстрых нейтронах построили и запустили, но в 1995 году уронили в жидкий натрий трёхтонную трубу, что положило конец эксперименту. Во Франции опыты с жидким металлом пришлись на середину 1980-х и были свёрнуты под давлением общественности, напуганной Чернобылем.

В результате энергетические реакторы на быстрых нейтронах прижились только в России. Это БН-350 в Шевченко (ныне Актау, Казахстан; выведен из эксплуатации), БН 600 и БН-800 на Белоярской АЭС, все с жидким натрием, омывающим активную зону. Собираются строить и новый, более мощный натриевый реактор. Но это уже отработанная технология. На очереди новый тип реактора — с жидким свинцом. Первым должен стать БРЕСТ.

Так будет выглядеть опытно-демонстрационный энергетический комплекс — с реактором БРЕСТ, заводом переработки облучённого топлива и модулем фабрикации тепловыделяющих элементов Фото: rosatom.ru

Операция Pb

У свинцового теплоносителя много преимуществ. Первое — он почти не замедляет нейтроны. Второе — свинец превращается в газ при огромной температуре, 1749 °C. Для сравнения: температура в активной зоне реактора — около тысячи градусов. Атомщики в целом благосклонно относятся к идее теплоносителя, который сложно вскипятить и из которого можно выделить водород: в 2011 году водород из воды, вскипев, взорвал реактор на Фукусимской АЭС.

Но главный плюс свинца — способность бороться с большинством видов радиации. Помните свинцовый фартук в рентгеновском кабинете? В случае аварии свинец как раз и послужит таким фартуком — или пробкой, которая застынет и навсегда похоронит радиоактивный материал.

Однако реакторов с жидким свинцом до сих пор не строили. Вероятно, сыграла роль его коррозионная активность: мало какие материалы могут долго соседствовать со свинцом. Строители нового реактора БРЕСТ заявляют, что решили эту проблему — научились контролировать содержание кислорода в свинцовом расплаве. Кислород создаёт на поверхности стали оксидную плёнку, устойчивую к действию свинца даже при высоких температурах, поэтому тот, кто управляет кислородом, управляет всеми материалами внутри активной зоны.

Перед тем как запустить БРЕСТ, в него зальют 10 тыс. тонн свинца (960 м³). В отсутствие ядерного топлива его будут подогревать специальные батареи. Свинец останется в активной зоне навсегда — ну, или до конца жизни реактора; его только будут периодически чистить от радиоактивных примесей.

Скептики и энтузиасты

Построив БРЕСТ и предприятия по переработке топлива вокруг него, российские атомщики собираются продемонстрировать замкнутый ядерный топливный цикл. Из отработавшего топлива быстрого реактора будут делать новое топливо. В этом круговороте можно будет полностью использовать отработавшее ядерное топливо, запасы обеднённого урана, плутониевые боеголовки — всё, что сейчас лежит без дела.

Звучит здорово, но у проекта есть критики. Они указывают на то, как дорого стоят быстрые реакторы и технологии ресайклинга. Разработчики отвечают им своими доводами — получается такой пинг-понг из аргументов и возражений.

За.

Тепловые реакторы требуют обогащённого урана, а обогащение — это очень дорого. В замкнутом цикле потребуется меньше урана-235, а однажды от него и вовсе можно будет отказаться.

Против.

Выделять плутоний из отработавшего топлива очень сложно. Если свежие тепловыделяющие сборки можно трогать руками в перчатках, то с топливом из активной зоны нужно обращаться с помощью роботов-манипуляторов — за метровой толщины стеклом. Это может свести на нет все экономические выгоды!

Тепловыделяющая сборка — это пучок тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). Каждый ТВЭЛ представляет собой стержень, собранный из топливных таблеток — маленьких блоков ядерного топлива — и упакованный в металлическую оболочку.

За.

Радиохимический завод специально строят рядом с БРЕСТом: всё будет на одной площадке, извлечённое из реактора топливо не придётся никуда везти. К тому же в БРЕСТе будут дожигать опасные изотопы, а значит, можно будет сэкономить на защищённых хранилищах опасных радиоактивных отходов.

Мирные превращения

В реакторах на быстрых нейтронах уран-238 эффективно превращается в плутоний. Изотоп ²³⁹Pu используется в атомных бомбах, поэтому рядом с названием этого элемента мы привыкли видеть слово «оружейный». В натриевых БН-реакторах на Белоярской АЭС плутоний — действительно оружейного качества — нарабатывается во внешнем слое активной зоны (так называемом бланкете). Цепная реакция в этом слое не идёт — только превращение урана в плутоний.

Эта встроенная функция не делает быстрым реакторам рекламы, даже наоборот: из-за возможности наработки оружейного плутония в бланкете МАГАТЭ не может одобрить экспорт таких реакторов. Виноват во всём натрий: именно из-за него БН-реакторам нужны бланкеты. А вот свинец действует на нейтроны иначе, поэтому в таком реакторе бланкетов нет — плутоний и так замечательно нарабатывается, но не в том виде, который могут использовать военные.

Реактор, который не умеет делать начинку для бомб, — это хорошо. Сейчас в мире действует множество международных соглашений, задача которых — обеспечить режим нераспространения ядерного оружия, чтобы те страны, у которых такого оружия нет, продолжали в том же духе. Свинцовый реактор на быстрых нейтронах поддерживает режим нераспространения сразу с двух сторон: он и не нарабатывает плутоний, и снижает необходимость в обогащении урана, который при желании тоже можно использовать не в мирных целях.

На стройплощадке БРЕСТа пока залит лишь бетонный «стакан» для будущей активной зоны, но реактор давно существует в виртуальной реальности. Инженеры Росатома создали компьютерную модель со всеми полутора сотнями топливных сборок, в каждой по сотне-другой тепловыделяющих элементов, в каждом по сотне топливных таблеток. Компьютер позволяет моделировать ядерные реакции и другие процессы, идущие в сердце реактора.

Эта модель — одно из главных доказательств надёжности будущего БРЕСТа. Она позволяет жонглировать параметрами и режимами, проводить виртуальные испытания. Настоящие начнутся с пуском реактора в 2026 году. Ещё через два года топливо из активной зоны можно будет направить на переработку. Оболочки топливных стержней растворят, остатки урана-238 отделят от плутония, и последний пойдёт на новое топливо. Ну как новое? Ядерное топливо second hand.

замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Хабр

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.

БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:

Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».

Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах —

БН-600 и БН-800

.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t

_плав.

327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

Читаемые курсы — Кафедра проблем безопасного развития энергетических технологий

Аномальные режимы переноса в сильно неоднородных средах

Курс содержит сведения об аномальных режимах переноса в приложении, в первую очередь, к миграции загрязнений в сильно неоднородных геологических средах. Рассматриваются различные механизмы переноса и основные типы неоднородных сред – регулярно-неоднородные, неупорядоченные, в том числе, среды с фрактальными свойствами.

Введение в специальность
Обзорный коллективный курс, в котором ведущие специалисты ИБРАЭ РАН знакомят третьекурсников с основными направлениями исследований, ведущимися в институте.

Вычислительные системы и информационные технологии
Практическое освоение методов численного решения типичных задач в области научной деятельности ИБРАЭ с применением наиболее популярных прикладных вычислительных систем, устанавливаемых на персональных компьютерах (MS Excel, MathCAD, Mathematica)

Гидродинамика многофазных течений
Курс посвящен гидродинамике многофазных течений с учетом гомогенных и гетерогенных фазовых переходов, тепломассообмена и эффектов турбулентности. Содержание курса отражает тепло и гидродинамические процессы протекающие в элементах оборудования АЭС при нормальных и аварийных режимах работ.

Кинетика физических процессов в твердых телах
В курсе лекций рассматриваются условия термодинамического равновесия между различными фазами, применение этих условий для моделирования диффузионных процессов при формировании реакционной зоны в многофазных структурах, кинетика фазовых превращений, а также формирование и миграция точечных и протяженных дефектов в кристаллических структурах в нормальных условиях и под облучением.

Математическое моделирование и вычислительные методы
В рамках курса студенты знакомятся с методами численного решения алгебраических и дифференциальных задач, лежащих в основе математических моделей физических процессов. Курс включает методы интерполяции и численного интегрирования, решения линейных и нелинейных систем, дискретизации обыкновенных дифференциальных уравнений и уравнений в частных производных.

Моделирование турбулентных течений
Математическое моделирование: изучаются модели и энергия турбулентности, двухпараметрические модели, турбулентный перенос, пристеночная турбулентность. Численное моделирование: метод сеток, численное решение уравнения Навье-Стокса, модель турбулентности в CFD, последовательность решения задачи гидродинамики CFD-кодом (прямая труба, обратная ступенька, задачи конвекции).

Моделирование тяжелых аварий
Излагаются различные аспекты моделирования аварийных процессов (теплофизических, термодинамических и физико-химических) при запроектных и тяжелых авариях. Рассмотрены различные фазы тяжелых аварий: потеря теплоносителя при авариях с течами и нарушением теплоотвода, фаза разрушения активной зоны и перемещения расплава на днище корпуса.

Нейтронная физика в ядерных реакторах
Излагаются основы ядерной физики, необходимые для понимания процессов, протекающих в ядерном реакторе: свойства атомных ядер, ядерные превращения, взаимодействие движущихся частиц с веществом, замедление и диффузия нейтронов. Рассматриваются различные типы ядерных реакторов, при этом упор делается не на расчет реактора, а на физическое содержание процессов, лежащих в основе его работы.

Основы радиационной биологии
Курс посвящен вопросам, связанным с взаимодействием ионизирующего излучения с живыми организмами. Рассмотрены детерминированные и стохастические эффекты, соматические и генетические эффекты, отдаленные последствия облучения, особенности действия малых доз. Особое внимание уделено научным принципам регламентации радиационного воздействия.

Программирование на С++
В первой части курса студенты изучают язык С, во второй язык С++. Аргументы функции, имеющие значения по умолчанию. Определение класса. Производные классы. Управление доступом к членам класса. Специальные функции-члены класса, конструктор, деструктор. Преобразование типов. Инициализация и явная инициализация. Совместно используемые операции (перегрузка операторов).

Системы поддержки принятия решений
Курс посвящен реагированию на аварийный выброс на радиационно-опасных объектах с использованием компьютерной системы «Нострадамус». Рассматриваются основы вычислительного эксперимента – физические, математические и численные модели распространения загрязнений в атмосфере, расчет выпадений на поверхности земли, определение дозовых нагрузок на население и оценка эффективности контрмероприятий.

Современные методы анализа данных – геостатистика, нейронные сети
Курс посвящен вопросам моделирования и прогнозирования на основе данных измерений. Изучаются методы статистического пространственного анализа (геостатистика) и методы искусственного интеллекта (нейронные сети). Методы рассматриваются применительно к задачам регрессии и классификации, а также для задач кластеризации. Рассматриваются подходы для многопеременного анализа и получения вероятностных оценок.

Теоретические основы гидродинамики и теплопереноса
Курс посвящен основным принципам гидродинамики и конвективного теплообмена. Специальное внимание уделено вопросам теплоотдачи жидкости с внутренними источниками тепла, заключенной в замкнутый объем, применительно к проблеме тяжелых аварий на АЭС.

Теория ядерных реакторов
Принцип действия и классификация ядерных реакторов. Условие критичности реактора в диффузионно-возрастном приближении. Нестационарные режимы работы и регулирование реактора. Изменение изотопического состава ядерного топлива в процессе эксплуатации реактора.

Феноменология радиационных аварий
Рассматриваются крупнейшие ядерные и радиационные катастрофы в мире: причины их возникновения, различные фазы развития и протекания, проблемы распространения радиоактивности в атмосфере и прогноз радиационной обстановки в районе аварии, а также последствия радиационных аварий для населения и окружающей среды.

Физика быстропротекающих газодинамических процессов
Изложены проблемы анализа взрывобезопасности АЭС с водо-водяными реакторами. Это проблемы физики горения в газовых смесях, таких как водородопаровоздушная смесь. Рассмотрены основы теории горения, гидродинамики реагирующего газа, режимы горения, их характеристики, условия того или иного режима распространения горения в пространстве.

Физико-математические модели и программные комплексы в радиационной экологии
В курсе рассматриваются физические процессы и их модели, использующиеся при решении задач радиоэкологической безопасности. Это модели: атмосферной дисперсии радионуклидов в условиях 3D геометрии промышленного объекта; модель атмосферной дисперсии примеси на расстояниях до 30 – 50 км от объекта; модель распространения радионуклидов в водной среде. Проводится знакомство с работой программных комплексов, в которые включены эти модели.

Физические основы радиоэкологии
Излагаются основные радиобиологические эффекты воздействия радиации, концепции санитарно-гигиенического и экологического нормирования, вопросы радиационной безопасности. Рассматриваются процессы миграции радионуклидов в биосфере и модели их переноса в отдельных элементах экосистем. Всесторонне изучаются источники радиации в окружающей среде, — как естественные, так и антропогенные.

Численные методы в механике деформируемого твердого тела
Излагаются основные понятия: напряжённо-деформированное состояние, тензоры напряжений и деформаций. Уравнения равновесия. Статическая и квазистатическая задачи. Основы теории упругости и теории пластичности. Численный метод конечных элементов и его дискретизация. Геометрически и физически нелинейные задачи. Также в рамках курса рассматривается механика защитной оболочки ядерного реактора.

Экономика безопасности энергетики
Курс посвящен финансово-экономическим механизмам, обеспечивающим процесс трансформации инновационных идей в востребованные рынком технологии, продукты, сервисы в области комплексной безопасности промышленности и энергетики. Рассмотрены такие инструменты, как государственно-частное партнерство и технологические платформы. Особое внимание уделено вопросам создания системы технического регулирования, обеспечивающей безопасность промышленности и энергетики, а также управление жизненным циклом продукции (PLM).

А также работает Семинар по специальности, на котором студенты и аспиранты докладывают о своей работе.

Ядерная энергия | NPPA

Ядерные энергетические реакторы разделяются на два основных типа в зависимости от метода реакции между компонентами: Ядерные реакторы и термоядерные реакторы.

Ядерные реакторы в свою очередь подразделяются на два главных типа в зависимости от скорости частиц (нейтронов), вызывающих ядерное деление: Реакторы на тепловых (медленных) нейтронах («тепловые реакторы») и Реакторы на быстрых нейтронах («быстрые реакторы»).

Реактор с водой под давлением (PWR)

PWR является самым распространенным типом в мире, так как существуют 310 действующих реакторов, что составляет около 66% ​ядерных реакторов всего мира, а также существуют 43 строящихся блоков. В этих реакторах в качестве топлива используется обогащенный уран с 3 до 4% урана-235 и Легкая вода— в качестве теплоносителя. Топливо изготавливается в виде небольших таблеток высотой 2 см. и диаметром менее 1 см. Эти таблетки помещаются в длинные трубки, называемые тепловыделяющими элементами(твэл), длина каждого из которых составляет около 4 метров.

Оболочка твэлов обычно изготавливается из сплавов циркония или нержавеющей стали, обладающих следующими свойствами:

• Высокой коррозионной, эрозионной и термической стойкостью.
• Не изменяют характер поглощения нейтронов в реакторе.

Ряд тепловыделяющих элементов собирается в организованной инженерной конструкции с использованием металлической решётки, образуя так называемые тепловыделяющие сборки. Мощность реактора зависит от количества тепловыделяющих сборок в нем. Тепловыделяющие сборки собираются в так называемый корпус реактора под давлением, представляющий собой цилиндрический сосуд с полусферической крышкой, являющейся одним из наиболее важных неизменяемых компонентов станции и определяющей срок службы реактора.

Охлаждающая вода поддерживается под высоким давлением около 160 атм. с помощью, так называемого компенсатора давления, так что не допускается превращение теплоносителя в пар внутри активной зоны, поэтому используется второй контур для передачи температуры теплоносителя, а затем для генерации пара и производства электричества. Наличие второго контура повышает безопасность реактора путем сепарации первого контура, подвергнутого воздействию излучения, от парогенератора.

Кипящий водо-водяной реактор (BWR)

Это второй самый распространенный тип, так как существуют 63 действующих реакторов, что составляет около 16% ядерных реакторов всего мира, а также существуют 4 строящихся блока. В этих реакторах в качестве топлива используется обогащенный уран на 3-5% урана 235U и Легкая вода— в качестве теплоносителя.
Состав тепловыделяющих элементов отличается от используемого в реакторе с водой под давлением (PWR) только формой тепловыделяющих сборок, состоящих из нескольких тепловыделяющих элементов, собранных и помещенных вместе металлической решёткой для формирования тепловыделяющих сборок.
Охлаждающая вода поддерживается под средним давлением около 70 атм, так что она закипает в активной зоне, образуя пар, который поступает непосредственно в турбину, запускающую, в свою очередь, электрогенераторы.

Графито-водный ядерный реактор (RBMK)

Активная зона графито-водного ядерного реактора состоит из графитовых блоков, пронизанных так называемыми технологическими каналами, в которых размещаются твэлы, и по которым протекает теплоноситель–вода. Вода превращается в пар, который выходит непосредственно на турбины. В таких реакторах замедлителем служит графит, и теплоносителем – лёгкая вода.

Стоит отметить, что графито-водными реакторами была оборудована первая в мире Обнинская АЭС мощностью 5 МВт, введенная в эксплуатацию в июле 1954 года на территории бывшего Советского Союза и была остановленная ​​в 2002 году.

Добавьте к этому, что Чер­но­быль­ский реактор номер 4, в котором 26 апреля 1986 года произошла ядерная авария, в результате которой произошла утечка радиоактивных веществ, относится к этому типу реакторов. Все реакторы этого типа расположены на территории бывшего СССР.  Графито-водный ядерный реактор отличается от обычных реакторов с водой под давлением и кипящих водо-водяных реакторов отсутствием бетонной защитной оболочки, которая должна выдерживать давление и температуры, возникающие в результате тяжелых аварий, что не подвергает людей и окружающую среду излучению.

Тяжеловодный ядерный реактор (PHWR)

Всего в мире на данный момент действуют 49 энергетических реакторов на тяжёлой воде, что составляет 10% ​ядерных реакторов всего мира и 2 строятся. Тяжеловодный ядерный реактор — ядерный реактор средней электрической мощностью и был разработан в основном в Канаде. Природный уран (который содержит 0,7% урана-235) используется в качестве топлива и тяжелая вода D2O (где дейтерий заменяет водород в воде) — в качестве теплоносителя и замедлителя. Тяжелая вода характеризуется низким поглощением нейтронов, что воздействует увеличению количества нейтронов, вызывающих деление и позволяет напрямую использовать природный уран в качестве топлива без необходимости обогащения. Охлаждающая вода активной зоны поддерживается под давлением и внутри труб, содержащих тепловыделяющие сборки. Второй контур используется для генерации пара. Конструкция PHWR отличается возможностью производить перегрузку топлива на ходу.

Газоохлаждаемый ядерный реактор (GCR)

Газоохлаждаемые ядерные реакторы были первыми реакторами, на которых удалось управлять цепной реакцией деления. Первый газоохлаждаемый ядерный реактор, известный как реактор “Ферми”, был построен и введен в эксплуатацию в 1942 году. Фактическое использование этих реакторов для производства электроэнергии началось с середины 1950-х годов, когда многие страны во главе с Великобританией начали строительство первых поколений этих реакторов.

Наиболее важными и известными типами газоохлаждаемых реакторов являются нижеследующие:

• Магнокс-реакторы
• Улучшенные реакторы с газовым охлаждением
• Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением

1- Магнокс-реакторы

Магнокс— серия ядерных реакторов, разработанная в Великобритании, в которой в качестве ядерного топлива используется природный металлический уран на 0. 7% урана-235. Использование металлического природного урана в качестве топлива привело к поддержанию эксплуатационных условий в активной зоне реактора во избежание повреждения топлива и упаковки при высоких температурах или уровнях выгорания топлива и, следовательно, такие реакторы были сконструированы для работы при температурах до 350 ° C.

Активная зона реактора содержит ряд графитовых блоков с вертикальными каналами для топлива. Тепловыделяющие элементы изготовлены из металлического природного урана, покрытого тонким слоем магнита (магний – алюминий – бериллий – медь). Поэтому эти реакторы называют Magnox.

Двуокись углерода используется в качестве теплоносителя под давлением до 13 атм. Тепло реактора передаётся теплоносителем в шесть парогенераторов по обе стороны активной зоны реактора, где генерируется пар, который, в свою очередь, движется в турбину для производства электроэнергии, а теплоноситель вновь возвращается в активную зону. В качестве замедлителя используется Графит в форме блоков с каналами, по которым поступают тепловыделяющие элементы и стержни управления.

2- Улучшенные реакторы с газовым охлаждением

Несмотря на безопасную эксплуатацию реакторов типа Magnox, стремление к улучшению эксплуатационных параметров привело к усовершенствованию современных поколений газоохлаждаемых реакторов, так называемых улучшенные реакторы с газовым охлаждением.

В качестве топлива диоксид урана используется незначительно (2 – 3 % урана – 235). Топливо изготавливается в форме коротких полых таблеток. Эти таблетки упакуются в оболочках из нержавеющей стали с добавлением хрома и ниобия, составляя тепловыделяющие элементы.

В качестве теплоносителя используется углекислый газ под давлением до 39 атм. Тепло активной зоны реактора передается теплоносителем в парогенераторы, где генерируется пар, который, в свою очередь, движется в турбину для производства электроэнергии, а теплоноситель вновь возвращается в активную зону. В качестве замедлителя используется графит, так как в активной зоне реактора находится ряд графитовых блоков с каналами, содержащими тепловыделяющие сборки.

3- Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

В зтих реакторах в качестве топлива используется уран с высоким содержанием урана-235, смешанного с торием-232. Использование тория-232 в топливной промышленности связано с тем, что он превращается в уран-233 при поглощении нейтронов. Поскольку уран-233 является расщепляемым, он считается добавлением к основному топливу. Топливо изготавливается в форме коротких таблеток из «карбида урана и тория», покрытых графитом и помещенных в полости графитовых блоков, используемых в качестве замедлителя.

Газообразный гелий используется в качестве теплоносителя. Он является инертным газом, который не взаимодействует с графитом, используемым в качестве замедлителя, независимо от повышения температуры и он не поглощает нейтроны, следовательно, не превращается в радиоактивный газ.

Ядерные реакторы могут быть безопасными и безотходными – Наука – Коммерсантъ

Константин Куцылло

Человечество может полностью избавиться от атомной энергетики без особых потерь, и оградить себя от будущих аварий, подобных Чернобылю или Фукусиме. Доля атомных электростанций в мировом энергопотреблении — около 6%. Глобальные потребности в энергии вполне могут быть удовлетворены тепловыми и гидроэлектростанциями при содействии альтернативных источников (ветряных, солнечных, геотермальных).

После Фукусимы правительство Германии приняло решение о закрытии всех АЭС на своей территории, Италия отказалась от атомных станций еще раньше, после Чернобыля, ряд европейских стран вообще не рассматривают атомную энергетику как альтернативу традиционным источникам энергии.

Фонд «Сколково» и Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ) готовят совместную программу «Завершающая стадия жизненного цикла ядерных объектов».

Но будущее — за атомными электростанциями

Германия объявила об отказе от АЭС. На фото: баварская атомная станция «Графенрейнфельд» будет отключена в 2015 году

Фото: AGE/EASTNEWS

Рафаэль Арутюнян, заместитель директора ИБРАЭ по научной работе, говорит, что дело обстоит несколько иначе. 80% электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, производится в 10 ведущих странах мира. Доля «атомной» электроэнергии в общем энергобалансе стран распределена очень неравномерно — от 80% во Франции до 20% в других развитых странах. Германия, вынужденная на время отказаться от ядерной энергетики по внутриполитическим причинам, рассчитывает на импорт электроэнергии из соседних стран и газа — из России, но с фундаментальной точки зрения это тупик.

Разведанные и прогнозируемые запасы нефти и газа при нынешнем уровне энергопотребления закончатся через несколько десятков лет. Альтернативные источники сейчас составляют меньше 3% в мировой энергетике, в будущем займут от силы 15-20%. Неизбежно увеличение глобальной нужды в энергии — повышение энергоэффективности развитых стран не компенсирует рост потребностей стран третьего мира.

— Сегодня в основном есть тепловая энергетика и есть атомная, все остальные источники являются дополнением, позволяющим локально решать вопросы экологии, — говорит Арутюнян. — Фундаментальным является то, что устойчивое энергообеспечение на органических энергоносителях сталкивается с реальными проблемами. Безусловно, газ — удобный вид топлива, и с точки зрения экологии в том числе. Но при самом оптимистичном прогнозе газа может хватить пусть на сто лет. С углем экологические проблемы. Недаром существует Киотский протокол, в соответствии с которым необходимо приложить все усилия для сокращения выбросов парниковых газов.

Помимо проблем с влиянием на климат выбросы угольных электростанций несут прямую угрозу здоровью людей. Только в Соединенных Штатах, по данным национального агентства по окружающей среде, зарегистрировано около 20 тыс. смертей, связанных с воздействием тепловой энергетики. В России этот показатель составляет 6-7 тыс. в год, говорит Арутюнян. Для сравнения, общее количество смертей в результате зарегистрированных за 50 лет аварий в атомной энергетике составляет 60 человек. Число людей, получивших высокие дозы облучения, с угрозой для здоровья — 237.

— Если собрать все использование радиационных технологий, включая медицину, — продолжает ученый, — то в медицине число инцидентов с заболеваниями и смертями значительно выше, чем в атомной энергетике. И все равно это дает совокупную цифру в 160 смертей и где-то полторы тысячи заболевших от облучения. Если же взять данные по ущербу здоровью человека в обычной энергетике, то это 82 тысячи смертных случаев за последние 30 лет. Эти цифры говорят, что ядерные технологии на порядок безопаснее других технологий.

Коды безопасности следят за критическими точками

— Учитывая сложившееся восприятие рисков, связанных с атомной энергетикой, уровень обоснования и обеспечения безопасности должен быть гораздо выше, — считает Арутюнян. — С тем чтобы гарантировать от ситуаций, которые могут наносить даже не ущерб здоровью населению, а социальный, психологический ущерб. А это значит, что необходимо повышать требования к обоснованию и обеспечению безопасности АЭС, в том числе с учетом наложения экстремальных событий, влияющих на безопасность атомных станций.

С этой целью ученые ИБРАЭ разрабатывают программу новых кодов безопасности, включающую плановый вывод из эксплуатации тех энергоблоков АЭС, которые уже не могут отвечать современным требованиям (именно эта ее часть упомянута выше).

— Мы инициируем два проекта, — говорит Владимир Пономарев, заместитель директора ИБРАЭ по стратегическому развитию и инновациям. — Это так называемые коды безопасности, то есть подходы к инструментальной оценке безопасности ядерных объектов. Это математические модели реальных атомных станций и анализ критических точек по различным технологическим циклам, которые работают внутри ядерного объекта. Для этой же цели десять лет назад разрабатывалась система кодов безопасности «Сократ», но сейчас появились новые технологии, новые реакторы.

Второй частью сколковского проекта ИБРАЭ должно стать создание магистерской программы в рамках сколковского института науки и технологии, создаваемого фондом совместно с Массачусетским технологическим институтом.

— Мы будем готовить специалистов не только в области ядерного «бэкенда», — говорит Пономарев, — но и тех, кто будет использовать технологические разработки атомной отрасли для любого другого технологически опасного производства, хоть в энергетике, хоть в химии. Во-первых, никто «бэкенду» в мире не учит, а кадры необходимы, поскольку построено много атомных станций и нужны специалисты, которые умеют выводить из эксплуатации энергоблоки. Во-вторых, специалисты будут обучаться не только тому, как ликвидировать станции, срок действия которых кончается, но и как продлить срок эксплуатации тех, которые могут работать дальше, как повысить безопасность, чтобы их не надо было выводить из строя.

Вся теория и все математические расчеты, необходимые для создания новых кодов безопасности, будут разрабатываться учеными ИБРАЭ совместно с проектными и конструкторскими организациями в атомной промышленности. Постепенно весь мир будет переходить на новую технологическую платформу, на реакторы на быстрых нейтронах, поэтому надо усовершенствовать те теоретические модели, которые существуют.

Коды безопасности будут коммерциализоваться, то есть будут продаваться заинтересованным потребителям, в том числе за рубежом, в виде пакета программ и услуг по их применению. Отдельные программы проекта будут инициироваться авторами «ноу-хау», то есть владельцами интеллектуальной собственности, которые для этой цели будут создавать собственные стартапы. В рамках этого сколковского проекта ИБРАЭ будет не только развивать разработанные в институте технологии безопасности, но и их трансфер из атомной отрасли в другие области энергетики и промышленности.

В ближайшие десятилетия мир должен перейти с действующих ныне водно-водяных атомных реакторов, где теплоносителем и замедлителем является вода, на реакторы на быстрых нейтронах, в которых применяется жидкометаллический теплоноситель — расплав натрия, свинца или сплав свинца с висмутом. Один такой реактор в России уже действует на Белоярской АЭС, на Урале. По оценке Арутюняна, переход на новую энергетическую платформу займет не менее 30 лет.

Если не совершить такой переход, то потребляемый атомными реакторами изотоп урана-235 закончится в не столь отдаленном будущем. Нынешние водно-водяные атомные реакторы сожгут его в течение ближайшего века. В быстром же реакторе на килограмм заложенного урана-238 может вырабатываться 1,3 килограмма нового топлива, энергетического плутония. В отличие от оружейного плутония-239, применяемого для ядерных зарядов, в реакторах на быстрых нейтронах вырабатываются изотопы плутония-240, 241 и 242, которые не годятся для производства оружия.

Новые реакторы решат проблему атомных отходов

Переход на быстрые реакторы позволит решить одну из основных проблем ядерной энергетики — проблему отработавшего ядерного топлива. Реакторы нового поколения позволят перерабатывать и максимально эффективно использовать радиоактивное сырье, резко сократив количество отходов. Сейчас, говорит Арутюнян, приходится хоронить в земле энергетически ценное сырье (уран и плутоний) и строить для этого огромные хранилища.

— Долгоживущие изотопы — это америций, плутоний — можно возвращать в быстрые реакторы и дожигать. Тогда получаются основные компоненты, цезий и стронций, которые живут 30 лет и от которых через 300 лет практически ничего не останется. Конечно же, какое-то количество неиспользуемых радиоактивных отходов все равно остается, его необходимо изолировать. Здесь есть научно-технические вопросы и вопрос об уровне обоснования безопасности, который должен быть достаточно серьезным — но тут нет никаких непреодолимых препятствий.

Что нужно знать о различных типах ядерных реакторов | Duke Energy

Примечание редактора. Эта статья была впервые опубликована 27 марта 2012 года. Она была исправлена, обновлена ​​и переиздана.

На долю ядерной энергии приходится почти 50% электроэнергии Каролины с нулевым выбросом углерода. Благодаря процессу деления наши высококвалифицированные работники производят чистую энергию, необходимую для обеспечения вашей повседневной жизни.

Давайте рассмотрим основы реакторов с водой под давлением и кипящей водой:

Реакторы электростанций
За исключением солнечных, ветряных и гидроэлектростанций, большинство электростанций представляют собой парогенераторы, использующие различные системы для производства пара.Атомная электростанция использует урановое топливо для производства ядерного деления, которое нагревает воду до состояния пара, приводящего в действие турбины, которые в конечном итоге производят электричество.

Существует множество различных типов реакторов, используемых на атомных электростанциях по всему миру для выработки ядерной энергии. Двумя наиболее распространенными реакторами являются реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR), оба из которых являются легководными реакторами (LWR). В легководных реакторах для охлаждения и нагрева ядерного топлива используется обычная вода.LWR исторически были наиболее экономичным и распространенным типом реакторов.

Водо-водяные реакторы (PRW)

Видео предоставлено Nuclear Matters.

Ядерное деление производит тепло внутри реактора. Это тепло передается воде, циркулирующей вокруг уранового топлива в первой из трех отдельных водяных систем, где вода нагревается до чрезвычайно высоких температур, но не кипит, потому что вода находится под давлением.Вода в системе первого контура проходит через активную зону реактора, действуя как замедлитель и теплоноситель, но не поступает в турбину. Он находится в контуре трубопровода под давлением. Горячая вода под давлением проходит через ряд труб внутри парогенератора.

Эти трубы окружены другой водяной системой, называемой вторичной или парогенерирующей системой. Тепло, а не вода, от первого теплоносителя передается вторичной системе, которая затем превращается в пар.

Первичная и вторичная системы являются закрытыми системами. Это означает, что вода, протекающая через реактор, остается отдельной и не смешивается с водой из других систем.

Пар перекачивается из защитной оболочки в машинное отделение, толкая гигантские лопасти турбины. Турбина соединена с электрическим генератором.

После вращения турбин пар охлаждается путем прохождения его по трубам, по которым проходит третья водяная система, называемая охлаждающей жидкостью конденсатора. Когда пар охлаждается, он снова конденсируется в воду и возвращается в парогенератор для повторного использования.

Реакторы с кипящей водой (BWR)

Видео предоставлено Nuclear Matters.

В отличие от PWR внутри реактора с кипящей водой система первичной воды поглощает достаточно тепла от процесса деления, чтобы вскипятить воду. В отличие от PWR, BWR использует только две отдельные водяные системы, поскольку не имеет отдельной системы парогенератора. Эта пароводяная смесь поднимается наверх реактора и проходит две стадии влагоотделения.Затем капли воды удаляются, и пар поступает в паропровод. Пар направляется на турбину. Турбина начинает вращаться внутри генератора, и вырабатывается электричество.

После включения турбин оставшийся пар охлаждается в системе охлаждения конденсатора. Это замкнутая система водоснабжения. Тепло от пара поглощается холодной водой посредством теплопередачи. Вода в двух системах не смешивается. Пройдя через систему конденсатора, вода возвращается обратно в реактор, чтобы снова начать процесс.
 

Advanced Nuclear Reactors 101

Описанные здесь усовершенствованные ядерные реакторы совершенствуют традиционные ядерные реакторы по нескольким параметрам, частично преодолевая многие барьеры, с которыми сталкивается ядерная энергетика. Как показано в таблице 2, разные типы реакторов имеют разные преимущества и сталкиваются с разными проблемами из-за их размера, материалов, используемых для теплоносителей и замедлителей, рабочей температуры и других факторов. Подробнее см. в отчетах Целевой группы по чистому воздуху, Исследовательской службы Конгресса и организации Third Way.

Преимущества усовершенствованных ядерных реакторов

Преимущества безопасности: Усовершенствованные реакторы могут работать со значительно повышенной безопасностью по сравнению с традиционными легководными ядерными реакторами. Усовершенствованные реакторы часто работают при более низком и безопасном давлении из-за использования в них специальных теплоносителей. Во многих случаях они также могут использовать преимущества пассивных мер безопасности, таких как предохранительные клапаны, вместо того, чтобы полагаться на активные функции безопасности, для работы которых требуется резервный источник питания или вмешательство человека.Эти меры пассивной безопасности позволяют реакторам выдерживать более широкий набор аварийных условий, не причиняя ущерба.

Более низкие затраты: Продолжаются споры о том, будут ли капитальные затраты на усовершенствованный ядерный реактор (первоначальные единовременные затраты на строительство реактора) ниже, чем у современного легководного реактора. . Недавние исследования указывают на несколько возможностей для снижения капитальных затрат, включая следующие:

• усовершенствования конструкции, которые могут привести к снижению затрат на инфраструктуру безопасности;
• возможность изготовления множества модульных блоков одного и того же типа реактора за пределами площадки; и
• совершенствование методов управления строительством.

Однако в этом исследовании тщательно отмечается, что эти возможности снижения затрат, вероятно, применимы ко всем типам атомных станций, а не только к усовершенствованным реакторам.

Промышленная декарбонизация: Некоторые современные ядерные реакторы производят высокие температуры, которые можно использовать в промышленных процессах. Многие промышленные процессы в настоящее время основаны на ископаемом топливе для производства необходимого уровня тепла, а усовершенствованные реакторы могут заменить ископаемое топливо в процессах, которые трудно электрифицировать. Таким образом, передовые реакторы могут помочь обезуглерожить отрасли, которые в настоящее время сильно зависят от ископаемого топлива.

Универсальность и гибкость: Благодаря заводской конструкции и различным размерам реакторов многие усовершенствованные реакторы могут быть гораздо более гибкими и универсальными, чем традиционные реакторы. Они могут быть установлены в местах, где традиционные реакторы не могут быть установлены, например, в подземных пещерах, где снижается радиационный риск и риски для национальной безопасности. Кроме того, некоторые усовершенствованные ядерные реакторы могут изменять мощность, которую они производят, легче, чем традиционные реакторы, что позволяет им играть более важную роль в балансировке электрических нагрузок.Наконец, многие усовершенствованные реакторы могут работать намного дольше без дозаправки, требуя меньше инфраструктуры и позволяя им оставаться в рабочем состоянии в течение длительных периодов времени без перерыва в выработке энергии.

Повышенная эффективность: Некоторые усовершенствованные реакторы используют топливо намного эффективнее, чем традиционные реакторы, преобразуя до 95 процентов энергии топлива в полезную электроэнергию (традиционные реакторы преобразуют менее 5 процентов). Следовательно, у них есть потенциал для получения энергии с использованием гораздо меньшего количества топлива.

Меньше опасности от отходов: Повышение энергоэффективности многих передовых реакторов также приводит к меньшему количеству ядерных отходов. Кроме того, образующиеся отходы могут быть менее токсичными и могут оставаться токсичными в течение более короткого периода времени.

Заводское производство: В то время как традиционные реакторы строятся на месте, многие небольшие усовершенствованные ядерные реакторы могут быть построены в заводских условиях и доставлены на место для быстрой установки. Для некоторых типов реакторов заводское строительство позволит производить и развертывать большое количество реакторов гораздо быстрее, чем традиционные реакторы, что может иметь важное значение для достижения целей по выработке энергии с низким уровнем выбросов углерода.

Снижение риска распространения: Влияние усовершенствований реакторов на риск распространения неоднозначно. Некоторые источники утверждают, что усовершенствованные реакторы производят меньше отходов, чем те, которые традиционно использовались для производства ядерного оружия. Кроме того, усовершенствованные реакторы часто проектируются таким образом, чтобы сделать топливо и отходы менее доступными, чем в традиционных реакторах. Однако усовершенствованные реакторы также часто производят концентрированные отходы плутония , которые могут представлять более высокий риск распространения, чем традиционные реакторы.Поскольку риски распространения, как правило, считаются низкими для традиционных реакторов, небольшие различия, связанные с достижениями, могут не создавать значительных преимуществ или недостатков.

Препятствия и проблемы, с которыми сталкиваются усовершенствованные ядерные реакторы

Традиционные ядерные реакторы и электростанции в настоящее время сталкиваются со многими проблемами.

Некоторые проблемы, с которыми приходится сталкиваться, носят экономический характер: в настоящее время электроэнергия, которую они производят, как правило, дороже, чем электроэнергия, вырабатываемая возобновляемыми источниками энергии и природным газом, поэтому атомным станциям сложно конкурировать на рынках электроэнергии.В результате ядерные производители часто полагаются на субсидии от правительства, чтобы оставаться открытыми и прибыльными. Тем не менее, стоит отметить, что поскольку более масштабная декарбонизация приводит к большему потреблению электроэнергии, стоимость возобновляемых источников энергии может возрасти из-за потребностей в хранении и других затрат, что может сделать электроэнергию, вырабатываемую на АЭС, более конкурентоспособной по стоимости.

Другие барьеры, с которыми сталкивается ядерная энергетика, носят политический и социальный характер: многие люди выступают против развития ядерной энергетики, а некоторые хотят, чтобы все существующие атомные электростанции были закрыты. Эти опасения, как правило, основаны на опасности, связанной с ядерными отходами, и возможности ядерных аварий, таких как катастрофа 2011 года на Фукусиме, Япония, или Чернобыльская катастрофа 1986 года.

Многие передовые реакторные технологии, обсуждаемые в этом объяснении, могут преодолеть барьеры, с которыми сталкиваются традиционные реакторы. Тем не менее, все еще существуют препятствия для развертывания усовершенствованных реакторов. Как правило, наибольшими ингибиторами являются значительные затраты, связанные с разработкой и строительством первых в своем роде реакторов.Эти затраты увеличиваются за счет надбавок за риск — неопределенность из-за отсутствия продуманного развертывания делает первые в своем роде генераторы финансово рискованными инвестициями. Хотя некоторые прогнозы предполагают, что капитальные затраты на зрелые усовершенствованные реакторы будут ниже, чем на традиционные, также возможно, что будут значительные капитальные затраты, связанные с длительными и сложными начальными этапами строительства, что создаст значительные препятствия для внедрения. Наконец, даже после того, как усовершенствованные реакторы будут построены снова, их эксплуатация все еще может быть относительно дорогой.

Advanced Nuclear 101 — Third Way

Даже словосочетание «продвинутое ядерное оружие» может пугать. Но вам не нужна докторская степень. чтобы понять основные различия между различными передовыми реакторами, разрабатываемыми в этой растущей части сектора чистой энергии. В этом учебнике мы предлагаем некоторые сведения о пространстве усовершенствованных реакторов и объясняем различия между девятью различными типами усовершенствованных реакторов, которые в настоящее время разрабатываются. Мы предоставляем базовую информацию, которая необходима политикам для понимания различных хладагентов, топлива, типов реакций и размеров, которые могут обеспечить множество путей к одному пункту назначения: чистой, доступной и надежной электроэнергии.

Что такое Advanced Nuclear?

Если вы следите за новыми экологически чистыми энергетическими технологиями в Соединенных Штатах или за слушаниями по энергетике и климату на Капитолийском холме, вы часто будете использовать такие термины, как «реактор на расплавленной соли». И это только начало — что вы знаете о «реакторах с галечным слоем» или «быстрых реакторах со свинцовым охлаждением»? Не бойся. Компания Third Way собрала этот учебник по девяти появляющимся типам реакторов, рассказав о том, откуда взялась эта новая отрасль, почему она важна, чем отличается каждая новая технология и как оценить их относительные преимущества.

Эта отрасль реальна, и она растет. В нашем отчете за июнь 2015 года «Введение в передовую атомную промышленность» мы определили около 50 проектов передовых реакторов, подкрепленных частным капиталом на сумму более 1 миллиарда долларов. ¹ Однако индустрия срочно нуждается в помощи из Вашингтона. Если это произойдет, мы сможем увидеть набор прорывных технологий, которые могут дать миру энергию и справиться с климатическим кризисом. Но этого не произойдет, если политики не поймут что-то об этой технологии и ее перспективах.

Рождение индустрии

Глядя на сухую пустынную равнину Айдахо или длинную долину Теннесси, вы можете увидеть нечто неожиданное: небольшое количество зданий и сооружений, в которых размещались передовые ядерные реакторы, охлаждаемые жидкими металлами, расплавленными солями и температурные газы. Эти так называемые реакторы поколения I, давно выведенные из эксплуатации и выведенные из эксплуатации, служат напоминанием о многообещающих передовых ядерных реакторах, когда-то предназначенных для производства электроэнергии с нулевым выбросом углерода, и о возможности, которую они предлагают для решения энергетических и климатических проблем, с которыми мы сталкиваемся сегодня.

Сегодняшняя разработка усовершенствованных реакторов нового поколения, часто называемая поколением IV, основана на финансируемых государством исследованиях и разработках, которые дали нам эти (и другие) реакторы в 1950-х и 60-х годах. В золотой век ядерных инноваций США создали Национальную испытательную станцию ​​реакторов в Айдахо, предшественницу Национальной лаборатории Айдахо, и построили более 50 ядерных реакторов. ² Кроме того, ряд реакторов был построен в других национальных лабораториях и объектах, включая Аргонн, Ок-Ридж, Лос-Аламос, Брукхейвен, Хэнфорд и Саванна-Ривер.Как мы описали в эссе Брукингса о усовершенствованных реакторах, американские политики были «заперты в том, что они считали гонкой не на жизнь, а на смерть с Советским Союзом, и они стремились быть первыми во всех аспектах научных исследований, особенно в тех, которые связано с расщеплением атома». ³

Однако эпоха ядерных инноваций остановилась, когда глава атомного флота ВМС США адмирал Хайман Риковер решил, что ВМС должны использовать исключительно легководные реакторы (LWR) для питания подводных лодок и авианосцев.Коммерческий сектор последовал примеру адмирала. С конца 1960-х годов и по сегодняшний день почти каждая атомная электростанция, построенная нами (и большинство из них построено в мире), использует легкую воду (то есть обычную воду), перекачиваемую под высоким давлением, как для охлаждения ядерного реактора, так и для передачи тепла от реактора к реактору. паровые турбины, вырабатывающие электроэнергию. Из-за их высокого рабочего давления и постоянно увеличивающихся размеров для этих реакторов требуются огромные стальные сосуды под давлением, которые можно приобрести только у небольшого числа мировых производителей за пределами США.S. В результате этой и других сложностей строительство этих больших реакторов является медленным и очень дорогостоящим процессом. ⁴

Сегодня США используют почти 100 LWR для производства 20% нашей электроэнергии и 63,3% нашей безуглеродной электроэнергии. ⁵ Эти реакторы, расположенные по отдельности или объединенные в группу из двух или трех как часть более крупной электростанции, производят от 500 до 1400 мегаватт (МВт) электроэнергии каждый. ⁶

Но в эпоху передовых материалов, суперкомпьютеров и модульного строительства появляются различные варианты.Новое поколение инженеров перенимает мантию инноваций от своих предшественников эпохи 60-х годов и, вдохновленная изменением климата, разрабатывает усовершенствованные конструкции реакторов, которые могут обеспечить доступную, чистую и безопасную энергию. Они рассматривают возможность использования охлаждающих жидкостей, отличных от легкой воды; как работать при нормальном атмосферном давлении; как использовать физику в дополнение к технике для обеспечения безопасности реакторов; и как сделать реакторы достаточно малыми (от 3 до 250 МВт) для массового производства на заводах, значительно сократив затраты на строительство и сэкономив время.

Как использовать эту бумагу

В этом документе директивные органы знакомятся с различными разрабатываемыми технологиями и иллюстрируются необходимость дальнейших исследований в частном и государственном секторах в области ядерной энергетики следующего поколения. Для простоты использования мы связались с определением ключевых слов, связанных с ядерной энергией.

Реакторы, проектируемые отдельными компаниями или учреждениями, будут различаться, даже если они используют один и тот же теплоноситель или базовую конструкцию. Из-за этих различий, многие из которых являются собственностью и недоступны для публичной оценки, этот документ не был разработан для оценки осуществимости любого из этих типов реакторов или прогнозирования вероятности их коммерциализации.

Какие типы технологий существуют?

Основные отличия

Выявленные нами 48 североамериканских компаний и организаций работают над девятью различными типами усовершенствованных конструкций реакторов. Современные реакторы, а также восемь из девяти усовершенствованных реакторов, описанных ниже, используют реакции деления: расщепление изотопа с выделением нейтронов, создающих тепловую энергию, которую можно использовать для выработки электроэнергии. ⁷ Это можно сделать двумя основными способами:

• Тепловые реакторы используют замедлители, такие как вода, для замедления нейтронов, что облегчает процесс деления. ⁸ Большинство коммерческих реакторов сегодня являются тепловыми, и подавляющее большинство из 16 000 совокупных реакторо-лет эксплуатации коммерческой ядерной энергетики приходится на тепловые реакторы. ⁹
• Реакторы-размножители на быстрых нейтронах, известные в этой статье как быстрые реакторы, поддерживают быстрое движение нейтронов, что делает реакцию деления более эффективной, а в некоторых случаях может фактически воспроизвести больше ядерного топлива. Эти реакторы могут потреблять наиболее опасные отходы легководных реакторов, тем самым уменьшая общее количество отходов, требующих глубокого геологического захоронения. ¹⁰

Из девяти передовых ядерных технологий, которые мы рассматриваем, основное различие между пятью типами реакторов в этом учебнике заключается в теплоносителе, используемом для обеспечения безопасной работы реактора. Два других отличаются своими размерами по сравнению с современными легководными реакторами. Один отличается температурой. И, наконец, термоядерный синтез будет использовать совершенно другую физическую реакцию для производства энергии.

Общие преимущества

Чтобы добиться успеха, усовершенствованные реакторы следующего поколения должны делать что-то лучше или дешевле, чем их легководные предшественники.Вот преимущества, которые предлагает большинство из них:

Повышенная безопасность: Поскольку многие усовершенствованные конструкции реакторов не используют высокое давление или даже воду в качестве теплоносителя, они могут полагаться на пассивную физику реакторной системы (а не на активные системы безопасности) для остановки реактора и удаления остаточных газов. нагрева в случае аварии или неисправности. Примером может служить система «подключи и спусти». Если заполненный жидкостью реактор с расплавленной солью станет слишком горячим, он расплавит пробку, расположенную в нижней части реактора, и расплавленная соль будет стекать в сборный бассейн, где она будет охлаждаться сама по себе.Все это происходит из-за гравитации — насосы, внешняя энергия или вмешательство человека не требуются.

Снижение риска распространения: Наиболее современные конструкции реакторов снижают риск распространения, потребляя производимый ими плутоний или просто не производя его в значительных количествах. Эти реакторы также могут забирать запасы плутония из стран, у которых есть программы создания ядерного оружия, и вместо этого использовать этот плутоний для производства энергии. Это продолжило бы программу «Мегатонны в мегаватты», завершившуюся в 2013 году, когда США.С. закупил в России избыточный высокообогащенный уран на сумму около 20 000 ядерных бомб и использовал его в качестве топлива для американских гражданских ядерных реакторов. ¹¹ В других усовершенствованных конструкциях может использоваться обедненный уран, остатки отходов процесса обогащения урана. Это устранило бы необходимость в центрифугах — которые также необходимы для производства высокообогащенного урана оружейного качества — и резко снизило бы риск распространения со стороны таких стран, как Иран, которые могут использовать гражданскую ядерную программу для прикрытия военных амбиций.Фактически, разрешение Ирану эксплуатировать эти центрифуги было центральным камнем преткновения в ядерных переговорах с США

.

Plug & Go: Большинство гражданских реакторов, эксплуатируемых в настоящее время по всему миру, нуждаются в дозаправке каждые 18–24 месяца. Этот процесс требует значительной инфраструктуры для обеспечения безопасной перегрузки и защиты отработавшего топлива от несчастных случаев или кражи. Реакторы также отключаются примерно на 40 дней во время процесса дозаправки, что стоит их операторам денег и временно устраняет надежный и крупный источник электроэнергии. Некоторые усовершенствованные реакторы разрабатываются так, чтобы их можно было «подключить к работе», что означает, что после установки реактора на месте его не нужно будет заправлять топливом до двадцати лет. Этот расширенный топливный цикл является значительным преимуществом для стран, которые не хотят или не могут позволить себе построить необходимую инфраструктуру, такую ​​как предприятия по обогащению, изготовлению топлива или ядерным отходам. Он также защищает от использования ядерного топлива для разработки оружия.

Обращение с ядерными отходами: Отработавшее топливо, тип ядерных отходов, представляет собой проблему для сегодняшних операторов реакторов и федерального правительства.Хотя операторы безопасно хранят отработавшее топливо на месте, этот процесс является дорогостоящим, и общественность по-прежнему обеспокоена продолжающимся производством этого типа ядерных отходов, которое сохраняется в течение тысяч лет. Многие передовые конструкции реакторов решат эти проблемы за счет фактического потребления отработавшего топлива, что резко сократит количество отходов, требующих хранения. Другие усовершенствованные реакторы, реакторы-размножители, помогут обращаться с ядерными отходами, используя топливо гораздо более эффективно, чем существующие реакторы, и фактически создавая новое ядерное топливо.Это могло бы значительно уменьшить реальные, но поддающиеся управлению экологические проблемы, вызванные попытками хранить отработавшее ядерное топливо в течение столетий.

Мостовая технология: Переход от больших легководных реакторов, используемых сегодня, к меньшим современным реакторам, использующим жидкий металл или высокотемпературный газ в качестве теплоносителя, станет значительным шагом вперед. В настоящее время разрабатываются технологии, которые восполнят пробел, используя легкую воду в качестве теплоносителя и применяя ее в небольших модульных реакторах.В ближайшем будущем регулирующим органам будет легче оценить это, а коммунальным предприятиям будет проще развернуть и эксплуатировать, одновременно решая некоторые проблемы стоимости, масштабирования и безопасности крупных легководных реакторов, работающих сегодня.

Промышленное применение: Сегодня ископаемое топливо создает очень высокие температуры, необходимые для промышленных печей, которые используются в таких секторах, как металлургия, химическая и цементная промышленность. Это приводит к части примерно 1400 мегатонн прямых выбросов парниковых газов в год в США.С. один. ¹² Возобновляемые источники энергии и существующие ядерные реакторы не могут эффективно производить высокие температуры, необходимые для замены этих печей. Некоторые передовые реакторы могли бы безопасно работать при достаточно высоких температурах, чтобы заменить ископаемое топливо в промышленных процессах, а также производить электроэнергию.

Масштабирование Размер: Некоторые реакторы классифицируются как продвинутые просто из-за размера. Сегодня большинство реакторов рассчитано на выработку от 1000 до 1200 МВт электроэнергии.Большинству рынков в развитом мире не требуется дополнительная электроэнергия в таком масштабе. Передовые разработчики ядерной энергии проектируют небольшие модульные реакторы и микрореакторы, которые рассчитаны на выработку от 10 до 200 МВт на реактор. Эти небольшие модульные и микрореакторы можно построить на заводе, а затем отправить на строительную площадку для относительно быстрой установки. Благодаря их модульной конструкции операторы могут масштабировать электростанцию ​​в соответствии со своими меняющимися потребностями, добавляя новые реакторы быстрее, с меньшими затратами и с меньшими приращениями выработки по мере роста спроса.Модульная конструкция также может снизить требования безопасности к оператору, поскольку площадь объекта может быть намного меньше, чем у современных электростанций. Многие из усовершенствованных конструкций реакторов также предназначены для установки под землей, что делает их меньшими по размеру и более опасными целями для террористических или других атак.

Меньше затрат : Разработчики работают над созданием реакторов с более простой конструкцией, модульной конструкцией, масштабированием и другими инновациями, чтобы быть конкурентоспособными по стоимости с ископаемым топливом. Ряд преимуществ, которые мы здесь перечисляем, также способствует снижению общих затрат, включая системы пассивной безопасности, увеличение времени между дозаправками и повышение надежности.

Дистанционное питание : Некоторые микрореакторы разрабатываются специально для самых отдаленных мест — например, для добычи полезных ископаемых, военных объектов или изолированных деревень. Эти реакторы полностью автономны, вырабатывают относительно небольшое количество электроэнергии (около 2–5 МВт), их можно легко перенести в удаленные места, установить и оставить работать в течение многих лет без вмешательства.Такой реактор мог бы питать оборонный объект, избегая дорогостоящей и часто опасной практики транспортировки миллионов галлонов жидкого топлива по негостеприимной местности или полагаясь на уязвимую общественную сеть.

Неограниченная мощность : В то время как существующие реакторы необходимо заправлять топливом каждые 18-24 месяца, а некоторые усовершенствованные реакторы могут работать до 20 лет между заправками, существует потенциал для разработки реактора, который мог бы работать практически вечно. В этих конструкциях будут использоваться инновационные топливные циклы или просто физика реакторов для повторного использования отходов, образующихся в процессе реакции, для работы в течение целого столетия без необходимости отключения в течение длительного периода времени.Горстка разработчиков работает над термоядерными, а не ядерными реакторами. Хотя термоядерные реакторы, использующие водород в качестве топлива, намного сложнее и еще далеки от коммерциализации, они могут иметь топливо, производство которого почти неограниченно и недорого, без проблем с отходами отработавшего топлива, которые необходимо утилизировать, перерабатывать или охранять. ¹³

Что будет дальше?

Гонка за ядерную энергетику следующего поколения

Десятки компаний и исследовательских центров, работающих над усовершенствованными реакторами, должны решить проблемы с реальными материалами, проектированием и финансированием, прежде чем они будут готовы строить испытательные реакторы, не говоря уже о коммерциализации своих технологий. Пока еще слишком рано, и нам предстоит преодолеть слишком много технических и финансовых препятствий, чтобы мы могли точно предсказать, когда и какая технология может добиться коммерческого успеха. Но мы знаем, что глобальный спрос на более чистую, доступную и надежную энергию стимулирует инновации в ядерной энергетике, невиданные с 1960-х годов. При правильном сочетании исследований, частного финансирования и федеральной политики передовые ядерные технологии могут сыграть важную роль в решении проблемы изменения климата и растущего спроса на энергию в 21 веке.

Роль федерального правительства

Федеральное правительство должно сотрудничать с частным сектором, чтобы помочь в разработке этой технологии, способной изменить мир. Это включает в себя предоставление доступа к федеральным объектам для демонстрации новых конструкций и прямой путь для получения разрешения на эксплуатацию усовершенствованных реакторов.

Разработчики переходят от «бумажных реакторов», то есть проектов на жестких дисках компьютеров, к тестированию материалов и созданию прототипов или демонстрационных реакторов. Для этого им нужен доступ к технической экспертизе испытательных реакторов и площадкам для безопасного строительства и эксплуатации некоммерческих версий их реакторов. У Министерства энергетики и национальных лабораторий США есть средства, опыт и в некоторых местах безопасная земля, чтобы помочь разработчикам продвигать свои проекты. Фактически, в 1960-х годах на федеральных объектах США было построено и испытано более 50 проектов реакторов. Однако модель государственно-частного партнерства следует упорядочить. Нам нужно облегчить малым предприятиям работу с правительством по ядерным инновациям, уточнить правила и предоставить некоторое федеральное финансирование для объектов.

В то же время Комиссия по ядерному регулированию (NRC) должна модернизировать процедуру утверждения лицензий для компаний, стремящихся к коммерциализации усовершенствованных реакторов. Стартапы и даже крупные компании с первыми в своем роде реакторами не могут привлечь сотни миллионов долларов частного капитала, необходимого сегодня для оплаты лицензий или участия в десятилетнем или более длительном процессе проверки. NRC не следует начинать планировать, как оценивать десятки различных конструкций бумажных реакторов, многие из которых никогда не попадут в процесс лицензирования.NRC признает эти проблемы и в сентябре 2015 года созвала конференцию с Министерством энергетики для рассмотрения вариантов регулирования передовых технологий, которые обеспечивают разумный путь к лицензированию при выполнении своей миссии по обеспечению безопасности гражданских ядерных операций в США ¹⁴ Время, однако, имеет существенное значение. Чем дольше США будут обходиться без своевременного, предсказуемого, доступного и безопасного пути лицензирования для компаний, которые появляются и готовы коммерциализировать свои передовые реакторы, тем больше вероятность того, что другая страна станет домом для этой технологии.

Разработчики: Flibe Energy, GEMSTAR, MIT, Oak Ridge National Lab Terrestrial Energy, Thorcon, Thorenco, Transatomic Power, UC-Berkeley

Выделенные преимущества: повышение безопасности, обращение с ядерными отходами, снижение затрат

Расплавленная соль может показаться не идеальным веществом для охлаждения ядерного реактора. Но не думайте, что это действительно горячая поваренная соль. Вместо этого первичный теплоноситель в активной зоне реактора на расплаве солей (MSR) представляет собой фторидную соль, нагретую в результате ядерной реакции до жидкого состояния при температуре около 650 градусов Цельсия.Способность расплавленной соли оставаться стабильной при высоких температурах помогает реакторам получать больше энергии на унцию топлива, чем наши нынешние реакторы. Урановое или ториевое топливо для MSR, которое может быть быстрым или тепловым реактором, в зависимости от конструкции, может быть либо помещено в твердый стержень, как в действующих сегодня реакторах, либо растворено непосредственно в расплавленной соли. протекать через активную зону реактора, где происходит деление. Ключевой проблемой является коррозионная природа расплавленной соли.Современным разработчикам реакторов потребуется испытать новые материалы, чтобы определить, могут ли они безопасно выдерживать соль, а также радиацию и высокие температуры, которые генерирует каждый ядерный реактор.

Идея использования расплавленной соли в качестве теплоносителя в ядерном реакторе не нова. После Манхэттенского проекта каждое подразделение вооруженных сил США исследовало, как использовать атом в более мирных целях. ВВС США впервые разработали реактор на расплавленной соли в 1950-х годах. ¹⁵ Хотя этот реактор никогда не использовался в полете, исследования продолжались в рамках проектов, не связанных с обороной, таких как Эксперимент с реактором на расплавленной соли (MSRE) в Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах. ¹⁶ Ученые Ок-Риджа фактически построили и эксплуатировали MSR в течение 20 000 часов, хотя они никогда не подключали его к турбине для производства электроэнергии. Этот эксперимент принес за четыре года чрезвычайно ценные данные, доказывающие физику работы этих реакторов. Современные разработчики теперь используют эти данные для создания версии этой технологии 21-го века.

Разработчики: Advanced Reactor Concepts, Аргоннская национальная лаборатория, GE-Hitachi, TerraPower

Преимущества

: снижение риска распространения, обращение с ядерными отходами, снижение затрат, промышленное применение

В быстрых реакторах с натриевым охлаждением (SFR) в качестве теплоносителя используется жидкий металл, аналогично тому, как в реакторе на расплаве солей (MSR) расплав соли используется для поддержания постоянной температуры активной зоны ядерного реактора. Металл в этих реакторах — не раскаленный докрасна раскаленный кусок железа; на самом деле это жидкий натрий. В SFR в качестве теплоносителя используется только натрий, а не фторидные соли, используемые в MSR, а также, в отличие от MSR, топливо размещается в стержнях и не может растворяться в натриевом теплоносителе. SFR являются быстрыми реакторами, потому что нейтроны, которые они используют для создания ядерной реакции, имеют больше энергии, чем нейтроны, используемые в современных легководных реакторах. Конструкция также позволяет SFR использовать в качестве топлива уран и плутоний из отработавшего топлива.Сегодня Россия эксплуатирует SFR, известную как БН-600, и строит БН-800, первая измеримая и контролируемая реакция которого произошла 27 июня 2014 года; оба реактора используют жидкий натрий в качестве теплоносителя. ¹⁷ Билл Гейтс инвестировал в компанию TerraPower, которая разрабатывает SFR ¹⁸ и в настоящее время проводит широкий спектр испытаний в США, Корее и даже в России, где есть некоторые испытательные мощности, недоступные в США ¹⁹

Первая в мире атомная электростанция, вырабатывающая электроэнергию, была SFR. Электричество, вырабатываемое SFR, известным как экспериментальный реактор-размножитель № 1 (EBR-I), расположенным на площадке в Айдахо, в 1951 году питало четыре лампочки. ²⁰ EBR-I работал почти 15 лет, предоставляя обширные сообщество ядерных исследователей. ²¹ Натриевые реакторы не были коммерциализированы, отчасти потому, что, хотя натрий превосходно охлаждает реактор, у него есть некоторые уникальные проблемы в повседневных рабочих ситуациях: он плохо реагирует с водой (он взрывается) и воздухом (он горит).К счастью, в Соединенных Штатах на протяжении десятилетий используются исследовательские SFR. Этот опыт научил нас больше тому, как управлять химическими реакциями между натрием и водой или воздухом. ²²

Разработчики: Аргоннская национальная лаборатория, Gen4 Energy, LakeChime, Westinghouse

Основные преимущества

: повышенная безопасность, обращение с ядерными отходами, снижение затрат, промышленное применение, Plug & Go

Большинство людей знакомы с взаимодействием свинца с радиацией, даже если они не знают об этом. Это потому, что большинство из нас носили жилет со свинцовой подкладкой, чтобы защитить жизненно важные органы во время рентгена. Свинец останавливает или отражает излучение, такое как рентгеновские лучи или нейтроны, от их перемещения туда, куда мы не хотим. В случае реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (LFR) жидкий свинец протекает через реактор и отражает нейтроны снаружи реактора обратно в активную зону. LFR также могут использовать уран и плутоний из отработавшего топлива в качестве топлива. Многие из этих реакторов являются небольшими и модульными с естественной конвекцией, использующей собственное тепло реактора для перемещения теплоносителя через реактор, вместо того, чтобы требовать насосов для циркуляции теплоносителя в случае аварийной ситуации, как это делают легководные реакторы.Разработчики считают, что, используя свинец в качестве хладагента, LFR можно было бы построить на заводах, доставить на место эксплуатации и закопать под землю, чтобы он работал до 20 лет без необходимости останавливать для дозаправки.

LFR датируются 1950-ми годами и наиболее широко использовались глубоко под океаном. ²³ В 1970-х годах Советский Союз использовал LFR для своих атомных подводных лодок, потому что реакторы были сравнительно легкими. ²⁴ Ливерморская национальная лаборатория Лоуренса недавно исследовала LFR, поскольку эти реакторы могли вырабатывать электроэнергию без производства отработавшего топлива, которое можно было бы превратить в материалы оружейного качества, представляющие риск распространения.Одна из причин, по которой LFR не были коммерциализированы, заключается в том, что трудно контролировать состояние активной зоны реактора, окруженной свинцом. Сегодня компании, изучающие эту технологию, работают над способами «видеть» свинец для обслуживания реактора и схемы естественной конвекции свинца в реакторе.

Разработчики: General Atomics, Hybrid Power Technologies

Выделенные преимущества

: снижение риска распространения, обращение с ядерными отходами, меньшая стоимость, Plug & Go

Газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах (GFR) обычно охлаждаются гелием. В отличие от воздушных шаров, гелий, циркулирующий в реакторе, имеет температуру от 650 до 850 градусов по Цельсию. Этот процесс позволяет GFR использовать быстрые нейтроны для запуска реакции деления, высвобождая больше энергии в топливе, чем многие другие современные реакторы и современные легководные реакторы. Конструкция также позволяет GFR использовать уран и плутоний из отработавшего топлива в качестве топлива. Как и в случае с другими передовыми конструкциями реакторов, разработчики GFR стремятся обеспечить, чтобы материалы, используемые для изготовления реактора, могли выдерживать в течение длительного периода времени чрезвычайно горячие газы, движущиеся внутри.Существуют передовые материалы, которые могут стать ответом на этот вызов, но требуется дополнительное тестирование. GFR также более безопасны, чем сегодняшние LWR, потому что они полагаются на пассивные функции безопасности, основанные на физике, а не на активные системы безопасности, которые более подвержены человеческим ошибкам или отказам.

США впервые начали эксплуатировать реакторы с газовым охлаждением в 1967 году. ²⁵ Два блока, которые не были реакторами на быстрых нейтронах, использовались для поиска новых способов повышения эффективности работы реакторов и использования недавно разработанных материалов для улучшения работы реакторов.Реакторы оставались в эксплуатации до 1989 года.

Разработчики: Atomic Energy of Canada Limited (AECL)

Выделенные преимущества: обращение с ядерными отходами, связующие технологии

Сверхкритические водоохлаждаемые реакторы (SCWR) аналогичны современным легководным реакторам, но работают при более высокой температуре и более высоком давлении, что позволяет им вырабатывать электроэнергию с более высоким КПД. Этот процесс известен как «сверхкритический», при котором вода находится выше критической точки температуры и давления, при которой жидкости и газы явно различаются.Это делает передачу тепла и, следовательно, работу турбин, вырабатывающих электроэнергию, более эффективной. Эта концепция объединит многолетний опыт эксплуатации сверхкритических угольных электростанций с многолетним опытом эксплуатации легководных реакторов. ²⁶ SCWR может быть реактором на быстрых нейтронах или тепловым реактором.

Эксперименты по разработке SCWR впервые начались в 1950-х и 1960-х годах. Эта конструкция рассматривается некоторыми как преодоление разрыва между современными легководными реакторами, известными как реакторы поколения III+, и технологиями следующего поколения, в которых используются неводяные теплоносители (многие из которых мы обсуждаем в этой статье).Однако проблема заключается в том, что затраты на строительство SCWR, вероятно, будут выше, чем у современных реакторов, из-за дополнительных материалов, необходимых для управления операциями, а также более высоких температур и давлений. Кроме того, SCWR включают многие проблемы LWR, такие как неэффективное использование топлива и проблемы безопасности. В начале 2000-х годов Форум «Поколение IV», объединение 13 стран, заинтересованных в разработке усовершенствованных ядерных реакторов, разработал эталонные проекты SCWR, но к этой концепции не проявлялось большого коммерческого интереса. ²⁷

Разработчики: Areva, General Atomics, MIT, Next Generation Nuclear Plant, Northern Nuclear, X-Energy, Starcore Nuclear

Основные преимущества

: повышенная безопасность, снижение риска распространения, промышленное применение, удаленное питание

Очень высокотемпературный реактор (VHTR), также называемый высокотемпературным газовым реактором (HTGR), представляет собой концепцию, разработанную для конкретной цели — создания высоких температур для промышленных тепловых процессов, а не для технического различия хладагента.Как отмечалось выше, подавляющее большинство промышленных процессов, требующих тепла, зависят от ископаемого топлива, которое способствует выбросам парниковых газов в США. Его нельзя заменить возобновляемыми источниками энергии, которые не производят достаточного количества тепла для промышленных процессов.

VHTR, тепловой реактор, использует графит (да, точно так же, как карандаши) в качестве замедлителя для замедления нейтронов. (Это отличает VHTR от большинства других передовых ядерных конструкций, которые представляют собой реакторы на быстрых нейтронах, такие как GFR). реактор нагревает газообразный гелиевый теплоноситель до температуры обычно от 800 до 1000 градусов по Цельсию, что выше, чем температура, используемая GFR.Затем это тепло используется промышленными печами для производства водорода, опреснения воды или очистки нефтехимических продуктов. ²⁸

В 1947 году Окриджская национальная лаборатория начала рассматривать вопрос о необходимости создания высокотемпературного газового реактора. Это помогло разработать HTGR, которые вырабатывали электроэнергию в Форт-Сент-Врайн в Колорадо, которые работали с 1979 по 1989 год, ²⁹ и Пич-Боттом в Пенсильвании, которые работали с 1967 по 1974 год. ³⁰ И китайцы, и у.Правительства Южной Америки по-прежнему заинтересованы в технологии HTGR, а Китай разрабатывает версию реактора с галечным слоем. В 2007 году правительство США запустило Ядерную программу нового поколения (NGNP) совместно с отраслевым альянсом партнеров для коммерциализации HTGR. ³¹ Однако NGNP столкнулась с проблемами управления и руководства, которые задержали финансирование демонстрационного реактора.

Разработчики: Holtec, mPower, NuScale, RADIX, Westinghouse

Выделенные преимущества: повышенная безопасность, меньшая стоимость, промышленное применение, технология моста, масштабирование размера и стоимости

Не все разработчики передовых реакторов полагаются на экзотические теплоносители или быстрые нейтроны, чтобы конкурировать на коммерческом рынке.Некоторые используют проверенную и настоящую технологию легкой воды, но помещают ее в реакторы, которые намного меньше и проще, чем те, которые сегодня эксплуатируются коммунальными предприятиями. Эти небольшие реакторы будут строиться как модульные блоки на заводах, а не изготавливаться по индивидуальному заказу на электростанции, что значительно снизит стоимость производства и строительства. Эти малые модульные реакторы (ММР) будут генерировать менее 300 МВт, ³² по сравнению с типичным реактором, работающим сегодня в США, со средней мощностью 1000 МВт, и могут быть либо тепловыми, либо быстродействующими. ³³ ММР также будут безопаснее, чем сегодняшние LWR, за счет использования пассивной физики для остановки реактора, а не активных инженерных систем. Существует потребность в ММР от коммунальных предприятий в США и за рубежом, которые не могут позволить себе или не имеют спроса на электроэнергию, чтобы оправдать большой современный легководный реактор. Компания NuScale недавно опубликовала стоимость своей конструкции SMR в диапазоне от 1 до 3 миллиардов долларов по сравнению с 14-16 миллиардами долларов для существующих крупных заводов. ³⁴

История ММР восходит к одной из первоначальных целей ядерных инноваций в США.С.: использование ядерной энергии для приведения в движение и питания подводных лодок. Но с тех пор размеры гражданских реакторов росли только в одном направлении: вверх. На самом деле, по данным Всемирной ядерной ассоциации, мощность реакторов выросла с примерно 60 МВт, когда первые гражданские ядерные реакторы были введены в эксплуатацию в 1950-х годах, до более чем 1600 МВт для реакторов, вводящихся в эксплуатацию сегодня, потому что это позволяет производителям реакторов воспользоваться преимуществами экономии масштаб в строительстве и эксплуатации. ³⁵ Проблема в том, что даже с учетом эффекта масштаба лишь несколько коммунальных предприятий в США.S. или даже национальные коммунальные предприятия по всему миру могут позволить себе финансировать огромные затраты на строительство реактора мощностью 1000 или более МВт. ³⁶

Разработчики: CityLabs, Dunedin, Gen4 Energy, LakeChime, Toshiba, UPower, Widetronix

Основные преимущества

: повышенная безопасность, меньшая стоимость, дистанционное питание

Сегодня военные базы, горнодобывающие предприятия и деревни в отдаленных районах зависят от выделяющих углерод ископаемых видов топлива, часто дизельного топлива или мазута, которые доставляются к ним по чрезвычайно высокой цене (до 30 центов за киловатт-час), чтобы обеспечить все необходимое. своих энергетических потребностей. ³⁷ Для военных баз эта цепочка поставок представляет собой очень реальный риск для операций. Микрореакторы, генерирующие всего 2 МВт электроэнергии, достаточной для питания до 2000 домов или до 50 МВт, разрабатываются с прицелом на удовлетворение потребностей в электроэнергии в этих местах при более низких эксплуатационных расходах, чем генерация на ископаемом топливе. ³⁸ В большинстве микрореакторов в качестве теплоносителя используется вода, хотя некоторые современные реакторы с уникальными теплоносителями также можно уменьшить до микроразмеров; микрореакторы также могут быть тепловыми или быстрыми.Преимущество этих реакторов заключается в том, что они, как и ММР, будут производиться на заводе и отправляться с топливом в удаленные места, где они смогут работать в течение продолжительных периодов времени без необходимости дозаправки. И вместо дозаправки на месте весь реактор демонтировали и заменили новым блоком.

Военные США были одними из самых ярых сторонников использования микрореакторов для питания небольших и удаленных установок. Фактически, с 1959 по 1966 год армия эксплуатировала реактор мощностью 2 МВт для питания полусекретной военной установки в северной Гренландии, известной как проект «Ледяной червь». ³⁹ Совсем недавно в городе Галена на Аляске, который находится в 270 милях к северу от Фэрбенкса, рассматривалась возможность установки небольшого реактора для обеспечения электричеством 600 жителей. ⁴⁰ Проект в Галене застопорился из-за проблем со стоимостью и нормативными требованиями, но штат Аляска и многие отдельные сообщества в штате, наряду с военными базами, шахтами и другими отдаленными сообществами, продолжают рассматривать эту технологию как способ обеспечивают экономичную мощность с нулевым уровнем выбросов. ⁴¹

Разработчики: General Atomics, General Fusion, Helion, HyperV Technologies, ITER, Lockheed-Martin, NIF, NumerX, Tri Alpha

Основные преимущества

: неограниченная мощность, повышенная безопасность, обращение с ядерными отходами

Все ядерные реакторы, действующие по всему миру, а также большинство передовых реакторных технологий, находящихся в стадии разработки, основаны на делении — расщеплении атомов — для производства тепла и электроэнергии.Это хорошо изученный процесс, который используется уже более полувека. Горстка компаний преследует до сих пор неуловимую цель производства тепла и электричества путем слияния двух атомов, процесс, который не удивительно известен как синтез. В синтезе используется водород (находящийся в воде) в качестве топлива, и это процесс, который питает наше Солнце и все звезды во Вселенной. Описанный журналом New Yorker как «звезда в бутылке», термоядерный синтез производит такие высокие температуры (от 150 миллионов до миллиардов градусов Цельсия), что ни один известный материал не может его удержать. ⁴² Это фундаментальное препятствие помешало исследователям осуществить синтез в лаборатории, не говоря уже о коммерческом реакторе. Но потенциал неограниченной энергии, которая почти не производит радиоактивных отходов, слишком велик, чтобы его игнорировать.

Есть два основных способа совершить этот подвиг, который буквально питает солнце. Один из них заключается в использовании очень мощных магнитов для удержания перегретой смеси, называемой плазмой, в которой атомы сливаются и производят энергию. Второй способ заключается в использовании интенсивного набора лазеров, направленных на мишень из атомов, сжимающих их до точки слияния, что называется инерционным удержанием. ⁴³ В настоящее время разработчики рассматривают некоторые гибридные варианты этих двух подходов.

Технически исследования Fusion начались в 1920-х годах. ⁴⁴ К 1950-м годам потребности холодной войны сместили фокус исследований с энергетики на применение оружия. ⁴⁵ Современные исследования, вызванные необходимостью производства электроэнергии с нулевым выбросом углерода и опасениями по поводу радиации, распространения и ядерных отходов, вернулись к попыткам использовать термоядерный синтез для производства электроэнергии, хотя сроки достижения такого научного прорыва остаются неизвестными.

В 2007 году ИТЭР был организован для строительства крупной плазменной установки, называемой токамак, во Франции. ⁴⁶ ИТЭР поддерживается США, Китаем, ЕС, Индией, Японией, Кореей и Россией. Ожидается, что в этом многомиллиардном проекте, рассчитанном на несколько десятилетий, первая плазма будет получена в конце 2020-х годов.

Ядерная энергетика следующего поколения — Scientific American

Примечание редактора: эта статья изначально была опубликована в январском номере журнала Scientific American за 2003 год.

Рост цен на электроэнергию и постоянные отключения электроэнергии прошлым летом в Калифорнии вновь привлекли внимание к ключевой роли ядерной энергетики в поддержании света в Америке. Сегодня 103 атомные электростанции производят пятую часть всей вырабатываемой в стране электроэнергии. И, несмотря на сохраняющиеся опасения общественности по поводу Три-Майл-Айленда и Чернобыля, отрасль извлекла уроки и за последнее десятилетие установила солидные показатели безопасности. Тем временем эффективность и надежность атомных станций достигли рекордного уровня.Теперь, когда продолжаются дебаты о сокращении выбросов парниковых газов, чтобы избежать потенциального начала глобального потепления, все больше людей признают, что ядерные реакторы производят электроэнергию, не выбрасывая в воздух углекислый газ или загрязняющие вещества, такие как оксиды азота и соединения серы, вызывающие смог. Прогнозируется, что мировой спрос на энергию вырастет примерно на 50 процентов к 2030 году и почти удвоится к 2050 году. Очевидно, что пришло время пересмотреть будущее ядерной энергетики.

В США не было заказано ни одной новой АЭС.S. с 1978 г., и с 1995 г. строительство станции не было завершено. Возобновление крупномасштабного строительства атомной станции требует решения сложных вопросов, касающихся достижения экономической целесообразности, повышения безопасности эксплуатации, эффективного обращения с отходами и использования ресурсов, а также оружия. нераспространения, на все из которых влияет конструкция выбранной системы ядерного реактора.

Разработчики новых ядерных систем применяют новые подходы в попытке добиться успеха.Во-первых, они охватывают общесистемный взгляд на ядерный топливный цикл, который охватывает все этапы от добычи руды до обращения с отходами и развития инфраструктуры для поддержки этих этапов. Во-вторых, они оценивают системы с точки зрения их устойчивости — удовлетворения нынешних потребностей без ущерба для способности будущих поколений к процветанию. Это стратегия, которая помогает осветить связь между поставками энергии и потребностями окружающей среды и общества. Этот акцент на устойчивость может привести к разработке продуктов, полученных из ядерной энергии, помимо электроэнергии, таких как водородное топливо для транспорта. Он также способствует изучению альтернативных конструкций реакторов и процессов переработки ядерного топлива, которые могут привести к значительному сокращению отходов при извлечении большего количества энергии, содержащейся в уране.

Мы считаем, что широкомасштабное внедрение технологий ядерной энергетики дает существенные преимущества по сравнению с другими источниками энергии, однако сталкивается с серьезными проблемами, связанными с тем, как лучше всего вписаться в будущее.

Будущие ядерные системы   В ответ на трудности, связанные с достижением устойчивости, достаточно высокой степенью безопасности и конкурентоспособной экономической базой для ядерной энергетики, Министерство энергетики США инициировало программу «Поколение IV» в 1999 году. Поколение IV относится к широкому Разделение ядерных проектов на четыре категории: первые прототипы реакторов (поколение I), современные крупные центральные атомные электростанции (поколение II), усовершенствованные легководные реакторы и другие системы с присущими им функциями безопасности, которые были разработаны в последние годы (поколение III), и системы следующего поколения, которые будут спроектированы и построены через два десятилетия (поколение IV) [см. вставку на противоположной странице].К 2000 г. международный интерес к проекту «Поколение IV» привел к созданию коалиции из девяти стран, включающей Аргентину, Бразилию, Канаду, Францию, Японию, Южную Африку, Южную Корею, Великобританию и США. и разработка будущих ядерно-энергетических систем.

Хотя в рамках программы «Поколение IV» исследуется широкий спектр новых систем, несколько примеров иллюстрируют широкие подходы, которые проектировщики реакторов разрабатывают для достижения своих целей.Эти системы следующего поколения основаны на трех основных классах реакторов: газоохлаждаемых, водоохлаждаемых и быстрых.

Реакторы с газовым охлаждением  Ядерные реакторы, использующие газ (обычно гелий или двуокись углерода) в качестве теплоносителя активной зоны, были построены и успешно эксплуатируются, но на сегодняшний день их применение ограничено. Особенно захватывающая перспектива, известная как модульный реактор с галечным слоем, обладает многими конструктивными особенностями, которые способствуют достижению целей поколения IV. Эта система с газовым охлаждением разрабатывается инженерными группами в Китае, Южной Африке и США.Южная Африка планирует построить полноразмерный прототип и начать эксплуатацию в 2006 году.

Конструкция реактора с галечным слоем основана на фундаментальном топливном элементе, называемом камнем, который представляет собой графитовую сферу размером с бильярдный шар, содержащую около 15 000 частиц оксида урана диаметром с маковое зернышко. Каждая из равномерно диспергированных частиц имеет несколько покрытий высокой плотности. Один из слоев, состоящий из прочной керамики из карбида кремния, служит сосудом под давлением для удержания продуктов ядерного деления во время работы реактора или аварийных скачков температуры.Около 330 000 таких сферических топливных камешков помещены в металлический сосуд, окруженный экраном из графитовых блоков. Кроме того, в активную зону загружают до 100 000 незаправленных графитовых камешков, чтобы формировать распределение мощности и температуры путем разнесения горячих топливных камешков.

Жаростойкие огнеупорные материалы используются по всей активной зоне, чтобы позволить системе с галечным слоем работать при температурах, намного превышающих 300 градусов Цельсия, которые обычно возникают в современных конструкциях с легким водяным охлаждением (поколение II).Гелиевая рабочая жидкость, выходящая из активной зоны при температуре 900 градусов по Цельсию, подается непосредственно в систему газовой турбины/генератора, которая вырабатывает электроэнергию со сравнительно высоким 40-процентным уровнем теплового КПД, что на четверть лучше, чем у современных легководных реакторов.

Сравнительно небольшой размер и общая простота конструкций реакторов с галечными засыпками повышают их экономическую целесообразность. Каждый энергомодуль, производящий 120 МВт электроэнергии, может быть развернут в единицу, в десять раз меньшей, чем сегодняшние центральные электростанции, что позволяет разрабатывать более гибкие, скромные по масштабу проекты, которые могут дать более благоприятные экономические результаты. Например, модульные системы могут быть изготовлены на заводе, а затем отправлены на строительную площадку.

Относительная простота системы с галечным слоем по сравнению с современными конструкциями впечатляет: эти блоки имеют всего около двух десятков основных подсистем станции по сравнению с примерно 200 в легководных реакторах. Примечательно, что работа этих установок может быть расширена до диапазона температур, который делает возможным производство водорода из воды или другого сырья с низким уровнем выбросов для использования в топливных элементах и ​​экологически чистых транспортных двигателях, технологии, на которых основана устойчивая водородная энергетика. мог быть основан.

Эти реакторы нового поколения также имеют несколько важных функций безопасности. Будучи инертным газом, гелиевый хладагент не вступает в реакцию с другими материалами даже при высоких температурах. Кроме того, поскольку топливные элементы и активная зона реактора изготовлены из тугоплавких материалов, они не могут плавиться и деградируют только при чрезвычайно высоких температурах, возникающих при авариях (более 1600°С), что обеспечивает значительный запас эксплуатационной безопасности.

Еще одним преимуществом в плане безопасности является непрерывная заправка активной зоны в режиме реального времени: во время работы один камешек удаляется со дна активной зоны примерно раз в минуту, а новый кладется сверху.Таким образом, все камешки постепенно продвигаются вниз через сердцевину, как шарики жевательной резинки в дозаторе, и на это уходит около шести месяцев. Эта особенность означает, что система содержит оптимальное количество топлива для работы с небольшой дополнительной реактивностью. Он устраняет целый класс аварий с избыточной реактивностью, которые могут произойти в существующих водо-водяных реакторах. Кроме того, постоянное движение камешков через области высокой и низкой выработки энергии означает, что каждый из них в среднем испытывает менее экстремальные условия эксплуатации, чем при фиксированных конфигурациях топлива, что снова увеличивает запас прочности устройства.После использования отработавшие камешки должны быть помещены в хранилища долговременного хранения, точно так же, как сегодня обращаются с отработавшими топливными стержнями.

Реакторы с водяным охлаждением Даже стандартная технология ядерных реакторов с водяным охлаждением имеет новый взгляд на будущее. Стремясь преодолеть возможность аварий в результате потери охлаждающей жидкости (которая произошла на Три-Майл-Айленде) и упростить всю установку, возник новый класс систем поколения IV, в которых все основные компоненты содержатся в одном корпусе.Американской разработкой этого класса является международная концепция инновационного и безопасного реактора (IRIS), разработанная Westinghouse Electric.

Размещение всей системы хладагента внутри защищенного от повреждений сосуда под давлением означает, что первичная система не будет подвергаться значительным потерям хладагента, даже если одна из ее больших труб сломается. Поскольку сосуд высокого давления не позволяет жидкости вытекать, любая возникающая в результате авария ограничивается гораздо более умеренным падением давления, чем это могло произойти в предыдущих конструкциях.

Для достижения такой компактной конфигурации в этих реакторах реализовано несколько важных упрощений. Подсистемы внутри корпуса объединены друг с другом для обеспечения пассивной передачи тепла за счет естественной циркуляции во время аварий. Кроме того, приводы СУЗ размещены в корпусе, что исключает возможность их выброса из активной зоны. Эти блоки также могут быть построены как небольшие силовые модули, что обеспечивает более гибкое и недорогое развертывание.

Разработчики этих реакторов также изучают возможность эксплуатации установок при высоких температуре и давлении (более 374 градусов по Цельсию и 221 атмосфера), условиях, известных как критическая точка воды, при которой различие между жидкостью и паром стирается.За пределами своей критической точки вода ведет себя как непрерывная жидкость с исключительной удельной теплоемкостью (теплоемкостью) и превосходными свойствами теплопередачи (теплопроводность). Он также не кипит при нагревании и не превращается в пар, если подвергается быстрой разгерметизации. Основное преимущество работы выше критической точки заключается в том, что тепловой КПД системы может достигать 45 процентов и приближаться к режиму повышенных температур, при котором производство водородного топлива может стать жизнеспособным.

Хотя реакторы на сверхкритической воде на первый взгляд кажутся очень похожими на стандартные конструкции поколения II, между ними много различий. Например, сердцевины первых значительно меньше, что позволяет экономить на сосуде под давлением и окружающей установке. Далее существенно упрощается связанное с ним оборудование парогазового цикла, так как оно работает с однофазным рабочим телом. Кроме того, меньший размер активной зоны и низкая плотность теплоносителя уменьшают объем воды, который необходимо удерживать внутри защитной оболочки в случае аварии.Поскольку теплоноситель с низкой плотностью не снижает энергию нейтронов, можно рассмотреть конструкции реакторов на быстрых нейтронах с соответствующими преимуществами устойчивости. Основным недостатком систем сверхкритической воды является то, что охлаждающая жидкость становится все более коррозионной. Это означает, что необходимо разработать новые материалы и методы борьбы с коррозией и эрозией. В Канаде, Франции, Японии, Южной Корее и США ведутся исследования реакторов на сверхкритической воде.

Реакторы на быстрых нейтронах Система IV поколения.Пример реактора этого класса разрабатывается группами разработчиков во Франции, Японии, России, Южной Корее и других странах. Американская программа разработки быстрых реакторов была отменена в 1995 году, но интерес США может возродиться в рамках инициативы «Поколение IV».

В большинстве ядерных реакторов используется тепловой или относительно низкоэнергетический спектр излучения нейтронов. В тепловом реакторе быстрые (высокоэнергетические) нейтроны, генерируемые в реакции деления, замедляются до «тепловых» уровней энергии при столкновении с водородом в воде или другими легкими нуклидами.Хотя эти реакторы экономичны для производства электроэнергии, они не очень эффективны для производства ядерного топлива (в реакторах-размножителях) или его переработки.

В большинстве реакторов на быстрых нейтронах, построенных на сегодняшний день, в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. Будущие версии этого класса реакторов могут использовать натрий, свинец, сплав свинца и висмута или инертные газы, такие как гелий или углекислый газ. Нейтроны более высокой энергии в быстрых реакторах можно использовать для производства нового топлива или для уничтожения долгоживущих отходов тепловых реакторов и плутония из демонтированного оружия.Перерабатывая топливо быстрых реакторов, они могут получать гораздо больше энергии из урана, одновременно уменьшая количество отходов, которые необходимо утилизировать в долгосрочной перспективе. Эти конструкции реакторов-размножителей являются одним из ключей к повышению устойчивости будущих ядерно-энергетических систем, особенно если использование ядерной энергии должно значительно возрасти.

Помимо поддержки использования спектра быстрых нейтронов, металлические хладагенты обладают рядом привлекательных качеств. Во-первых, они обладают исключительными свойствами теплопередачи, что позволяет реакторам с металлическим охлаждением выдерживать аварии, подобные тем, которые произошли на Три-Майл-Айленде и в Чернобыле.Во-вторых, некоторые (но не все) жидкие металлы значительно менее агрессивны по отношению к компонентам, чем вода, что продлевает срок службы корпусов реакторов и других важных подсистем. В-третьих, эти высокотемпературные системы могут работать при давлении, близком к атмосферному, что значительно упрощает конструкцию системы и снижает потенциальные промышленные опасности на предприятии.

В мире эксплуатируется более дюжины реакторов с натриевым теплоносителем. Этот опыт привлек внимание к двум принципиальным трудностям, которые необходимо преодолеть.Натрий вступает в реакцию с водой с выделением сильного тепла, возможного источника аварии. Эта характеристика побудила разработчиков реакторов с натриевым охлаждением включить вторичную натриевую систему для изоляции первичного теплоносителя в активной зоне реактора от воды в паровой системе, производящей электроэнергию. В некоторых новых конструкциях основное внимание уделяется новым технологиям теплообменников, которые защищают от утечек.

Второй вызов касается экономики. Поскольку в реакторах с натриевым охлаждением требуется два этапа теплопередачи между активной зоной и турбиной, капитальные затраты увеличиваются, а тепловой КПД ниже, чем у самых передовых концепций с газовым и водяным охлаждением (около 38 процентов в усовершенствованном реакторе с натриевым охлаждением). реакторе по сравнению с 45 процентами в сверхкритическом водяном реакторе).Кроме того, жидкие металлы непрозрачны, что затрудняет осмотр и техническое обслуживание компонентов.

В конструкциях реакторов на быстрых нейтронах следующего поколения делается попытка извлечь выгоду из преимуществ более ранних конфигураций и устранить их недостатки. Технология продвинулась до такой степени, что можно представить себе реакторы на быстрых нейтронах, которые, по мнению инженеров, вряд ли расплавятся. Кроме того, нереакционноспособные хладагенты, такие как инертные газы, свинец или свинцово-висмутовые сплавы, могут устранить необходимость во вторичной системе хладагента и повысить экономическую эффективность подхода.

Ядерная энергетика подошла к решающему этапу своего развития. Экономический успех нынешнего поколения заводов в США был основан на улучшенных методах управления и тщательной практике, что привело к растущему интересу к покупке новых растений. Новые конструкции реакторов могут значительно повысить безопасность, устойчивость и экономичность ядерно-энергетических систем в долгосрочной перспективе, открывая путь к их широкому внедрению.

Букварь для атомной энергетики
Большинство атомных электростанций в мире представляют собой реакторы с водой под давлением.В этих системах вода, помещенная под высокое давление (155 атмосфер) для подавления кипения, служит как теплоносителем, так и рабочим телом. Первоначально разработанный в США на основе опыта, полученного в рамках программы американских военно-морских реакторов, первый коммерческий легководный реактор под давлением начал эксплуатироваться в 1957 году. стержни, состоящие из небольших цилиндров (таблеток) из слабообогащенного оксида урана диаметром в десять центов. Типичная матрица топливных стержней размером 17 на 17 квадратных составляет топливную сборку, и около 200 тепловыделяющих сборок образуют активную зону реактора. Ядра, которые обычно имеют диаметр около 3,5 м и высоту 3,5 м, содержатся в стальных сосудах высокого давления толщиной от 15 до 20 сантиметров.

Реакции ядерного деления производят тепло, которое отводится циркулирующей водой. Теплоноситель закачивается в активную зону при температуре около 290 градусов по Цельсию и выходит из активной зоны при температуре около 325 градусов по Цельсию.Для контроля уровня мощности в топливные массивы вставлены регулирующие стержни. Стержни управления сделаны из материалов, которые замедляют реакцию деления, поглощая медленные (тепловые) нейтроны, испускаемые при делении. Их поднимают из активной зоны или опускают в нее, чтобы контролировать скорость ядерной реакции. Для смены топлива или в случае аварии стержни опускают до упора в активную зону, чтобы остановить реакцию.

В первом контуре теплоносителя реактора горячая вода выходит из активной зоны реактора и проходит через теплообменник (называемый парогенератором), где отдает свое тепло вторичному паровому контуру, работающему при более низком уровне давления. Пар, произведенный в теплообменнике, затем расширяется через паровую турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор для производства электроэнергии (обычно от 900 до 1100 мегаватт). Затем пар конденсируется и перекачивается обратно в теплообменник, чтобы замкнуть контур. Помимо источника тепла, атомные электростанции в целом аналогичны электростанциям, работающим на угле или топливе.

Существует несколько вариантов легководяного реактора, в первую очередь реакторы с кипящей водой, которые работают при более низком давлении (обычно 70 атмосфер) и производят пар непосредственно в активной зоне реактора, что устраняет необходимость в промежуточном теплообменнике .В меньшем количестве атомных электростанций теплоносителем реактора является тяжелая вода (содержащая изотоп водорода дейтерий), газообразный диоксид углерода или жидкий металл, такой как натрий.

Корпус реактора обычно размещается внутри бетонной цитадели, которая действует как радиационный экран. Цитадель, в свою очередь, заключена в защитное здание из железобетона. Здание защитной оболочки предназначено для предотвращения утечки радиоактивных газов или жидкостей в случае аварии.

Дело об атомной энергетике
Сегодня 438 атомных электростанций производят около 16 процентов электроэнергии в мире.В США 103 атомные электростанции обеспечивают около 20 процентов производства электроэнергии в стране. Хотя на протяжении более двух десятилетий в США не заказывались новые ядерные установки, выработка электроэнергии американскими генераторами росла почти на 8 процентов в год по мере того, как отрасль развивалась и становилась более эффективной. Только за последние 10 лет американские атомные электростанции добавили более 23 000 мегаватт, что эквивалентно 23 крупным электростанциям, к общему электроснабжению, несмотря на отсутствие какого-либо нового строительства.Между тем, увеличение производства снизило себестоимость производства атомной энергии. Это улучшение привело к растущему интересу бизнес-сообщества к продлению лицензий на эксплуатацию станций и, возможно, к покупке новых ядерных установок.

Некоторых может удивить тот факт, что использование ядерной энергии имеет прямую пользу для окружающей среды, особенно для качества воздуха. Хотя споры о возможном нарушении климата Земли выбросами двуокиси углерода и других парниковых газов продолжаются, нет сомнений в серьезных последствиях для здоровья от загрязнения воздуха в результате сжигания ископаемого топлива.В отличие от электростанций, работающих на ископаемом топливе, атомные станции не производят двуокись углерода, оксиды серы или азота. Производство атомной энергии в США ежегодно позволяет избежать выбросов более 175 миллионов тонн углерода, которые были бы выброшены в окружающую среду, если бы такое же количество электроэнергии было выработано за счет сжигания угля.

Мало внимания уделяется возможностям ядерной энергетики по производству водорода для использования в транспортных топливных элементах и ​​других экологически чистых электростанциях.Очень простой подход заключается в использовании энергии высокотемпературного ядерного реактора для запуска реакции паровой конверсии метана. Однако этот процесс по-прежнему создает углекислый газ в качестве побочного продукта. Несколько прямых термохимических реакций могут привести к образованию водорода с использованием воды и высокой температуры. Исследования термохимического разложения серной кислоты и других реакций с образованием водорода ведутся в Японии и США. Экономика атомного водорода еще предстоит доказать, но у этого маршрута существует огромный потенциал, возможно, работающий в новой электроэнергетике. когенерационный режим.

Улучшение экономики   Любое строительство атомной станции в США должно решать сложные экономические вопросы, связанные с капитальными затратами и финансированием. Проблема заключается в том, что нынешнее поколение атомных электростанций, представленное тремя сертифицированными Комиссией по ядерному регулированию конструкциями усовершенствованных легководных реакторов, стоит около 1500 долларов за киловатт электроэнергии (кВт) генерирующей мощности, что может быть недостаточно конкурентоспособным для возобновления строительства атомных электростанций. . Широко обсуждаемая цель затрат для новых проектов атомных электростанций (поколения III и IV) составляет 1000 долларов за кВт·ч.Достижение этой цели сделало бы их конкурентоспособными (в расчете на единицу стоимости) с наиболее экономичной альтернативой — парогазовой установкой. Кроме того, любые объекты следующего поколения должны быть завершены в течение примерно трех лет, чтобы поддерживать расходы на финансирование на управляемом уровне. Новые оптимизированные, но еще не опробованные процедуры лицензирования должны ускорить этот процесс.

Учитывая прошлый опыт ядерных проектов в США, проектировщикам и строителям будет трудно достичь этих целей.Для достижения поставленной цели инженеры-ядерщики стремятся повысить тепловую эффективность за счет повышения рабочих температур и упрощения подсистем и компонентов. Ускорение строительства заводов потребует стандартизации проектов заводов, заводского изготовления и процедур сертификации; разделение заводов на более мелкие модули, что позволяет избежать строительства на месте; и использование компьютеризированных методов управления сборкой. Таким образом, строительные работы можно проверить в виртуальной реальности, прежде чем они будут продолжены в полевых условиях.

Повышение безопасности  По мере того как за последние 20 лет экономические показатели атомной энергетики улучшались, улучшались и показатели безопасности. Авария на Три-Майл-Айленде в 1979 году привлекла внимание владельцев и операторов АЭС к необходимости повышения уровня безопасности и производительности. Например, в 1990 году количество так называемых важных для безопасности событий, о которых сообщалось Комиссии по ядерному регулированию, составляло в среднем около двух на станцию ​​в год, но к 2000 году сократилось до менее одной десятой от этого количества.Между тем, согласно недавним опросам общественного мнения, после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году общественное доверие к безопасности атомной энергетики в значительной степени восстановилось.

Долгосрочные цели безопасности ядерных установок нового поколения были сформулированы в течение прошлого года международными и отечественными экспертами по запросу Министерства энергетики США. Они поставили три основные цели: повысить безопасность и надежность станций, уменьшить возможность значительного ущерба во время аварий и свести к минимуму потенциальные последствия любых аварий, которые действительно происходят.Для достижения этих целей потребуются новые проекты станций, включающие в себя присущие функции безопасности для предотвращения аварий и предотвращения их перерастания в более серьезные ситуации, которые могут привести к выбросу радиоактивности в окружающую среду.

Утилизация и повторное использование ядерных отходов  Необходимо также решить нерешенные вопросы, касающиеся обращения с ядерными отходами и их утилизации, а также защиты от распространения ядерного оружия. Долгосрочное подземное хранилище Юкка-Маунтин в Неваде оценивается, чтобы решить, сможет ли оно успешно принять отработавшее коммерческое топливо.Однако он отстает от графика на десятилетие, и даже когда он будет завершен, он не сможет справиться с количеством отходов, запланированным на будущее.

Текущий «прямой», или открытый, ядерный топливный цикл использует свежедобытый уран, сжигает его один раз в реакторе, а затем выбрасывает как отходы. Этот подход приводит к тому, что только около 1 процента энергии, содержащейся в уране, преобразуется в электричество. Он также производит большие объемы отработавшего ядерного топлива, которое необходимо утилизировать безопасным образом.Оба этих недостатка можно избежать, рециклируя отработавшее топливо, т. е. извлекая из него полезные материалы.

Большинство других стран с крупными ядерно-энергетическими программами, включая Францию, Японию и Великобританию, используют так называемый замкнутый ядерный топливный цикл. В этих странах использованное топливо перерабатывается для извлечения урана и плутония (полученных при облучении в реакторах) и их переработки в новое топливо. Эти усилия удваивают количество энергии, извлекаемой из топлива, и удаляют большую часть долгоживущих радиоактивных элементов из отходов, которые должны храниться постоянно. Однако следует отметить, что переработанное топливо сегодня дороже, чем вновь добытое топливо. Нынешняя технология рециркуляции также приводит к выделению плутония, который потенциально может быть использован в оружии.

Практически вся переработка ядерного топлива осуществляется с использованием процесса, известного как PUREX (извлечение плутония из урана), который изначально был разработан для извлечения чистого плутония для ядерного оружия. При переработке PUREX отработавшие топливные сборки транспортируются на завод по переработке в хорошо защищенных, устойчивых к повреждениям транспортировочных контейнерах.ТВС измельчаются и растворяются сильными кислотами. Затем топливный раствор подвергается процедуре экстракции растворителем для отделения продуктов деления и других элементов от урана и плутония, которые очищаются. Уран и плутоний используются для изготовления смешанного оксидного топлива для использования в легководных реакторах.

Переработка помогает свести к минимуму производство ядерных отходов. Чтобы уменьшить потребность в пространстве для хранения, устойчивый ядерный топливный цикл будет разделять короткоживущие, выделяющие большое количество тепла продукты деления, особенно цезий-137 и стронций-90.Эти элементы будут храниться отдельно в помещениях с конвективным охлаждением от 300 до 500 лет, пока они не разложатся до безопасного уровня. Оптимизированный замкнутый (реактор на быстрых нейтронах) топливный цикл будет перерабатывать не только уран и плутоний, но и все актиниды в топливе, включая нептуний, америций и кюрий. В однократном топливном цикле более 98 процентов ожидаемой долгосрочной радиотоксичности вызвано образующимися нептунием-237 и плутонием-242 (с периодами полураспада 2,14 миллиона и 387 000 лет соответственно).Контролировать долгосрочные эффекты хранилища становится проще, если эти долгоживущие актиниды также отделяются от отходов и перерабатываются. Удаление цезия, стронция и актинидов из отходов, отправляемых в геологическое хранилище, могло бы увеличить его вместимость в 50 раз. технологии переработки. В настоящее время в США разрабатывается электрометаллургический процесс, исключающий выделение чистого плутония.С. в Аргоннской национальной лаборатории. Во Франции, Японии и других странах изучаются передовые методы рециркуляции воды, дающие аналогичные преимущества.

Обеспечение нераспространения   Важнейшим аспектом новых ядерно-энергетических систем является обеспечение того, чтобы они не допускали отклонения оружейных материалов из цикла переработки. Когда страны приобретают ядерное оружие, они обычно создают специальные объекты для производства расщепляющихся материалов, а не собирают ядерные материалы с гражданских электростанций.Коммерческие ядерные топливные циклы, как правило, являются наиболее дорогостоящим и сложным путем производства материалов оружейного качества. Необходимо продолжать разработку новых топливных циклов для защиты от распространения. — J.A.L., R.G.B. и Дж.Ф.К.

Насколько защищены атомные станции от террористов?

Трагические события 11 сентября 2001 г. поднимают тревожные вопросы об уязвимости ядерных объектов для террористических атак. Хотя для пресечения решительных нападений были приняты строгие гражданские и военные меры безопасности, в воображении вырисовывается преднамеренная катастрофа большого коммерческого авиалайнера.Так стоит ли беспокоиться американцам? Ответ нет и да.

Атомная электростанция — непростая цель для авиалайнера, летящего на высокой скорости, потому что попадание не по центру в куполообразную цилиндрическую защитную оболочку существенно не повлияет на конструкцию здания. Сама активная зона реактора, расположенная на уровне земли или ниже, обычно имеет диаметр менее 10 футов и высоту 12 футов. Он заключен в тяжелый стальной сосуд, окруженный бетонной цитаделью. Конструкции защитной оболочки реактора различаются в деталях, но во всех случаях они предназначены для того, чтобы выдерживать самые сильные природные явления (включая землетрясения, торнадо и ураганы).Несмотря на то, что защитные ограждения не предназначены для защиты от военных действий, они могут выдержать падения небольших самолетов.

Несмотря на то, что активная зона реактора защищена, некоторые трубопроводы и оборудование для охлаждения реактора, вспомогательное оборудование и прилегающее распределительное устройство могут быть уязвимы для прямого попадания. Однако атомные электростанции оснащены несколькими системами аварийного охлаждения, а также аварийными источниками питания на случай отключения электроэнергии. В маловероятном случае, если все эти резервные меры предосторожности будут уничтожены, активная зона реактора может перегреться и расплавиться.Но даже в этом крайнем случае, похожем на то, что произошло на Три-Майл-Айленде, радиоактивные материалы активной зоны все еще будут находиться внутри сосуда высокого давления.

Если у атомных станций есть ахиллесова пята, то это пристанционные пункты временного хранения отработавшего ядерного топлива. Хотя эти хранилища обычно содержат несколько использованных тепловыделяющих сборок и, следовательно, имеют большую общую радиоактивность, чем реактор, большинство наиболее опасных радиоактивных изотопов в старом топливе уже распались. Особенно это касается газообразных продуктов деления, которые могут попасть в воздух, период полураспада которых может измеряться месяцами. Отработавшие тепловыделяющие сборки, относительно недавно вывезенные из реакторов, хранятся в глубоких бассейнах с водой для их охлаждения и защиты от испускаемого ими излучения. Эти открытые бассейны окружены толстостенными бетонными контейнерами со стальной облицовкой. Через несколько лет материалы переносятся в бетонные сухие контейнеры для хранения топлива с воздушным охлаждением.

Несмотря на то, что охлаждающие бассейны представляют собой относительно небольшие и, следовательно, трудные цели для террористов, точечная атака может привести к истощению воды из бассейна, что приведет к перегреву и расплавлению топлива.Эксперты говорят, что стандартного пожарного шланга было бы достаточно, чтобы наполнить бассейн. По словам специалистов, даже если бы топливо расплавилось, образовалось бы небольшое количество радиоактивных частиц, которые могли бы попасть в воздух. Если авиалайнер врежется в бочки с сухим топливом, они, вероятно, просто отбросятся в сторону. По словам экспертов по ядерной безопасности, если какие-либо контейнеры треснут, отколовшиеся кусочки окисленной топливной оболочки могут поднять радиоактивность ввысь.

Некоторые эксперты считают, что Комиссия по ядерному регулированию вскоре распорядится об усилении вспомогательного оборудования АЭС и хранилищ отходов.

На случай нападения террористов существуют планы по эвакуации близлежащих жителей, хотя надо сказать, что критики считают эти планы непрактичными. Однако считается, что для безопасного выхода будет от восьми до десяти часов, задолго до того, как эвакуированные получат значительную дозу радиации. Наиболее серьезным потенциальным неблагоприятным эффектом может быть долгосрочное загрязнение местности переносимыми по воздуху твердыми частицами, очистка которых будет дорогостоящей. —Редакция

Министерство энергетики выбирает два усовершенствованных ядерных реактора для демонстрационных проектов | Наука

В надежде возродить умирающий U. В атомной энергетике С. Министерство энергетики (DOE) объявило на этой неделе, что поможет построить два радикально новых ядерных реактора в течение 7 лет. Проекты, финансируемые в рамках новой Демонстрационной программы усовершенствованных реакторов Министерства энергетики США, включают экзотические функции, такие как охлаждение натрием или гелием вместо воды, чтобы сделать их более безопасными и экономичными, чем обычные энергетические реакторы.

Должностные лица Министерства энергетики «пытались сделать что-то новое и продвинуть технологию вперед, но при этом уложиться в эти 7-летние сроки», — говорит Эшли Финан, инженер-ядерщик и директор Национального центра инноваций в области реакторов в Национальной лаборатории Айдахо, который был не участвует в выборе.«Я думаю, что эти два [дизайна] были признаны готовыми к демонстрации».

Министерство энергетики разделит общую стоимость строительства каждого завода с частным сектором. Каждый проект получает 80 миллионов долларов в этом году и может получить в общей сложности от 400 миллионов до 4 миллиардов долларов в течение следующих 5-7 лет. По словам Финана, в этом году агентство также намерено вручить дополнительные, меньшие по размеру награды за менее зрелые идеи. По ее словам, комитет экспертов, список которых не был опубликован, выбрал из нескольких проектов.

Два проекта-победителя принципиально отличаются от обычного энергетического реактора, который по сути представляет собой котел. В активной зоне ядерного реактора атомы уранового топлива расщепляются в цепной реакции, высвобождая энергию и свободно летящие нейтроны, которые затем расщепляют другие атомы урана. В обычном энергетическом реакторе энергия нагревает «охлаждающую» воду под высоким давлением, которая циркулирует в активной зоне. По-прежнему под давлением охлаждающая вода поступает во внешний парогенератор, где она кипятит воду в отдельном контуре, производя пар, который приводит в действие турбины для выработки электроэнергии.

Вместо воды в натриевом реакторе мощностью 345 мегаватт от TerraPower, Inc. и GE Hitachi будет использоваться расплавленный металлический натрий в качестве охлаждающей жидкости. Поскольку натрий имеет гораздо более высокую температуру кипения, чем вода, охлаждающая жидкость не должна находиться под давлением, что снижает сложность и стоимость установки. Натрий будет передавать свое тепло расплавленной соли, которая затем может поступать непосредственно в парогенератор или в резервуар для хранения, чтобы позже вырабатывать пар и электричество. В отличие от обычной атомной электростанции, натриевая электростанция может быстро увеличивать или уменьшать свою общую мощность, даже если ее реактор продолжает работать стабильно и эффективно.Это могло бы дополнить возобновляемые источники, такие как ветер и солнечная энергия, которые производят колеблющиеся уровни мощности, которые необходимо выровнять.

Напротив, конструкция Xe-100 от X-Energy будет использовать газообразный гелий под давлением для охлаждения топлива на основе урана. Это топливо будет упаковано не в обычные стержни с металлическим покрытием, а в «камешки» — графитовые сферы, наполненные бесчисленными керамическими ядрами, содержащими уран. Подобно гигантскому автомату по производству жевательной резинки, реактор будет содержать 220 000 камешков, которые будут медленно спускаться через активную зону и, когда их топливо будет израсходовано, выйдут из отверстия на дне.Нагретый до 750°C гелий будет генерировать пар во вторичном контуре для производства электроэнергии. В принципе, галька не может расплавиться, что исключает риск расплавления. Каждый Xe-100 будет генерировать 80 мегаватт, а установка будет состоять из четырех модульных реакторов.

Обе станции должны быть проще и дешевле обычных атомных электростанций. Поскольку теплоноситель натрий-натрий не находится под давлением, для реактора требуется защитная оболочка меньшего размера, чем для обычного реактора. Станция также «разъединяет» реактор и электрогенерирующие части объекта, которые расположены по разные стороны от резервуаров для хранения.Эти особенности должны позволить инженерам сократить использование дорогостоящего железобетона на 80%, говорит Тара Нейдер, инженер TerraPower и руководитель проекта Natrium design. «Суть Natrium заключается в том, чтобы сделать атомную электростанцию ​​проще, чтобы она стала более эффективной», — говорит она. Обе компании говорят, что им еще предстоит выбрать площадки для своих реакторов.

Оба реактора также будут отличаться от обычных конструкций тем, что будут использовать топливо с более высоким содержанием урана-235, делящегося изотопа, играющего ключевую роль в возникновении цепной реакции.Чтобы свести к минимуму риск того, что топливо, свежее или отработавшее, может быть использовано для создания ядерного оружия, энергетические реакторы с водяным охлаждением работают на топливе, состоящем из 3,5% урана-235. Реакторы Natrium и Xe-100 будут использовать топливо с обогащением до 20%, что позволит им дольше работать на партии топлива и извлекать из него больше энергии. Такое топливо в настоящее время не производится в Соединенных Штатах, но нынешние производители могут сделать его относительно легко, говорит Финан. По ее словам, топливо также будет сложно перенаправить на вооружение, отчасти потому, что потребуется меньше остановок для дозаправки.

Как и во многих атомных вещах, старое является новым: с момента зарождения ядерной эры в 1950-х годах инженеры построили несколько реакторов с натриевым охлаждением и даже пару реакторов с галечным слоем. Но дьявол кроется в деталях конструкции, и как TerraPower, так и X-Energy стремятся создавать безопасные реакторы, способные конкурировать с более дешевыми формами энергии. В конечном счете, TerraPower надеется продать завод Natrium менее чем за 1 миллиард долларов, говорит Найдер.

В этом году Министерство энергетики планирует выделить от двух до пяти дополнительных наград на общую сумму до 30 миллионов долларов за усовершенствованные конструкции реакторов, которые еще более свежи, говорит Финан.«Министерство энергетики хочет проложить путь вперед для этих технологий, которые вполне могут изменить правила игры, но еще не совсем готовы для демонстрации», — говорит она. Каждый обладатель награды за снижение риска будет иметь право на получение в общей сложности до 400 миллионов долларов в течение 7 лет.

Американских инженеров-ядерщиков волнует перспектива строительства новых усовершенствованных реакторов после более чем двух десятилетий, в течение которых Соединенные Штаты ввели в эксплуатацию всего один новый энергетический реактор. «Это то, ради чего мы работали все это время, — говорит Найдер.«Это захватывающие времена». Но это светлое будущее будет зависеть от дальнейшего финансирования со стороны Конгресса и поддержки со стороны того, что может стать новой президентской администрацией. И, наконец, разработчики должны доказать, что атомная энергетика может экономически конкурировать с другими формами энергетики.

*Исправление, 19 октября, 13:15: Эта история была обновлена, чтобы уточнить, что в этом году вознаграждение за «снижение риска» составит 30 миллионов долларов, вместо того, чтобы выделять эту сумму каждому победившему проекту.

Ядерный реактор поколения IV — обзор

9.1 Введение

Поведение материалов, в первую очередь характеристики материалов активной зоны, является ключевым вопросом для успешной разработки ядерных реакторов поколения IV. Действительно, все концепции реакторов поколения IV возлагают очень большую нагрузку на материалы активной зоны, которые должны будут выдерживать высокие рабочие температуры, интенсивные потоки быстрых нейтронов и контакт с агрессивными теплоносителями, такими как расплавленные соли или сплавы свинца. Кроме того, цели программы «Поколение IV» включают увеличение проектного срока службы станции до 60 лет, увеличение выгорания топлива и увеличение продолжительности цикла по сравнению с существующими реакторами [1].В результате максимальные дозы облучения материалов активной зоны могут превышать 200 сна (смещение на атом) [2,3].

Ферритные и ферритно-мартенситные (FM) стали с высоким содержанием хрома, включая усовершенствованные материалы, такие как оксидно-дисперсионно-упрочненные (ODS) сплавы (см. обертки, так как они являются одними из немногих материалов, способных удовлетворить это требование высокой дозы, в частности, благодаря их превосходной стойкости к набуханию пустот.На самом деле, ферритные стали и стали FM изначально были разработаны для использования на тепловых электростанциях [4], и их разработка все еще продолжается с целью дальнейшего улучшения механических свойств при высоких температурах, в частности, их характеристик термической ползучести. Действительно, коммерческие марки стали FM, которые до сих пор использовались в реакторах на быстрых нейтронах (см. раздел 9.2), непригодны для работы при температурах выше примерно 550°C, в частности, из-за их недостаточной термостойкости ползучести.

Ферритные стали и стали FM были впервые рассмотрены для применения в делении, когда было обнаружено, что обычные аустенитные нержавеющие стали, которые изначально были выбраны для компонентов активной зоны, демонстрируют сильное радиационно-индуцированное распухание пустот [5]. С того времени в рамках программ реакторов на быстрых нейтронах по всему миру многие тепловыделяющие сборки, использующие различные стали FM в качестве материалов для облицовки и/или каналов, были облучены в реакторах на быстрых нейтронах и достигли высоких доз вытеснения, примерно до 155 сна в случае HT9. или ЕМ10 [6,7].Кроме того, следует отметить, что FM-стали также были выбраны в качестве материалов-кандидатов для высокодозовых компонентов будущих усовершенствованных ядерных систем, отличных от реакторов поколения IV, таких как термоядерные реакторы и системы с ускорителями (ADS) [8–10].

Далее мы сначала дадим краткий обзор использования сталей FM для внутризоновых компонентов реакторов на быстрых нейтронах и будущих реакторов поколения IV. В следующей части главы мы сосредоточимся на влиянии облучения на стали FM с точки зрения развития микроструктуры и последующих модификаций механических свойств.Что касается эволюции микроструктуры, мы остановимся на радиационно-индуцированном распухании сталей FM и обсудим механизмы набухания, поскольку распухание, безусловно, является главной проблемой для сплавов, облученных в температурном диапазоне, представляющем интерес для быстрых реакторов. Мы также рассмотрим другие эффекты, такие как формирование дислокационной микроструктуры под облучением, радиационно-индуцированная сегрегация и преципитация под облучением. Эти микроструктурные модификации ответственны за наблюдаемые модификации механических свойств, которые будут подробно описаны в заключительной части этой главы, с акцентом на радиационную ползучесть, радиационное упрочнение, эволюцию поведения при растяжении и модификации свойств разрушения (удар и вязкость разрушения), все из-за облучения. Действительно, одной из основных проблем, связанных с использованием сталей FM для ядерных применений, является тот факт, что эти материалы, как и другие сплавы с объемно-центрированной кубической (ОЦК) кристаллической структурой, демонстрируют переход от пластичности к хрупкости. Кроме того, в результате облучения повышается температура вязко-хрупкого перехода (DBTT), а энергия верхней полки (USE) снижается. Как будет подробно описано ниже, величина сдвига DBTT сильно зависит от температуры облучения. Для диапазона температур облучения внутризональных компонентов быстрых реакторов с натриевым теплоносителем (обычно выше примерно 390°C) сдвиг DBTT оказался довольно умеренным для сталей FM [11] даже после облучения высокими дозами.Напротив, охрупчивание, вызванное облучением, является, пожалуй, самой большой проблемой при использовании сталей FM в ядерных компонентах, работающих в более низком диапазоне температур, таких как концепции тритиевого воспроизводящего слоя с водяным охлаждением (TBB) для будущих термоядерных машин.

Следует также отметить, что характеристики сталей FM в агрессивных средах также являются важным вопросом в отношении использования сталей FM в качестве материалов активной зоны для будущих реакторов поколения IV, охлаждаемых тяжелыми жидкими металлами, такими как жидкий свинец и жидкий свинец. висмутовая эвтектика (LBE).В дополнение к смягчению коррозии и эрозии жидким металлом, возможно, с использованием специальных покрытий, следует также учитывать вредное воздействие на механические свойства. Например, было показано, что стали FM склонны к жидкометаллическому охрупчиванию (LME) сплавами свинца. Кроме того, это явление усиливается радиационным упрочнением [12]. Поскольку вопросы совместимости с жидкими металлами подробно рассматриваются в этой книге (глава 2), эта тема далее в этой главе обсуждаться не будет.Аналогичным образом, для краткого изложения основных металлургических свойств сталей FM читатель может обратиться к главам 6 и 18 главы 6 главы 18.

Китай готовится к испытанию ядерного реактора на ториевом топливе

В Китае более 50 обычных атомных электростанций, таких как эта, но экспериментальный ториевый реактор в Увэй будет первым. Фото: Costfoto/Barcroft Media/Getty

Ученые в восторге от экспериментального ядерного реактора, использующего торий в качестве топлива, испытания которого вот-вот начнутся в Китае.Хотя этот радиоактивный элемент и раньше испытывался в реакторах, эксперты говорят, что Китай первым сделал попытку коммерциализировать эту технологию.

Реактор необычен тем, что в нем вместо воды циркулирует расплав солей. У него есть потенциал для производства ядерной энергии, которая является относительно безопасной и дешевой, а также производит гораздо меньшее количество очень долгоживущих радиоактивных отходов, чем обычные реакторы.

Строительство экспериментального ториевого реактора в Увэй, на окраине пустыни Гоби, должно было быть завершено к концу августа, а пробные пуски запланированы на этот месяц, согласно данным правительства провинции Ганьсу.

Торий — слаборадиоактивный металл серебристого цвета, встречающийся в природе в горных породах и в настоящее время практически не используемый в промышленности. По словам исследователей, это отходы растущей индустрии добычи редкоземельных металлов в Китае, и поэтому он является привлекательной альтернативой импортируемому урану.

Мощный потенциал

«Торий гораздо более распространен, чем уран, поэтому это будет очень полезная технология, которую можно было бы использовать через 50 или 100 лет», когда запасы урана начнут иссякать, — говорит Линдон Эдвардс, инженер-ядерщик из Австралийская организация по ядерной науке и технологиям в Сиднее.Но для реализации этой технологии потребуются многие десятилетия, поэтому нам нужно начинать сейчас, добавляет он.

Китай запустил свою программу реакторов на расплавленных солях в 2011 году, инвестировав около 3 миллиардов юаней (500 миллионов долларов США), по словам Рицуо Йошиока, бывшего президента Международного форума по расплавленным солям тория в Ойсо, Япония, который тесно сотрудничал с китайскими исследователи.

Управляемый Шанхайским институтом прикладной физики (SINAP) реактор Wuwei рассчитан на производство всего 2 мегаватт тепловой энергии, чего достаточно только для снабжения энергией до 1000 домов. Но если эксперименты увенчаются успехом, Китай надеется построить к 2030 году реактор мощностью 373 мегаватта, который сможет питать сотни тысяч домов.

Эти реакторы входят в число «идеальных технологий», которые помогут Китаю достичь своей цели по нулевому выбросу углерода примерно к 2050 году, говорит разработчик энергетических моделей Цзян Кэцзюнь из Института энергетических исследований Национальной комиссии по развитию и реформам в Пекине.

Встречающийся в природе изотоп тория-232 не может делиться, но при облучении в реакторе он поглощает нейтроны с образованием урана-233, делящегося материала, выделяющего тепло.

Торий был испытан в качестве топлива в других типах ядерных реакторов в странах, включая Соединенные Штаты, Германию и Соединенное Королевство, и является частью ядерной программы в Индии. Но до сих пор он не доказал свою рентабельность, потому что добывать его дороже, чем уран, и, в отличие от некоторых встречающихся в природе изотопов урана, его необходимо превращать в расщепляющийся материал.

Некоторые исследователи поддерживают торий в качестве топлива, потому что его отходы имеют меньше шансов стать оружием, чем отходы урана, но другие утверждают, что риски все еще существуют.

Источник: Министерство энергетики США/Международное агентство по атомной энергии

Взрыв из прошлого

Когда Китай включит свой экспериментальный реактор, это будет первый реактор на расплаве солей, работающий с 1969 года, когда американские исследователи из Национальной лаборатории Ок-Ридж в Теннесси закрыли свой. И это будет первый реактор на расплаве солей, работающий на тории. Исследователи, которые сотрудничали с SINAP, говорят, что китайский дизайн копирует дизайн Ок-Риджа, но улучшает его, используя десятилетия инноваций в производстве, материалах и инструментах.

Исследователи в Китае, непосредственно связанные с реактором, не ответили на запросы о подтверждении конструкции реактора и когда именно начнутся испытания.

По сравнению с легководными реакторами на обычных атомных электростанциях, жидкосолевые реакторы работают при значительно более высоких температурах, что означает, что они могут вырабатывать электроэнергию гораздо эффективнее, говорит Чарльз Форсберг, инженер-ядерщик из Массачусетского технологического института в Кембридже.

Китайский реактор будет использовать соли на основе фтора, которые плавятся в бесцветную прозрачную жидкость при нагревании примерно до 450 ºC.Соль действует как охлаждающая жидкость для переноса тепла от активной зоны реактора. Кроме того, в жидкосолевых реакторах вместо твердотопливных стержней также используется жидкая соль в качестве субстрата для топлива, такого как торий, который непосредственно растворяется в активной зоне.

Жидкосолевые реакторы считаются относительно безопасными, поскольку топливо уже растворено в жидкости, и они работают при более низких давлениях, чем обычные ядерные реакторы, что снижает риск взрывных расплавлений.

Йошиока говорит, что многие страны работают над реакторами на расплаве солей — чтобы производить более дешевую электроэнергию из урана или использовать отработанный плутоний из легководных реакторов в качестве топлива — но только Китай пытается использовать ториевое топливо.

Ториевые гранулы в Центре атомных исследований Бхабха в Мумбаи, Индия. Предоставлено: Pallava Bagla/Corbis/Getty

Реакторы следующего поколения

Китайский реактор станет «испытательным стендом, на котором можно многому научиться», говорит Форсберг, от анализа коррозии до определения радионуклеотидного состава циркулирующей смеси.

«Мы узнаем так много новой науки, — соглашается Саймон Миддлбург, специалист по ядерным материалам из Бангорского университета, Великобритания.«Если бы мне разрешили, я бы летел туда первым же самолетом».

Китайскому реактору могут потребоваться месяцы, чтобы выйти на полную мощность. «Если что-то пойдет не так, вы не сможете продолжать, и вам придется остановиться и начать заново», — говорит Миддлбург. Например, насосы могут выйти из строя, трубы могут заржаветь или может произойти закупорка. Тем не менее ученые надеются на успех.

Жидкосолевые реакторы — лишь одна из многих передовых ядерных технологий, в которые инвестирует Китай. В 2002 году межправительственный форум определил шесть перспективных реакторных технологий, которые должны быть ускорены к 2030 году, включая реакторы, охлаждаемые свинцовыми или натриевыми жидкостями.