Поколения ядерных реакторов

С исторической точки зрения атомные реакторы можно разделить на четыре поколения: I поколение - первые промышленные и энергетические реакторы, II поколение - большинство ныне действующих АЭС, III поколение - эволюционные улучшения существующих проектов и IV поколение - разрабатываемые технологии.

Первое поколение (Gen.I) - опытные образцы энергетических реакторов. В начале атомной эры разрабатывались ядерные установки с различными видами теплоносителей. На основе этих первых проектов были построены и эксплуатировались некоторые прототипы АЭС. Примерами являются Shippingport, Мадпох, Fermi I, Dresden, в СССР - промышленные уран-графитовые реакторы (АДВ и др.), ВВЭР-440/230 и др. Продолжительность работы 304-40 лет.

Второе поколение (Gen.II) - класс энергетических реакторов, созданных до конца 1990-ых. Примерами являются PWR, CANDU, BWR, AGR, в СССР - реакторы ВВЭР-440/213, РБМК-юоо. Реакторы имеют улучшенную систему безопасности, продолжительность работы 6о лет.

Третье поколение (Gen.III) - имеет улучшенную топливную технологию, более высокую тепловую эффективность, пассивную систему безопасности и меньшие эксплуатационные расходы. Продолжительность работы 8о лет. Это поколение отличает наличие механизмов пассивной, или внутренне присущей безопасности. В случае отказов эти механизмы не требуют активного вмешательства персонала и основываются на физических принципах гравитации, естественной конвекции и достаточной термостойкости изделий. Примерами являются EPR, ESBWR BWR/4 II, System-80, Westinghouse АР1000 и ВВЭР-1200.

Четвёртое поколение (Gen.IV) - разрабатываемые реакторы нового дизайна. Их преимущества: РАО радиоактивны в течение нескольких столетий, а не тысячелетий; весьма высокий энергетический выход; способность потреблять ядерные отходы с одновременном производством электричества; повышенный уровень безопасности. Реакторы поколения IV потребляют топливо, полуденное из переработанного урана. При этом повышается использование ресурсов урана, и уменьшаются отходы. Улучшенная физическая защита затрудняет террористические акты, направленные на АЭС, и хищение оружейных материалов. Поколение IV отличается высокопроизводительными системами производства электроэнергии, модульным строительством и сокращенными графиком пуска станции.

Работы по проектированию реакторов следующего поколения ведут две международные целевые группы. Одна из них - «Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам», ИНПРО, (International project on innovative nuclear reactors and fuel cycles, INPRO), созданный в рамках деятельности МАГАТЭ по инициативе России, включает 22 страны и работает над созданием связки между быстрыми реакторами и топливным циклом. Друтая - «Поколение IV) (The Generation IV, International Forum, GIF) - создана по инициативе США и с участием друтих ведущих ядерных стран. Она организована для разработки ядерно- энергетических систем следующего поколения.

GIF отобрало для дальнейшего развития шесть ядерно- энергетических систем. Все они используют комплект из реактора, энергетического преобразователя и технологии замкнутого топливного цикла. Предлагаемые проекты включают тепловые и быстрые реакторы, закрытые и открытые топливные циклы и широкий диапазон мощностей модулей от очень маленьких до очень больших. Все проектируемые реакторы обладают большой надёжностью, экономичностью, безопасностью, меньшей возможностью распространения оружейных материалов и большей экономической эффективностью. Реакторы встроены в закрытый топливный цикл, что позволяет максимизировать материально-сырьевую базу и минимизировать отходы высокого уровня активности, направляемые на хранение. Три из этих шести - быстрые реакторы (FNR), один - эпитермический, и два - тепловые. Только один охлаждается лёгкой водой, два - гелием, а другие - расплавленной свинцово-висмутовой эвтектикой, натрием или фторидами. Тепловые реакторы работают при низком давлении, что делает их безопасными. В одном из этих реакторов урановое топливо растворено в циркулирующем теплоносителе. Диапазон температур 510-5-10000 позволяет четырём реакторам термохимическими методами производить водород. Электрические мощности 150-5-1500 МВт.

С точки зрения проблемы нераспространения оружейных материалов конструкция нового быстрого реактора не предусматривает бланкета, в котором нарабатывается плутоний. Плутоний генерируется в активной зоне, где сразу интенсивно выгорает.

Рассмотрим некоторые перспективные реакторы более подробно.

Начнём с реакторов на тепловых нейтронах.

Высокотемпературный реактор (Very-High-Temperature Reactor, VHTR) - использует в качестве замедлителя нейтронов графит, в качестве теплоносителя гелий или расплав солей, базируется на урановом топливном цикле. Активная зона составлена из призматических блоков или имеет вид слоя гранул. Температура теплоносителя на выходе из реактора ~юоо°. Теплоноситель непосредственно направляется на газовую турбину для производства электричества. Высокие температуры теплоносителя позволяют осуществить термохимическое производство водорода. Реактор обладает пассивной безопасностью, низкими эксплуатационными затратами и модульным строением, высокой степенью выгорания топлива. Тепловая мощность энергетического блока боо МВт. Такие реакторы строятся в Китае (НТК) и ЮАР (PBMR).

MHR (Modular Helium Reactor) - модульный гелиевый реактор. Планируется построить реактор для сжигания чистого оружейного плутония в г. Северске (Томская обл.). Выгорание будет достигать 220 ГВт.сут/т, а температура теплоносителя на выходе из активной зоны 850°.

Сверхкритический реактор (Supercritical-Water-Cooled, SCWR): - реактор, в котором теплоноситель (вода) находится под высоким давлением и при высокой температуре (выше термодинамической критической точки). Он может иметь как корпусную конструкцию, так и канальную. Сверхкритическая вода (25 МПа и 5Ю-550°С) непосредственно направляется на турбину без какой-либо вторичной паровой системы, что ушрощает АЭС. Топливо - обогащённый оксид урана.

Относительно простая, одноконтурная схема охлаждения реактора приводит к исключению сложного, крупногабаритного оборудования, такого как парогенераторы или циркуляционные насосы. Тепловая эффективность такого реактора на одну треть выше, чем у легководных реакторов. Этот реактор имеет высокий КПД энергоблока, что приводит к уменьшению удельных капиталовложений в системы АЭС и к сокращению количества и объёма оборудования из-за упрощения конструкции реактора. Основная миссия SCWR - производство дешевого электричества.

Реактор на расплаве солей (Molten-salt reactor, MSR) - тип ядерного реактора, где теплоноситель - расплав смеси солей. Топливо - UF4 или ThF4+233U, растворенные (или диспергированные), например, в NaF (или в смеси фторидов лития и бериллия); замедлитель нейтронов - графит (энергетический спектр нейтронов относится к надтепловому диапазону). Продукты деления удаляются непрерывно, а актиниды полностью выгорают. Температура теплоносителя -700°. Его низкое (атмосферное) давление обеспечивает безопасность реактора. Расплавленные фториды обеспечивают хороший теплообмен между ядерным источником тепла и любым химическим производством. Тепло отдаётся во вторичный солевой контур, а оттуда в пар. Гелий используется в качестве вторичного теплоносителя, непосредственно вращающего турбину генератора. Второй контур с теплоносителем используется для производства электроэнергии и водорода. Продукты деления распадаются в расплавах фторидов и непрерывно удаляются в контур переработки и заменяются на свежие с 2з2ТИ или 2з8и. Актиниды остаются в реакторе и сгорают. Мощность одного блока юоо МВт. По сравнению с твёрдотопливным реактором у MSR более низкие запасы делящихся материалов (основной изотоп плутония не 239Pu, а 242Ри), небольшое количество топлива, нет радиационных повреждений. Реактор безопасен благодаря пассивной системе расхолаживания. ВАО содержат только продукты деления с коротким временем жизни. Он экономически конкурентен благодаря расширению топливных ресурсов.

Перейдём теперь к перспективным быстрым реакторам.

Быстрый реактор с газовым охлаждением (Gas-cooled fast reactor, GFR) работает на быстрых нейтронах, используя закрытый топливный цикл для эффективного преобразования 2з8и и актинидов. Реактор охлаждается гелием с температурой на выходе 850°. Одноконтурная система реализует прямой газотурбинный цикл Брайтона высокой тепловой эффективности. Электрическая мощность модуля 1200 МВт. Бридинг осуществляется в активной зоне. Бланкет с делящимися нуклидами отсутствует. Прочное нитридное или карбидное топливо (керамика или кермет) включает обеднённый уран и любые другие расщепляющиеся или воспроизводящие материалы с содержанием плутония 15+20%. ОЯТ перерабатывается непосредственно на площадке АЭС, причём все актиниды рецикли- руются неоднократно, что минимизирует образование долгоживущих РАО. Возможна схема АЭС с более низкотемпературным (600+650°) первым контуром, охлаждаемым гелием, и надкритичным вторым контуром с С02 при 550° и 20 МПа. Такая схема уменьшает материаловедческие проблемы, связанные с очень высокими температурами.

Быстрый реактор, охлаждаемый расплавом свинца (Lead- cooled fast reactor, LFR) - реактор на быстрых нейтронах, топливо - обеднённый уран или торий, а также актиниды, извлеченные из ОЯТ легководного реактора, теплоноситель - жидкий металл (РЬ или Pb-Bi эвтектика). Охлаждение при низком давлении осуществляется естественной конвекцией. Топливо металлическое или нитридное - продукт рециклинга актинидов от перерабатывающих заводов (закрытый топливный цикл). Возможен широкий диапазон размеров реактора: от модуля заводского изготовления с продолжительностью эксплуатации 15+20 лет и с электрической мощностью 50+150 МВт каждый (малые АЭС), через модули на 300+400 МВт (средние АЭС) до крупных АЭС на 1400 МВт. Температура теплоносителя 550°.

Реактор БРЕСТ-ОД-300 — реактор на быстрых нейтронах, теплоноситель - расплавленный свинец (или Pb/Bi эвтектика), двухконтурная схема отвода тепла к ту рбине, закритические параметры пара, спроектирован в России. Реактор с полным воспроизводством плутония в активной зоне. В качестве топлива используется мононитридная композиция уран- плутония и минорных актинидов, (U-Pu-MA)N. Реактор обладает естественной безопасностью. За одну кампанию сжигает ~8о кг актинидов.

Быстрый реактор, охлаждаемый расплавленным натрием (Sodium-cooled fast reactor, SFR) функционируют в рамках замкнутого топливного цикла, что позволяет эффективно управлять актинидами (без их извлечения) и рециклировать 238U. Топливо - металлический сплав урана и плутония. Реактор обладает пассивной безопасностью, поскольку' теплоноситель находится при атмосферном давлении.

Реактор 4S разрабатывается в Японии. Теплоноситель - натрий, пассивная безопасность. Модуль целиком изготавливается промышленно, перевозится на место и помещается на глубине 30 м под землей. Реактор несколько десятилетий работает без перезагрузки. Топливо - сплав циркония и урана, обогащённый <20%. Устойчивость работы обеспечивается постепенным перемещением вдоль вертикально расположенной активной зоны графитового отражателя. Автоматическая поддержка температуры теплоносителя на выходе 5100 позволяет производить электроэнергию и производство водорода. Блоки мощностью ю и 50 МВт(эл). По стоимости АЭС конкурирует с дизель-генераторами.

Бридерные реакторы на быстрых нейтронах способны извлечь почти всю энергию, содержавшуюся в уране или тории, уменьшая потребность в топливе на два порядка величины по сравнению с традиционными реакторами, которые извлекают менее 0.65% энергии из добытого урана и менее чем 5% из обогащенного урана. Внедрение в энергетику быстрых реакторов предусматривает пирометаллургическую переработку' ОЯТ, выделение трансурановых элементов и сжигание их прямо на пристанционной площадке. Бридеры могут «сжечь» долгоживущие компоненты ядериых отходов (плутоний и минорные актиниды), обращая в свою пользу вредные вещества (реактор на тепловых нейтронах может сжигать только нечётные элементы, тогда как реактор на быстрых нейтронах сжигает любые нуклиды). При этом доля ВАО в отходах резко снижается, так что отходы представляют радиационную опасность в течение столетий, а не тысячелетий.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >