Реакторы поколения IV ( Gen IV ) — это технологии проектирования ядерных реакторов , которые рассматриваются как преемники реакторов поколения III . Международный форум поколения IV (Generation IV International Forum , GIF ) — международная организация, которая координирует разработку реакторов поколения IV — специально выбрал шесть реакторных технологий в качестве кандидатов на реакторы поколения IV. [1] [2] Проекты нацелены на повышение безопасности, устойчивости, эффективности и стоимости. Всемирная ядерная ассоциация в 2015 году предположила, что некоторые из них могут быть введены в коммерческую эксплуатацию до 2030 года. [3]
Точного определения реактора поколения IV не существует. Этот термин относится к технологиям ядерных реакторов, которые разрабатывались примерно с 2000 года, и чьи проекты были призваны представлять «будущую форму ядерной энергетики», по крайней мере, в то время. [4] Были выбраны шесть проектов: газовый быстрый реактор (GFR), свинцовый быстрый реактор (LFR), реактор на расплавленной соли (MSR), натриевый быстрый реактор (SFR), сверхкритический водоохлаждаемый реактор (SCWR) и сверхвысокотемпературный реактор (VHTR). [1] [2]
Натриевый быстрый реактор получил наибольшую долю финансирования, которая поддерживает демонстрационные объекты. Мойр и Теллер рассматривают реактор на расплавленной соли , менее развитую технологию, как потенциально имеющую наибольшую внутреннюю безопасность из шести моделей. [5] [6] Конструкции реакторов с очень высокой температурой работают при гораздо более высоких температурах, чем предыдущие поколения. Это позволяет проводить высокотемпературный электролиз или цикл серы и йода для эффективного производства водорода и синтеза углеродно-нейтрального топлива . [2]
Большинство реакторов, работающих по всему миру, считаются реакторными системами второго и третьего поколения , поскольку большинство систем первого поколения были выведены из эксплуатации. Китай был первой страной, которая запустила демонстрационный реактор поколения IV, HTR-PM в Шидаоване, Шаньдун , [7] [8], который представляет собой высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с шаровыми засыпками . Он был подключен к сети в декабре 2023 года, что сделало его первым в мире реактором поколения IV, введенным в коммерческую эксплуатацию. [9] [10] [11] В 2024 году сообщалось, что Китай также построит первую в мире атомную электростанцию на расплавленной ториевой соли, ввод в эксплуатацию которой запланирован на 2029 год. [12]
Международный форум поколения IV (GIF) — это международная организация, заявленной целью которой является «разработка концепций для одной или нескольких систем поколения IV, которые могут быть лицензированы, построены и эксплуатироваться таким образом, чтобы обеспечить конкурентоспособную по цене и надежную поставку энергии... при этом удовлетворительно решая проблемы ядерной безопасности, отходов, распространения и общественного восприятия». [13] Он координирует разработку технологий поколения IV. [2] Он сыграл важную роль в координации исследований шести типов реакторов поколения IV, а также в определении сферы применения и значения самого термина.
По состоянию на 2021 год активными членами являются: Австралия , Канада , Китай , Европейское сообщество по атомной энергии (Евратом), Франция , Япония , Россия , Южная Африка , Южная Корея , Швейцария , Великобритания и США . Неактивными членами являются Аргентина и Бразилия . [14]
Форум был инициирован в январе 2000 года Управлением по ядерной энергетике Министерства энергетики США (DOE) [15] «как совместная международная инициатива, направленная на разработку исследований, необходимых для проверки осуществимости и производительности ядерных систем четвертого поколения, и на то, чтобы сделать их доступными для промышленного развертывания к 2030 году». Он был создан в 2001 году с целью обеспечения доступности для промышленного развертывания к 2030 году. [1]
В ноябре 2013 года был представлен краткий обзор конструкций реакторов и деятельности каждого члена форума. [16] [17] [18] Обновление технологической дорожной карты, в которой подробно описаны цели НИОКР на следующее десятилетие, было опубликовано в январе 2014 года. [19]
В мае 2019 года Terrestrial Energy , канадский разработчик реактора на расплавленной соли, стала первой частной компанией, присоединившейся к GIF. [4]
На заседании Форума в октябре 2021 года члены Форума договорились создать целевую группу по неэлектрическим применениям ядерного тепла, включая районное и промышленное теплоснабжение, опреснение и крупномасштабное производство водорода. [20]
Форум GIF представил сроки разработки для каждой из шести систем. Исследования и разработки делятся на три фазы:
В 2000 году GIF заявил: «После завершения фазы производительности для каждой системы потребуется не менее шести лет и несколько миллиардов долларов США для детального проектирования и создания демонстрационной системы». [21] В обновленной дорожной карте 2013 года фазы производительности и демонстрации были значительно смещены на более поздние даты, в то время как цели для фаз коммерциализации не установлены. [19] Согласно заявлению GIF в 2013 году, «Пройдет не менее двух или трех десятилетий, прежде чем будут развернуты коммерческие системы Gen IV». [13]
Первоначально рассматривалось множество типов реакторов; затем список был уточнен, чтобы сосредоточиться на наиболее перспективных технологиях. [3] Три системы номинально являются тепловыми реакторами , а три — быстрыми реакторами . Очень высокотемпературный реактор (VHTR) потенциально может обеспечивать высококачественное технологическое тепло. Быстрые реакторы предлагают возможность сжигания актинидов для дальнейшего сокращения отходов и могут производить больше топлива, чем потребляют. Эти системы предлагают значительные достижения в области устойчивости, безопасности и надежности, экономичности, устойчивости к распространению и физической защиты.
Тепловой реактор — это ядерный реактор , который использует медленные или тепловые нейтроны . Замедлитель нейтронов используется для замедления нейтронов , испускаемых при делении, чтобы повысить вероятность их захвата топливом.
Сверхвысокотемпературный реактор (VHTR) использует графитовый замедлитель с однократным циклом уранового топлива, использующим гелий или расплавленную соль. Эта конструкция реактора предусматривает выходную температуру 1000°C. Активная зона реактора может быть либо призматической, либо шаровой . Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического цикла серы и йода .
В 2012 году в рамках конкурса на строительство атомной электростанции следующего поколения Национальная лаборатория Айдахо одобрила проект, аналогичный призматическому блочному реактору Antares компании Areva , который должен был быть развернут в качестве прототипа к 2021 году. [22]
В январе 2016 года Министерство энергетики США предоставило компании X-energy пятилетний грант в размере до 40 миллионов долларов США для продвижения разработки реактора. [23] [24] [25] Xe-100 — это реактор PBMR , который будет вырабатывать 80 МВт или 320 МВт в «четырехблочной конфигурации». [26]
С 2021 года китайское правительство эксплуатирует демонстрационный высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами HTR-PM мощностью 200 МВт в качестве преемника HTR-10 . [7] [8]
Реактор на расплавленной соли (MSR) — это тип реактора, в котором первичный теплоноситель или само топливо представляет собой смесь расплавленной соли . Он работает при высокой температуре и низком давлении. [27]
Расплавленная соль может использоваться для тепловых, эпитермальных и быстрых реакторов. С 2005 года основное внимание уделяется реакторам быстрого спектра MSR (MSFR). [28]
Другие конструкции включают интегральные реакторы на расплавленных солях (например, IMSR) и быстрые реакторы на расплавленных хлоридных солях (MCSFR).
Ранние концепции теплового спектра и многие современные концепции полагаются на тетрафторид урана (UF 4 ) или тетрафторид тория (ThF 4 ), растворенные в расплавленной фтористой соли. Жидкость достигает критичности , протекая в активную зону с графитовым замедлителем . Топливо может быть диспергировано в графитовой матрице. Эти конструкции точнее назвать эпитермальным реактором , чем тепловым реактором, из-за более высокой средней скорости нейтронов, которые вызывают события деления. [29]
MCSFR избавляются от графитового замедлителя. Они достигают критичности, используя достаточное количество соли и делящегося материала. Они могут потреблять гораздо больше топлива и оставлять только короткоживущие отходы.
Большинство конструкций MSR основаны на эксперименте 1960-х годов по реактору на расплавленной соли (MSRE). Варианты включают концептуальный реактор с двумя жидкостями , который использует свинец в качестве охлаждающей среды с топливом на расплавленной соли, обычно хлоридом металла, например, хлоридом плутония (III) , для содействия более широким возможностям замкнутого топливного цикла. Другие известные подходы включают концепцию реактора на стабильной соли (SSR), которая заключает расплавленную соль в хорошо зарекомендовавшие себя топливные стержни обычных реакторов. Эта последняя конструкция была признана наиболее конкурентоспособной консалтинговой фирмой Energy Process Development в 2015 году. [30] [31]
Другой проект, находящийся в разработке, — это быстрый реактор на расплавленном хлориде TerraPower . Эта концепция смешивает жидкий природный уран и охладитель на расплавленном хлориде в активной зоне реактора, достигая очень высоких температур при атмосферном давлении. [32]
Другой примечательной особенностью MSR является возможность использования ядерного реактора теплового спектра . Традиционно только реакторы быстрого спектра считались пригодными для утилизации или сокращения отработанного ядерного топлива . Термическое сжигание отходов было достигнуто путем замены части урана в отработанном ядерном топливе на торий . Чистая скорость производства трансурановых элементов (например, плутония и америция ) ниже скорости потребления, что снижает проблему ядерного хранения , без проблем ядерного распространения и других технических проблем, связанных с быстрым реактором .
Сверхкритический водяной реактор (SCWR) [27] представляет собой концепцию реактора с водой с пониженным замедлением . Поскольку средняя скорость нейтронов, вызывающих деление, в топливе выше, чем у тепловых нейтронов , его точнее называть эпитермальным реактором , чем тепловым реактором. В качестве рабочей жидкости он использует сверхкритическую воду . SCWR в основном представляют собой легководные реакторы (LWR), работающие при более высоком давлении и температурах с прямым однократным циклом теплообмена. Как обычно предполагается, он будет работать по прямому циклу, во многом как кипящий водяной реактор (BWR). Поскольку в качестве рабочей жидкости он использует сверхкритическую воду (не путать с критической массой ), он будет иметь только одну водную фазу. Это делает метод теплообмена более похожим на реактор с водой под давлением ( PWR ). Он может работать при гораздо более высоких температурах, чем как текущие PWR, так и BWR.
Сверхкритические водоохлаждаемые реакторы (SCWR) обеспечивают высокую тепловую эффективность (т. е. около 45% по сравнению с эффективностью около 33% для современных LWR) и значительное упрощение.
Миссия SCWR — генерация дешевой электроэнергии . Она основана на двух проверенных технологиях: LWR, наиболее часто используемых энергетических реакторах, и котлах на перегретом ископаемом топливе , также широко используемых. 32 организации в 13 странах изучают эту концепцию. [ необходима цитата ]
SCWR разделяют опасности парового взрыва и выброса радиоактивного пара, присущие BWR и LWR, а также потребность в чрезвычайно дорогих сверхмощных сосудах высокого давления, трубах, клапанах и насосах. Эти общие проблемы изначально более серьезны для SCWR из-за их более высоких температур.
Одним из проектов SCWR, находящихся в разработке, является ВВЭР -1700/393 (ВВЭР-SCWR или ВВЭР-СКД) — российский SCWR с двухканальной активной зоной и коэффициентом воспроизводства 0,95. [33]
Быстрый реактор напрямую использует нейтроны деления без замедления. Быстрые реакторы могут быть сконфигурированы для «сжигания» или деления всех актинидов , и при наличии достаточного времени, таким образом, резко сократить долю актинидов в отработанном ядерном топливе, произведенном нынешним мировым парком тепловых нейтронных легководных реакторов , тем самым замыкая топливный цикл. В качестве альтернативы, если сконфигурировать их по-другому, они могут производить больше актинидного топлива, чем потребляют.
Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR) [27] имеет спектр быстрых нейтронов и замкнутый топливный цикл. Реактор охлаждается гелием . Его выходная температура составляет 850 °C. Он переводит сверхвысокотемпературный реактор (VHTR) на более устойчивый топливный цикл. Он использует газовую турбину с прямым циклом Брайтона для высокой тепловой эффективности. Рассматриваются несколько форм топлива: композитное керамическое топливо, усовершенствованные топливные частицы или керамические оболочки актинидных соединений. Конфигурации активной зоны включают в себя топливные сборки на основе штырей или пластин или призматические блоки.
Европейская инициатива по устойчивой ядерной промышленности предоставила финансирование для трех реакторных систем поколения IV:
Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SCFR) эксплуатируются во многих странах с 1980-х годов.
Два крупнейших экспериментальных быстрых реактора с натриевым теплоносителем находятся в России, БН-600 и БН-800 (880 МВт (брутто)). Эти АЭС используются для получения опыта эксплуатации и технологических решений, которые будут применены при строительстве БН-1200 ( первый реактор IV поколения ОКБМ Африкантов ). [38] Самым крупным из когда-либо эксплуатируемых был французский реактор Superphenix мощностью более 1200 МВт (эл.) , успешно работавший до вывода из эксплуатации в 1996 году. В Индии испытательный реактор на быстрых нейтронах (FBTR) достиг критичности в октябре 1985 года. В сентябре 2002 года эффективность выгорания топлива в FBTR впервые достигла отметки 100 000 мегаватт-дней на метрическую тонну урана (МВт·день/МТЕ). Это считается важной вехой в индийской технологии реакторов-размножителей. Используя этот опыт, прототип быстрого реактора-размножителя , быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 500 МВт строится по цене 5677 крор индийских рупий (~900 миллионов долларов США). После многочисленных задержек правительство сообщило в марте 2020 года, что реактор может быть введен в эксплуатацию в декабре 2021 года. [39] За PFBR должны были последовать еще шесть коммерческих быстрых реакторов-размножителей (CFBR) мощностью 600 МВт эл. каждый .
Gen IV SFR [27] — проект, который строится на основе оксидного быстрого реактора-размножителя и металлического интегрального быстрого реактора . Его цели — повысить эффективность использования урана путем воспроизводства плутония и устранения трансурановых изотопов. Конструкция реактора использует незамедлительную активную зону, работающую на быстрых нейтронах , разработанную для того, чтобы позволить потреблять любой трансурановый изотоп (и в некоторых случаях использовать его в качестве топлива). Топливо SFR расширяется, когда реактор перегревается, автоматически замедляя цепную реакцию, делая его пассивно безопасным. [40]
Одна из концепций реактора SFR охлаждается жидким натрием и работает на металлическом сплаве урана и плутония или отработанном ядерном топливе , ядерных отходах легководных реакторов . Топливо SFR содержится в стальной оболочке. Жидкий натрий заполняет пространство между элементами оболочки, которые составляют топливную сборку. Одной из проблем проектирования являются риски обращения с натрием, который взрывается при контакте с водой. Использование жидкого металла вместо воды в качестве охладителя позволяет системе работать при атмосферном давлении, что снижает риск утечки.
Европейская инициатива по устойчивому ядерному производству профинансировала три реакторные системы поколения IV. Усовершенствованный натриевый технический реактор для промышленной демонстрации ( ASTRID ) был быстрым реактором с натриевым охлаждением, [42] который был отменен в августе 2019 года. [43]
Существует множество предшественников Gen IV SFR. Испытательная установка Fast Flux мощностью 400 МВт проработала десять лет в Хэнфорде; EBR II мощностью 20 МВт проработал более тридцати лет в Национальной лаборатории Айдахо, но был закрыт в 1994 году.
Реактор PRISM компании GE Hitachi — это модернизированная и коммерческая реализация интегрального быстрого реактора (IFR), разработанного Аргоннской национальной лабораторией в период с 1984 по 1994 год. Основной целью PRISM является сжигание отработанного ядерного топлива из других реакторов, а не воспроизводство нового топлива. Конструкция сокращает периоды полураспада делящихся элементов, присутствующих в отработанном ядерном топливе, при этом производя электроэнергию в основном в качестве побочного продукта.
Быстрый реактор со свинцовым охлаждением (LFR) [27] имеет свинцовый или свинцово - висмутовый эвтектический ( LBE ) теплоноситель с быстрым нейтронным спектром и замкнутым топливным циклом . Предложения включают небольшую установку мощностью от 50 до 150 МВт эл. с длительным интервалом перезарядки, модульную систему мощностью от 300 до 400 МВт эл . и большую монолитную установку мощностью 1200 МВт эл . Топливо - металлическое или нитридное, содержащее воспроизводимый уран и трансурановые элементы . Реактор охлаждается естественной конвекцией с температурой теплоносителя на выходе из реактора 550-800 °C. Более высокая температура позволяет производить водород термохимическими процессами .
Европейская устойчивая ядерная промышленная инициатива финансирует 100 МВт LFR , подкритический реактор с ускорителем под названием MYRRHA . Он должен быть построен в Бельгии, а его строительство ожидается к 2036 году. Модель с пониженной мощностью под названием Guinevere была запущена в Моле в марте 2009 года [34] и вступила в эксплуатацию в 2012 году. [44]
Два других быстрых реактора со свинцовым теплоносителем, находящихся в разработке, — это СВБР-100, модульный реактор на быстрых нейтронах с свинцово-висмутовым теплоносителем мощностью 100 МВт эл., разработанный ОКБ « Гидропресс» в России, и БРЕСТ-ОД-300 (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) мощностью 300 МВт эл ., который будет разработан после СВБР-100. Он обойдется без воспроизводящего бланкета вокруг активной зоны и заменит конструкцию реактора БН-600 с натриевым теплоносителем , предположительно, чтобы обеспечить повышенную устойчивость к распространению. [33] Подготовительные строительные работы начались в мае 2020 года. [45]
Форум GEN IV переосмысливает парадигму безопасности реакторов, от признания того, что ядерные аварии могут произойти и должны быть взяты под контроль, к исключению физической возможности аварии. Активные и пассивные системы безопасности будут по крайней мере столь же эффективны, как и системы поколения III, и сделают самые серьезные аварии физически невозможными. [46]
По сравнению с поколениями II-III, преимущества реакторов поколения IV включают в себя:
Особый риск SFR связан с использованием металлического натрия в качестве охладителя. В случае прорыва натрий взрывоопасно реагирует с водой. Аргон используется для предотвращения окисления натрия. Аргон может вытеснять кислород в воздухе и может вызывать проблемы с гипоксией у рабочих. Это было фактором на прототипе быстрого реактора-размножителя петлевого типа Мондзю в Цуруге, Япония. [49] Использование свинца или расплавленных солевых охладителей смягчает эту проблему, поскольку они менее реакционноспособны и имеют высокую температуру замерзания и давление окружающей среды. Свинец имеет гораздо более высокую вязкость, гораздо более высокую плотность, меньшую теплоемкость и больше радиоактивных продуктов активации нейтронов, чем натрий.
Было построено несколько концептуальных конструкций Gen IV. Например, реакторы на станции Fort St. Vrain Generating Station и HTR-10 аналогичны предлагаемым конструкциям Gen IV VHTR , а реакторы бассейнового типа EBR-II , Phénix , BN-600 и BN-800 аналогичны предлагаемым конструкциям бассейнового типа Gen IV SFR.
Инженер-атомщик Дэвид Лохбаум предупреждает: «Проблема с новыми реакторами и авариями двоякая: возникают сценарии, которые невозможно спланировать в симуляциях; и люди совершают ошибки». [50] Как сказал один директор исследовательской лаборатории США, «изготовление, строительство, эксплуатация и обслуживание новых реакторов столкнется с крутой кривой обучения: передовые технологии будут иметь повышенный риск аварий и ошибок. Технология может быть проверена, но люди — нет». [50]
{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )