Стабильный солевой реактор (SSR) — проект ядерного реактора, разрабатываемый компанией Moltex Energy Canada Inc. [1] и ее дочерней компанией Moltex Energy USA LLC, базирующейся в Канаде , США и Великобритании , а также компанией MoltexFLEX Ltd. , базирующейся в Великобритании.
Проект SSR, разрабатываемый компанией Moltex Energy Canada Inc., представляет собой реактор на стабильной соли - сжигатель отходов (SSR-W) , который включает в себя элементы реактора на расплавленной соли и нацелен на улучшение характеристик безопасности (искробезопасность) и экономичности (LCOE составляет 45 долл. США/МВт-ч или менее) по сравнению с традиционными реакторами на легкой воде .
SSR, защищенные надежными патентами, проектируются таким образом, чтобы им не требовались дорогостоящие структуры и компоненты защитных оболочек для смягчения радиоактивных выбросов в сценариях аварий. Конструкция исключит тип широко распространенного радиологического загрязнения, который произошел во время аварий в Чернобыле или Фукусиме , поскольку любые опасные изотопы, которые в противном случае могли бы попасть в воздух, будут химически связаны с теплоносителем. [2] Кроме того, модульная конструкция позволит производить компоненты на заводе и доставлять их на место стандартным автомобильным транспортом, что сократит затраты и сроки строительства.
Конструкция топлива представляет собой гибрид между топливными сборками реакторов на легкой воде и традиционными подходами реакторов на расплавленной соли, в которых топливо смешивается с охладителем. Жидкосолевая топливная смесь содержится в топливных сборках, которые очень похожи на современную технологию реакторов на легкой воде. Затем топливные сборки погружаются в бассейн с жидкосолевым охладителем.
Moltex Energy Canada Inc. планирует развернуть SSR-W и связанный с ним завод по переработке отходов в Нью-Брансуике, Канада, в партнерстве с NB Power. [3] Компания получает поддержку и финансирование от канадского федерального правительства, [4] правительства Нью-Брансуика, [5] NB Power , Ontario Power Generation , [6] ARPA-E , [7] [8] IDOM , [9] SNC Lavalin . [10]
Основной единицей активной зоны реактора является топливная сборка. В SSR-W каждая сборка содержит около 300 топливных трубок диаметром 10 мм, заполненных топливной солью на высоту 1,8 м. Трубки имеют газоотводные отверстия типа «водолазный колокол» в верхней части, чтобы обеспечить выход газов деления. Сборки загружаются в активную зону вертикально, причем свежие сборки поступают через воздушный шлюз и вставляются в активную зону через заправочную машину.
Топливо в SSR на две трети состоит из хлорида натрия (поваренной соли) и на одну треть из смешанных трихлоридов лантанидов / актинидов . Топливо для первых реакторов планируется поставлять из переработанного отработанного ядерного топлива из существующих обычных реакторов. В Великобритании топливо может поступать из запасов гражданского диоксида плутония из PUREX , разбавленного и преобразованного в хлоридные примеси, добавленные для снижения любых проблем распространения.
Трихлориды более термодинамически стабильны, чем соответствующие фторидные соли, и поэтому могут поддерживаться в сильно восстановительном состоянии при контакте с жертвенным металлическим цирконием ядерного качества, добавленным в качестве покрытия или вставки в топливную трубку SSR-W. В результате, используя этот запатентованный подход, топливная трубка может быть изготовлена из стандартной ядерной сертифицированной стали без риска коррозии. Поскольку реактор работает в быстром спектре, трубки будут подвергаться воздействию очень высокого потока нейтронов и, таким образом, будут страдать от высокого уровня радиационного повреждения, оцениваемого в 100–200 dpa в течение срока службы трубки. Поэтому для трубок будет использоваться сталь PE16 с высокой устойчивостью к нейтронному повреждению. Другие стали с устойчивостью к быстрым нейтронам (такие как T9, NF616 и 15-15Ti) также могут использоваться в зависимости от возможностей местной цепочки поставок.
Средняя плотность мощности в топливной соли SSR-W составляет 150 кВт/л, что обеспечивает большой температурный запас ниже точки кипения соли. [11]
Охлаждающая соль в баке реактора SSR-W представляет собой охлаждающую соль на основе хлорида. Охлаждающая жидкость также содержит агент для снижения ее окислительно-восстановительного потенциала , что делает ее практически некоррозионной для стандартных типов стали. Поэтому бак реактора, опорные конструкции и теплообменники могут быть изготовлены из стандартной нержавеющей стали 316L .
Соль теплоносителя циркулирует через активную зону реактора тремя насосами, прикрепленными к теплообменникам в каждом модуле. Скорости потока умеренные (примерно 1 м/с), что приводит к низкой потребности в мощности насоса. Избыточная инженерия позволит продолжить работу в случае отказа насоса.
SSR спроектированы с характеристиками внутренней безопасности, являющимися первой линией обороны. Для поддержания реактора в безопасном и стабильном состоянии не требуется ни оператора, ни активной системы. Ниже приведены основные характеристики внутренней безопасности SSR.
Поскольку SSR является саморегулирующимся, механическое управление не требуется. Это стало возможным благодаря сочетанию высокого отрицательного температурного коэффициента реактивности и способности непрерывно извлекать тепло из топливных трубок. По мере того, как тепло извлекается из системы, температура падает, что приводит к повышению реактивности. И наоборот, когда реактор нагревается, реактивность уменьшается. Это обеспечивает безопасность от всех сценариев превышения мощности, таких как авария с введением реактивности. Для SSR-W разнообразная и избыточная безопасность также обеспечивается массивом управляемых гравитацией стержней управления из карбида бора. [12]
Использование расплавленного солевого топлива с соответствующим химическим составом устраняет опасные летучие йод и цезий, что делает многослойную оболочку ненужной для предотвращения распространения радиоактивных шлейфов в воздухе в сценариях серьезных аварий. Для SSR-W благородные газы ксенон и криптон покинут активную зону реактора при нормальной работе, но будут удерживаться до тех пор, пока их радиоактивные изотопы не распадутся, поэтому будет очень мало того, что может быть выброшено в случае аварии. [2]
В водоохлаждаемом реакторе высокие внутренние давления являются движущей силой для рассеивания радиоактивных материалов в случае аварии. Напротив, расплавленное солевое топливо и охладители имеют точки кипения, значительно превышающие рабочую температуру SSR. Таким образом, его ядро работает при атмосферном давлении. Физическое разделение парогенерирующей системы от радиоактивного ядра с помощью вторичного контура охлаждения устраняет высокое давление внутри реактора. Высокое давление внутри топливных каналов также избегается путем сброса газов деления в окружающую соль-охладитель.
Цирконий в реакторах с водой под давлением и натрий в быстрых реакторах создают потенциал для серьезных рисков взрыва и пожара. В SSR не используются химически активные материалы.
Сразу после остановки ядерного реактора почти 7% его предыдущей рабочей мощности продолжает вырабатываться за счет распада продуктов деления с коротким периодом полураспада . В обычных реакторах пассивное удаление этого остаточного тепла является сложной задачей из-за низких температур реакторов. SSR работает при гораздо более высоких температурах; поэтому это тепло может быть быстро отведено от активной зоны. В случае остановки реактора и отказа всех активных систем отвода тепла в SSR остаточное тепло из активной зоны будет рассеиваться в воздухоохладительных каналах по периметру бака, которые работают непрерывно. Это известно как система аварийного отвода тепла. Основной механизм теплопередачи — лучистый. Теплопередача существенно увеличивается с температурой; поэтому она незначительна при рабочих температурах, но достаточна в условиях аварии с более высокими температурами. Компоненты реактора не повреждаются во время этого процесса, и завод может быть перезапущен впоследствии.
Большинство стран, использующих атомную энергетику, планируют хранить отработанное ядерное топливо глубоко под землей до тех пор, пока его радиоактивность не снизится до уровня, аналогичного уровню природного урана. Поскольку SSR-W потребляет ядерные отходы, страны могли бы использовать их для сокращения объема отходов, которые попадают в долгосрочное хранение.
Работая в быстром спектре, SSR-W эффективен в трансмутации долгоживущих актинидов в более стабильные изотопы. Сегодняшним реакторам, работающим на переработанном отработанном топливе, для образования стабильной таблетки требуется плутоний очень высокой чистоты. SSR-W может иметь любой уровень загрязнения лантаноидами и актиноидами в своем топливе, пока оно может достичь критического уровня. Этот низкий уровень чистоты значительно упрощает метод переработки существующих отходов.
Хорошо зарекомендовавший себя метод переработки основан на пирообработке . В отчете Канадских ядерных лабораторий за 2016 год по переработке топлива CANDU подсчитано, что пирообработка обойдется примерно в два раза дешевле обычной переработки. Пирообработка для SSR-W использует только треть этапов обычной пирообработки, что сделает ее еще дешевле. Она потенциально конкурентоспособна со стоимостью производства свежего топлива из добытого урана.
Отходы от SSR-W будут иметь форму твердой соли в трубах. Ее можно будет остекловывать и хранить под землей более 100 000 лет, как это планируется сегодня, или перерабатывать. В этом случае продукты деления будут отделяться и безопасно храниться на уровне земли в течение нескольких сотен лет, необходимых для их распада до уровня радиоактивности, аналогичного уровню урановой руды. Проблемные долгоживущие актиниды и оставшееся топливо будут возвращаться в реактор, где их можно будет сжигать и преобразовывать в более стабильные изотопы.
Технология реактора на стабильной соли очень гибкая и может быть адаптирована к нескольким различным конструкциям реакторов. Использование расплавленного солевого топлива в стандартных топливных сборках позволяет использовать версии на стабильной соли для многих из большого разнообразия ядерных реакторов, рассматриваемых для разработки по всему миру. Однако сегодня в центре внимания отрасли находится обеспечение быстрой разработки и развертывания недорогих реакторов.
Еще одна разработка, которая сейчас находится в разработке, компанией MoltexFLEX Ltd., — это реактор FLEX , тепловой спектр твердотельного реактора, работающий на низкообогащенном уране (около 6%). Реактор FLEX может больше подойти странам без существующего ядерного флота и проблем с отходами. Он замедляется графитом как частью топливной сборки и имеет значительные возможности пиковой установки.
Moltex Energy Canada Inc., Moltex Energy USA LLC и MoltexFLEX Ltd. также разработали концепцию версии SSR с воспроизводством тория (SSR-Th) . Этот реактор будет содержать торий в солевом теплоносителе, который может производить новое топливо. Торий является богатым источником топлива, который может обеспечить энергетическую безопасность стран, не имеющих собственных запасов урана.
При таком разнообразии вариантов реакторов и больших мировых запасах урана и тория ССР могли бы обеспечивать планету топливом в течение нескольких тысяч лет.
Капитальные затраты на SSR-W были оценены в 1950 долл. США/кВт независимой британской фирмой по ядерному проектированию. [13] Для сравнения, капитальные затраты на современную пылеугольную электростанцию в Соединенных Штатах составляют 3250 долл. США/кВт, а стоимость крупномасштабной ядерной станции — 5500 долл. США/кВт. [14] Ожидается дальнейшее снижение этих затрат при модульном заводском строительстве.
Низкие капитальные затраты приводят к приведенной стоимости электроэнергии (LCOE) в размере 44,64 долл. США/МВт·ч со значительным потенциалом для дальнейшего снижения из-за большей простоты и внутренней безопасности SSR. [15]
Учитывая докоммерческий характер технологии, цифры капитальных затрат и LCOE являются оценочными и могут увеличиваться или уменьшаться в ходе завершения процессов разработки и лицензирования.
Международное энергетическое агентство прогнозирует, что ядерная энергетика сохранит постоянную небольшую роль в мировом энергоснабжении, а ее рыночные возможности составят 219 ГВт к 2040 году. Moltex Energy прогнозирует, что с улучшением экономики ССР она сможет выйти на рынок объемом более 1300 ГВт к 2040 году.
Основной патент на использование неоткачиваемого расплавленного солевого топлива был выдан компании Moltex Energy Ltd в 2014 году [16] , и с тех пор были поданы заявки и выданы дополнительные патенты, связанные с его реализацией.
SSR-W завершила обзор Vendor Design Review Phase 1 [17] с Канадской комиссией по ядерной безопасности . Правительства США [18] [19] и Канады [20] [21] поддерживают разработку элементов технологии SSR.
Компания Moltex Energy Canada Inc. планирует построить к началу 2030-х годов демонстрационный реактор SSR-W на площадке атомной электростанции Point Lepreau в Канаде в рамках соглашения, подписанного с NB Power. [22]
Помимо выбора поддержки разработки правительствами США и Канады, о котором говорилось выше, SSR был определен как ведущая технология SMR по результатам анализа Tractebel 2020 года [23] , а SSR-W был выбран в качестве одного из двух кандидатов SMR для дальнейшего развития компанией NB Power из 90 кандидатов. [24] Он также был выбран в рамках конкурса правительства Великобритании на первый этап усовершенствованного модульного реактора, но не был выбран для второго этапа финансирования. [25]
Медиа, связанные с Стабильный солевой реактор на Wikimedia Commons