Развитие атомной энергетики: 6 концепций

Важен и тот факт, что все эти концепции возникли не сегодня, а на заре рождения атомной индустрии и проиграли в конкурентной борьбе за звание отраслевого стандарта реакторам с водой под давлением (PWR в западной терминологии или BBЭР в отечественной). Однако, как и в случае с электромобилями, постепенное накопление суммы технологий может вернуть на пьедестал забытых героев зари атомного века.




Развитие атомной энергетики от начала принято делить на 3,5 неравных поколения, где первое отметилось десятками разных концепций, порой весьма странными на сегодняшний взгляд (например британский Magnox - реакторы с графитовыми замедлителем и циркулирующим сжатым углекислым газом в качестве теплоносителя), второе - двумя самыми тяжелыми авариями в истории энергетики, а третье и третье плюс - превалированием финансистов над инженерами. К сегодняшнему дню чудеса и энтузиазм атомного века сменились эпохой, когда улучшение эксплуатационных показателей АЭС на 2-3 процента - революционное достижение, широко обсуждаемое в профильной прессе.

Четвертое поколение должно стать выходом за пределы того тупика, в котором оказалась ядерная энергетика. Для этого понадобится решить сразу несколько противоречивых задач - не потерять в безопасности реактора, улучшить или как минимум не ухудшить его экономику и решить проблему с переходом с использования 235U на 238U.






Этот тип реакторов резко выделяется из всей "команды" своей отработанностью и даже некой повседневностью. Ключевой особенностью этого реактора является быстрый спектр нейтронов, позволяющий реализовать замкнутый ядерный топливный цикл. Впрочем, эти не дается бесплатно, и две самые больше сложности в таком реакторе - пожароопасный натрий и повреждение конструкций активной зоны быстрыми нейтронами. Тем не менее, в 60-х, в момент зарождения атомной энергетики быстрые натриевые виделись самыми простыми на пути к замыканию топливного цикла. А ЗЯТЦ, в свою очередь казался необходимым для строительства тысяч реакторов, для которых просто не хватило бы запасов 235 изотопа урана.




В итоге реакторы типа БН прошли самый длинный путь (20 когда либо построенных и функционировавших) от первых опытных установок до полноценных электростанций - Phenix и Superphenix во Франции, БН-600 в СССР и БН-800 в России. В начале 80х казалось совершенно очевидным, что к 2020 в мире будут работать сотни и тысячи гигаватт именно быстрых натриевых реакторов. Однако резкое замедление роста атомной энергетики и разнообразные обстоятельства - типа прихода "зеленых" во власть во Франции или развала СССР оборвали этот взлет. Во Франции, кстати, с 1995 по 1998 функционировали все элементы ЗЯТЦ - бридер на плутониевом топливе, завод по переработке ОЯТ и завод по фабрикации свежего топлива...




Сегодня быстрые натриевые реакторы с оксидным или более плотным топливом из смеси U238 и Pu239 замерли в шаге от того, что бы начать заменять реакторы с водой под давлением, и довольно широко включены (5-10 блоков в 10-15 летней перспективе и до основы энергетики в 30-50 летней) в планы развития атомной энергетики четырех стран, которые ее действительно развивают - Индии, Китая, России и Южной Кореи.




Ключевыми установками по этому направлению на сегодня явлются БН-600, БН-800 в России, планируемые МБИР у нас же, и опытно-промышленные установки PFBR в Индии, ASTRID во Франции.



В отличии от предыдущего, реакторы с теплоносителем из расплавленного свинца существуют только на бумаге. Этот тип придуман в попытке преодолеть проблемы БНов - пожароопасность натрия (и сопутствующие технические усложнения), кипение натрия в АЗ при авариях и связанную с этим опасность разгона реактора на мгновенных нейтронах. Еще одним "аварийным" плюсом свинца является удержание в теплоносителе особо неприятных летучих продуктов деления урана - йода и цезия и экранирование от гамма-излучения ядерного топлива.




Разумеется, у свинца есть и минусы. Самый главный - высокая температура плавления (327 C), а значит большие заботы по поддержанию теплоносителя в расплавленном состоянии. Известны так же проблемы свинцовой коррозии стали, плохой совместимостью с оксидным (самым распространенным) топливом, ну и в целом можно говорить о малой проработанности этого типа реакторов. Интересно, что на базе идеи эволюции натриевых бридеров в СССР был рожден довольно революционный проект БРЕСТ, оптимальный для медленного развития атомной энергетики. Кроме свинца, ключевой в нем является идея зарядки делящимся материалом один раз - на старте, и далее подпитка исключительно U238.

Иногда в когорту свинцовых добавляют свинцово-висмутовые реакторы. Добавление висмута в теплоноситель снижает температуру его плавления до "натриевых" значений - примерно 100 С. Реакторы с таким теплоносителем серийно ставились на подводные лодки 705 проекта, однако при всей близости невозможно переносить одну технологию на другую.




БРЕСТ, наряду с европейским проектам ALFRED на сегодня являются единственными "живыми" свинцовыми проектами, имеющими финансирование и вероятность постройки. Кроме того есть создаваемый бельгийский реактор MYRRHA со свинцовым теплоносителем, но это экзотичная и уникальная ADS система, где поток нейтронов, необходимый для работы на мощности будет создаваться ускорительным источником. Однако реальные преимущества и недостатки свинцовых реакторов по сравнению с натрием вряд ли будут понятны раньше 2030 года.






Реакторы с газообразным теплоносителем сегодняшнего дня - это китайское развитие германской ветки HTR. Они имеют настолько сбалансированный набор плюсов и минусов, что атомная индустрия не видит в них потенциала развития кроме одного, о котором ниже. Газовые реакторы будущего должны быть другими - бридерами с быстрым спектром нейтронов (что, кстати, весьма нетривиально для активной зоны с гелием - замечательным замедлителем нейтронов), охлаждаемые инертным гелием, и вырабатывающие электроэнергию на газовой турбине.




Сегодня газоохлаждаемые реакторы не получили особого развития по комплексу причин, главная из которых - при аварии типа LOCA (разрыв трубопроводов с потерей герметичности реактором) охлаждать активную зону становится нечем. Что бы как-то с этим справится, тепло в случае аварии отводят через стенки, а размеры АЗ раздувают в десяток раз по сравнению с водоохлаждаемыми реакторами. В IV поколении эту проблему придется решить, и если это получится сделать, "газовые быстрые" могут заиграть совсем новыми красками, с их очень высоким КПД.






Такой одноконтурный высокотемпературный подход, наряду с совершенно другим типом топлива (вместо хайтечного машиностроительного изделия, которое работает топливом в PWR/BWR/ВВЭР предлагается что-то вроде лепки миллионов графитовых кирпичей или шариков с урановыми частицами внутри) теоретически позволяет получать весьма дешевую атомную энергетику. Пока, однако до этого далеко - получить бы просто бридер с гелиевым теплоносителем и высокой температурой.
Важным преимуществом газовых реакторов еще является инертность и инактивируемость гелия, используемого в качестве теплоносителя. Обратной стороной являются значительное затраты энергии на прокачку гелия сквозь активную зону.







На сегодня единственным активным проектом в этой области является европейский небольшой исследовательский реактор ALLEGRO, тепловой мощностью 75 мегаватт, использующий плутониевое топливо. Его задача - изучить вопросы, встающие перед проектировщиками большого (2400 мегаватт тепловых) перспективного европейского газового бридера GFR. Один из самых сложны - высокая температура топлива и гелия. Можно так же отметить отечественный проект ГТ-МГР, когда-то разрабатывавшийся, как альтернатива БН-800.




Впрочем по высокой температуре конкуренцию газоохлаждаемым реакторам составляют...газоохлаждаемые реакторы, существующие уже сегодня.



Младший брат концепта №3 главная задача которого - быть источником ядерного тепла для химической и металлургической промышленности. Для этого выхлоп гелия из реактора должен быть разогрет до 900 и выше градусов Цельсия. Это направление попало в список перспективных в основном благодаря всплеску интереса к водородной энергетике в 90х, когда подобные установки должны были вырабатывать водород (много водорода!) из воды пирохимическим способом.




Основное отличие от предыдущего концепта - то, что ради высокой температуры в ВТГР откажутся от бридинга топлива и ЗЯТЦ. Технической базой для этого типа являются существующие газоохлаждаемые реакторы с засыпным шаровым (TRISO) или призматическим топливом. На японском исследовательском реакторе HTTR, в частности, уже была получена температура гелия в 850 С.




Впрочем, не очень большие сложности (на фоне других участников) с реализацией не делают из ВТГР фаворита - вместе с угасанием интереса к водородной энергетике, пропало и желание вкладывать в ядерные источники тепла. Сегодня единственные, кто развивает данное направление - китайцы, строящие первый опытно-промышленный блок HTR-PM и имеющие большие планы по развитию данного направления. Впрочем, возможно, когда уголь станет слишком дорог или неудобен для получения промышленного тепла, мы еще увидим расцвет ВТГР.



При давлении выше 225 атмосфер и температуре выше 374 градусов вода перестает кипеть и превращается во что-то среднее между жидкостью и паром. Если взять и попробовать "разогнать" обычный PWR/ВВЭР до таких параметров теплоносителя, мы можем получить множество необычных преимуществ:

- самое очевидное - кпд установки вырастет с 33% до 42-43%

- мощность поднимется в 1,5 раза при примерно тех же размерах и стоимости реактора

- менее очевидное - из-за высокой теплоемкости получившегося теплоносителя можно увеличить соотношения количества урана к воде в активной зоне и получить реактор с промежуточным спектром нейтронов с коэффициентом воспроизводства топлива в АЗ в 0,8-1, т.е. почти замкнуть ядерный топливный цикл

- из-за отсутствия кипения в АЗ гораздо проще получается сделать одноконтурную реакторную установку - как в "кипятильниках" BWR, что еще уменьшает количество оборудования, нужное для получения полноценной АЭС.




Причем в тепловой энергетике есть большой опыт по созданию паросиловых блоков на сверхкритическом паре, т.е. проблем, как при создании гигаваттной газовой турбины для гахоохлаждаемых реакторов не возникнет. Играет на руку и огромный опыт сегодняшней атомной энергетики в разработке PWR/ВВЭР.





Основным препятствием на пути к реализации данного направления является агрессивность пара при давлении в 250 атмосфер и температуре 560 градусов (которые планируется достигнуть в проектах ОРСВ), а значит большой объем по отработке новых материалов и конструкций. Непросто и создание корпуса реактора на такие параметры, при том, что КПД в 43% обещают быстрые реакторы с металлическими теплоносителями.




Сегодня основные исследования по теме ОРСВ идут в России и Японии и США, где созданы проекты ВВЭР-СКД и японские SCFR и RMWR и американский HPLWR - все пока что полностью "бумажные".



Святой грааль атомной энергетики, место поклонения всех разработчиков реакторов. Гомогенная расплавленная смесь из фторидов бериллия/натрия и фторида урана/плутония/тория формирует жидкую активную зону, который не страшны проблемы радиационной стойкости. Непрерывный отбор и очистка части соли от продуктов распада (в т.ч. нейтронных ядов) позволяет поддерживать высочайший уровень воспроизводства топлива и автоматически формирует замкнутый ядерный топливный цикл прямо на станции. Реактор может быть легко заглушен, например сливом активной зоны в ловушку, где она не будет критичной. Причем сливную магистраль можно заткнуть на время нормальной работой подмораживаемой пробкой из топливной смеси, т.е. в случае потери контроля остановка и локализация АЗ произойдет автоматически. Тепло в таком типе реакторов должно отводится через теплообменники размещенные в корпусе реактора (интегральный тип).




Кроме того ЖСР является наиболее удобным (наряду с тяжеловодными) для вовлечения в топливный цикл тория.




Как обычно, преимущества одновременно являются недостатками. Отсутствие одного из барьеров по распространению радиоактивности (оболочек твэлов) вызывает вопросы у атомнадзоров. Постоянное присутствие буквально всей таблицы Менделеева в расплаве вызывает большие проблемы с коррозионной стойкостью корпуса реактора. Наличие большого радиохимического завода рядом с реактором кроме опять же радиофобских вопросов рождает еще и проблемы с нераспространением ядерных материалов. Ведь ЖСР является производителем не просто оружейного - но лучше чем оружейного плутония в весьма ощутимых масштабах. Фактически на такой АЭС можно будет выпускать оружейного материала на десятки ядерных бомб в год.




В 20 веке два небольших жидкосолевых реактора работали в США - Aircraft Reactor Experiment (ARE) и Molten Salt Reactor Experiment (MSRE), причем только второй из них был успешен, и как считается, был закрыт в 1976 в пользу гораздо более успешных (и в чем-то более простых) быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.


Реактор MSRE. Здесь 1 - реактор, 2 - теплообменник 1-2 контуров, 3,6 - цикруляционные насосы, 7,8,9 - система отвода тепла от реактора в воздух, 10,11 - сливные баки расплава соли, 13 - намораживаемая пробка для аварийного слива соли

Сегодня, несмотря на регулярно возникающий интерес к этому "идеальному ядерному реактору", нет ни одного поддержанного финансированием проекта по строительство хотя бы исследовательской установки. Разрабатываются только "бумажные" реакторы, например MOSART или MSFR или проекты стартапов. Однако потенциальная перспективность заставляет проводить разнообразные поддерживающие исследования (например по коррозионной стойкости) в надежде, что когда-нибудь прогресс в других областях (например в материалах) даст толчок развитию ЖСР.