Ядерные технологии: когда будущее стучится в дверь
Компактные ядерные установки: потенциал огромен
Реакторы значительной мощности, например ВВЭР-1200, вряд ли пойдут для локализации в небольших странах, либо в местностях, где потребители не имеют достаточной нагрузки. ВВЭР-реакторы меньшей мощности имеют большую стоимость на единицу мощности. Хороший спрос на рынке будут иметь компактные реакторы небольших мощностей, которые имели бы хорошие экономические показатели и возводились бы быстро и легко (например, при серийном производстве).
Согласно определению (МАГАТЭ), к малым реакторам относятся реакторы, имеющие мощность до 300 МВт и состоящие из модулей, которые перед доставкой и монтажом на площадке изготавливаются на заводе. Среди них – малые модульные реакторы (ММР).
Сейчас в мире насчитывается уже более 70 проектов компактных, многоцелевых реакторов самых разных типов и конструкций. По оценкам Национальной ядерной лаборатории Великобритании, объем мирового рынка ММР к 2035 году может составить 65−85 ГВт и оценивается в £250−400 млрд (300−500 млрд долларов).
ММР можно будет строить, чтобы подавать электроэнергию в удаленные районы развивающегося мира, на Крайнем Севере, в пустыне. На их базе можно строить заводы, нефтяные платформы, армейские базы, обеспечивать снабжение рудников.
ПАТЭС – «плавучая» АЭС
И здесь Росатом имеет перспективные разработки – плавучие атомные теплоэлектростанции (ПАТЭС). Первая АЭС такого типа «Академик Ломоносов» была пущена в 2020 году в порту города Певек (Чаунский район, Чукотского автономного округа) и в будущем заменит Билибинскую АЭС. Станция состоит из плавучего энергетического блока (ПЭБ), береговой площадки с сооружениями, а также гидротехнических сооружений, обеспечивающих безопасную стоянку ПЭБ в акватории.
Проект реализовывался с 2007 года. На номинальном режиме «Академик Ломоносов» выдает на берег 60 МВт электроэнергии и 50 Гкал/ч тепла. Дополнительной функцией ПАТЭС является опреснение морской воды – от 40 до 240 тысяч кубометров пресной воды в сутки.
РИТМ-200
РИТМ-200 – российский водо-водяной ядерный реактор, разрабатываемый ОКБМ им. Африкантова, выполнен по двухконтурной схеме. Предназначен для установки на атомных ледоколах, плавучих атомных электростанциях производства «ЗиО-Подольск» и атомных станциях малой мощности. Первая энергетическая установка с двумя реакторами для первого атомного ледокола проекта 22220 типа «Арктика» (ЛК-60Я) была поставлена в 2016 году. Ледокол сдан в 2020 году.
РИТМ-200
Разработки США
Модульный реактор компании NuScale
Комиссия по ядерному регулированию (NRC) США сообщила о завершении процесса сертификации первого ядерного реактора, разработанного частной компанией NuScale. Ректор модульный, что позволяет собирать из них блоки. Производство идет конвейерным методом на фабрике, откуда полностью готовый к работе реактор доставляется заказчику на место эксплуатации.
Созданы две версии модульного мини-реактора, мощностью 50 МВт и 60 МВт. Обе установки имеют стальной корпус размерами 23 метра в длину и 4,5 метра в ширину. Сертификацию проходит первая версия в конфигурации из 12 модулей, дающих в сумме приблизительно 600 МВт электричества. Такой модуль способен вырабатывать из воды почти 50 тонн водородного топлива в день.
Модульный реактор компании NuScale
Микрореактор eVinci
Другой проект – микрореактор eVinci компании Westinghouse.
Мощность eVinci варьируется в пределах 200 кВт и 15 МВт. В качестве топлива планируют использовать таблетки с ураном, обогащенным до 19,75 %. Топливная кампания – 10 лет, затем реактор отправляется к производителю для перегрузки.
Westinghouse рассчитывает построить первый eVinci в 2024 году.
Китай
Реактор ACP-100 (Longxing) – проект, разрабатываемый китайской корпорацией CNNC.
Интегральный модульный водо-водяной реактор под давлением, проектируемый на существующих технологиях PWR, использующий пассивные системы безопасности. Электрическая мощность порядка 100 МВт, срок службы составляет 60 лет, частичная перегрузка производится раз в два года.
Аргентина
Среди других проектов ММР на завершающих этапах сооружения находятся реактор CAREM мощностью 30 МВт (эл.) в Аргентине.
Реактор CAREM-25 (Central Argentina de Elementos Modulares) – модульный демонстрационный реактор малой мощности. Корпус реактора CAREM диаметром 3,2 метра и высотой 11 метров изготовлен аргентинской компанией IMPSA. В нем располагаются 12 вертикальных парогенераторов, производящих перегретый пар.
Топливная кампания – 510 эфф. суток при пятидесятипроцентной перегрузке активной зоны.
Атомные микроэлектростанции (МР)
По данным IAEA – МР представляют сверхкомпактные АЭС, которые могут быть сразу собраны на заводе и доставлены на место одним грузовиком.
Такие станции должны иметь саморегулирующиеся пассивные системы безопасности, не требующие большого количества обслуживающего персонала. Их можно не привязывать к электрической сети, перевозить с места на место и использовать в разных условиях.
Мощность – около 10 МВт (эл.) при минимальном сроке загрузки топлива 10 или более лет в круглосуточном и непрерывном режиме обеспечивает электроэнергией более 5 000 домов.
В настоящее время частными компаниями и исследовательскими группами в разных странах мира ведется разработка более десятка проектов МР.
Россия: проекты микрореакторов
Проект «Шельф-М»
Росатом планирует построить первый в мире 10-мегаваттный микрореактор «Шельф-М» на Чукотке к 2030 году. Разработку «Шельфа» ведет НИКИЭТ.
Проект СВЕТ-М
«Гидропресс» разрабатывает реактор четвертого поколения для АЭС малой мощности (АСММ) «СВЕТ-М» (Свинцово-висмутовый реактор с естественной циркуляцией теплоносителя – модульный).
По словам начальника отдела «Гидропресса» Сергея Лякишева, разрабатываются варианты в широком диапазоне электрической мощности: от 1 до 50 МВт. Наиболее проработана конструкция на 10 МВт.
Высота реактора – около 5 м, что позволяет доставить реактор любым видом транспорта. Теплоноситель – эвтектический сплав свинца с висмутом. Корпус – моноблок, в котором расположены и активная зона, и парогенераторы. В корпус поступает вода, а выходит перегретый пар. Реактор работает на естественной циркуляции, в первом контуре нет насосов. Корпус не нагружен давлением и имеет пассивное охлаждение активной зоны.
Сплав свинец-висмут находится в корпусе реактора при атмосферном давлении, он химически не взаимодействует ни с атмосферным воздухом, ни с водой.
СВЕТ-М относится к реакторам четвертого поколения безопасности.
Реактор «Аврора» (США)
Одним из близящихся к завершению проектов является реактор с быстрым спектром нейтронов «Аврора» мощностью 1,5 МВт (эл.), который разрабатывается компанией «Окло».
Реактор сконструирован по принципу функционирования и саморегулирования преимущественно за счет естественных физических процессов, что подразумевает использование в нем – в целях повышения безопасности – очень малого количества движущихся элементов. В нем будет использоваться переработанное топливо с высоким содержанием низкообогащенного урана (HALEU), а АЭС сможет работать десятилетиями без необходимости перегрузки топлива.
Есть еще одно специфическое направление АЭ – для военных нужд. Данное направление отражено в материале на ВО: «Вариант для военных: атомные станции малой мощности».
Проблемы обычного (открытого) ядерного топливного цикла: дефицит урана-235
Большинство нынешних АЭС работает на тепловых (или медленных) нейтронах, использующих в качестве теплоносителя воду.
В качестве топлива применяется более редкий в природе уран-235 (менее 1 %), который делится под действием тепловых нейтронов. Более распространённый уран-238 не может поддерживать цепную реакцию из-за того, что при его делении с каждым поколением нейтронов будет появляться меньше, чем в прошлом: реакция затухнет.
Схема обычного открытого ядерного цикла приведена на следующем рисунке:
Сейчас в мире существует дефицит добываемого урана. По данным «Красной книги – 2020» (Red Book, издание ядерного энергетического агентства – NEA – и МАГАТЭ), на 1 января 2019 года добыча урана из рудников обеспечивала 90 % потребностей мировой атомной энергетики. В 2021 году было добыто 48,3 тыс. тонн урана при потребности действующих АЭС в 62,4 тыс. тонн (77,4 %).
Дефицит покрывается ураном из запасов государства и компаний, за счет переработки отработавшего ядерного топлива; низкообогащенного урана, произведенного разбавлением высокообогащенного, а также урана из дообогащенных хвостов обогащения. Урановые хвосты – обеднённый гексафторид урана – побочный продукт переработки гексафторида урана в обогащённый уран.
Использовавшая ранее газодиффузионная технология выделения урана 235 была менее эффективной по сравнению с современной газоцентрифужной. Поэтому в урановых хвостах оставалось до половины его природного объема.
По оценкам МАГАТЭ, к 2040 году в зависимости от темпов развития ядерной энергетики мировые потребности в уране могут составить от 56 640 тонн урана в год в сценарии низкого спроса до 100 224 тонн урана в год в сценарии высокого спроса.
По состоянию на 1 января 2019 года разведанные запасы урана во всем мире составляют 8 070 400 тонн. Вывод: в обозримой перспективе мировых запасов урана для развития мировой АЭ будет достаточно.
Вместе с тем сейчас возрождение атомной энергетики натолкнулось на проблему локального дефицита урана. В 2023 году цены на уран подскочили на 30 % примерно до 62 доллара за фунт, что сделало уран привлекательным активом. Как пишет profinance.ru:
«Дефицит урана возник на глобальном уровне, но он особенно заметен в западных странах»,
«Сейчас рынок снова нуждается в увеличении производства, но это не удастся сделать быстро и легко».
Переработка отходов и смешанное урано-плутониевое топливо (MOX-топливо)
Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) накапливается в особых хранилищах десятилетиями и перерабатывается лишь частично.
Переработку отработавшего топлива (РАО) в промышленных масштабах ведут всего лишь несколько стран в мире – Россия, Франция, Великобритания, Индия, ряд государств осваивакт эти технологии.
Завод «Маяк» по переработке ОЯТ (Россия)
Основная задача атомной энергетики – использовать в топливном цикле уран‑238, составляющий более 99 % природного урана, через получение из него плутония.
Для этого предназначены реакторы на быстрых нейтронах, где, кроме урана-235, можно использовать и уран-238, который при делении превращается в делящийся изотоп плутония, подходящий в качестве топлива и для тепловых, и для быстрых реакторов. Но таких реакторов в мире немного (см. ниже).
Схема образования плутония 239 из урана 238
Другой путь использования урана-238 – МОКС-топливо (Mixed-Oxide fuel), в котором уже не используется дефицитный уран-235. Оно состоит из смеси несколько видов оксидов делящихся материалов, в основном – смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обеднённого урана – (U, Pu) O2. Содержание PuO2 может варьироваться от 1,5 мас. % до 25–30 мас. % в зависимости от типа ядерного реактора.
Сырьём для производства таблеток МОКС-топлива является диоксид плутония, получаемый при переработке ОЯТ (облученное ядерное топливо), и оксид урана-238, вырабатываемый из вторичных «хвостов» обогатительного производства.
МОКС может применяться как дополнительное топливо для обычных легководных реакторов на тепловых нейтронах, но более эффективно его использование в реакторах на быстрых нейтронах (БН), в которых Россия имеет неоспоримое лидерство.
МОКС обеспечивает «сжигание» плутония и отходов ОЯТ, использование ядерных отходов и расширения топливной базы (экономии урановой руды).
В сентябре 2022 года Росатом испытал инновационное МОКС-топливо на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 с выходом на 100-процентную мощность.
В конце 2022 года на Сибирском химическом комбинате в Северске (АО «СХК») изготовлены и прошли приемку экспериментальные тепловыделяющие сборки для реактора БН-600 с твэлами типа БН-1200. ТВЭЛ содержат смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо), в 2023 году планируется их испытание на реакторе БН-600 на Белоярской АЭС.
Франция, чтобы ограничить накопление отходов, использует переработку отработанного топлива и получает MOX-ТВС, но это топливо значительно дороже , чем сделанное из обогащенного природного урана.
Завод по переработке ОЯТ, Франция
Развитие технологии водо-водяных реакторов: «ВВЭР-С» и ВВЭР-СКД (Росатом)
Среди недостатков АЭС – более низкий КПД. Для проекта ВВЭР-1200 КПД – 36 % (проект АЭС-2006). При этом французский EPR-1600 (European Pressurized Reactor) имеет КПД – 37 %, а китайский реактор 4-го поколения SHIDAO BAY (см. ниже) – 44 %.
Как пишет atomicexpert:
«КПД современных ядерных установок можно повысить до 45 % путем перехода на водяной теплоноситель сверхкритических параметров либо на применение натриевого, свинец-висмутового, свинцового, газового теплоносителя первого контура, с разогревом до сверхкритических параметров воды во втором контуре… преимущества воды перед остальными теплоносителями известны, и, следовательно, заманчива перспектива развития именно водного реактора».
Росатом разрабатывает новые проекты ВВЭР:
1. «ВВЭР-С» – реактор со спектральным регулированием (разработка ОКБ «Гидропресс»). Потери нейтронов в воде в сильной степени определяются отношением объема, занимаемого водой, к объему, занимаемому ураном, которое называется водно-урановым отношением. Спектральное регулирование (СР) – это отказ от жидкостного борного регулирования и управление реактором за счет изменения водно-уранового соотношения в активной зоне путем введения туда и выведения из нее вытеснителей по ходу топливной кампании.
СР позволяет в начале кампании создать более жесткий спектр нейтронов и потратить нейтроны, которые в обычных ВВЭР поглощаются, на наработку новых делящихся материалов. В ВВЭР-С избыточные нейтроны вместо поглощения в борной кислоте поглощаются на уране-238, в результате получается плутоний, который используется как новое топливо, что является шагом к созданию «замкнутого цикла». По мере выгорания активной зоны вытеснители извлекаются, вытесняются водой. В конце топливной кампании ВВЭР-С работает уже как обычный ВВЭР.
ВВЭР-С могут работать – как в открытом, так и в замкнутом топливном циклах. Сейчас в легководные реакторы в активную зону можно загрузить не более 50 % МОКС-топлива. СР позволяет загрузить в легководный реактор активную зону, полностью состоящую из МОКС-топлива.
Первый в мире ВВЭР-С построят в России за полярным кругом недалеко от действующей Кольской АЭС к 2035 г. Такая технология позволяет сократить стоимость строительства атомных электростанций на 15 %, а потребление топлива – на 30 %. Реактор можно полностью загрузить МОКС-топливом.
2. Не менее амбициозный проект – создание ВВЭР со сверхкритическими параметрами давления теплоносителя в первом контуре – это ВВЭР-СКД, отнесенные к реакторам 4-го поколения.
Среди преимуществ: более высокий коэффициент выгорания, оптимизация расхода природного урана; увеличение КПД до 44−45 %; увеличение подогрева в активной зоне от 280 до 540 °C и, как следствие – уменьшение расхода теплоносителя; сокращение удельных капитальных затрат на сооружение энергоблока.
Основная проблема – найти подходящие материалы и технические решения. Реактор можно также полностью загрузить МОКС-топливом. Предусматривается создание СКД-реактора малой мощности. Ввиду ограниченности объема, обзор по атомной программе России сделан в отдельном материале.
Двухкомпонентная ядерная энергетика с замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ)
Согласно концепции Росатома, двухкомпонентная ядерная энергетика, объединенная замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ), обеспечит кардинальное решение двух основных проблем АЭ: обращение с ОЯТ, радиоактивными отходами (РАО) и повышение эффективности использования природного урана.
Для решения этой задачи Росатом планирует создать энергетический комплекс из двух типов реакторов: водо-водяного со спектральным регулированием (ВВЭР-С) и на быстрых нейтронах (БН): опытно-демонстрационного (БРЕСТ-ОД‑300) и энергетического (разрабатываются два варианта: БН‑1200М с натриевым теплоносителем и БР‑1200 со свинцовым).
Использование ВВЭР-С обеспечит экономию природного урана при работе АЭС, а реакторы на БН позволят эффективно использовать ОЯТ, перерабатывать его и изготавливать новое топливо (МОКС, СНУП).
Задачу создания ЗЯТЦ решают наши проекты реакторов на быстрых нейтронах на Белоярской АЭС и проект «Прорыв», соединяющий реакторы двух типов на тепловых и быстрых нейтронах (БН) в одном энергетическом комплексе.
Проект «Прорыв»
На базе Сибирского химического комбината возводится Опытно-демонстрационный энергокомплекс, где построят завод по фабрикации и переработке топлива и уникальный инновационный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Также разрабатывается натриевый реактор на быстрых нейтронах БН-1200.
Но все эти проекты требуют разработки новых крайне сложных, технических и конструкторских решений.
Замкнутый топливный цикл – ЗЯТЦ (идеалы и реальность)
Организовать воспроизводство ядерного топлива в ЗЯТЦ можно только в реакторе на быстрых нейтронах, где можно использовать уран-238.
Если в активную зону реактора загрузить плутоний-239 и окружить его зоной воспроизводства из урана-238, то при захвате нейтронов, летящих из активной зоны, уран-238 превращается в «новый» плутоний-239.
Схема воспроизводства плутония- 239 из урана-238 в реакторах на БН, Источник: proatom.ru
Но здесь не все так просто.
Вода, которая используется в качестве теплоносителя в обычных реакторах здесь не подходит – так как замедляет нейтроны, а нужны быстрые частицы.
Веществом, которое было бы жидким при температурах, существующих в реакторе, не поглощало бы и не замедляло нейтроны, может быть жидкий натрий, который обычно используется в реакторах на БН в качестве теплоносителя. Но использование натрия сильно усложняет технологии, делает строительство более дорогим, при этом возникает проблема распространения ядерного оружия из-за наработки плутония.
Чтобы замкнуть цикл, необходим процесс переработки и изготовления новых тепловыделяющих сборок из высокорадиоактивных отработанных, что достаточно дорого и сложно (требует дистанционной, автоматизированной и специализированной переработки).
По мнению ряда экспертов (профессор И. Н. Острецов, С. В. Коровкин, АО «Атомэнергопроект» и пр.), у этой схемы есть ряд сложностей. Чтобы получить плутоний, в исходной сборке он также необходим в значительных количествах, при этом скорость «генерации» нового плутония достаточно низка. Следовательно, наработка плутония ограничена его запасами, которые можно получить либо из переработки отработанного ядерного топлива, либо из оружейных запасов.
Из-за сложностей, почти везде, где строились реакторы-размножители (бридеры), их либо закрыли, либо не стали строить.
Россия – единственная в мире страна, в которой работают сразу два промышленных реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – это реакторы БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. Однако эксплуатация этих станций из-за упомянутых технических сложностей была далеко не простой.
Кроме того, разрабатывается инновационный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.
Так зачем все это?
Россия может создать такой реактор, отработав инновационные технологии и опередив многие страны, однако не факт, что он сможет стать массовым.
Впрочем, по этому же пути «отработки инноваций» идет и Китай.
АЭС «Сяпу»
АЭС «Сяпу» – это атомная электростанция, которая строится в округе Сяпу, провинция Фуцзянь, Китай, на острове Чанбяо, в рамках плана КНР по достижению замкнутого ядерного топливного цикла. Это демонстрационный проект реактора IV поколения Китайской национальной ядерной корпорации (CNNC).
Данная АЭС также известна под названием своего реактора как CFR-600 (China Fast Reactor 600) «Китайский реактор на быстрых нейтронах 600» – это ядерный реактор на БН бассейнового типа с натриевым теплоносителем. Строительство реактора началось в конце 2017 года. Мощность реактора составит 1 500 МВт – тепловая и 600 МВт – электрическая. Топливо будет поставлять ТВЭЛ, дочка Росатома, в соответствии с соглашением, подписанным в 2019 году.
На той же площадке в декабре 2020 года началось строительство реактора CFR-600 мощностью 600 МВт и предлагается построить 4 реактора CAP1000 мощностью 1 000 МВт.
АЭС «Шидаовань» – инновационный реактор 4-го поколения
АЭС «Шидаовань» – новейшая разработка китайской АЭ – должна стать первой в мире АЭС четвертого поколения. В 2021 году к сети был подключен первый энергоблок SHIDAO BAY. На блоке работает сразу два уникальных реактора и одна турбина. Здесь используются газоохлаждаемые реакторы HTR-PM (в нашей классификации ВТГР – высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы) В качестве теплоносителя тут впервые в мире используется гелий, замедлитель – графит.
Топливо – загрузка 245 000 шариков – сферических твэлов диаметром 6 см из графита с вкраплениями керамического уранового топлива, содержащих 7 г топлива, обогащенного до 8,5 %.Топливо способно сохранять радиоактивное содержимое при температурах до 1 620 °C, что выше значений аварийных ситуаций.
Это экспериментальный блок, суммарная мощность турбины, на которую работают два реактора небольшая – 210 МВт. Главное преимущество этой технологии – высокая температура теплоносителя, порядка 750 градусов, что позволяет получить более высокий КПД энергоблока, около 44 %. Блок можно использовать как источник тепла городского отопления, опреснения воды или для производства водорода.
В ноябре 2021 года Китай сообщил о завершении испытания на получение цепной реакции во втором реакторе электростанции «Шидаовань», а в декабре 2022 оба реактора были выведены на полную 240-мегаваттную мощность.
Как заявил Лу Хуа Куан, председатель Института ядерных исследований компании Huaneng:
«Реакторы HTR имеют самые высокие рабочие температуры среди всех существующих типов реакторов, а также являются единственными реакторами, которые могут производить очень высокотемпературное технологическое тепло. В ближайшем будущем реакторы HTR могут быть использованы в качестве нового поколения передовых реакторов и дополнения к атомной энергетике Китая, для малых и средних модульных ядерных энергоблоков».
По его мнению, данные реакторы имеют хороший экспортный потенциал для стран и регионов с дефицитом пресной воды и в страны, где местные энергосистемы не подходят для атомных станций мощностью более 1 000 МВт.
Помимо HTR-PM, Китай предлагает более масштабную версию – HTR-PM600 – с одной турбиной мощностью 650 МВт, приводимой в действие шестью малыми реакторами.
К недостаткам ВТГР, по мнению atomicexpert, следует отнести на порядок больший, чем у легководных реакторов, объем ОЯТ, при этом переработка отработавшего топлива затруднена: не апробированы промышленные технологии отделения замедлителя от кернов и извлечения делящегося вещества. Реактор имеет большой объем облученного графита, способы утилизации которого достаточно сложны.
Общий обзор по состоянию АЭ в мире и ее перспективам приведен в статье на ВО «Фукусима и Чернобыль, ветряки и солнечные батареи? Забудьте: мир ждет ренессанс атомной энергетики».
Ситуация в электроэнергетике в целом и проблемы развития возобновляемых источников энергии (ВИЭ) рассмотрены в статье на ВО «Чистая энергетика» как геостратегия: спасут ли климат ветряки и солнечные батареи».
Информация