Четверте покоління

Ядерна влада заслужено вважається однією з найбільш консервативних галузей промисловості, що досягають вершини шляху на S-curve. За останні 25 років зовнішній спостерігач не помітив зміни ключової технології – однакові паливні агрегати, які нагрівають або кип'ятити воду, перетворюючи тепло в електрику. Все більш дивно - це те, що ядерна енергія бачить своє майбутнє в 6 революційних концепціях, кожен з яких пересуває парадигм ядерної енергії в одному напрямку або іншому напрямку.




Солярний реактор Molten, 70e

Також важливо, щоб всі ці поняття виникали не сьогодні, але на світ атомної галузі і втратили в змаганнях за звання галузевого стандарту для реакторів тиску води (PWR в Західній термінології або BBER в домашніх умовах). Однак, як і з електричними автомобілями, поступове накопичення кількості технологій може принести забуті героїні назад до світанку атомного віку.

Четверте покоління
Розвиток ядерної енергії з початку ділиться на 3,5 нерівномірних поколінь, де перший був відзначений десятками різних концепцій, іноді дуже дивний в сучасному вигляді (наприклад, британські Magnox реактори з графітовим модератором і циркуляцією стисненого вуглекислого газу як охолоджувача), другий – два найважчих ДТП в історії енергії, а третій і третій плюс – презервативність інноваторів над інженерами. На сьогоднішній день дива і ентузіазм атомного віку заміняв епоху, коли поліпшення продуктивності атомних електростанцій на 2-3 відсотків є революційним досягненням, широко обговорюється в профільному пресі.

Четверте покоління має бути виходом з накладу, в якому з’являється ядерна енергетика. Для цього необхідно вирішити кілька суперечливих завдань одночасно - не втратити безпеку реактора, покращувати або принаймні не погіршувати його економіку, а також вирішувати проблему переходу від використання 235U до 238U.



6 концептів, обраних міжнародною організацією Generation IV International Forum, намагаються вирішити ці проблеми з різними кутами. Якими з них стануть (і стануть) основи розвитку атомної галузі в 21 столітті слід визначити дослідження наступних 15 років.

Швидкий реактор натрію

Цей тип реактора різко виділяється від всієї «пари» з її переробкою і навіть деяким побутом. Ключовою особливістю даного реактора є швидкий нейтронний спектр, що дозволяє закрити цикл ядерного палива. Тим не менш, це не надається безкоштовно, а два найскладніші в такому реакторі є пожежно-хазардним натрієм і пошкодження конструкцій активного зони швидкою нейтронами. Проте, у 60-х роках, на час народження ядерної енергії, швидкий натрій бачив максимально простий спосіб закрити паливний цикл. І CNTC, в свою чергу, здавалося б, для будівництва тисяч реакторів, які просто не мають достатніх запасів 235 ізотопів урану.



Найбільший «дозатор» і потужний представник оперативних реакторів натрію є BN-800.

В результаті реактори ВН приймали найдовший шлях (20 коли-небудь побудованих і керованих) з перших прототипів рослин для повноцінних електростанцій – Фенікс і Суперфенікс у Франції, ВН-600 в СРСР і ВН-800 в Росії. На початку 80-х років здавалося досить очевидним, що до 2020 року світ матиме сотні і тисячі гігаватів швидкого реактора натрію. Однак різкий уповільнення зростання ядерної енергії та різних обставин, таких як прихід Зелень до влади у Франції або краху Радянського Союзу, перерву цей підйом. У Франції, по дорозі, з 1995 по 1998 рік, всі елементи ЗНТК функціонують - породжувач на плютонію, СНФ-переробний завод і завод для виготовлення свіжого палива.




Пристрої та характеристики французька Super Phenix

Сьогодні швидко реактори натрію з оксидом або щільним паливом з суміші U238 і Pu239 заморожують крок від запуску, щоб замінити водяно-пресуровані реактори, і досить широко включено (5-10 одиниць в перспективі 10-15 років і до основи енергії в 30-50 років) в планах розвитку атомної енергії в чотирьох країнах, які фактично розвиваються - Індія, Китай, Росія та Південна Корея.



Реакторний номер індійського натрію BR FBR

Основні установки в цій області сьогодні є BN-600, BN-800 в Росії, заплановані MBIR в нашій країні, а пілотні станції PFBR в Індії, ASTRID у Франції.

Швидкий реактор

На відміну від попереднього, реактори з охолоджувачем, виготовленим з мольтенового свинцю, існують тільки на папері. Цей тип винайдений в спробі подолати проблеми ВН - пожежна небезпека натрію (і пов'язані технічні ускладнення - див. більше в статті про "БРЕСТ"), кипіння натрію в АЗ при ДТП і пов'язана небезпека прискорення реактора при миттєвих нейтронах. Ще однією перевагою свинцю є затримка в охолоджувачі особливо неприємних волейних виробів з уранової фібри - йоду і кесію і зневоднення від гамма випромінювання ядерного палива.



Brest-OD-300 - це найсучасніший проект реактора в світі

Звичайно, свинець має недоліки. Найголовніше - висока точка плавлення (327 С), що означає велику турботу про те, щоб зберегти охолоджуючого засобу в молотному стані. Також є проблеми свинцевої корозії сталі, поганої сумісності з оксидом (найширше) паливом, а в цілому ми можемо говорити про низьку розробку даного типу реакторів. Цікаво, на основі ідеї еволюції порід натрію в СРСР, досить революційного Проект Бреста був народився, оптимальним для повільного розвитку ядерної енергії. Крім свинцю, ключ в ньому є ідеєю зарядки фисайлового матеріалу один раз - на старті, а потім подачі виключно U238.

97721064

колаж фото розвитку і розвитку елементів БРЕСТ-ОД-300. Така робота займає тисячі людей і витрати мільярдів рублів.

Інколи до свинцевого когорту додають свинцеві реактори. Додавання бісмуту до охолоджуючого засобу зменшує точку плавлення до значень «сіоду» - близько 100 С. Реактори з таким охолоджувачем були послідовно встановлені на проект 705 підводних човнів, але неможливо перенести одну технологію на інший.



реактор ALFRED з провідним охолоджувачем є меншим і простим проектом BREST, але також менш технічним ризиком.

BREST, разом з європейськими проектами ALFRED сьогодні є єдиним «живим» лідером проектів, які мають фінансування і ймовірність будівництва. Крім того, є бельгійський реактор MYRHA з провідним охолоджувачем, але це екзотична і унікальна система ADS, де нейтронний потік, необхідний для роботи на потужності, буде створений джерелом акселератора. Однак реальні переваги і недоліки свинцевих реакторів проти натрієвого натрію навряд чи будуть розумітися до 2030 року.

р.

ALFRED планується будівництво в 20-х роках.

Газогенерований швидкий реактор

На сьогоднішній день газоподібні охолоджуючі реактори є китайська розробка німецького відділення HTR. Вони мають такий збалансований набір плюсів і мінусів, що ядерна промисловість не бачить потенціал розвитку в них, крім одного, що обговорюється нижче. Газові реактори майбутнього повинні бути різними - селекціонери з швидким нейтронним спектром (який, до речі, дуже нетривалий для активної зони з гелієм - прекрасним нейтронним модератором), охолодженим інерційним гелієм, і генеруючи електрику на газотурбіні.



Монтаж корпусу нового китайського газового реактора 25.03.2016

Сьогодні реактори газозварювальні не отримали багато розвитку для різних причин, головне з яких полягає в тому, що в разі аварії типу LOCA (збиток трубопроводів з втратою витоку реактором), немає нічого охолодження ядра. До чогось справляється з цим, нагрівають в разі аварії через стіни, а розмір АЗ перекривають десятки разів у порівнянні з реакторами з водяним охолодженням. У четвертому генеруванні ця проблема повинна бути вирішена, і якщо її можна зробити, «газ швидко» може грати з абсолютно новими кольорами, з дуже високою ефективністю.

р.

р.



Проектний образ ГТ-МГР з газотурбіною, сам газотурбінний генератор і характеристики реакторного заводу. Без парогенераторів.

Цей одноконтурний високотемпературний підхід, разом з абсолютно різним типом палива (замість високотехнологічного інженерного продукту, який працює як паливо в PWR / BWR / VVER, щось схоже, ліплять мільйони графітових цегли або кульок з уранових частинок всередині) теоретично дозволяє отримати дуже дешеву ядерну енергію. До сих пір вона далеко від цього - це буде просто породівник з гелієм охолоджувачем і високою температурою.
Важливою перевагою газо реакторів є інерційність і неактивність гелію, що використовується як охолоджуюча речовина. Знизу є значна енергетична вартість перекачування гелю через ядро.

р.

ALEGRO швидкий газозварений реактор

27905131

І перспективний потужний газозварений швидкий реактор GFR. Буде цікаво зрозуміти, як вони збираються охолоджувати паливо при відкритті реактора. . й

На сьогоднішній день єдиним активним проектом в цій області є європейський невеликий науково-дослідний реактор AllEGRO, з тепловою потужністю 75 мегаватів, за допомогою плютонічного палива. Його завдання - вивчити питання, що стоять дизайнерами великого (2400 мегаватів теплової) перспективного європейського газогенератора GFR. Одним з найскладніших є висока температура палива і гелію. Ми також можемо відзначити вітчизняний проект GT-MGR, один раз розроблений як альтернатива BN-800.



І трохи більше виробництва китайського HTR-PM. Парогенератор додає до корпусу реактора.

Проте, високотемпературний конкурс на газозварені реактори – газозварені реактори, що існують сьогодні.

Високотемпературний газогенератор

молодший брат Концепції 3, основним завданням якого є джерело ядерного тепла для хімічної та металургійної промисловості. Для цього виснаження гелію з реактора необхідно нагріти до 900 градусів Цельсій. Цей напрямок був включений до переліку перспективних в основному через перерахування відсотків в водневої енергії в 90-х, коли такі рослини повинні були випускати водню (багато водню!) з води в пірохімічній формі.



Орієнтовна станція виробництва водню HGTR. Гідроген також може знадобитися в майбутньому як акумулятор для відновлювальних систем.

Головною відмінністю від попередньої концепції є те, що заради високої температури ВТГР відмовиться від розведення палива і ЗНТК. Технічна основа для даного типу є діючими газозварені реактори з заправкою кульки (ТРІСО) або псиматичним паливом. Японський науково-дослідний реактор HTTR, зокрема, вже отримав гелію температуру 850 С.



Мікросфери Урану дисперговані в графітових блоках - один з варіантів палива для газозварених реакторів

Однак, не дуже великі труднощі (проти фону інших учасників) з виконанням не роблять VTGR улюбленим - разом із захоплюючим інтересом до водневої енергії, зникненням інвестицій в ядерні джерела тепла. Сьогодні єдиними, які розвиваючі цей напрямок є китайці, які будують перший пілот-промисловий підрозділ HTR-PM і мають великі плани для розвитку цього напрямку. Однак, можливо, коли вугілля стає занадто дорогим або незручним для виробництва промислового тепла, ми побачимо підйом VTGR.

Одиночний реактор на надкритій воді

На тисках вище 225 атмосфери і температури вище 374 градусів, вода перестає кип'ятити і перетворюється в щось між рідиною і парою. Якщо ми беремо і намагаємось «прискорити» звичайний PWR / VVER до таких параметрів теплоносія, ми можемо отримати безліч незвичайних переваг.

• найбільш очевидний - ефективність установки збільшиться від 33% до 42-43%
• Потужність збільшить 1,5 рази при однакових розмірах і вартості реактора.
• менш очевидним - за рахунок високої теплоємності отриманого охолоджуючого засобу, можна збільшити співвідношення кількості урану до води в ядрі і отримати реактор з проміжним нейтронним спектром з коефіцієнтом відтворення палива в АЗ 0,8-1, тобто практично закрити ядерний цикл палива.
• через відсутність кипіння в АЗ, набагато простіше зробити одноколісний реакторний завод - як в "бойлерах" BWR, що додатково зменшує кількість обладнання, необхідних для виробництва повноцінної атомної електростанції.

У структурному режимі такі реактори мало відрізняються від звичайного ВВЕР, всі тонкощі в оформленні палива.

Крім того, в тепловій електроенергетики існує великий досвід створення парових енергоблоків на надкритих парах, тобто не виникнуть проблеми при створенні газотурбіни gigawatt для гідроізольованих реакторів. Великий досвід сучасної атомної енергетики в розвитку PWR / VVER грає в руки.





Паливо для таких реакторів має порожнини і канали для рухомих елементів, які змінюють декларацію нейтронів - спектральне регулювання реактора.

Головною перешкодою на шляху до реалізації цього напрямку є агресивність пари при тиску 250 атмосфери і температури 560 градусів (що планується досягти в проектах ORSV), що означає велику кількість розвитку нових матеріалів і споруд. Також важко створити корпус реактора для таких параметрів, незважаючи на те, що швидкі реактори з металевими охолоджувачами обіцяють 43% ефективність.

8141497

американці також чекають, що багаторазово пропускають охолоджуючий засіб через активну зону.

Сьогодні головними дослідженнями на тему ODRs є в Росії та Японії та США, де були створені проекти VVER-SKD (це велика стаття тут) і японська SCFR і RMWR і американський HPLWR.

Рідкий сонячний реактор

Поклоніння ядерної енергії, місце поклоніння для всіх розробників реакторів. Неоднорідна мольтенова суміш фторидів фторидів фториду берію / флуотонію / фтору торію утворює рідку активну зону, яка не боїться проблем радіаційної стійкості. Безперервний підбір і очищення частини солі від продуктів розпаду (включаючи нейтронні отрути) дозволяє підтримувати високий рівень відтворення палива і автоматично формує закритий ядерний цикл палива прямо на станції. реактор може бути легко замочений, наприклад, зливаючи ядро в пастку, де він не критичний. Крім того, дренажна лінія може бути заглушена в той час як при нормальній роботі за допомогою заморожувача з паливної суміші, тобто при втраті контролю, зупинки і локалізації АЗ буде відбуватися автоматично. Тепло в даному типі реактора необхідно видалити через теплообмінники, розміщені в корпусі реактора (інтегральний тип).



Європейські проекти КСВ. Де інші проекти мають найбільш складну механіку активної зони, JSR має буддійську недійсну.

Крім того, HSR – найзручніший (не з важкою водою) для участі в паливному циклі торію.



Для використання різних стартапів пропонуються серйозні хлопці від Gen 4 IF, рідко-сольові реактори.

Як правило, переваги також недоліки. Відсутність одного з бар’єрів до поширення радіоактивності (черепки веталень) викликає питання серед ядерних наглядів. Постійна присутність всього Менделєєва таблиці в розплаві викликає великі проблеми з корозійною стійкістю корпусу реактора. Наявність великого радіохімічного заводу біля реактора, крім радіофобних питань, також створює проблеми з непроліферацією ядерних матеріалів. Після того, як ДЖСР не тільки виробник зброї-градуючого плютонію, але краще, ніж броньований плютоній на дуже відчутному масштабі. По суті, така атомна електростанція зможе виготовити матеріал для десятки ядерних бомб на рік.



Ще один JSR від запуску Transатом Power. Частота рекурсу до рідинно-сольових установок у стартапах є тривожною.

У 20-му столітті два малих рідко-сольові реактори, що працюють у Сполучених Штатах, експеримент авіаперетворювача (ARE) та експерименту з реактора Molten Salt (MSRE), тільки другий з яких був успішним, і вважається, що було вимкнено в 1976 році на користь набагато більш успішним (і дещо простіше) швидкими реакторами натрієвого охолодження. (Все англійською мовою про MSRE)



реактор MSRE. Ось, 1 - реактор, 2 - теплообмінник 1-2 контурів, 3.6 - це циркуляційний насос, 7.8.9 - це система для зняття тепла від реактора в повітря, 10.11 - дренажний бак для плавлення солі, 13 - морозильник для аварійного зливу солі.

Сьогодні, незважаючи на повторюваний інтерес до цього «ефективного ядерного реактора», не існує єдиного фінансового дослідницького об’єкту. Розробляється лише паперові реактори, такі як MOSART або MSFR або стартап-проекти. Тим не менш, потенційна обіцянка призвела до різноманітних допоміжних досліджень (наприклад, на корозійній стійкості) в надії, що на деякий час прогресу в інших областях (наприклад, в матеріалах) дасть поштовх розвитку ХСР.

Висновок

Якщо знову був сильний інтерес до ядерної енергії в світі, то промисловість здатна вирішувати багато проблем сталого енергопостачання до цивілізації. Тим не менш, в середовищі, де всі бункери отримують з відновлюваного джерела, швидше за все, згідно з найбільш перспективними концепціями реактора, ми побачимо тільки експериментальні рослини і їх повільний розвиток.

Джерело: geektimes.ru/post/274064/