Жаңа буын ядролық реакторлар технологиялары

Кіріспе

Жаңа ядролық реактор технологиялары әзірленуде

IV буын (Gen IV) реакторлары – III буын реакторларының ізбасары ретінде қарастырылатын ядролық реакторларды жобалау технологиялары. IV буын халықаралық форумы (GIF) – IV буын реакторларын әзірлеуді үйлестіретін халықаралық ұйым – арнайы VI буын реакторларына үміткер ретінде алты реактор технологиясын таңдады. Таңдалған алты жоба: газбен суытылған жылдам реактор (GFR), қорғасынмен суытылған жылдам реактор (LFR), балқытылған тұз реакторы (MSR), натриймен суытылған жылдам реактор (SFR), сумен суытылған суперкритикалық реактор (SCWR) және өте жоғары температуралы реактор (VHTR). Натрийлі жылдам реактор демонстрациялық нысандарды қолдауға ең көп қаржы бөлінді. Моир мен Теллер балқытылған тұз реакторын, нашар дамыған технологияны, алты модельдің ішіндегі ең жоғары қауіпсіздікке ие деп санайды. Өте жоғары температуралы реакторлардың конструкциясы бұрынғы буынға қарағанда әлдеқайда жоғары температурада жұмыс істейді. Бұл жоғары температурадағы электролизді немесе сутегіні тиімді өндіру үшін күкірт-иод циклын, сондай-ақ көміртегі нейтралды отын синтезін жүзеге асыруға мүмкіндік береді. Ол GEN IV технологиясын дамытуды үйлестіреді. IV буын реакторларының алты түріне қатысты зерттеулерді үйлестіруде және терминнің ауқымы мен мағынасын анықтауда маңызды рөл атқарды. 2021 жылға қарай белсенді мүшелерге: Австралия, Канада, Қытай, Еуропалық атом энергиясы қауымдастығы (Euratom), Франция, Жапония, Ресей, Оңтүстік Африка, Оңтүстік Корея, Швейцария, Ұлыбритания және АҚШ кіреді. Белсенді емес мүшелерге Аргентина мен Бразилия кіреді. Форум 2000 жылдың қаңтарында АҚШ Энергетика министрлігінің (DOE) Ядролық энергия басқармасы тарапынан «төртінші буын ядролық жүйелердің тиімділігі мен өнімділігін тексеруге қажетті зерттеулерді дамытуға және 2030 жылға дейін оларды өнеркәсіптік қолдануға қол жеткізуге бағытталған ынтымақтастыққа негізделген халықаралық бастама ретінде» құрылды. Ол 2001 жылы құрылды, мақсаты 2030 жылға қарай өнеркәсіптік қолдануға дайын болу. 2013 жылдың қарашасында әр форум мүшесінің реакторлардың жобалары мен қызметі туралы қысқаша шолу жарияланды. 2014 жылдың қаңтар айында келесі онжылдыққа арналған ҒЗТ мақсаттарын егжей-тегжейлі көрсететін технологиялық жол картасының жаңартылған нұсқасы жарияланды. 2019 жылдың мамыр айында балқытылған тұз реакторын әзірлейтін канадалық Terrestrial Energy компаниясы GIF-ке қосылған алғашқы жеке компания болды.

Generation IV (Gen IV) reactors are nuclear reactor design technologies that are envisioned as successors of generation III reactors. The Generation IV International Forum (GIF) – an international organization that coordinates the development of generation IV reactors – specifically selected six reactor technologies as candidates for generation IV reactors. The six designs selected were: the gas cooled fast reactor (GFR), the lead cooled fast reactor (LFR), the molten salt reactor (MSR), the sodium cooled fast reactor (SFR), the supercritical water cooled reactor (SCWR) and the very high temperature reactor (VHTR). The sodium fast reactor has received the greatest share of funding that supports demonstration facilities. Moir and Teller consider the molten salt reactor, a less developed technology, as potentially having the greatest inherent safety of the six models. The very high temperature reactor designs operate at much higher temperatures than prior generations. This allows for high temperature electrolysis or for sulfur–iodine cycle for the efficient production of hydrogen and the synthesis of carbon neutral fuels. It coordinates the development of GEN IV technologies. It has been instrumental in coordinating research into the six types of Generation IV reactors, and in defining the scope and meaning of the term itself. As of 2021, active members include: Australia, Canada, China, the European Atomic Energy Community (Euratom), France, Japan, Russia, South Africa, South Korea, Switzerland, the United Kingdom and the United States. Non active members include Argentina and Brazil. The Forum was initiated in January 2000 by the Office of Nuclear Energy of the U. S. Department of Energy’s (DOE) "as a co operative international endeavour seeking to develop the research necessary to test the feasibility and performance of fourth generation nuclear systems, and to make them available for industrial deployment by 2030." It was established in 2001, aiming at availability for industrial deployment by 2030. In November 2013, a brief overview of the reactor designs and activities by each forum member was made available. An update of the technology roadmap which details R&D objectives for the next decade was published in January 2014. In May 2019, Terrestrial Energy, the Canadian developer of a molten salt reactor, became the first private company to join GIF.

Термиялық реакторлар

Термиялық реактор — баяу немесе термиялық нейтрондарды пайдаланатын ядролық реактор. Бөліну кезінде шығарылатын нейтрондарды отынның оларды ұстап алу мүмкіндігін арттыру үшін нейтрондық модератор баяулатады.

Өте жоғары температуралы реактор (VHTR)

Өте жоғары температуралы реактор (VHTR) графитпен баяулатылатын ядроны пайдаланады, онда уран отын айналымы бір рет өтеді және гелий немесе балқытылған тұз қолданылады. Бұл реактордың конструкциясы шығыс температурасын 1000°C деңгейінде қарастырады. Реактор ядросы призмалық блок немесе қиыршық тасты реактор дизайнынан тұруы мүмкін. Жоғары температуралар термохимиялық күкірт-йод циклы арқылы процестік жылу немесе сутегі өндіру сияқты қолданыстарға мүмкіндік береді. 2012 жылы Айдахо Ұлттық зертханасы келесі буын ядролық станциялар конкурсы аясында 2021 жылға дейін прототип ретінде іске қосылатын Areva компаниясының призмалық блокты Antares реакторына ұқсас жобаны мақұлдады. 2016 жылдың қаңтар айында X energy компаниясына АҚШ Энергетика министрлігі реакторларын жетілдіру үшін 5 жылға 40 миллион долларға дейін грант берді. Xe 100 – бұл 80 МВт немесе "төрттік жиынтықта" 320 МВт қуат өндіретін қиыршық тасты реактор (PBMR). 2021 жылдан бері Қытай үкіметі HTR-10 реакторының ізбасары ретінде HTR PM 200 МВт жоғары температуралы қиыршық тасты реакторын пайдалануда.

Балқытылған тұз реакторы (MSR)

Балқытылған тұз реакторы (MSR) – негізгі салқындатқыш немесе отынның өзі балқытылған тұз қоспасы болатын реактор түрі. Ол жоғары температурада және төмен қысымда жұмыс істейді. Басқа конструкцияларға интегралды балқытылған тұз реакторлары (мысалы, IMSR) және балқытылған хлорид тұзының жылдам реакторлары (MCSFR) кіреді. Ертедегі жылу спектрінің тұжырымдамалары және қазіргі көптеген тұжырымдамалар еріген фтор тұзында еріген уран тетрафториді (UF4) немесе торий тетрафториді (ThF4) негізделген. Сұйықтық графит модераторы бар активтік аймаққа ағып, сындық жағдайға жетеді. Отын графит матрицасында таралуы мүмкін. Бұл конструкциялар бөліну процесін тудыратын нейтрондардың орташа жылдамдығы жоғары болғандықтан, термиялық реакторларға қарағанда эпитермальды реакторлар деп дәлірек аталады. MCSFR графит модераторын жояды. Олар жеткілікті мөлшерде тұз және бөлінетін материалды қолдану арқылы сындық жағдайға жетеді. Олар отынның көп бөлігін тұтынып, тек қысқа өмір сүретін қалдықтар қалдырады. Көптеген MSR конструкциялары 1960 жылдардағы Балқытылған тұз реакторы экспериментінен (MSRE) туындаған. Нұсқаларына тұжырымдамалық екі сұйықтық реакторы кіреді, ол балқытылған тұз отынымен (әдетте металл хлориді, мысалы, плутоний(III) хлориді) салқындату ортасы ретінде қорғасынды пайдаланады, бұл жабық отын циклының мүмкіндіктерін арттыруға көмектеседі. Басқа да маңызды тәсілдерге тұрақты тұз реакторы (SSR) тұжырымдамасы жатады, ол балқытылған тұзды дәстүрлі реакторлардың жақсы орнатылған отын шоқтарына орналастырады. 2015 жылы Energy Process Development консалтингтік фирмасы осы соңғы конструкцияны ең бәсекеге қабілетті деп тапты. Дамытылып жатқан тағы бір конструкция – TerraPower компаниясының Балқытылған хлоридті жылдам реакторы. Бұл тұжырымдама реактордың активтік аймағында сұйық табиғи уран мен балқытылған хлорид салқындатқышын араластырады, атмосфералық қысымда өте жоғары температураға жетеді. MSR-дың тағы бір ерекшелігі – термиялық спектрлі ядролық қалдықтарды өңдеу мүмкіндігі. Әдетте, пайдаланылған ядролық отынды пайдалану немесе азайту үшін тек жылдам спектрлі реакторлар ғана қолайлы деп есептелген. Термиялық қалдықтарды өңдеу пайдаланылған ядролық отынның уран фракциясын ториймен алмастыру арқылы жүзеге асырылады. Трансураникалық элементтердің (мысалы, плутоний және америций) таза өндіріс деңгейі тұтыну деңгейінен төмен, осылайша ядролық сақтау мәселесі, жылдам реакторлармен байланысты ядролық қару тарату және басқа да техникалық мәселелерсіз азаяды.

A molten salt reactor (MSR) is a type of reactor where the primary coolant or the fuel itself is a molten salt mixture. It operates at high temperature and low pressure. Other designs include integral molten salt reactors (e. g. IMSR) and molten chloride salt fast reactors (MCSFR). Early thermal spectrum concepts and many current ones rely on uranium tetrafluoride (UF4) or thorium tetrafluoride (ThF4), dissolved in molten fluoride salt. The fluid reaches criticality by flowing into a core with a graphite moderator. The fuel may be dispersed in a graphite matrix. These designs are more accurately termed an epithermal reactor than a thermal reactor due to the higher average speed of the neutrons that cause the fission events. MCSFR does away with the graphite moderator. They achieve criticality using a sufficient volume of salt and fissile material. They can consume much more of the fuel and leave only short lived waste. Most MSR designs are derived from the 1960s Molten Salt Reactor Experiment (MSRE). Variants include the conceptual Dual fluid reactor that uses lead as a cooling medium with molten salt fuel, commonly a metal chloride, e. g. plutonium(III) chloride, to aid in greater closed fuel cycle capabilities. Other notable approaches include the Stable Salt Reactor (SSR) concept, which encases the molten salt in the well established fuel rods of conventional reactors. This latter design was found to be the most competitive by consultancy firm Energy Process Development in 2015. Another design under development is TerraPower's Molten Chloride Fast Reactor. This concept mixes the liquid natural uranium and molten chloride coolant in the reactor core, reaching very high temperatures at atmospheric pressure. Another notable feature of the MSR is the possibility of a thermal spectrum nuclear waste burner. Conventionally only fast spectrum reactors have been considered viable for utilization or reduction of the spent nuclear fuel. Thermal waste burning was achieved by replacing a fraction of the uranium in the spent nuclear fuel with thorium. The net production rate of transuranic elements (e. g. plutonium and americium) is below the consumption rate, thus reducing the nuclear storage problem, without the nuclear proliferation concerns and other technical issues associated with a fast reactor.

Жылдам реакторлар

Жылдам реакторлар нейтрондарды баяулатусыз тікелей бөліну үшін пайдаланады. Тез реакторлар барлық актинидтерді "жағуға" немесе бөлуге қалыптастырылуы мүмкін, ал уақыт өте келе, қазіргі әлемдік жеңіл сулық жылулық нейтронды реакторлар паркі өндірген пайдаланылған ядролық отын құрамындағы актинидтердің үлесін күрт азайтады, осылайша отын циклын жабады. Басқаша конфигурацияланған жағдайда, олар тұтынғаннан артық актинид отынын өндіре алады.

Газбен салқындатылған жылдам реактор (GFR)

Газбен суытылатын жылдам реактор (GFR) технологиясын Орталық Еуропалық Вишеград тобы зерттеп жатыр. GoFastR: 2013 жылы неміс, британдық және француз институттары өнеркәсіптік масштабтағы келесі буын дизайнды жасау бойынша 3 жылдық ынтымақтастық зерттеуін аяқтады. Олар Еуроодақтың 7-ші FWP аясындағы бағдарламасымен қаржыландырылды, мақсаты – тұрақты VHTR құру.

Қорғасынмен салқындатылған жылдам реактор (LFR)

Қорғасынмен суытылатын жылдам реактор (LFR) жабық отын циклымен, жылдам нейтронды спектрлі қорғасын немесе қорғасын/бисмут эвтектикасы (LBE) салқындатқышымен жабдықталған. Ұсыныстарға ұзақ отын алмастыру аралығы бар кішкентай 50-150 МВт, 300-400 МВт модульдік жүйе және 1200 МВт үлкен монолиттік станция кіреді. Отын металл немесе нитрид негізінде, құрамында тың уран және трансуран элементтері бар. Реактор табиғи конвекция арқылы суытылады, реактор шығысындағы салқындатқыш температурасы 550-800 °C. Жоғары температура термохимиялық процестер арқылы сутегі өндіруге мүмкіндік береді. Еуропалық тұрақты ядролық индустриялық бастамасы 100 МВт LFR, сондай-ақ үдеткішпен басқарылатын, сындық деңгейден төмен реактор MYRRHA-ны қаржыландырады. Ол Бельгияда салынады және құрылысы 2036 жылға дейін аяқталуы күтілуде. 2009 жылдың наурызында Мольде қуаты төмендетілген Guinevere моделі іске қосылды.

Дамытылып жатқан тағы екі қорғасынмен суытылатын жылдам реактор бар: SVBR 100 – Ресейдегі OKB Gidropress ұсынған 100 МВт қорғасын-бисмут салқындатқышты жылдам нейтронды реактор концепциясы және SVBR 100-ден кейін дамытылатын BREST OD 300 (қорғасынмен суытылатын жылдам реактор) 300 МВт. Ол реактор ядросының айналасындағы құнарлы қабатын жояды және көбейтуге қарсы кедергіні арттыру мақсатында натриймен суытылатын BN 600 реакторының дизайнын алмастырады.