Новые технологии ядерных реакторов поколения IV

Введение

Новые технологии ядерных реакторов, находящиеся в стадии разработки

Реакторы четвертого поколения (Gen IV) – это технологии проектирования ядерных реакторов, которые рассматриваются как преемники реакторов третьего поколения. Международный форум поколения IV (GIF) – международная организация, координирующая разработку реакторов поколения IV, – специально отобрала шесть реакторных технологий в качестве кандидатов на реакторы поколения IV. Выбранные шесть конструкций: газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR), свинцовоохлаждаемый быстрый реактор (LFR), реактор с расплавленной солью (MSR), натриевоохлаждаемый быстрый реактор (SFR), реактор со сверхкритической водой (SCWR) и реактор с очень высокой температурой (VHTR). Наибольшую долю финансирования, поддерживающего демонстрационные установки, получил натриевый быстрый реактор. Моир и Теллер считают реактор с расплавленной солью, менее разработанную технологию, потенциально наиболее безопасным из шести моделей. Реакторы с очень высокой температурой работают при значительно более высоких температурах, чем предыдущие поколения. Это позволяет использовать высокотемпературный электролиз или цикл серы-йода для эффективного производства водорода и синтеза углеродно-нейтрального топлива. Форум координирует разработку технологий GEN IV и сыграл важную роль в координации исследований шести типов реакторов четвертого поколения, а также в определении области применения и значения самого термина. По состоянию на 2021 год активными членами являются: Австралия, Канада, Китай, Европейское сообщество по атомной энергии (Евратом), Франция, Япония, Россия, Южная Африка, Южная Корея, Швейцария, Соединенное Королевство и Соединенные Штаты. Неактивными членами являются Аргентина и Бразилия. Форум был инициирован в январе 2000 года Управлением по ядерной энергии Министерства энергетики США (DOE) «как совместное международное начинание, направленное на разработку исследований, необходимых для проверки осуществимости и эффективности ядерных систем четвертого поколения и для обеспечения их промышленного внедрения к 2030 году». Он был учрежден в 2001 году с целью обеспечения доступности для промышленного внедрения к 2030 году. В ноябре 2013 года был опубликован краткий обзор конструкций реакторов и деятельности каждого члена форума. Обновленная дорожная карта технологий, в которой подробно изложены цели НИОКР на следующее десятилетие, была опубликована в январе 2014 года. В мае 2019 года Terrestrial Energy, канадский разработчик реактора с расплавленной солью, стала первой частной компанией, присоединившейся к GIF.

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.

Тепловые реакторы

Термический реактор — это ядерный реактор, использующий медленные или тепловые нейтроны. Нейтронный замедлитель используется для замедления нейтронов, образующихся при делении, чтобы повысить вероятность их захвата ядерным топливом.

Реактор с очень высокой температурой (VHTR)

В реакторе с очень высокой температурой (VHTR) используется графитовый замедлитель нейтронов и однопроходный топливный цикл урана с использованием гелия или расплавленных солей. Эта конструкция реактора предполагает температуру на выходе 1000°C. Ядро реактора может быть выполнено в виде призматического блока или реактора с кипящим слоем шаровидного топлива. Высокие температуры позволяют использовать такие применения, как технологическое тепло или производство водорода посредством термохимического процесса серно-йодного цикла. В 2012 году, в рамках конкурса на разработку атомных электростанций нового поколения, Национальная лаборатория Айдахо одобрила конструкцию, аналогичную призматическому блочному реактору Antares компании Areva, для развертывания в качестве прототипа к 2021 году. В январе 2016 года компания X energy получила пятилетний грант от Министерства энергетики США в размере до 40 миллионов долларов на продвижение разработки своего реактора. Xe 100 – это реактор с кипящим слоем шаровидного топлива (PBMR), который будет генерировать 80 МВт, или 320 МВт в составе "четверки". С 2021 года правительство Китая эксплуатирует демонстрационный высокотемпературный реактор с кипящим слоем шаровидного топлива HTR PM мощностью 200 МВт, как преемник его HTR 10.

Реактор с расплавленной солью (MSR)

Реактор с расплавленной солью (MSR) — это тип реактора, в котором основным теплоносителем или самим топливом является смесь расплавленных солей. Он работает при высокой температуре и низком давлении. Другие конструкции включают интегральные реакторы с расплавленной солью (например, IMSR) и быстронейтронные реакторы с расплавленной хлоридной солью (MCSFR). Ранние концепции теплового спектра и многие современные используют тетрафторид урана (UF4) или тетрафторид тория (ThF4), растворенные в расплавленной фторидной соли. Рабочее вещество достигает критичности, поступая в активную зону с графитовым замедлителем. Топливо может быть диспергировано в графитовой матрице. Эти конструкции точнее классифицировать как эпитермальные реакторы, а не тепловые, из-за более высокой средней скорости нейтронов, вызывающих деление. MCSFR не использует графитовый замедлитель. Они достигают критичности за счет достаточного объема соли и делящегося материала. Они способны перерабатывать большее количество топлива и оставлять только короткоживущие отходы. Большинство конструкций MSR основаны на Эксперименте реактора с расплавленной солью (MSRE), проведенном в 1960-х годах. Варианты включают концептуальный двухжидкостный реактор, использующий свинец в качестве теплоносителя с топливом из расплавленной соли, обычно хлорида металла, например, хлорида плутония(III), для обеспечения более эффективного замкнутого топливного цикла. Другим заметным подходом является концепция стабильного соляного реактора (SSR), в которой расплавленная соль помещается в традиционные топливные стержни обычных реакторов. Консалтинговая компания Energy Process Development признала этот вариант наиболее конкурентоспособным в 2015 году. Еще один разрабатываемый проект — быстронейтронный реактор с расплавленным хлоридом от TerraPower. Эта концепция смешивает жидкий природный уран и расплавленный хлорид в активной зоне реактора, достигая очень высоких температур при атмосферном давлении. Важной особенностью MSR является возможность использования термоспектрального сжигания ядерных отходов. Обычно для переработки или уменьшения количества отработавшего ядерного топлива считаются пригодными только быстронейтронные реакторы. Тепловое сжигание отходов достигается путем замены части урана в отработавшем ядерном топливе торием. Скорость образования трансурановых элементов (например, плутония и америция) ниже скорости их потребления, что снижает проблему хранения ядерных отходов без рисков распространения ядерного оружия и других технических сложностей, связанных с быстронейтронными реакторами.

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.

Быстрые реакторы

Быстрый реактор использует нейтроны деления напрямую, без замедления. Быстрые реакторы могут быть сконструированы для "сжигания", то есть деления, всех актинидов, и при достаточном времени существенно снизить содержание актинидов в отработавшем ядерном топливе, образующемся на действующих во всем мире реакторах с тепловыми нейтронами на легкой воде, тем самым замыкая топливный цикл. В качестве альтернативы, при иной конструкции, они могут воспроизводить больше актинидного топлива, чем потребляют.

Быстрый реактор с газовым охлаждением (GFR)

Быстрый реактор с газовым охлаждением (GFR) разрабатывается странами Центрально-Европейской группы Вишеград. GoFastR: В 2013 году немецкие, британские и французские институты завершили трехлетнее совместное исследование по проектированию промышленного масштаба. Финансирование осуществлялось в рамках 7-й рамочной программы ЕС, с целью создания устойчивого высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР).

Быстрый реактор с оловами (LFR)

Быстрый реактор с оловянным охлаждением (LFR) характеризуется быстрым нейтронным спектром, свинцовым или свинцово-бисмутовым эвтектическим (LBE) теплоносителем и замкнутым топливным циклом. Предлагаются варианты малой мощности 50–150 МВт с длительным интервалом перезагрузки, модульная система мощностью 300–400 МВт и крупная монолитная установка мощностью 1200 МВт. Топливо на основе металла или нитрида, содержащее воспроизводимый уран и трансплутониевые элементы. Реактор охлаждается естественной конвекцией при температуре теплоносителя на выходе из реактора 550–800 °C. Более высокая температура позволяет производить водород термохимическими процессами. Европейская инициатива в области устойчивой ядерной промышленности финансирует LFR мощностью 100 МВтт, реактор, управляемый ускорителем и работающий в субкритическом режиме, под названием MYRRHA. Его планируется построить в Бельгии, начало строительства ожидается к 2036 году. Модель меньшей мощности под названием Guinevere была запущена в Моле в марте 2009 года.

Два других разрабатываемых реактора с оловянным охлаждением – это SVBR-100, модульный реактор мощностью 100 МВт с быстрым нейтронным спектром и охлаждением свинцово-бисмутовым теплоносителем, разработанный ОКБ «Гидропресс» в России, и BREST-OD-300 (Реактор с оловянным охлаждением) мощностью 300 МВт, который будет разработан после SVBR-100. Он не будет использовать воспроизводимую оболочку вокруг активной зоны и заменит конструкцию реактора BN-600 с натриевым охлаждением, что, как утверждается, повысит устойчивость к распространению ядерных материалов.