IV поколение реакторов

Ядерные системы IV поколения

Ядерные системы IV поколения предполагают улучшения в четырех областях: устойчивое развитие, конкурентоспособность в промышленных масштабах, безопасность (надежность) и защита от несанкционированного распространения.

В течение последних нескольких десятилетий реакция ядерного деления успешно доказала важность своей роли в качестве источника энергии. Стратегия «Климат и энергия» Европейского Союза касается всех первичных источников энергии (тепловых, ядерных, возобновляемых), с акцентом на энергосбережение. Предполагается, что ядерная энергетика сохранит свою роль в снижении потребления углеводородных ресурсов, несмотря на то, что в долгосрочной перспективе (до 2100 года) можно ожидать появления доминирующих возобновляемых источников энергии.

Мировая ядерная энергетика: 50 лет промышленной эксплуатации

Прежде всего, необходимо рассмотреть предыдущие поколения реакторной технологии.

Рис. 1. Развитие реакторной технологии I-III поколений и технологический прорыв IV поколения [4]

Поколение I (1950-1970 годы; США, СССР, Франция, Великобритания).Подданную категорию подпадают первые энергетические реакторы 1950-х и 1960-х годов. В качестве топлива использовался, главным образом, природный уран либо низкообогащенный (оксид урана, UOX), замедлителя – графит, легкая и тяжелая вода,

теплоносителя – вода и CO₂. Были также разработаны и первые реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: в США – EBR-1(1951), EBR-2, Enrico Fermi (1968); во Франции – Rapsodie, Phenix (1974); в СССР – БОР-60, БН-350 (1973); в Великобритании – PFR (1974). Они подготовили условия для разработки в будущем реакторов IV поколения. Это была первая в истории попытка осуществить то, что сейчас называется «устойчивым развитием реакторной технологии» (в частности, путем оптимизации использования природных ресурсов и переработки облученного топлива для извлечения из него урана и плутония).

Поколение II (1970-2000 годы; 30 стран мира).Промышленные реакторы,введенныев эксплуатацию после первого нефтяного кризиса 1974 года, до сих пор находятся в работе. Это в основном легководные реакторы, подразделяемые на две основные группы: с кипящим теплоносителем (BWR) и теплоносителем под давлением (PWR).

Поколение III (текущий период, реакторы эволюционного типа эпохи «атомного ренессанса»).Несмотря на то,что легководные реакторы второго поколения отличнозарекомендовали себя в области обеспечения безопасности, продолжается работа по дальнейшему повышению их безопасности и улучшению эксплуатационных показателей, с дальнейшим снижением и без того низких выбросов радиоактивности в окружающую среду. Реакторы III поколения были впервые разработаны в 1990-х годах. Некоторые из них в настоящее время сооружаются; как правило, они относятся к реакторам с легководным теплоносителем. В их числе: EPR (Evolutionary pressurized reactor производства компании AREVA, рис. 2), строящиеся в Финляндии, Франции и Китае; AP-1000 производства Toshiba-Westinghouse (усовершенствованный PWR) в Китае; ВВЭР-1200 (проект «АЭС-2006», разработанный ОКБ «ГИДРОПРЕСС») в

России, и APR-1400 (Advanced power reactor производства KEPCO) в Абу-Даби.

Рис. 2. EPR: реактор III поколения с усовершенствованными системами обеспечения безопасности (разработка AREVA NP) [3]

IV поколение реакторов

С IV поколением ядерной технологии термин «реактор» заменяется более корректным термином «система», что включает в себя как непосредственно сам реактор, так и переработку (рециклирование) ядерного топлива. Такие новые системы должны обладать более высокими эксплуатационными показателями, чем предыдущие поколения, в области обеспечения устойчивого развития, конкурентоспособности, безопасности и надежности, а также защиты от распространения, оправдывая использование в их отношении выражения «технологический прорыв». Некоторые из них будут производить электроэнергию, а другие также вырабатывать тепло (температуры 400-900°C) для использования в различных промышленных целях – в нефтехимии, выработке синтетического топлива, газификации биомассы, производстве водорода из воды, стекла или цемента. Более низкие температуры (100-300°C) могут применяться для обессоливания морской воды и производства удобрений.

Некоторые системы IV поколения будут работать на нейтронах быстрого спектра. Их способность к воспроизводству делящегося материала в сочетании с передовыми технологиями деления и трансмутации открывают большие возможности. Их ядерное топливо будет устойчиво к очень высоким температурам и обеспечит удержание всех актинидов. В результате их топливный цикл будет полностью замкнутым. По этой причине новые системы особенно эффективно обеспечат устойчивое развитие, благодаря образованию минимальных объемов отходов (выжиганию всех актинидов).

Устойчивое развитие

Системы IV поколения обеспечат оптимальное использование природных ресурсов и надежность энергоснабжения. Слабой стороной существующих ядерных технологий является их ограниченная способность к использованию энергетического потенциала уранового топлива. Тепловые реакторы I и II поколений используют изотоп урана, который составляет лишь менее 1% общего количества урана, встречающегося в природе. Реакторы-размножители способны использовать значительную часть энергетического потенциала, недоступного тепловым легководным реакторам, в результате чего из того же исходного количества урана может быть произведено в 50 раз больше энергии. Такие реакторы способны преобразовывать ²³⁸U в делящийся ²³⁹Pu даже интенсивнее, чем сами поглощают делящийся материал (свойство, называемое «размножением»). Кроме того, они могут использовать топливо с очень низким содержанием урана, соответствующим руде.

Образование отходов будет минимальным. Недостатком открытого топливного цикла, предусматривающего захоронение отработавшего ядерного топлива без переработки, является объем, уровень радиотоксичности и остаточное тепловыделение ОЯТ.

По прогнозным оценкам на ближайшие несколько десятилетий, к 2060 году накопится настолько значительное количество требующего захоронения ОЯТ, что это станет неприемлемым для человеческого общества. Эта проблема, однако, была частично решена в странах, где принято решение о промышленной переработке ОЯТ с целью извлечения плутония (замкнутый ядерный цикл с частичным рециклированием), – Франции, Великобритании, России, Японии и Индии.

Передовые технологии деления и трансмутации являются предметом многочисленных исследовательских проектов, выполняемых в рамках развития систем IV поколения. Ядерно-химические технологии позволяют выполнять разделение отработавшего топлива на различные составляющие в зависимости от их дальнейшего использования или требований к захоронению.

Анализ ядерно-энергетического цикла показывает, что он производит такое же количество парниковых газов, что и гидроэлектроэнергетика, то есть ничтожно мало. В Европейском Союзе треть электроэнергии вырабатывается на АЭС, благодаря чему предотвращается образование объема CO₂, примерно равное выбросам от всех автомобилей во всех странах ЕС (около 200 млн автомашин и 900 млн т CO₂ ежегодно).

Конкурентоспособность

Основная часть внешних издержек на производство электроэнергии на АЭС (например, страхование, обращение с РАО, вывод из эксплуатации) закладывается в стоимость электроэнергии, в отличие от станций, работающих на иных видах топлива. Постоянные затраты на производство ядерной энергии довольно высоки (значительные первоначальные капиталовложения), но переменные расходы небольшие ввиду низкой стоимости топлива. Цена самого урана мало влияет на итоговую стоимость электроэнергии, и общая стоимость выработки одного Мвт/ч на АЭС существенно ниже, чем на станциях других типов, особенно если принять во внимание образование

CO₂ (рис. 3).

Рис. 3. Сравнение стоимости электроэнергии для тепловых и атомных станций, а также станций, работающих на возобновляемых источниках энергии

Легководные реакторы II и III поколений характеризуются сравнительно низкой температурой теплоносителя на выходе из активной зоны – около 300°C, что ограничивает их тепловой КПД (около 30% для традиционных легководных реакторов). Ожидается, что системы IV поколения будут обладать гораздо более высоким тепловым КПД. При применении других теплоносителей возможно достижение значительно более высоких температур: 400-600°C для CO2, 500-700°C для жидких металлов (натрий, свинец) и 700-900°C для гелия. Напомним, что температура теплоносителя на выходе из активной зоны 900°C соответствует тепловому КПД до 44%, то есть приблизительно на треть выше, чем у традиционных легководных реакторов.

В качестве источника энергии для низкоуглеродной экономики будущего – так называемого постнефтяного общества – перспективен водород. Он может стать ключевым альтернативным источником энергии, действительно надежным и обеспечивающим максимально возможную защиту окружающей среды. Некоторые системы IV поколения могут оказаться единственными чистыми технологическими решениями, обладающими достаточной энергоемкостью для производства значительных объемов водорода из воды, с сопутствующим производством электроэнергии. На сегодняшний день существуют две такие технологии: цикл термохимического разложения воды (TCWSC, минимально необходимая температура – 750°C) и высокотемпературный электролиз водяного пара (HTES, 700°C).