Ядерная энергетика будущего, типы реакторов и перспективы развития

Несмотря на то, что ядерная энергетика по-прежнему вызывает множество споров, строительство новых реакторов постоянно растет, и именно они обеспечат вторую по величине долю безуглеродной энергии мира. Более того,  по мере внедрения новых технологий, эта индустрия стремительно эволюционирует. Итак, как будет выглядеть ядерная энергетика в ближайшие пару десятков лет?

Ядерные реакторы IV поколения обещают быть более безопасными в эксплуатации и более дешевыми в строительстве. Depositphotos

2 декабря 1942 года под футбольным стадионом Stagg Field университета Чикаго была активирована Chicago Pile 1 (CP-1) - первый в мире ядерный реактор. Сегодня, спустя почти 80 лет, 460 реакторов генерируют более 11 процентов электроэнергии в мире, и еще около 70 находятся в стадии разработки.

И все же, у ядерных технологий  довольно плохая репутация, и по большей части она заслужена. Как и многое в нашей жизни, это объясняется целым рядом комплексных факторов. Для многих людей атомная энергетика до сих пор остается чем-то таинственным и непостижимым.  Как правило, она ассоциируется с атомной бомбой и по-прежнему находится под бременем многолетней пропаганды времен холодной войны, а также трех чрезвычайно резонансных атомных катастроф в США, СССР и Японии.

В последние десятилетия 20 века темпы строительства и разработки реакторов на Западе существенно сократились, но сейчас эта отрасль, постепенно возрождается Вопреки своей репутации, ядерные технологии обладают рядом неоспоримых достоинств. Ядерная энергетика не только не выделяет углекислого газа, но и вообще не имеет выбросов. Она вырабатывает колоссальные объемы энергии, занимая при этом очень малую территорию. Ядерный реактор можно установить практически в любом регионе планеты. И, что поражает больше всего, у нее самый низкий уровень смертности на киловатт по сравнению с другими источниками энергии.

Стоимость ядерного производства электроэнергии

Основная причина высокой стоимости строительства атомных электростанций заключается не в том, что они атомные, а в том, что это крупные, часто единичные, инженерно-строительные проекты, число которых невелико, а ввод в эксплуатацию может занять до 20 лет. Вместо серийного промышленного производства, станции строятся в полевых условиях. Они требуют сложного процесса лицензирования, в ходе которого проект электростанции тестируется, изменяется и перепроверяется в соответствии с уникальным набором требований к качеству, безопасности и охране, кроме того, оператор должен нести все расходы по утилизации отходов. Все это не только приводит к перерасходу средств, но и требует много времени для накопления опыта, поскольку инженеры в процессе строительства теряют квалификацию и уходят на пенсию.

Существует ряд способов снижения производственных затрат, включая использование стандартизированных проектов, строительство достаточного количества заводов для накопления навыков и опыта, применение различных мер по оптимизации управления, и, что самое важное - снижение стоимости строительства.

Ядерные реакторы будущего

Сегодня атомная промышленность находится на стадии поколений III или III+. Первое поколение было представлено прототипными реакторами конца 1940-х, 50-х и начала 60-х годов, а второе - первыми коммерческими легководными реакторами с середины 1960-х до середины 1990-х годов. За ними последовало поколение III, которое тоже подразумевает использование водо-водяных реакторов, но уже с применением новых технологий, таких как более безопасное топливо, пассивные системы охлаждения и активные зоны, (зоны  в меньшей степени подверженные разрушению). Реакторы поколения III+, строительство которых будет продолжаться до 2030-х годов, представляют собой самые современные технологии и являются модернизированными  моделями поколения III.

Как правило, реакторы IV поколения отличаются друг от друга используемыми теплоносителями, которыми могут быть вода, гелий, жидкий металл или расплавленная соль. А также областью работы нейтронного спектра. То есть, в спектре тепловых или быстрых нейтронов.

Рассмотрим некоторые реакторы IV поколения. Это далеко не полный список, но в него включены основные кандидаты, которые могут появиться на рынке уже в середине 21 века.

Малый модульный реактор (SMR)

Малый модульный реактор (SMR) - это водо-водяной реактор на легкой воде, по сути, усовершенствованная версия реакторов, находящихся в эксплуатации сегодня, за исключением того, что они более компактны и могут выпускаться массово, как автомобили. Их цель - снизить стоимость ядерной энергии за счет внедрения заводских технологий производства. По сути, идея заключается в том, чтобы создать небольшие стандартизированные реакторы мощностью менее 300 МВтэ каждый.

В отличие от обычных реакторов, реакторы SMR не являются крупными проектами гражданского строительства, которые могут занять 20 лет для ввода в эксплуатацию и еще 20 лет для получения прибыли. Вместо этого, как следует из названия, реакторы SMR построены на основе компактной, простой конструкции, состоящей из модулей, включающих не только реактор, но и большинство вспомогательных компонентов.

Это позволяет собирать электростанции на заводах или верфях в виде прочных модулей, а затем доставлять их на место для сборки. Цель состоит не только в снижении затрат, но и в радикальном сокращении сроков строительства и сертификации станции для ввода в эксплуатацию.

Еще одним преимуществом SMRs является возможность изменения конфигурации станции в соответствии с требованиями клиентов. Небольшие, относительно изолированные сообщества могут заказать однореакторные станции, которые могут обслуживать, например, несколько тысяч домов и предприятий, в то время как в крупных городах могут быть установлены станции с несколькими реакторами, способные обеспечить электроэнергией миллионы людей. Поскольку реакторы SMR имеют небольшие размеры, их можно использовать для специализированных целей, таких как разведка нефти или обслуживание военных баз. Кроме того, модули могут быть спроектированы таким образом, чтобы их можно было транспортировать наиболее подходящим способом, включая баржи, корабли, грузовики, поезда и даже дирижабли.

SMR также отличаются наличием пассивных систем безопасности, которые практически не требуют электрической энергии для работы и обеспечивают подачу охлаждающего агента в случае аварии. Их проще экранировать, поскольку они не нуждаются в массивных бетонных конструкция и могут быть легко установлены как под землей, так и на борту кораблей или морских платформ.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR)

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это графитовый реактор с гелиевым охлаждением, который работает при температуре, в 2-3 раза превышающей температуру обычных реакторов, но с более низкой плотностью мощности. Концепция разрабатывалась с 1940-х годов, но только в последние годы технология получила достаточное развитие.

Основа HTGR заключается в том, что реактор работает на топливе с частицами TRi-structural ISOtropic (TRISO). Топливо TSRIO состоит из частиц размером с маковое зерно, в состав которых входят уран, углерод и кислород. Для удержания продуктов ядерных топливо заключено в три слоя углеродных и керамических оболочек.

Далее эти частицы формуют в цилиндрические пеллеты или сферы размером с бильярдный шар, называемые "галькой". Такое топливо обладает повышенной прочностью и более устойчиво к нейтронному облучению, коррозии, окислению и высоким температурам. Во время работы галька медленно циркулирует по реактору, при этом ее отработанная часть удаляется  из нижней его части, а на ее место сверху подается свежая порция.

Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR)

Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR) тоже охлаждается гелием, но имеет более высокие показатели удельной мощности, чем HTGR. Изначально они разрабатывались как реакторы-размножители, то есть реакторы, в работе которых вырабатывается ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Это было достигнуто путем преобразования тория или нерасщепляющихся изотопов урана в плутоний или расщепляющиеся изотопы урана, используя при этом вместо тепловых (медленных) нейтронов, производимых обычными реакторами, быстрые нейтроны.

В усовершенствованных версиях реакторов GFR в активной зоне используется керамическое топливо из монокарбида урана, что обеспечивает возможность работы при очень высоких температурах. Структура такого топлива позволяет достичь высокой плотности атомов урана на единицу объема топлива.

Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR)

Еще одной разновидностью быстрых реакторов является Sodium Fast Reactor (SFR). В процессе охлаждения такого реактора используется жидкий натрий, отличающийся очень хорошей способностью отвода тепла.

Небольшие размеры этих устройств объясняются возможностью использования встроенных и пассивных средств безопасности, которые не слишком эффективно применяются в более крупных натриевых реакторах. В США в качестве топлива используется металлический сплав урана и циркония, плакированный сталью, в то время как в России, Франции и Японии предпочтение отдается топливу на основе оксида урана. Эти виды топлива имеют низкую тепловую плотность, поэтому, если активная зона реактора нагревается слишком сильно, она расширяется, что приводит к естественному затуханию ядерной реакции.

Поскольку реактор SFR имеет замкнутый топливный цикл, его активная зона также очень компактна. Другими словами, уран и плутоний постоянно рециклируются внутри активной зоны, что позволяет реактору работать десятилетиями без дозаправки.

Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем  (LFR)

Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем (LFR) основаны на конструкции реактора, разработанного для российских атомных подводных лодок, и, как можно понять из названия, в качестве элемента охлаждения используют свинец. В последних модификациях вместо диоксида урана используется нитрид урана. Как и в случае с натрием, свинец обеспечивает аналогичную пассивную систему защиты, которая автоматически регулирует ядерную реакцию, если она начинает выходить из-под контроля.

Высокотемпературный реактор с фторидным охлаждением (FHR)

Высокотемпературные реакторы с фторидным охлаждением (FHR) - это высокотемпературные реакторы, которые охлаждаются не гелием, а расплавленной смесью солей фторидов лития и бериллия. Эти реакторы имеют в 10 раз большую плотность мощности, чем HTGR, использующие технологию топлива из частиц TRISO. По сравнению с гелиевыми реакторами фтористые соли позволяют реактору работать при более низких температурах. А будущие модели фторидных реакторов будут предусматривать использование галечного топлива.

Жидкосолевой реактор, или реактор на расплавах солей (MSR)

Реактор на расплавах солей (MSR) является одним из видов ядерных реакторов низкого давления,  в которых  расплавленная соль является и теплоносителем, и топливом. Прежде чем формировать стержни, гранулы или гальку, топливо смешивается с фтористой солью, которая проходит через графит или аналогичный замедлитель, генерирующий медленные нейтроны и контролирующий реакцию.

Жидкосолевые реакторы могут работать при повышенных температурах, однако это создает проблемы с коррозией, поэтому при разработке более склоняются к холодным модификациям. Впрочем, благодаря объединению теплоносителя и топлива, удаление отходов и подача новых порций топлива происходит значительно проще, чем в обычных реакторах.

Что дальше?

По мере увеличения спроса на безуглеродную энергию, во всем мире будет строиться все больше атомных станций, и в ближайшее время мы увидим появление реакторов IV поколения. Поскольку они рассчитаны на более дешевое и быстрое строительство, вполне возможно, что они быстро получат широкое распространение. Но что будет после поколения IV? Каким будет поколение V?

Во многих отношениях это будут более продвинутые версии реакторов IV поколения, основанные на знаниях и опыте прошлых разработок, однако мы также можем увидеть новые ядерные установки для новых нишевых применений. Уже существуют планы по созданию небольших реакторов для использования на Луне, ведется работа над такими технологиями, как ядерное топливо, которое горит подобно свече, причем реакция начинается с одного конца и переходит на другой по мере постепенного прогорания топлива.

Возможно, мы увидим возвращение к другим подходам проектирования ядерных реакторов, которые основаны на экспериментах, проведенных десятилетия назад, но от которых отказались в пользу более перспективных решений. От некоторых из них отказались настолько решительно, что даже многие эксперты в этой области сохранили лишь смутное представление о них. Но сегодня к ним снова присматриваются. Возможно, наступит день, когда под термином "ядерное топливо" будут подразумевать не только уран и плутоний, но и менее известные вещества, такие как, торий. Ну и конечно, если управляемый термоядерный синтез когда-нибудь станет реальностью, то ядерная энергетика начнет развиваться со скоростью несущегося локомотива.