Как уже сообщалось, в МИФИ онлайн-формате прошла состоялась Международная летняя школа по инженерному компьютерному моделированию в ядерных технологиях. Автором одной из наиболее интересных лекций стал Константин Микитюк, лидер научной группы в Институте Пауля Шеррера, представитель Швейцарии в рабочей группе МАГАТЭ по быстрым реакторам.
Лекция К. Микитюка была посвящена обзору реакторных концепций, отобранных международной организацией Generation IV International Forum (GIF).
Организованный в 2001 году Международный форум отобрал шесть реакторных концепций, разработка которых должна была стать качественным скачком в развитии отрасли. При отборе реакторных концепций эксперты GIF руководствовались четырьмя целями: устойчивостью, безопасностью, экономичностью и нераспространением ядерных материалов. К. Микитюк рассказал о статусе каждой концепции, обосновал их достоинства и недостатки.
В начале своей презентации К. Микитюк представил референтную концепцию — реактор с водой под давлением (PWR, от англ. Pressurized Water Reactor), — к которой, в числе прочих, относятся реакторы ВВЭР. PWR — наиболее распространенный тип реакторов. Всего к июню 2020 года в эксплуатации находится 297 реакторов PWR, это 68% от числа всех атомных энергоблоков. Опыт эксплуатации и устоявшиеся технические решения делают строительство PWR экономически предпочтительным вариантом по сравнению с реакторами нового дизайна.
Тем не менее PWR обладают рядом особенностей, негативно влияющих на общие характеристики системы. В первую очередь это необходимость поддерживать воду постоянно под высоким давлением, создающая проблемы разгерметизации контуров с теплоносителем. Также реакторы типа PWR — слабые бридеры, то есть они плохо воспроизводят топливо из неделящихся изотопов.
Несмотря на продолжительный опыт эксплуатации, развитие реакторов с водой под давлением продолжается. Пример — европейский проект EPR, относящийся к поколению III+.
Следует отметить, что реакторы PWR обладают относительно низкой эффективностью — их КПД не более 40%. «Как можно повысить эффективность PWR?» — спрашивает участников школы доктор К. Микитюк и через некоторое время сам отвечает: «Увеличить температуру и давление воды».
Так появилась концепция водоохлаждаемого реактора со сверхкритическим давлением теплоносителя (SCWR, от англ. Supercritical Water Reactor). Основанный на проверенных технологиях реакторов с водой под давлением, SCWR обладает большей эффективностью и способен работать в спектре как тепловых, так и быстрых нейтронов. Тем не менее из-за нерешенных проблем с конструкционными материалами и отсутствия экспериментальной базы данных по критическим потокам на данный момент ни один реактор SCWR не находится в эксплуатации. Из развивающихся концепций SCWR следует выделить европейский проект HPLWR.
Несмотря на бóльшую эффективность (около 44%), реакторы SCWR остаются ненадежной и опасной концепцией из-за химических взаимодействий и высокого давления воды. Ученые считают, что использование инертного газа вместо воды позволит сохранить прирост эффективности в рамках более безопасной реакторной концепции.
Использование инертного газа в качестве теплоносителя — основная идея большинства проектов высокотемпературных реакторов (VHTR, от англ. Very-High-Temperature Reactor). Высокие температуры обеспечивают повышенную эффективность на уровне SCWR, а использование инертного газа — бóльшую безопасность.
С 1998 года в Японии эксплуатируется экспериментальный реактор HTTR, одна из целей которого — демонстрация совместной работы атомного энергоблока и завода по производству водорода. Из разрабатываемых проектов дальше всех продвинулся китайский HTR-PM.
К недостаткам реакторов VHTR относят низкую скорость воспроизводства топлива, важную для достижения первой цели концепции поколения IV — устойчивости. Для улучшения воспроизводства топлива была предложена концепция газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах (GFR, от англ. Gas-Сooled Fast Reactor).
Теплосъем в GFR осуществляется тем же гелием, но в системе отсутствует замедлитель — графит, радиоактивные блоки которого образуются при эксплуатации VHTR и являются серьезным недостатком этой концепции. Обладая преимуществами VHTR и повышенной скоростью воспроизводства топлива, GFR остается экономически неопределенной концепцией, так как до конца не решены проблемы некоторых систем безопасности и конструкционных материалов. Сегодня параллельно развиваются два GFR‑проекта: экспериментального реактора ALLEGRO и крупного энергоблока GCFR.
Концепция реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR, от англ. Sodium-cooled Fast Reactor) — самая зрелая из предложенных GIF и обладает целым рядом преимуществ: возможностью воспроизводства топлива, эффективным теплосъемом, отсутствием высокого давления в системе и значительным опытом эксплуатации. Известны и недостатки SFR: активное взаимодействие натрия с водой и воздухом (требуется дополнительный промежуточный контур) и положительный пустотный эффект реактивности.
Реакторы с натриевым теплоносителем эксплуатируются давно. Сейчас в работе находятся российские БОР‑60, БН‑600, БН‑800 и китайский CEFR. Разрабатываются проекты БН‑1200, PFBR (Индия), ESFR (Европейский союз) и другие.
Опасность обращения с натрием обосновала появление концепции реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (LFR, от англ. Lead-cooled Fast Reactor). Свинец, в отличие от натрия, химически пассивен при контакте с водой и воздухом, при этом является таким же эффективным теплоносителем с высокой температурой плавления, не требующей систем поддержания высокого давления. Тем не менее более высокая температура затвердевания свинца и его активное взаимодействие при высоких температурах с конструкционными материалами требуют технических решений для обеспечения безопасности.
Сейчас в мире не эксплуатируется ни один свинцовый реактор, но в разработке находятся несколько проектов: российский БРЕСТ-ОД‑300, ELFR, ALFRED (оба — ЕС) и американский SSTAR.
Во всех рассмотренных выше концепциях аварии с расплавлением активной зоны маловероятны, но все же реальны. Можно ли полностью исключить плавление активной зоны? «Можно, если использовать жидкое топливо», — так лектор начинает рассказ о жидкосолевых реакторах (MSR, от англ. Molten Salt Reactor).
MSR представляется наиболее прорывной концепций, обладающей множеством преимуществ: воспроизводство топлива (для MSR на быстрых нейтронах), высокая температура кипения, отрицательный пустотный эффект, высокая эффективность, возможность добавлять и удалять раствор топлива с непрерывным удалением продуктов деления.
Уникальные характеристики MSR обусловили появление огромного количества проектов реакторов этого типа. Доктор К. Микитюк показывает схему с различными вариациями MSR и соответствующими проектами, число которых превышает три десятка. К крупным проектам относятся европейский MSFR, российский Mosart и американский FHR.
Перед реализацией своих проектов ученым необходимо решить ряд технических проблем, связанных с радикальным отличием MSR от эксплуатируемых сейчас реакторов. Это проблемы сильной коррозионной активности и затвердевания солей, отсутствия привычных защитных барьеров (таких как оболочки топливных таблеток и твэлов), скупой базы экспериментальных данных.
«Концепции четвертого поколения — ориентир и надежда атомной энергетики. У нас нет другого варианта, кроме как искать решения для их реализации», — подчеркнул К. Микитюк.