Инновационные ядерные системы IV поколения

Технологии

22 июня 2012

1233

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). Под данную 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, введенные в 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 отлично зарекомендовали 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).

Безопасность и надежность

Для систем IV поколения остается основополагающим принцип глубокоэшелонированной защиты со значительными запасами безопасности (стандарты МАГАТЭ). Он относится к детерминистическим принципам, что означает выполнение систематического анализа заданных исходных событий и их последствий (проектных аварий). Однако, как показал опыт, для более полного учета неопределенностей, которые неотъемлемо присущи инновационным системам IV поколения, подход к обоснованию их безопасности должен носить смешанный, детерминистически-вероятностный характер, обеспечивая тем самым общую гомогенность и согласованность проекта.

В современной атомной промышленности системы обеспечения безопасности, в целом, имеют активный характер, то есть их действие зависит от работы электрических и механических приводов различного оборудования, например датчиков, арматуры, насосов, аккумуляторов, теплообменников и систем внутреннего энергопотребления. Реакторы III и IV поколений оснащены более эффективными системами безопасности. В некоторых из них системы безопасности являются пассивными, что намного более эффективно, надежно и экономично.

Общепромышленная надежность взаимозависима с безопасностью, о чем свидетельствуют показатели эффективности Всемирной ассоциации организаций, эксплуатирующих АЭС (WANO) [6]. Коэффициент использования установленной мощности в ядерной энергетике составляет 90%, что намного превышает аналогичные показатели любых других методов производства электроэнергии. Это делает ядерную энергетику наиболее надежным способом производства электричества в любое время года.

Нераспространение и физическая защита

Договор о нераспространении ядерного оружия определяет юридические рамки международной системы ядерных гарантий МАГАТЭ, полагающейся на три основных принципа: разоружения, мирного использования ядерной энергии и нераспространения. Деятельность МАГАТЭ в области нераспространения направлена на устранение двух международных угроз: возможности создания ядерного оружия в других странах помимо пяти, официально обладающих оружием в рамках Договора о нераспространении, а также возможности получения ядерного делящегося материала террористическими организациями.

Одним из важных рисков распространения, слабым звеном в ядерных реакторных технологиях является транспортировка чистого плутония.

На сегодняшний день есть возможность трансмутации относительно небольших количеств гражданского или военного плутония с использованием в составе МОКС-топлива в легководных реакторах или быстрых реакторах-размножителях. Быстрые реакторные системы завтрашнего дня – IV поколения и ADS – смогут осуществлять трансмутацию больших количеств не только плутония, но и младших актинидов (в частности, для военных целей).

IV поколение (2040 год): технологический прорыв для обеспечения потребностей в энергии

Некоторые страны ЕС активно работают над развитием систем IV поколения. Так, в середине 2009 года была выдана рекомендация по приоритетности исследований реакторных систем с натриевым теплоносителем в качестве средства выжигания актинидов. Во Франции принято решение о начале работ на демонстрационном реакторе ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration).

В январе 2006 года, после консультаций с Великобританией, Францией, РФ, Японией и Китаем, США запустили проект GNEP (Глобальное партнерство в ядерной энергетике), целью которого является ограничение доступа к чувствительным технологиям (главным образом обогащению, производству и переработке ядерного топлива) и укрепление международного режима нераспространения.

Форум GIF (the Generation IV International Forum) был создан в 2001 году. Сегодня он насчитывает 10 активных участников – это США, Канада, Франция, Япония, ЮАР, Южная Корея, Швейцария, Евратом, Китай и Российская Федерация.

В 2002 году по результатам рассмотрения более 100 различных проектов [7] были выбраны шесть инновационных ядерных систем (в том числе инновационных ядерных циклов). Участники GIF также согласовали планы дальнейших действий по каждой из шести систем, предусматривающие три этапа общей продолжительностью несколько десятилетий:

этап научного обоснования – от 5 до 15 лет;
этап проработки (концептуальный проект) – от 5 до 10 лет;
демонстрационный этап (технический проект и подготовка к промышленной реализации) – от 3 до 6 лет.

Договоренности в рамках GIF охватывают только первые два этапа. Реализация заключительного демонстрационного этапа будет осуществляться в рамках отдельных соглашений между участниками GIF, поскольку он считается слишком близким к промышленной эксплуатации.

Реализуется также еще одна международная инициатива, дополняющая GIF – Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), запущенный МАГАТЭ в 2000 году (его завершение запланировано на 2050 год). ИНПРО ориентируется на нужды «конечных пользователей» (потребителей) инновационных систем, в то время как проект GIF направлен на организацию международных исследований (поставщиков и разработчиков).

Инновационные системы IV поколения и топливные циклы

В 2002 году форум GIF приступил к организации научного сотрудничества между заинтересованными странами-участниками в области проработки шести ядерных систем нового поколения. Были выбраны три системы, работающие на нейтронах быстрого спектра, одна на тепловых нейтронах и две системы, позволяющие работать как в быстром, так и в тепловом спектрах [8]:

SFR – реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и замкнутым ядерным циклом, обеспечивающим эффективное обращение с актинидами и воспроизводство делящегося материала (Япония, США, Франция, Евратом, Южная Корея, Китай и Россия);
LFR – реактор на быстрых нейтронах со свинцовым или свинцово-висмутовым жидкометаллическим теплоносителем и замкнутым ядерным циклом (переговоры между Евратомом и Южной Кореей; США, Япония и Россия – в качестве наблюдателей);
GFR – реактор на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем и замкнутым ядерным циклом (Франция, Евратом, Япония, Швейцария);
VHTR – высокотемпературный реактор с графитовым замедлителем, гелиевым теплоносителем и открытым урановым топливным циклом (США, Япония, Франция, Канада, Южная Корея, Швейцария, Евратом, Китай; в 2010 году ожидается присоединение ЮАР);
SCWR – высокотемпературный реактор с водным теплоносителем под высоким давлением, работающий выше термодинамической критической точки воды (Евратом, Канада, Япония; Южная Корея в качестве наблюдателя);
MSR – генерирует энергию за счет реакции деления при надтепловом спектре, с циркуляцией теплоносителя и топлива в виде смеси расплавленных солей и полным выжиганием актинидов (переговоры между Евратомом, Францией и США; Россия в качестве наблюдателя).

На пути к общей культуре безопасности

Дальнейшее развитие ядерной энергетики требует сохранения необходимых знаний и навыков и обеспечения квалифицированной рабочей силы для исследовательских центров и ядерных установок.

Одной из целей исследовательских и обучающих программ Евратома является вклад в устойчивое развитие ядерной энергии путем обеспечения ресурсов для технологической инновации (создания знаний) систем II, III и IV поколений. То есть обучающая деятельность Евратома направлена на повышение уровня квалификации работников отрасли, с конечной целью повышения общего уровня культуры ядерной безопасности в странах ЕС и за его пределами.

Обучающая деятельность Евратома традиционно ориентируется на научных работников и специалистов с высшим образованием.

Особое внимание уделяется повышению их уровня квалификации благодаря мобильности и постоянному, в течение всей жизни, обучению в результате совместной деятельности с заинтересованными сторонами. Стратегия Евратома в области обучения направлена на достижение трех основных целей:

анализ потребностей общества и отрасли в области общей культуры ядерной безопасности;
выработка общего видения указанных потребностей в контексте Европейского Союза;
создание общих инструментов для удовлетворения указанных потребностей и реализации видения (ECVET).

Для обеспечения максимально высокого качества ядерного образования и обучения во всех странах ЕС в сентябре 2003 года была создана некоммерческая ассоциация «Сеть европейского ядерного образования» (European Nuclear Education Network, ENEN). В июне 2010 года в состав ENEN входили члены из 56 стран (помимо 17 государств-членов ЕС – из Швейцарии, ЮАР, РФ, Украины и Японии).

В связи с этим необходимо упомянуть историю сотрудничества по целому ряду вопросов между университетами, входящими в состав ENEN, и некоторыми российскими вузами, например, Объединенным институтом ядерных исследований в Дубне, ФЭИ им. А.И. Лейпунского в Обнинске, Томским политехническим университетом, Красноярским государственным техническим университетом, МИФИ, Санкт-петербургским государственным техническим университетом. Кроме того, запускаются новые совместные проекты ENEN с российскими вузами:

в области образования – совместно с НИЯУ «МИФИ» и Обнинским институтом атомной энергетики;
в области обучения – с Центральным институтом повышения квалификации (ЦИПК, Обнинск) и Научно-исследовательским институтом атомных реакторов (НИИАР, Димитровград).

Заключение

В будущей низкоуглеродной экономике (постнефтяном обществе, переход к которому ожидается после 2040 года), реакция ядерного деления наверняка продолжит играть важную роль в удовлетворении энергетических потребностей человечества, особенно за счет способности к совместному производству тепла и электричества, что и предлагается для систем IV поколения. Совместное производство тепла и электричества будет необходимо для выработки водорода без сопутствующих выбросов парниковых газов. В более общем случае ядерная технология IV поколения обеспечит экономически эффективное и безопасное максимальное использование энергетического потенциала природных ресурсов (благодаря размножению делящегося материала), оптимальное обращение с ядерными отходами (рециклирование всех актинидов и незначительные выбросы парниковых газов) и минимальные риски распространения.

В настоящее время во всем мире готовятся научные обоснования и испытания различных систем IV поколения. Достижение конечной цели – реализации промышленной системы IV поколения – намечено на 2040 год, хотя никто не может точно предположить, когда отрасль и инвесторы будут готовы к принятию твердых, часто сложных решений по началу строительства таких инновационных систем. Принятие таких решений зависит не только от наличия научных обоснований и соответствующего технологического уровня, но и от текущей экономической и политической обстановки.

Работая над обоснованием и внедрением систем IV поколения, необходимо постоянно помнить о необходимости применения самых строгих критериев, с соблюдением требований как отрасли, так и общества, включая устойчивое развитие, конкурентоспособность, безопасность и надежность, защиту от распространения и физическую защиту.

Литература

Автор

Джорж ван Готем, PhD

external link, opens in a new tab

Европейская Комиссияexternal link, opens in a new tab

external link, opens in a new tab

Дирекция научных исследований (Евратом)external link, opens in a new tab

Источник:

Безопасность Окружающей Среды" №3-2010: Научно-технологическое обеспечение атомной отрасли