Под номером четыре
ТЕХНОЛОГИИ / #3 АПРЕЛЬ 2024
Текст: Надежда ФЕТИСОВА, Александр ЮЖАНИН / Фото: tvel.ru, ФГУП «ГХК», kairospower.com, energotek.ru / Иллюстрация: Кирилл ФИЛОНОВ
Поколение IV реакторных технологий считается самым инновационным. В полной мере такие системы нигде в мире реализованы пока не были. Тем удивительнее, что этому термину уже несколько десятков лет. Вместе с экспертами попытаемся разобраться, что он означает и какие подобные технологии разрабатываются в мире.
Системы поколения IV стали ключевой темой прошедшего в конце марта международного форума «Атомэкспо‑2024». Открывая тематическую сессию, первый заместитель генерального директора Росатома по развитию новых продуктов атомной энергетики Александр Локшин подчеркнул, что поколение IV — это больше, чем реактор, это комплексная система. А. Локшин отметил, что две главные проблемы развития современной атомной энергетики — это обращение с отходами и конечные запасы природного урана. Поэтому системы поколения IV должны не только соответствовать требованиям, предъявляемым к предыдущим поколениям реакторов (в первую очередь — по безопасности), но и решать две эти ключевые задачи.
Цитаты
Евгений Адамов
научный руководитель проектного направления Росатома «Прорыв»
«Несмотря на безопасность существующих технологий ядерной энергетики, необходимо и далее системно повышать безопасность технологий атомной отрасли на всем жизненном цикле, применять не промежуточные, а окончательные решения по обращению с отработавшим топливом, полностью использовать энергетический потенциал уранового сырья, укреплять режим нераспространения. Это можно сделать только в рамках энергетических систем поколения IV на базе реакторов на быстрых нейтронах».
“
«Россия занимает лидирующие позиции в развитии технологий поколения IV. Ввод в эксплуатацию энергоблока № 5 с реактором БН‑1200М на Белоярской АЭС и БРЕСТ-ОД‑300 позволит опередить мировые тенденции по внедрению реакторов поколения IV. По сути, к 2030 году Россия уже будет обладать референтной технологией замкнутого топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике, благодаря чему можно будет значительно сократить добычу урана и объем захоронения высокоактивных отходов».
Александр Путилов
профессор НИЯУ МИФИ
«Платформа реакторных технологий поколения IV представляет собой начальную стадию попытки спрогнозировать и сформулировать устойчивое развитие реакторных технологий будущего на длительную перспективу».
Разберемся в терминологии
Единого, «отлитого в бронзе» определения систем поколения IV не существует. «Для многих атомщиков „поколение IV“ — хорошо понятные слова, но детального объяснения, что это такое, вы не найдете», — сказал, выступая на «Атомэкспо‑2024», бывший заместитель гендиректора МАГАТЭ Александр Бычков.
С чего началась история поколения IV? Как вспоминает в интервью изданию Atominfo бывший представитель МАГАТЭ Владимир Каграманян, в конце 1990‑х годов наблюдался значительный спад интереса к атомной энергетике. По словам эксперта, тогда западные страны, в первую очередь США, на политическом уровне фактически поставили крест на атомной энергетике, «поэтому на организационном уровне в МАГАТЭ занимались если не ее похоронами, то как минимум рассуждениями о ее скором выходе на пенсию». России удалось переломить ситуацию. В 2000 году на Саммите тысячелетия ООН президент Владимир Путин выступил с инициативой, предложив обеспечить стабильное энергетическое развитие в мире на базе быстрых реакторов с гарантированным решением вопросов безопасности, отходов и нераспространения.
Призыв России поддержали Китай, Индия, Япония, Южная Корея; некоторые европейские страны также понимали, что без атома их развитие будет ограничено.
В 2000 году под эгидой МАГАТЭ был создан Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), в работе которого Россия принимает активное участие. «Мы искренне хотели вернуть интерес к быстрым реакторам, используя возможности МАГАТЭ», — вспоминает В. Каграманян.
В проекте ИНПРО сразу были заложены требования к системам поколения IV, остающиеся актуальными и сегодня: безопасность, нераспространение, обращение с отходами. «Наша российская позиция была классической. ОЯТ — это не часть отходов, а сырье для нового топлива в рамках замкнутого ядерного топливного цикла, включающего быстрые реакторы», — подчеркивает В. Каграманян. В 2001 году, то есть меньше чем через год после оглашения инициативы России на саммите тысячелетия, по инициативе США был основан международный форум GIF (the Generation IV International Forum). «Первым председателем GIF стал Уильям Мэгвуд, нынешний генеральный директор NEA. По его словам, целью создания форума была необходимость „перезагрузки“ американской атомной программы», — отмечает профессор кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» Уральского федерального университета Олег Ташлыков.
Единого, «отлитого в бронзе» определения систем поколения IV не существует. «Для многих атомщиков „поколение IV“ — хорошо понятные слова, но детального объяснения, что это такое, вы не найдете», — сказал, выступая на «Атомэкспо‑2024», бывший заместитель гендиректора МАГАТЭ Александр Бычков.
С чего началась история поколения IV? Как вспоминает в интервью изданию Atominfo бывший представитель МАГАТЭ Владимир Каграманян, в конце 1990‑х годов наблюдался значительный спад интереса к атомной энергетике. По словам эксперта, тогда западные страны, в первую очередь США, на политическом уровне фактически поставили крест на атомной энергетике, «поэтому на организационном уровне в МАГАТЭ занимались если не ее похоронами, то как минимум рассуждениями о ее скором выходе на пенсию». России удалось переломить ситуацию. В 2000 году на Саммите тысячелетия ООН президент Владимир Путин выступил с инициативой, предложив обеспечить стабильное энергетическое развитие в мире на базе быстрых реакторов с гарантированным решением вопросов безопасности, отходов и нераспространения.
Призыв России поддержали Китай, Индия, Япония, Южная Корея; некоторые европейские страны также понимали, что без атома их развитие будет ограничено.
В 2000 году под эгидой МАГАТЭ был создан Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), в работе которого Россия принимает активное участие. «Мы искренне хотели вернуть интерес к быстрым реакторам, используя возможности МАГАТЭ», — вспоминает В. Каграманян.
В проекте ИНПРО сразу были заложены требования к системам поколения IV, остающиеся актуальными и сегодня: безопасность, нераспространение, обращение с отходами. «Наша российская позиция была классической. ОЯТ — это не часть отходов, а сырье для нового топлива в рамках замкнутого ядерного топливного цикла, включающего быстрые реакторы», — подчеркивает В. Каграманян. В 2001 году, то есть меньше чем через год после оглашения инициативы России на саммите тысячелетия, по инициативе США был основан международный форум GIF (the Generation IV International Forum). «Первым председателем GIF стал Уильям Мэгвуд, нынешний генеральный директор NEA. По его словам, целью создания форума была необходимость „перезагрузки“ американской атомной программы», — отмечает профессор кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» Уральского федерального университета Олег Ташлыков.
Сборка МОКС-топлива
Сейчас GIF объединяет 13 стран, в том числе Россию, а также Евратом. «GIF играет роль больше координации, чем кооперации, так как страны — участницы этой платформы заинтересованы в развитии собственных национальных технологий, что не исключает обмена опытом», — считает профессор НИЯУ МИФИ Александр Путилов.
«Россию сначала не позвали, МАГАТЭ также осталось в стороне. Первоначальная идея форума GIF была такова. Западные разработчики соберутся вместе, выберут одну-две привлекательные технологии, после чего построят демонстрационный реактор в США или где-нибудь еще на Западе. На первых же рабочих совещаниях выяснилось, что отобрать одну-две технологии не получится, слишком разные взгляды и приоритеты у участников. Тогда был составлен огромный список, впоследствии сокращенный до шести позиций», — рассказывает В. Каграманян.
Позиции эти следующие:
GIF считает, что технологии поколения IV должны решить четыре принципиальные задачи:
Сегодня российские атомщики активно участвуют в работе как GIF, так и ИНПРО.
«Россия, безусловно, занимает активную позицию в GIF: руководитель „свинцовой подгруппы“ Андрей Моисеев — наш соотечественник, в натриевой подгруппе много российских участников. И это понятно, ведь современные натриевые и свинцовые технологии широким фронтом разрабатываются в нашей стране», — рассказывает генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов.
Рассмотрим, на каких стадиях находится разработка технологий поколения IV в России и других странах.
«Россию сначала не позвали, МАГАТЭ также осталось в стороне. Первоначальная идея форума GIF была такова. Западные разработчики соберутся вместе, выберут одну-две привлекательные технологии, после чего построят демонстрационный реактор в США или где-нибудь еще на Западе. На первых же рабочих совещаниях выяснилось, что отобрать одну-две технологии не получится, слишком разные взгляды и приоритеты у участников. Тогда был составлен огромный список, впоследствии сокращенный до шести позиций», — рассказывает В. Каграманян.
Позиции эти следующие:
- сверхкритический реактор с водяным охлаждением (Supercritical Water-cooled Reactor, SCWR);
- быстрый реактор с натриевым охлаждением (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR);
- быстрый реактор со свинцовым охлаждением (Lead-cooled Fast Reactor, LFR);
- жидкосолевой реактор (Molten Salt Reactor, MSR);
- быстрый реактор с газовым охлаждением (Gas-cooled Fast Reactor, GFR);
- высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (Very High Temperature Reactor, VHTR).
GIF считает, что технологии поколения IV должны решить четыре принципиальные задачи:
- стабильное производство энергии с минимальным количеством отходов;
- преимущества в стоимости производимой энергии по сравнению с другими видами генерации на всем протяжении жизненного цикла;
- уровень безопасности, исключающий возможность «запроектных» аварий (низкая степень повреждения активной зоны и отсутствие экстренного реагирования за пределами площадки);
- гарантии соблюдения режима нераспространения.
Сегодня российские атомщики активно участвуют в работе как GIF, так и ИНПРО.
«Россия, безусловно, занимает активную позицию в GIF: руководитель „свинцовой подгруппы“ Андрей Моисеев — наш соотечественник, в натриевой подгруппе много российских участников. И это понятно, ведь современные натриевые и свинцовые технологии широким фронтом разрабатываются в нашей стране», — рассказывает генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов.
Рассмотрим, на каких стадиях находится разработка технологий поколения IV в России и других странах.
Строительная площадка опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) БРЕСТ-ОД‑300
Свинец и натрий
По технологиям быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителями первое место занимает Россия. БН‑600 и БН‑800 работают, БРЕСТ-ОД‑300 — на стадии строительства, БН‑1200М и БР‑1200 активно разрабатываются.
БН‑600 эксплуатируется уже почти 45 лет, сейчас рассматривается возможность продления срока его эксплуатации до 60 лет. Ключевое решение для БН‑600 — интегральная компоновка активной зоны — стало референтным для последующих проектов быстрых реакторов.
В проекте БН‑800 были применены новые технические решения, в частности — пассивные системы безопасности. При этом БН‑600 и БН‑800 — не только наглядная демонстрация работоспособности натриевых быстрых технологий, но и важная база апробации решений для перспективных быстрых реакторов — новых видов топлива, конструкционных материалов. «В прошлом году БН‑800 полностью перешел на загрузку МОКС-топливом, решив одну из основных задач замкнутого ядерно-топливного цикла. Следующей задачей мы видим переход на новый вид топлива для дожигания минорных актинидов», — рассказал, выступая на «Атомэкспо‑2024», генеральный директор АО «Концерн Росэнергоатом» Александр Шутиков.
Он подчеркнул, что новый энергоблок БН‑1200М проектируется с учетом уже апробированных на БН‑600 и БН‑800 конструктивных и технологических решений; на нем также будут применены новые инновационные решения. Это быстрый натриевый реактор нового поколения, который должен стать типовым проектом для энергоблока мощностью 1200 МВт. Сейчас рассматриваются два вида топлива для него: оксидное и нитридное. Проект БН‑1200М отличается от предыдущих проектов быстрых натриевых реакторов улучшенными характеристиками безопасности, увеличенным сроком микрокампании, более высоким выгоранием топлива и уменьшением капитальных затрат на сооружение. «В 2017 году на совещании Управляющего совета GIF концепция БН‑1200 была принята и одобрена как отвечающая требованиям GIF», — отмечает О. Ташлыков.
Свинцовый БРЕСТ-ОД‑300 станет сердцем ОДЭК (сооружается в рамках проекта «Прорыв»), где будут продемонстрированы все преимущества поколения IV.
«Требования к реакторам поколения IV во многом совпадают с задачами проекта „Прорыв“: замыкание топливного цикла, отсутствие необходимости эвакуации и отселения за пределами промплощадки в случае аварии и так далее. При этом задачи „Прорыва“ (тогда он так еще не назывался) были сформированы на основании опыта мировой и советской ядерной энергетики в конце 1980‑х годов, развивались в 1990‑х, а подходы международного форума GIF IV создавались в 2000‑х годах. Так что идеи витали во всем мире и кристаллизовались примерно в одни и те же требования, которые мы и реализовываем», — отмечает В. Лемехов.
В последнее время хорошие новости с площадки ОДЭК приходят одна за другой. На «Атомэкспо‑2024» в прямом эфире состоялся тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по производству топлива для БРЕСТ-ОД‑300. Таким образом, дан старт тестовым испытаниям уникального оборудования. «Помимо передовых технологий реакторов поколения IV, проект „Прорыв“ вытягивает колоссальный пласт технологий будущего в производстве и переработке ядерного топлива, а это сложнейшее наукоемкое химическое машиностроение. Запуск модуля по производству СНУП-топлива станет первой вехой проекта „Прорыв“, к которой мы уверенно движемся», — прокомментировал событие глава Росатома Алексей Лихачев. Активно разрабатывается и свинцовый реактор большой мощности БР‑1200, который будет работать на нитридном (СНУП) топливе.
По технологиям быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителями первое место занимает Россия. БН‑600 и БН‑800 работают, БРЕСТ-ОД‑300 — на стадии строительства, БН‑1200М и БР‑1200 активно разрабатываются.
БН‑600 эксплуатируется уже почти 45 лет, сейчас рассматривается возможность продления срока его эксплуатации до 60 лет. Ключевое решение для БН‑600 — интегральная компоновка активной зоны — стало референтным для последующих проектов быстрых реакторов.
В проекте БН‑800 были применены новые технические решения, в частности — пассивные системы безопасности. При этом БН‑600 и БН‑800 — не только наглядная демонстрация работоспособности натриевых быстрых технологий, но и важная база апробации решений для перспективных быстрых реакторов — новых видов топлива, конструкционных материалов. «В прошлом году БН‑800 полностью перешел на загрузку МОКС-топливом, решив одну из основных задач замкнутого ядерно-топливного цикла. Следующей задачей мы видим переход на новый вид топлива для дожигания минорных актинидов», — рассказал, выступая на «Атомэкспо‑2024», генеральный директор АО «Концерн Росэнергоатом» Александр Шутиков.
Он подчеркнул, что новый энергоблок БН‑1200М проектируется с учетом уже апробированных на БН‑600 и БН‑800 конструктивных и технологических решений; на нем также будут применены новые инновационные решения. Это быстрый натриевый реактор нового поколения, который должен стать типовым проектом для энергоблока мощностью 1200 МВт. Сейчас рассматриваются два вида топлива для него: оксидное и нитридное. Проект БН‑1200М отличается от предыдущих проектов быстрых натриевых реакторов улучшенными характеристиками безопасности, увеличенным сроком микрокампании, более высоким выгоранием топлива и уменьшением капитальных затрат на сооружение. «В 2017 году на совещании Управляющего совета GIF концепция БН‑1200 была принята и одобрена как отвечающая требованиям GIF», — отмечает О. Ташлыков.
Свинцовый БРЕСТ-ОД‑300 станет сердцем ОДЭК (сооружается в рамках проекта «Прорыв»), где будут продемонстрированы все преимущества поколения IV.
«Требования к реакторам поколения IV во многом совпадают с задачами проекта „Прорыв“: замыкание топливного цикла, отсутствие необходимости эвакуации и отселения за пределами промплощадки в случае аварии и так далее. При этом задачи „Прорыва“ (тогда он так еще не назывался) были сформированы на основании опыта мировой и советской ядерной энергетики в конце 1980‑х годов, развивались в 1990‑х, а подходы международного форума GIF IV создавались в 2000‑х годах. Так что идеи витали во всем мире и кристаллизовались примерно в одни и те же требования, которые мы и реализовываем», — отмечает В. Лемехов.
В последнее время хорошие новости с площадки ОДЭК приходят одна за другой. На «Атомэкспо‑2024» в прямом эфире состоялся тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по производству топлива для БРЕСТ-ОД‑300. Таким образом, дан старт тестовым испытаниям уникального оборудования. «Помимо передовых технологий реакторов поколения IV, проект „Прорыв“ вытягивает колоссальный пласт технологий будущего в производстве и переработке ядерного топлива, а это сложнейшее наукоемкое химическое машиностроение. Запуск модуля по производству СНУП-топлива станет первой вехой проекта „Прорыв“, к которой мы уверенно движемся», — прокомментировал событие глава Росатома Алексей Лихачев. Активно разрабатывается и свинцовый реактор большой мощности БР‑1200, который будет работать на нитридном (СНУП) топливе.
Тепловыделяющие сборки, изготовленные на Машиностроительном заводе в Электростали (предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ») для стартовой загрузки топлива в реактор на быстрых нейтронах CFR‑600 — флагманский проект КНР в области «быстрой» атомной энергетики
Китай тоже делает успехи в области быстрых технологий: там с 2011 года эксплуатируется экспериментальный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем CEFR — его китайцы сооружали в сотрудничестве с Росатомом. На АЭС «Сяпу» в провинции Фуцзянь строятся два блока с демонстрационными быстрыми натриевыми реакторами CFR‑600 мощностью 600 МВт. В 2022 году ТВЭЛ отгрузил топливо для стартовой загрузки первого блока, его пуск должен произойти в текущем году.
На «Атомэкспо‑2024» генеральный директор Китайского института атомной энергии CIAE Ян Хуньи рассказал о проекте коммерческого быстрого реактора CFR‑1200. В презентации говорится, что мощность реактора составит 1200 МВт (э) и 2800 МВт (т), он будет работать на МОКС-топливе. Реактор будет иметь четыре петли теплоносителя, четыре главных насоса и восемь парогенераторов. Строительство реактора планируется завершить к 2030 году. Он станет частью комплекса CiFR: на одной площадке планируется разместить несколько быстрых реакторов и завод по переработке и изготовлению регенерированного топлива. До 2025 года будет подготовлен типовой эскизный проект и проведено полное технико-экономическое обоснование. По словам докладчика, проект должен быть завершен к 2035 году. «Система CiFR‑1200 должна полностью соответствовать требованиям к ядерно-энергетическим системам поколения IV. CiFR‑1200 станет основным продуктом для крупномасштабного развития ядерной энергетики на быстрых нейтронах», — подчеркнул Ян Хуньи.
Во Франции с 1974 года эксплуатировался реактор на быстрых нейтронах Phenix с натриевым теплоносителем; в 2010 году он был закрыт. На его базе был построен реактор Superphenix, который, однако, не эксплуатируется с декабря 1996 года, в феврале 1997 года отозвана лицензия на его эксплуатацию, а в 1998 году правительство Франции приняло постановление о выводе его из эксплуатации.
Развивает быстрое направление и Индия. На базе Индийского центра атомных исследований им. Индиры Ганди (IGCAR) в Калпаккаме c 1985 года работает быстрый натриевый исследовательский реактор FBTR. Однако, на проектную мощность в 40 МВт он вышел только в 2022 году. Сооружается и демонстрационный натриевый реактор. Правда, история реактора PFBR‑500, строящегося на площадке АЭС «Калпаккам» непростая. Первый бетон в его основание залили еще в 2004 году, первоначально пуск планировался в 2011‑м, но неоднократно сдвигался. В марте этого года состоялось долгожданное событие — загрузка топлива в реактор. Как сообщили в Департаменте атомной энергии Индии, в ближайшее время после завершения загрузки активной зоны будет достигнуто первое приближение к критичности, после чего начнется выработка электроэнергии. Первоначально в реакторе PFBR будет использоваться уран-плутониевое МОКС-топливо, в дальнейшей перспективе планируется использование смешанного уран-ториевого. Также в январе этого года в IGCAR состоялась церемония запуска демонстрационной установки по переработке топлива быстрых реакторов.
США тоже заявляли об интересе к натриевым технологиям. Однако сейчас в разработке остался лишь быстрый натриевый реактор Natrium (проект компании TerraPower). Компания, основанная Биллом Гейтсом, в конце марта 2024 года подала заявку на получение разрешения на строительство своей первой атомной электростанции с реактором Natrium.
На «Атомэкспо‑2024» генеральный директор Китайского института атомной энергии CIAE Ян Хуньи рассказал о проекте коммерческого быстрого реактора CFR‑1200. В презентации говорится, что мощность реактора составит 1200 МВт (э) и 2800 МВт (т), он будет работать на МОКС-топливе. Реактор будет иметь четыре петли теплоносителя, четыре главных насоса и восемь парогенераторов. Строительство реактора планируется завершить к 2030 году. Он станет частью комплекса CiFR: на одной площадке планируется разместить несколько быстрых реакторов и завод по переработке и изготовлению регенерированного топлива. До 2025 года будет подготовлен типовой эскизный проект и проведено полное технико-экономическое обоснование. По словам докладчика, проект должен быть завершен к 2035 году. «Система CiFR‑1200 должна полностью соответствовать требованиям к ядерно-энергетическим системам поколения IV. CiFR‑1200 станет основным продуктом для крупномасштабного развития ядерной энергетики на быстрых нейтронах», — подчеркнул Ян Хуньи.
Во Франции с 1974 года эксплуатировался реактор на быстрых нейтронах Phenix с натриевым теплоносителем; в 2010 году он был закрыт. На его базе был построен реактор Superphenix, который, однако, не эксплуатируется с декабря 1996 года, в феврале 1997 года отозвана лицензия на его эксплуатацию, а в 1998 году правительство Франции приняло постановление о выводе его из эксплуатации.
Развивает быстрое направление и Индия. На базе Индийского центра атомных исследований им. Индиры Ганди (IGCAR) в Калпаккаме c 1985 года работает быстрый натриевый исследовательский реактор FBTR. Однако, на проектную мощность в 40 МВт он вышел только в 2022 году. Сооружается и демонстрационный натриевый реактор. Правда, история реактора PFBR‑500, строящегося на площадке АЭС «Калпаккам» непростая. Первый бетон в его основание залили еще в 2004 году, первоначально пуск планировался в 2011‑м, но неоднократно сдвигался. В марте этого года состоялось долгожданное событие — загрузка топлива в реактор. Как сообщили в Департаменте атомной энергии Индии, в ближайшее время после завершения загрузки активной зоны будет достигнуто первое приближение к критичности, после чего начнется выработка электроэнергии. Первоначально в реакторе PFBR будет использоваться уран-плутониевое МОКС-топливо, в дальнейшей перспективе планируется использование смешанного уран-ториевого. Также в январе этого года в IGCAR состоялась церемония запуска демонстрационной установки по переработке топлива быстрых реакторов.
США тоже заявляли об интересе к натриевым технологиям. Однако сейчас в разработке остался лишь быстрый натриевый реактор Natrium (проект компании TerraPower). Компания, основанная Биллом Гейтсом, в конце марта 2024 года подала заявку на получение разрешения на строительство своей первой атомной электростанции с реактором Natrium.
Реакторы на расплавах солей
«Благодаря развитию науки и техники некоторые проблемы жидкосолевых реакторов стало возможным решить, поэтому в последнее время появилось немало проектов реакторов такого типа», — отмечает О. Ташлыков.
Топ-менеджеры зарубежных стартапов делают много громких заявлений и предлагают многообещающие концепции, но серьезнее всего на этом фоне выглядят пока разработки России. Российские атомщики разрабатывают проект исследовательского жидкосолевого реактора для дожигания минорных актинидов (МА). Его планируют построить в подгорной части Горно-химического комбината (ГХК).
В реактор, работающий в непрерывном цикле, вводится жидкая соль, содержащая делящийся материал, поддерживающий реакцию, и МА. По мере циркуляции жидкой соли в петле реактора МА выгорают, а в раствор вводятся новые их порции, таким образом происходит их постепенное дожигание.
«Первая и основная особенность установки — отсутствие топливных элементов в привычном смысле этих слов. Делящиеся материалы растворены в несущей солевой композиции, которая циркулирует в первом контуре. По большому счету, первый контур этого реактора является аналогом твэла. Вообще этот проект — большой вызов для разработчиков: нужно разработать и ввести в действие и требования нормативной базы по безопасности, и обоснование барьеров безопасности, и обоснование применимости конструкционных материалов, а также решить вопросы надежного управления реактором, проблемы диагностики и обслуживания реакторного оборудования», — рассказал в интервью газете «Страна Росатом» летом 2022 года главный конструктор исследовательских и изотопных реакторов Игорь Третьяков.
Конструкторские проработки и расчетные оценки ИЖСР начались в конце 2019 года. По итогам 2023 года ГХК отчитался о выполнении полного объема НИОКР по проекту, в том числе был разработан эскизный проект реактора. Физический пуск запланирован на период после 2030 года.
Топливо для ИЖСР (расплав фторидов нескольких металлов) разрабатывает ВНИИНМ им. А. А. Бочвара. В качестве базы топливной композиции ВНИИНМ планирует использовать фториды лития и бериллия (FLiBe). Они менее активны по отношению к конструкционным материалам, чем фториды натрия, лития и калия (FLiNaK). Получение солей нужного качества — вторая задача ВНИИНМа. Технологические разработки ВНИИНМа прошли успешную проверку на ГХК. Третья задача — избавиться от трития, образующегося из лития при облучении. ВНИИНМ уже подобрал сорбенты для выделения трития и разработал схему системы газоочистки, идут эксперименты. Параллельно конструкторы разрабатывают технологическое оборудование для модулей подготовки и переработки топлива, систем газоочистки.
Эксперты отмечают, что ИЖСР — первый шаг к отработке концепций, материалов и оборудования; затем можно будет двигаться дальше — к созданию полномасштабного реактора.
Теперь вкратце о других разрабатываемых проектах жидкосолевых реакторов.
Дочерняя компания канадской Moltex Energy, британский стартап MoltexFLEX, разрабатывает реактор FLEX (версия технологии реактора на тепловых нейтронах на стабильной соли компании Moltex Energy) мощностью 60 МВт (т) и 24 МВт (э) с пятилетним циклом дозаправки. Реактор планируется построить к 2029 году. Сама Moltex Energy разрабатывает собственную версию ЖСР, но на быстрых нейтронах — малый модульный реактор SSR-W 300 мощностью 300 МВт. В 2021 году Канадская комиссия по ядерной безопасности завершила первый этап предлицензионной экспертизы этого проекта. Компания намерена развернуть первый такой реактор на площадке Пойнт-Лепрео в Нью-Брансуике к началу 2030‑х годов.
Нидерландская Thorizon разрабатывает реактор на расплавленной соли мощностью 250 МВт (т) и 100 МВт (э). В качестве топлива Thorizon планирует использовать смесь тория и долгоживущих элементов из переработанного ОЯТ. Активная зона этого реактора будет состоять из отдельных блоков (картриджей), заменяемых через 5−10 лет каждый. По мнению Thorizon, ее концепция предлагает дополнительные преимущества с точек зрения безопасности, времени выхода на рынок и затрат. Во-первых, реактор вырабатывает энергию только при циркуляции соли через картриджи. Если насос останавливается, реактор отключается. Во-вторых, конструкция картриджей позволяет использовать проверенные материалы и компоненты, что сводит к минимуму сроки разработки и лицензирования. В-третьих, картриджи производятся серийно за пределами площадки. Пилотную реакторную установку Thorizon планирует построить до 2035 года.
Американская компания Kairos Power намерена построить демонстрационный жидкосолевой реактор Hermes мощностью 35 МВт (т) в промышленном парке Heritage Center (Окридж, штат Теннесси). В конце прошлого года Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) проголосовала за выдачу разрешения на строительство реактора. Это первый реактор без водяного охлаждения, одобренный для строительства в США более чем за 50 лет. Строительство должно начаться уже в этом году.
Hermes — уменьшенная по мощности версия жидкосолевого высокотемпературного реактора KP-FHR, разрабатываемого компанией. Kairos также подала заявку на строительство Hermes 2 — демонстрационной установки из двух блоков на основе Hermes, которая продемонстрирует полную архитектуру будущих коммерческих установок. Hermes 2 будет производить электроэнергию. Стартап планирует коммерческое развертывание данной технологии в начале 2030‑х годов.
«Благодаря развитию науки и техники некоторые проблемы жидкосолевых реакторов стало возможным решить, поэтому в последнее время появилось немало проектов реакторов такого типа», — отмечает О. Ташлыков.
Топ-менеджеры зарубежных стартапов делают много громких заявлений и предлагают многообещающие концепции, но серьезнее всего на этом фоне выглядят пока разработки России. Российские атомщики разрабатывают проект исследовательского жидкосолевого реактора для дожигания минорных актинидов (МА). Его планируют построить в подгорной части Горно-химического комбината (ГХК).
В реактор, работающий в непрерывном цикле, вводится жидкая соль, содержащая делящийся материал, поддерживающий реакцию, и МА. По мере циркуляции жидкой соли в петле реактора МА выгорают, а в раствор вводятся новые их порции, таким образом происходит их постепенное дожигание.
«Первая и основная особенность установки — отсутствие топливных элементов в привычном смысле этих слов. Делящиеся материалы растворены в несущей солевой композиции, которая циркулирует в первом контуре. По большому счету, первый контур этого реактора является аналогом твэла. Вообще этот проект — большой вызов для разработчиков: нужно разработать и ввести в действие и требования нормативной базы по безопасности, и обоснование барьеров безопасности, и обоснование применимости конструкционных материалов, а также решить вопросы надежного управления реактором, проблемы диагностики и обслуживания реакторного оборудования», — рассказал в интервью газете «Страна Росатом» летом 2022 года главный конструктор исследовательских и изотопных реакторов Игорь Третьяков.
Конструкторские проработки и расчетные оценки ИЖСР начались в конце 2019 года. По итогам 2023 года ГХК отчитался о выполнении полного объема НИОКР по проекту, в том числе был разработан эскизный проект реактора. Физический пуск запланирован на период после 2030 года.
Топливо для ИЖСР (расплав фторидов нескольких металлов) разрабатывает ВНИИНМ им. А. А. Бочвара. В качестве базы топливной композиции ВНИИНМ планирует использовать фториды лития и бериллия (FLiBe). Они менее активны по отношению к конструкционным материалам, чем фториды натрия, лития и калия (FLiNaK). Получение солей нужного качества — вторая задача ВНИИНМа. Технологические разработки ВНИИНМа прошли успешную проверку на ГХК. Третья задача — избавиться от трития, образующегося из лития при облучении. ВНИИНМ уже подобрал сорбенты для выделения трития и разработал схему системы газоочистки, идут эксперименты. Параллельно конструкторы разрабатывают технологическое оборудование для модулей подготовки и переработки топлива, систем газоочистки.
Эксперты отмечают, что ИЖСР — первый шаг к отработке концепций, материалов и оборудования; затем можно будет двигаться дальше — к созданию полномасштабного реактора.
Теперь вкратце о других разрабатываемых проектах жидкосолевых реакторов.
Дочерняя компания канадской Moltex Energy, британский стартап MoltexFLEX, разрабатывает реактор FLEX (версия технологии реактора на тепловых нейтронах на стабильной соли компании Moltex Energy) мощностью 60 МВт (т) и 24 МВт (э) с пятилетним циклом дозаправки. Реактор планируется построить к 2029 году. Сама Moltex Energy разрабатывает собственную версию ЖСР, но на быстрых нейтронах — малый модульный реактор SSR-W 300 мощностью 300 МВт. В 2021 году Канадская комиссия по ядерной безопасности завершила первый этап предлицензионной экспертизы этого проекта. Компания намерена развернуть первый такой реактор на площадке Пойнт-Лепрео в Нью-Брансуике к началу 2030‑х годов.
Нидерландская Thorizon разрабатывает реактор на расплавленной соли мощностью 250 МВт (т) и 100 МВт (э). В качестве топлива Thorizon планирует использовать смесь тория и долгоживущих элементов из переработанного ОЯТ. Активная зона этого реактора будет состоять из отдельных блоков (картриджей), заменяемых через 5−10 лет каждый. По мнению Thorizon, ее концепция предлагает дополнительные преимущества с точек зрения безопасности, времени выхода на рынок и затрат. Во-первых, реактор вырабатывает энергию только при циркуляции соли через картриджи. Если насос останавливается, реактор отключается. Во-вторых, конструкция картриджей позволяет использовать проверенные материалы и компоненты, что сводит к минимуму сроки разработки и лицензирования. В-третьих, картриджи производятся серийно за пределами площадки. Пилотную реакторную установку Thorizon планирует построить до 2035 года.
Американская компания Kairos Power намерена построить демонстрационный жидкосолевой реактор Hermes мощностью 35 МВт (т) в промышленном парке Heritage Center (Окридж, штат Теннесси). В конце прошлого года Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) проголосовала за выдачу разрешения на строительство реактора. Это первый реактор без водяного охлаждения, одобренный для строительства в США более чем за 50 лет. Строительство должно начаться уже в этом году.
Hermes — уменьшенная по мощности версия жидкосолевого высокотемпературного реактора KP-FHR, разрабатываемого компанией. Kairos также подала заявку на строительство Hermes 2 — демонстрационной установки из двух блоков на основе Hermes, которая продемонстрирует полную архитектуру будущих коммерческих установок. Hermes 2 будет производить электроэнергию. Стартап планирует коммерческое развертывание данной технологии в начале 2030‑х годов.
Американский стартап Kairos Power в январе 2024 г. завершил 1000 часов испытаний жидкосолевого теплоносителя для демонстрационного реактора малой мощности Hermes
Высокотемпературные газовые реакторы
Разработка сверхвысокотемпературных реакторов VHTR пока ведется только на уровне НИР. Зато во всем мире заметно вырос интерес к реакторам типа ВТГР — высокотемпературным газоохлаждаемым (HTR или HTGR). Их отличие от VHTR — немного более низкая температура гелиевого теплоносителя на выходе (~850 °C). Соответственно, у таких реакторов несколько другое предназначение: получение водорода не прямым гидролизом, а конверсией метана, или просто выработка электроэнергии.
ВТГР разрабатываются для разных целей, но с единым типом топливных элементов, так называемых микротвэлов. Это оксидные, карбидные или оксикарбидные топливные микросферы диаметром 200−500 микрон. На них наносят многослойное покрытие из пиролитического углерода и карбида кремния.
Можно выделить два варианта конструктивного исполнения ВТГР. В одном — так называемая призматическая активная зона, формируемая с помощью микротвэлов, спрессованных в цилиндрические графитовые топливные компакты. Во втором — "шаровая засыпка" активной зоны: в ней микротвэлы размещаются в графитовых шарах размером с бильярдный шар. Шаровые твэлы со свежим топливом насыпаются вверху активной зоны, отработавшие высыпаются снизу, не достигшие проектного выгорания шары возвращаются в активную зону.
«КПД ВТГР достигает 50 %, они обладают более высоким уровнем внутренней безопасности по сравнению с реакторами предыдущих поколений», — отмечает главный специалист конструкторско-технологического отделения разработки топлива для быстрых и газовых реакторов АО «ВНИИНМ» Игорь Голубев.
Разработка сверхвысокотемпературных реакторов VHTR пока ведется только на уровне НИР. Зато во всем мире заметно вырос интерес к реакторам типа ВТГР — высокотемпературным газоохлаждаемым (HTR или HTGR). Их отличие от VHTR — немного более низкая температура гелиевого теплоносителя на выходе (~850 °C). Соответственно, у таких реакторов несколько другое предназначение: получение водорода не прямым гидролизом, а конверсией метана, или просто выработка электроэнергии.
ВТГР разрабатываются для разных целей, но с единым типом топливных элементов, так называемых микротвэлов. Это оксидные, карбидные или оксикарбидные топливные микросферы диаметром 200−500 микрон. На них наносят многослойное покрытие из пиролитического углерода и карбида кремния.
Можно выделить два варианта конструктивного исполнения ВТГР. В одном — так называемая призматическая активная зона, формируемая с помощью микротвэлов, спрессованных в цилиндрические графитовые топливные компакты. Во втором — "шаровая засыпка" активной зоны: в ней микротвэлы размещаются в графитовых шарах размером с бильярдный шар. Шаровые твэлы со свежим топливом насыпаются вверху активной зоны, отработавшие высыпаются снизу, не достигшие проектного выгорания шары возвращаются в активную зону.
«КПД ВТГР достигает 50 %, они обладают более высоким уровнем внутренней безопасности по сравнению с реакторами предыдущих поколений», — отмечает главный специалист конструкторско-технологического отделения разработки топлива для быстрых и газовых реакторов АО «ВНИИНМ» Игорь Голубев.
История ВТГР
Технологии ВТГР активно разрабатывались с середины прошлого века в разных странах.
В Великобритании в 1965 году был построен экспериментальный реактор Dragon тепловой мощностью 20 МВт. В США в 1967 году — блок на АЭС «Пич Боттом» мощностью 40 МВт (э), а в 1979 году — реактор с призматической активной зоной мощностью 330 МВт (э) на АЭС «Форт Сент-Врейн», проработавший 12 лет.
В Западной Германии в 1984 году — реактор с шаровой засыпкой THTR‑300 мощностью 300 МВт (э). После аварии на Чернобыльской АЭС работы по этому направлению в европейских странах были приостановлены. А вот в Азии — наоборот, активизировались: в Японии был сооружен испытательный реактор HTTR с призматической активной зоной мощностью 30 МВт (т).
В Китае в 2000‑х был запущен исследовательский реактор HTR‑10, а в конце 2023 года введена в промышленную эксплуатацию АЭС HTR-PM («Шидаовань») с двумя модульными ВТГР мощностью 250 МВт каждый.
«Полноценно относить данные реакторы к поколению IV было бы преждевременно, поскольку в данном случае не решена одна из задач, поставленных GIF-IV, а именно — не достигнуто преимущество в стоимости производимой энергии по сравнению с другими видами генерации на всем протяжении жизненного цикла», — комментирует профессор кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» Уральского федерального университета Олег Ташлыков.
В США сейчас реализуется программа реакторных и послереакторных испытаний и исследований топливных элементов ВТГР.
В СССР, а затем в России такие работы тоже активно велись: достаточно вспомнить проекты экспериментального реактора ВГ‑50, опытно-промышленного ВГ‑400, модульных ВГМ и ВГМ-П (все — с использованием шаровых твэлов). В 1980‑х годах была принята госпрограмма по атомно-водородной энергетике, в рамках которой разрабатывались и планировались к внедрению энерготехнологические комплексы на основе реакторов ВТГР для использования в энергоемких технологических процессах.
В 1998—2012 годах в рамках международного проекта разрабатывался реактор ГТ-МГР с призматической активной зоной.
В Великобритании в 1965 году был построен экспериментальный реактор Dragon тепловой мощностью 20 МВт. В США в 1967 году — блок на АЭС «Пич Боттом» мощностью 40 МВт (э), а в 1979 году — реактор с призматической активной зоной мощностью 330 МВт (э) на АЭС «Форт Сент-Врейн», проработавший 12 лет.
В Западной Германии в 1984 году — реактор с шаровой засыпкой THTR‑300 мощностью 300 МВт (э). После аварии на Чернобыльской АЭС работы по этому направлению в европейских странах были приостановлены. А вот в Азии — наоборот, активизировались: в Японии был сооружен испытательный реактор HTTR с призматической активной зоной мощностью 30 МВт (т).
В Китае в 2000‑х был запущен исследовательский реактор HTR‑10, а в конце 2023 года введена в промышленную эксплуатацию АЭС HTR-PM («Шидаовань») с двумя модульными ВТГР мощностью 250 МВт каждый.
«Полноценно относить данные реакторы к поколению IV было бы преждевременно, поскольку в данном случае не решена одна из задач, поставленных GIF-IV, а именно — не достигнуто преимущество в стоимости производимой энергии по сравнению с другими видами генерации на всем протяжении жизненного цикла», — комментирует профессор кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» Уральского федерального университета Олег Ташлыков.
В США сейчас реализуется программа реакторных и послереакторных испытаний и исследований топливных элементов ВТГР.
В СССР, а затем в России такие работы тоже активно велись: достаточно вспомнить проекты экспериментального реактора ВГ‑50, опытно-промышленного ВГ‑400, модульных ВГМ и ВГМ-П (все — с использованием шаровых твэлов). В 1980‑х годах была принята госпрограмма по атомно-водородной энергетике, в рамках которой разрабатывались и планировались к внедрению энерготехнологические комплексы на основе реакторов ВТГР для использования в энергоемких технологических процессах.
В 1998—2012 годах в рамках международного проекта разрабатывался реактор ГТ-МГР с призматической активной зоной.
Сейчас концерн «Росэнергоатом» в рамках масштабного проекта разработки технологий атомно-водородной энергетики прорабатывает проект демонстрационного комплекса с реактором ВТГР и химико-технологической частью (ХТЧ) для крупномасштабного производства водорода. У этого реактора будет призматическая активная зона. Его назначение — получение водорода методом конверсии природного метана, а также производство аммиака и аммиачных удобрений. Температура гелия на выходе составит 850 °C. Отводимое теплоносителем тепло передается в химико-технологическую часть комплекса, где и происходит выработка водорода.
Водяная сверхкритика
Технология сверхкритического реактора с водяным охлаждением предполагает переход к сверхкритическим параметрам теплоносителя: повышение давления до 23,5−25,0 МПа и температуры — до 380−540 °C. Это позволит существенно — до 44 % — улучшить КПД установки, а также повысить ее экономические характеристики, обеспечить более высокий, чему у современных ВВЭР, коэффициент выгорания, оптимизировать расход природного урана и уменьшить расход теплоносителя.
«Переход к сверхкритическому давлению позволяет объединить конструкции реактора с водой под давлением (PWR) и кипящего реактора (BWR) в единую концепцию», — отмечается в публикации «Водоохлаждаемые АЭС четвертого поколения (ВВЭР СКД)» (П. Кириллов, Т. Маклачкова. Обнинск: ГНЦ РФ — ФЭИ, 2018.). Одно из преимуществ — в основе проекта СКД лежат хорошо освоенные технологии: многолетняя эксплуатация водо-водяных реакторов, а также мировой опыт эксплуатации тепловых электростанций, в которых используется водяной пар сверхкритических (25 МПа, 540 °C) и суперсверхкритических (35−37 МПа, 620−700 °C) параметров.
«Существует ряд технологических проблем, связанных с разработкой SCWR, в частности, необходимость проверки моделей теплопередачи, разработка и апробация необходимых материалов, демонстрация систем пассивной безопасности», — отмечается на сайте GIF IV.
В GIF IV работает группа, изучающая технологии сверхкритического давления. Также о соответствующих исследованиях заявляли Канада, Китай, Южная Корея, Европа, Япония.
Росатом разрабатывает проект ВВЭР СКД — следующий шаг после ВВЭР-С (со спектральным регулированием). Как рассказал в интервью газете «Страна Росатом» первый заместитель гендиректора АО «Наука и инновации», научный руководитель федерального проекта по новым материалам и технологиям КП РТТН Алексей Дуб, во Всероссийском НИИ автоматики им. Н. Л. Духова создана цифровая модель для подбора конструкционных материалов перспективного реактора ВВЭР-СКД. «Мы фактически решили проблемы с конструкционным материалом для таких реакторов, как ВВЭР-С, ВВЭР-СКД», — заявил А. Дуб.
Технология сверхкритического реактора с водяным охлаждением предполагает переход к сверхкритическим параметрам теплоносителя: повышение давления до 23,5−25,0 МПа и температуры — до 380−540 °C. Это позволит существенно — до 44 % — улучшить КПД установки, а также повысить ее экономические характеристики, обеспечить более высокий, чему у современных ВВЭР, коэффициент выгорания, оптимизировать расход природного урана и уменьшить расход теплоносителя.
«Переход к сверхкритическому давлению позволяет объединить конструкции реактора с водой под давлением (PWR) и кипящего реактора (BWR) в единую концепцию», — отмечается в публикации «Водоохлаждаемые АЭС четвертого поколения (ВВЭР СКД)» (П. Кириллов, Т. Маклачкова. Обнинск: ГНЦ РФ — ФЭИ, 2018.). Одно из преимуществ — в основе проекта СКД лежат хорошо освоенные технологии: многолетняя эксплуатация водо-водяных реакторов, а также мировой опыт эксплуатации тепловых электростанций, в которых используется водяной пар сверхкритических (25 МПа, 540 °C) и суперсверхкритических (35−37 МПа, 620−700 °C) параметров.
«Существует ряд технологических проблем, связанных с разработкой SCWR, в частности, необходимость проверки моделей теплопередачи, разработка и апробация необходимых материалов, демонстрация систем пассивной безопасности», — отмечается на сайте GIF IV.
В GIF IV работает группа, изучающая технологии сверхкритического давления. Также о соответствующих исследованиях заявляли Канада, Китай, Южная Корея, Европа, Япония.
Росатом разрабатывает проект ВВЭР СКД — следующий шаг после ВВЭР-С (со спектральным регулированием). Как рассказал в интервью газете «Страна Росатом» первый заместитель гендиректора АО «Наука и инновации», научный руководитель федерального проекта по новым материалам и технологиям КП РТТН Алексей Дуб, во Всероссийском НИИ автоматики им. Н. Л. Духова создана цифровая модель для подбора конструкционных материалов перспективного реактора ВВЭР-СКД. «Мы фактически решили проблемы с конструкционным материалом для таких реакторов, как ВВЭР-С, ВВЭР-СКД», — заявил А. Дуб.
Цитата
Михаил Аким
профессор Высшей школы бизнеса НИУ ВШЭ
«Одна из ключевых причин, мешающая водороду стать популярным источником энергии, — его высокая стоимость по сравнению с другими источниками. Цена «зеленого» водорода зависит от технологии производства и источника электроэнергии. Наиболее экологически чистым считается «зеленый» водород, получаемый путем электролиза при использовании возобновляемых источников энергии (солнце- и ветрогенерации) — одновременно и самый дорогой. Его средний ценовой диапазон — около $ 5−10 за 1 кг. Для сравнения, цена «серого» водорода (произведенного из природного газа) варьируется в пределах $ 2−6 за 1 кг. Однако на рынок выходит большое количество производителей «зеленого» водорода. В данный сектор инвестируются сотни миллиардов долларов. Прогнозируется, что цена на «зеленый» водород упадет до $ 1 за 1 кг до 2035 года и до $ 0,75 за 1 кг — до 2050 года.
Ряд международных исследований направлен на то, как сделать атомную энергетику более прибыльной. Одним из рассматриваемых путей может стать интеграция атомных электростанций с системами водородных электролизеров и топливных элементов для производства и хранения газообразного водорода. Когда спрос в сети низкий, электроэнергия, вырабатываемая атомной энергетикой, может быть использована для производства водорода — это представляется очевидной идеей, но требует детального экономического анализа и оценки рынков".
Ряд международных исследований направлен на то, как сделать атомную энергетику более прибыльной. Одним из рассматриваемых путей может стать интеграция атомных электростанций с системами водородных электролизеров и топливных элементов для производства и хранения газообразного водорода. Когда спрос в сети низкий, электроэнергия, вырабатываемая атомной энергетикой, может быть использована для производства водорода — это представляется очевидной идеей, но требует детального экономического анализа и оценки рынков".
Эволюция реакторов
Реактор ВВЭР‑440
Реакторы поколения I.
1950−1960‑е годы.
Ранние образцы энергетических реакторов с топливом в виде природного или низкообогащенного урана, с графитовым, легководным и тяжеловодным замедлителями, с водяным и газовым (CO2) теплоносителями. На основе этих первых проектов были построены и эксплуатировались некоторые прототипы АЭС.
Примеры: Shippingport, Magnox/UNGG, AMB, Fermi 1 и Dresden 1, в СССР — промышленные уран-графитовые реакторы (АДЭ и др.), ВВЭР‑440/230 и др. Продолжительность работы 30−40 лет.
1950−1960‑е годы.
Ранние образцы энергетических реакторов с топливом в виде природного или низкообогащенного урана, с графитовым, легководным и тяжеловодным замедлителями, с водяным и газовым (CO2) теплоносителями. На основе этих первых проектов были построены и эксплуатировались некоторые прототипы АЭС.
Примеры: Shippingport, Magnox/UNGG, AMB, Fermi 1 и Dresden 1, в СССР — промышленные уран-графитовые реакторы (АДЭ и др.), ВВЭР‑440/230 и др. Продолжительность работы 30−40 лет.
Реакторы поколения II.
Начало 1970 х — конец 1990 х годов.
В основном это легководные реакторы, кипящие (BWR) и с водой под давлением (PWR, ВВЭР).
Начало 1970 х — конец 1990 х годов.
В основном это легководные реакторы, кипящие (BWR) и с водой под давлением (PWR, ВВЭР).
Реактор CPR-1000
Реакторы поколения II+.
Этот термин иногда используется для обозначения модернизированных реакторов поколения II, построенных после 2000 года (например, китайский CPR‑1000) и конкурирующих с более дорогими конструкциями реакторов поколения III. Обычно модернизация включает усовершенствованные системы безопасности и расчетный срок службы до 60 лет.
Этот термин иногда используется для обозначения модернизированных реакторов поколения II, построенных после 2000 года (например, китайский CPR‑1000) и конкурирующих с более дорогими конструкциями реакторов поколения III. Обычно модернизация включает усовершенствованные системы безопасности и расчетный срок службы до 60 лет.
АЭС «Куданкулам» с реакторами ВВЭР-1000
Реакторы поколения III.
Их характерные черты: более высокая топливная эффективность, улучшенный тепловой КПД, значительное усовершенствование систем безопасности (включая пассивные) и стандартизация конструкции для снижения капитальных затрат и затрат на техническое обслуживание.
Российские проекты: ВВЭР‑1000/428(М) (блоки №№ 1−4 АЭС «Тяньвань», 2007−2018 годы); ВВЭР‑1000/412 (АЭС «Куданкулам»).
Их характерные черты: более высокая топливная эффективность, улучшенный тепловой КПД, значительное усовершенствование систем безопасности (включая пассивные) и стандартизация конструкции для снижения капитальных затрат и затрат на техническое обслуживание.
Российские проекты: ВВЭР‑1000/428(М) (блоки №№ 1−4 АЭС «Тяньвань», 2007−2018 годы); ВВЭР‑1000/412 (АЭС «Куданкулам»).
Реакторы поколения III+.
Реакторные установки повышенной безопасности.
Характерные черты: исключение аварий, требующих эвакуации населения; модульное исполнение важнейших элементов РУ; высокий уровень стандартизации оборудования РУ; способность выдержать падение самолета; наличие разнообразных пассивных систем безопасности (СПОТ, САОР, «ловушки расплава», устройства охлаждения корпуса и т. п.).
Российские проекты: АЭС‑2006, ВВЭР-ТОИ.
Реакторные установки повышенной безопасности.
Характерные черты: исключение аварий, требующих эвакуации населения; модульное исполнение важнейших элементов РУ; высокий уровень стандартизации оборудования РУ; способность выдержать падение самолета; наличие разнообразных пассивных систем безопасности (СПОТ, САОР, «ловушки расплава», устройства охлаждения корпуса и т. п.).
Российские проекты: АЭС‑2006, ВВЭР-ТОИ.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ