International IAEA Conference ‘FR-17’ on Fast Neutron Spectrum Reactors in Russia
Международная конференция МАГАТЭ FR-17 по реакторам на быстрых нейтронах в России

В России в Екатеринбурге открылась конференция МАГАТЭ FR-17 посвященная реакторам на быстрых нейтронах.

Анализ результатов ещё только предстоит сделать поскольку, как сложилось в последние годы, многие тезисы уровнем оптимизма сильно опережают, или даже превосходят, реальный масштаб работ. Как поставленные цели, так и достигнутые результаты, в декларациях одни а на практике совсем другие.

Некоторые ссылки.
Сайт конференции: http://fr-17.org/programma_seminara.html
Сайт рекламы реактора МБИР (MBIR) который потихоньку строится: www.mbir.org
Фото со строительства МБИР: http://mbir.org/photo/foto-so-stroitelnoy-ploshhadki-mbir-v-sentyabre-2016-goda/
Сообщение о конференции: http://www.atomic-energy.ru/events/68021
Официальный сайт конференции в МАГАТЭ: http://www-pub.iaea.org/iaeameetings/50810/FR17
Программа докладов: https://www.iaea.org/sites/default/files/fr17-programme.pdf

Конференция по быстрым реакторам проводится МАГАТЭ каждые 4 года. Сообщается, что по итогам планируется публикация докладов в открытом доступе.
Рекламное количество зарегистрировавшихся участников – 700, докладов 468 из которых около 250 устных в 8 параллельных секциях.

Будучи многолетним апологетом легководников, никогда бы не подумал, что буду выступать адвокатом ЖМР. Но пришлось недавно порассуждать о перспективах развития “малышей” и получается, что в конкретно определенных рамках альтернативы сплаву Pb-Bi нет.
Не Na, не Hg, не пресловутой и распиаренной “соли”, я кстати считаю солевую тему конкретной “панамой”, а именно нелюбимому многими тяжелому сплаву. А теперь, по прозвучавшей за разговорами просьбе/рекомендации еще и пришлось письменно оформить мнение об этом предмете.

Но вот что интересно. После всех размышлений мне показалось, что зашоренность модным моноблочным дизайном сильно мешает таким проектам. Получив же отзыв, сильно захотелось ответить анонимному “ученому соседу”. Даже не знаю…

Фото: Кристаллы Висмута

(Материал в стадии подготовки)

 

Всего несколько лет назад о разработках LFR (от английского lead fast reactor — свинцовый быстрый реактор) пренебрежительно отзывались как об играх ученых-ядерщиков в песочнице, не предвещающих коммерчески жизнеспособных проектов. Однако то, что вчера считалось играми ума, завтра может стать частью повседневности, хотя промышленные реакторы со свинцовым охлаждением по-прежнему дело отдаленного будущего. Нет недостатка в концептуальных проектах LFR, но подавляющее большинство их останутся на бумаге либо, возможно, послужат ориентиром для исследователей. Экономическая сторона LFR представляет собой один большой вопрос. Известно, как трудно оценить общую стоимость строительства и эксплуатации атомных систем даже таких отработанных годами технологий, как реакторы с водой под давлением. Эта задача усложняется в разы, если речь идет о прототипах и перспективных системах, и прогноз по объему инвестиций становится почти невозможен. Косвенные выгоды, впрочем, огромны: это результаты многочисленных исследований, прикладных и фундаментальных, по новым материалам, по топливу, нейтронике и термогидравлике.

 

Жидкий свинец, не в реакторе, но красиво.

Теоретическая привлекательность:
Определенные параметры LFR указывают на его потенциально высокую экономическую эффективность. И эти параметры тесно связаны со спецификой жидкометаллического охладителя таких систем. Схему реактора упрощает сама химическая природа жидкометаллического охладителя. К примеру, не нужны сложные и дорогостоящие промежуточные системы, отделяющие теплоноситель первого контура от второго (воды) (?). Существующие конструкции предусматривают прямоточные ПГ при высоком давлении. Расчеты показывают, что КПД энергоблока с подобной РУ может превысить 40%.
Высокая температура кипения свинца устраняет опасность локального кипения охладителя. А это делает ненужными меры безопасности, предпринимаемые для других видов охладителей. То есть система защищена характеристиками самого охладителя.
Еще одно преимущество, давление первичного ЖМТ можно поддерживать близким к атмосферному. Это устраняет потребность в дорогой и порой весьма сложной системе поддержания рабочего давления, необходимой в водо-водяных реакторах. При атмосферном давлении также упрощается конструкция бассейнов теплоносителя первого контура и аварии, связанные с его потерями, становятся маловероятными.
Все это немалые плюсы и к безопасности системы, и к ее экономическим показателям. И хотя мы по-прежнему не можем оценить с приемлемой точностью затраты на строительство LFR, их экономические преимущества очевидны. [стоит упомянуть еще пару преимуществ реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем – бОльший, чем в БНах коэффициент воспроизводства плутония и возможность уверенно удерживать запас реактивности в пределах 1 “бэты”, т.е. полностью подавить возможность развития реактивностной аварии по типу Чернобыльской – tnenergy]

Помогите с материалами:
Этот раздел статьи, как и все последующие, следовало бы завершить рефреном: «Исследования продолжаются» — публикации по LFR указывают на массу нерешенных проблем. Однако оптимизм внушает уже то, что число открытых публикаций неуклонно сокращается. А это, как известно из опыта, указывает на существенный прогресс. Значимые для LFR исследования касаются прежде всего материалов (но не исчерпываются ими).
Основная проблема LFR — коррозионное воздействие жидкого свинца на конструкционные материалы. Жидкий свинец попросту растворяет основные компоненты материалов. Никель, хром, железо растворяются в жидком свинце по-разному, но их объединяет то, что концентрация этих растворенных веществ в свинце с ростом температуры увеличивается.
В экспериментальных бассейнах, сохраняющих одинаковую температуру по всему объему, с достижением насыщения раствора этими веществами их растворение останавливается. Но реактор — не лабораторный бассейн, и разница температур различных областей ТН требует расчета конкретных норм уровней растворения.
Для использования в реакторах материалы должны быть сертифицированы в категориях нейтронного потока и результатов смещений на атом, а также по устойчивости в рабочих условиях атомной электростанции и готовности к применению в области атомной энергетики. Но реакторов для испытаний в потоке быстрых нейтронов не хватает, поэтому сертификация материалов — настоящая проблема.
На достижение нужного уровня облучения для сертификации нового материала может уйти 10–20 лет. Чтобы обойти это ограничение, европейские исследователи пошли по пути применения материалов, которые уже используются в реакторах с натриевым охлаждением, то есть сертифицированы к применению с высокими уровнями смещений на атом в потоке быстрых нейтронов.
Сегодня исследования и разработки по ограничению коррозии в аустенитных сталях до приемлемого уровня идут по нескольким направлениям.
Выработан ряд принципиальных подходов:

  • для топливных оболочек разрабатываются специализированные покрытия и различные методы их нанесения (чаще алюминием) для температур выше 650 °C; [кстати, по слухам, здесь вперед ушли европейцы – и разработчикам БРЕСТ не хватает специалистов и сил для нивелирования разрыва – tnenergy] 
  • для многих компонентов предлагается использовать низкоуглеродную сталь стандарта AISI 316L, которая не повреждается при температурах ниже 400 °C; [вообще, снижение температуры сильно помогает вопросу, при этом в БРЕСТе максимальная температура теплоносителя – 540 С против 480 С в европейском ALFRED, за что БРЕСТ критикуют специалисты – tnenergy]
  •  еще одно недавнее и многообещающее решение — аустенитные стали с добавками глинозема: они обеспечивают очень стабильный слой оксида алюминия при весьма низких концентрациях кислорода в жидком свинце. Такие исследования ведутся, например, в шведском институте KTH совместно с компанией Sandvik;
  • изучаются варианты химического состава свинцовых и свинцово-висмутовых охладителей, чтобы снизить разъедание.

Защита от свинца:
Растворимость никеля в свинце выше, чем у других веществ, поэтому российские ученые разработали метод применения материалов для топливных оболочек без никеля — ферритно-мартенситных сталей, защищенных оксидным слоем. Этот слой может быть смыт жидким свинцом, но если в эвтектике присутствует в определенной концентрации кислород, защита тут же восстанавливается. Этот метод занимает центральное место в российском проекте БРЕСТ-ОД-300, во многом опирающемся на опыт разработки свинцово-висмутового реактора для подводных лодок.
(Отсюда основные направления исследований свинцового охладителя — его очистка и насыщение кислородом (?))

 

Модель БРЕСТ-ОД-300 – наиболее близко подошедшего к реализации реактора с свинцовым теплоносителем. Статья автора про этот проект опубликована в блоге, см. дополнительно материал 98.

Топливо и снова материалы:
В качестве топлива для LFR приемлемым решением — по крайней мере, на краткосрочную перспективу — сочли смешанные оксиды [т.е. МОКС топливо – tnenergy]. Но в более дальней перспективе рассматривается высокоплотное нитридное топливо (возможно, его загрузят в европейский реактор ELFR или весьма гипотетический американский SSTAR)[оба реактора, как и нитридное топливо в Европе и США, фактически, не имеют финансирования разработок – tnenergy], в составе которого — минорные актиниды и топливо глубокого выгорания. По топливным оболочкам, как говорилось выше, исследуются в основном ферритно-мартенситные и аустенитные сплавы.
В тематике перспективных исследований часто всплывают вопросы взаимодействия свинца с топливом. Этим занимаются, например, в шведском институте КТН: эксперименты показали, что гранулы уран-нитрида, спеченного по методу плазменного синтеза, и свинец с низким содержанием кислорода при температуре 1090 °C не взаимодействуют. По-прежнему актуальны поиск новых решений для детекции поврежденных топливных сборок и, разумеется, разработка новых компьютерных моделей и программ. Предлагаются и новые конструкции топлива для LFR — например, кольцевое. Интересно, что это предложение исходит от группы ученых из «неядерных» Сингапура и Гонконга, которые сотрудничают с ядерщиками КНР.

 

Одним из самых проработанных проектов реакторов с тяжелым металлическим теплоносителем является СВБР-100 – проект Гидропресс/АКМЭ инжиниринг энергетического реактора мощностью 100 мегаватт со Pb-Bi ТН. К сожалению, готовый к строительству проект уже несколько лет находится в подвешенном состоянии.

Частный случай, ADS:
К рождению подкритических систем с ускорителем (accelerator-driven system, ADS), состоящих из реактора и внешнего ускорительного источника нейтронов, привела погоня за безопасностью. Их отличие от прочих систем заключается в подкритической сборке, в которой реакция деления быстро затухает, если не подпитывать ее нейтронами.
Чтобы затухания не происходило, нужен мощный источник нейтронов. Желательно спалляционный, в котором энергичные протоны скалывают с атомов мишени протоны и нейтроны. Протоны тормозятся о материалы мишени, а нейтроны образуют мощный поток, который можно регулировать по мощности, а в случае нужды — прерывать.
В такой системе физически невозможна авария чернобыльского типа с разгоном на мгновенных нейтронах: после выключения ускорителя мощность реактора падает уже через секунду, и реакция деления затухает.
Однако мощный ускоритель по сложности (и дороговизне) проектирования, строительства и эксплуатации сопоставим с обычным реактором. А если учитывать высокие требования к стабильности пучка и другие технические проблемы, то реактор с внешним источником нейтронов приобретает черты тяжелого и сложного решения, экономическая оправданность которого более чем сомнительна.
Ведь по «стоимости нейтрона» ускорительные источники сильно проигрывают реакторам. Да и две сложные системы всегда дороже, чем одна. И тем не менее, у ADS много сторонников в Европе… и в Китае.

Китайский CLEAR:
Разработки быстрого реактора со свинцовым теплоносителем [поправка: со свинцово-висмутовым, это все же разные вещи – tnenergy] по традиции ведет Институт технологии безопасности атомной энергетики (INEST) Китайской академии наук. С самого начала INEST сосредоточился на разработке ADS для производства энергии и трансмутации ядерных отходов. Программа института предусматривает создание китайского свинцового реактора (China Lead-based Reactor, CLEAR) в несколько этапов: сначала 10-мегаваттного CLEAR-I, затем CLEAR-II мощностью 100 МВт и наконец — промышленного CLEAR-III (1000 МВт).
В проекте CLEAR-I, разработанном группой INEST·FDS, предусмотрены два режима работы: критический и докритический. Возможность работы CLEAR-I в двух режимах позволяет проверить и межсистемное взаимодействие, и технологию эксплуатации, и технологию LFR. При этом ТН в CLEAR-I и CLEAR-II будет Pb-Bi, а CLEAR-III будет охлаждаться чистым свинцом.
Первый этап должен завершиться в 2022 году постройкой исследовательского центра CIADS (Chinese Initiative Accelerator Driven System). На втором этапе к 2030 году построят демонстрационное устройство мощностью в несколько сот термальных мегаватт. И наконец, на третьем, завершающем этапе воплотятся ADS промышленного масштаба.
К разработке и строительству ускорителя для ADS подходят постепенно и методично. В 2011 году начата разработка спалляционного нейтронного источника (China Spallation Neutron Source, CSNS) со 100-киловаттным синхротроном высокой частоты импульсов. Сейчас ведутся эксперименты с тяжелометаллическими спалляционными мишенями и с концептуально новой гранулированной жидкой мишенью (granular flow target, GFT). Первый пучок предполагается получить в 2017 году. Неотъемлемая часть проекта китайской ADS — мощный сверхпроводящий линейный ускоритель низких (25–50 МэВ) энергий, который продемонстрирует осуществимость проекта и имеющиеся технические возможности. В перспективе же источником нейтронов для китайской ADS должен стать линейный ускоритель протонов с пучком 1,5 ГэВ/10 мА и мишенью, концепция которой находится в разработке, как и ключевые технологии ускорителей, и подкритическая FP. В группе CLEAR работают около 400 человек, 80 % из них обладают докторскими степенями. Команда INEST·FDS работает на трех платформах, в которые входят 25 лабораторий и три центра технической поддержки. Рост численности персонала, занятого в CLEAR, внушает оптимизм. В 2014 году были построены опытные контуры «Цилинь» и «Цилинь-II» (свинец — висмут) для испытаний по коррозии конструкционных материалов, термогидравлических испытаний и различных проверок надежности и безопасности.

 

Экспериментальная петля Цилинь-II. Один из многих

На этой установке уже прошли принципиальную верификацию прототипы ключевых компонентов, в том числе главный насос, теплообменник, привод стержней системы управления и защиты, система перегрузки и топливные сборки.
А для испытаний и сертифицирования ключевых компонентов и технологий свинцового реактора строятся сразу несколько установок:

  • неядерная испытательная установка CLEAR-S бассейнового типа для испытаний в масштабе 1:1 прототипов компонентов CLEAR-I: первичного контура, теплообменника, стержней системы управления и защиты и внутрикорпусной системы перегрузки топлива. Также CLEAR-S предназначена для верификации проекта и программ анализа безопасной эксплуатации;
  • реактор нулевой мощности CLEAR-0 с топливом, активной зоной и охладителем, аналогичным CLEAR-I. Это устройство, снабженное двумя источниками нейтронов, служит для поверки нейтронной физики CLEAR-I, верификации технологии ADS и проведения других подкритических экспериментов. Техническое проектирование CLEAR-0 завершено, проект находится в стадии реализации. Его пуск планировался на 2016 год, но точная дата пока неизвестна;
  • виртуальный реактор-симулятор CLEAR-V (разработка завершена);
  • высокоинтенсивный генератор нейтронов HINEG (первая очередь запущена в декабре 2015 года; устройство находится в стадии достройки).

Источником нейтронов для CLEAR-I станет генератор термоядерных нейтронов D–T высокой интенсивности (High Intensity D–T Fusion Neutron Generator, HINEG). На первой стадии (HINEG-I, проектирование завершено) интенсивность пучка будет только 1012 нейтронов в секунду. На втором этапе (HINEG-II) интенсивность повысят до 1014 н/с. Концептуальное проектирование HINEG-II завершено.
Концептуальный проект CLEAR-I готов, полным ходом идет предварительное проектирование. Заметим, что МАГАТЭ и GIF выбрали именно CLEAR-I в качестве базового варианта разработки.

 

Рендер проекта CLEAR-I Фиолетовая труба, приходящая сверху предназначена для транспорта пучка ускоренных протонов в спаляционную мишень в центре реактора.

Кроме того, в рамках разработки китайской копии ИТЭР, China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR), ведутся исследования по свинцово-литиевому охладителю, и очень вероятно, что некоторые результаты этих исследований будут значимы и для проекта CLEAR. CLEAR-II мощностью 100 МВт со Pb-Bi ТН будет объединен с ускорителем протонов 600–1000 МэВ/10 мА и спалляционной мишенью.
После создания CLEAR-II придет очередь предварительных разработок проекта строительства и технологии эксплуатации высокомощной подкритической ADS. В этой системе предполагается использовать высокообогащенное МОХ-топливо. Топливные сборки можно частично заменить секцией минорных актинидов для проверки механизма ядерной трансмутации.
Промышленный подкритический реактор со свинцовым охлаждением CLEAR-III тепловой мощностью 1000 МВт нужен, помимо выработки энергии, для демонстрации технологии трансмутации долгоживущих ядерных отходов коммерческой системы ADS. В CLEAR-III предполагается использовать дисперсионное топливо, в котором трансурановые элементы распределены в Zr матрице, с оболочкой из ферритно-мартенситной стали.

Единая Европа — два пути:
В Европе первые разработки в рамках концепции LFR проводились в основном для целей утилизации РАО, производимых реакторами предыдущих поколений. Под эгидой и при спонсорстве Еврокомиссии был начат ряд проектов, по завершении которых исследования и разработки сосредоточились на двух концептуальных проектах, разработанных в рамках программы LEADER. Это эталонный реактор мощностью 600 МВт — European Lead Fast Reactor (ELFR), основанный на концептуальном проекте ELSY, и еще один, поменьше — 125 МВт — демонстрационный реактор ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator).

ALFRED:
Практически вся деятельность европейских атомщиков по свинцовым быстрым реакторам сегодня сконцентрировалась на проекте ALFRED, первом демонстрационном быстром реакторе с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Демонстрационный реактор мощностью 120–125 МВт (300 МВт тепловых) — это прототип более мощного, на 600 МВт (э), европейского реактора ELFR, запуск которого планируется на 2035 год. Сам же ALFRED — реактор бассейнового типа с интегральной компоновкой. Циркуляция свинцового теплоносителя в первом контуре принудительная, в аварийных условиях — естественная.
ALFRED пока существует в чертежах и рендерах. Немножко о проекте thenergy рассказывал в статье “Четвертое поколение” 
Топливо для ALFRED — смесь оксидов урана и плутония (максимальное обогащение по плутонию до 30 %). В активную зону загружается 171 шестигранная кассета. Кроме того, в активной зоне находятся 16 сборок системы управления и защиты, а также кассеты отражателя из оксидов циркония и иттрия. В ALFRED также можно будет сжигать минорные актиниды.
Консорциум Falcon по строительству ALFRED был сформирован еще в 2013 году. В него вошли лидер проекта — итальянская компания Ansaldo Nucleare, итальянский Национальный комитет по научным исследованиям ядерной энергетики и развития альтернативных источников энергии (ENEA), румынский Институт атомных исследований Питешти (ICN) и чешский научно-исследовательский центр Реж. План работ консорциума предполагает ведение исследований и разработок до 2023 года. Но уже в 2017 году начнется строительство реактора, которое должно завершиться в 2030 году. По оценкам, реализация проекта обойдется в 1 млрд евро, 20 % которых заплатит Румыния. Румыния предложила под реактор площадку близ крохотного городка Миовени, в котором живет менее 1 тыс. человек. Это предложение было принято, и в 2015 году начался набор специалистов и рабочих для предварительных работ. Однако конкретный график работ сильно зависит от финансирования, и никто не удивится непредвиденным задержкам, поскольку механизм финансирования проекта еще не определен.

MYRRHA:
Примерно на том же временнóм горизонте, если все пойдет по плану, консорциум компаний из ЕС и Японии на площадке бельгийской SCK·CEN построит многоцелевой гибридный исследовательский реактор MYRRHA [моя статья про него – tnenergy] с ускорителем протонов мощностью 600 МэВ/4 мА и подкритическим реактором-размножителем на МОХ-топливе со свинцово-висмутовым охлаждением (55 % висмута и 45 % свинца). Мощность реактора составит 100 МВт (тепловых), а полезная мощность ускорителя, который должен усиливать энергию пучка минимум в 40 раз, — около 2 МВт.

Изображение MYRRHA. Этот реактор проектируют и перепроектируют уже довольно долго, и проработанность видна даже на рендерах. 

Этот реактор предполагается использовать как облучающую установку при сертификации топлива, компонентов и материалов для реакторов сразу трех технологий: классических водо-водяных, жидкосолевых и с металлическим охладителем. К тому же реализованная «в железе» технология ADS позволит изучить техническую осуществимость трансмутации высокоактивных отходов — не исключено, что в промышленном масштабе.
Кроме того, MYRRHA обеспечивает некоторые условия, необходимые при облучении материалов для реакторов термоядерного синтеза, и, безусловно, будет использоваться и в этом направлении. На установке планируется также «побочное производство» медицинских радиоизотопов и ядерного легированного кремния для высоковольтных силовых полупроводников — а без них, как ни странно, не обходятся ни солнечная, ни ветряная энергетика.
Активная зона реактора состоит из шестиугольных ячеек, в которых расположатся 108 топливных сборок (из тонких твэлов с МОХ-топливом) и 55 функциональных каналов. В центральном канале находятся спалляционная мишень и девять стержней системы управления и защиты. Остальные каналы можно будет (впервые в Европе!) использовать в экспериментах с материалами и топливом в потоке быстрых нейтронов, а также при наработке изотопов и получении легированного кремния, для чего снаружи активной зоны имеются особые полости. Сплошные плюсы и ни одного минуса? Но консорциум, который займется реализацией этих прекрасных планов, еще не образован. Зато существует проект MARISA (MYRRHA Research Infrastructure Support Action), цель которого — создать условия для перехода от подготовительной фазы к строительству и обеспечить создание консорциума. Для поддержки MYRRHA был создан исследовательский центр MYRTE (MYRRHA Research and Transmutation Endeavour). Строительство MYRRHA запланировано на 2017–2021 годы, а ее ввод в эксплуатацию займет еще три года (2022–2024). О серьезности намерений бельгийского правительства можно судить по тому, что в 2015 году оно включило MYRRHA в поданный Еврокомиссии план новых инвестиций и обозначило сумму — 1,5 млрд евро (хотя в 2010 году называли сумму поменьше — 960 млн евро). Одновременно Европейский инвестиционный банк включил MYRRHA в число потенциальных проектов для финансирования по программе InnovFin. Cудя по летним сообщениям, проект затормозился ввиду недостаточной проработки в части ускорителя, и поговаривают, что в лучшем случае MYRRHA заработает в 2035 году. Взаимная согласованность проектов MYRRHA и ALFRED очевидна по определению, а также потому, что масса европейских организаций участвует в обоих проектах.

Разнообразие США:
Основные концептуальные проекты в интересующей нас области направлены на развитие малых модульных реакторов с очень долговечной активной зоной. Это проекты реактора-размножителя со свинцовым охладителем SSTAR (Ливерморская национальная лаборатория) и GEN4 (корпорация Gen4 Energy). Буквы SSTAR означают «малый, герметичный, транспортируемый, автономный реактор» (small, sealed, transportable, autonomous reactor). Одно время говорили о намеченном на 2015 год начале строительства прототипа SSTAR, но, судя по всему, от этой мысли отказались и даже прекратили разработку.

Второй из названных концептуальных проектов — модульный GEN4, или G4M, или Hyperion, — название, как видим, еще не выбрано. Это реактор на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым охладителем. Модуль мощностью 70 МВт тепловых или 25 МВт электрических предназначен для службы в течение 10 лет без перегрузки топлива (нитридного или проверенного временем оксидного, надежность и безопасность которого не придется доказывать регуляторам).
В декабре 2015 года Gen4 Energy объявила о завершении концептуального проекта экспериментальной установки с естественной циркуляцией для поддержки термогидравлических испытаний G4M. (Интересно, что часть расходов корпорации покрыл грант Минэнерго США для проведения исследований и разработок в области проектов реакторов с естественной циркуляцией свинцово-висмутового охладителя, в числе получателей которого были такие «киты», как General Electric, Westinghouse и General Atomic.) На этой установке будут проводиться испытания и проверки модели G4M, рассчитанные на пять лет.

О разработке небольшого модульного LFR заговорили и в Westinghouse. В конце 2015 года корпорация представила проектное предложение для предстоящих инвестиций Минэнерго США в разработки перспективных реакторов, которые можно будет продемонстрировать к 2035 году. Грант министерства Westinghouse не получила, но объявила, что будет продолжать исследования по реакторам V поколения. Заметим, что реакторами IV поколения в Westinghouse называют проекты, которые не будут реализованы по техническим и экономическим причинам, а V поколением — реакторы с коммерческой перспективой. В команду разработчиков LFR входят 12 партнеров, данные о которых закрыты. Известно лишь, что это участники системы национальных лабораторий, университеты и частные компании с опытом в соответствующих областях.

Тайны Швеции:
Группа LeadCold, выделившаяся из шведского Королевского технологического института (КТН), предложила концепцию малого реактора Swedish Advanced Lead Reactor (SEALER) мощностью 3–10 МВт со свинцовым охлаждением и с уран-оксидным топливом, обогащенным до 19,9 %. Промежуточная цель разработчиков — построить демонстрационный блок малой мощности с экономической эффективностью выше, чем у легководных реакторов. Ставка сделана на больший КПД, компактность первого контура и конструкции в целом, а также высокую энергонапряженность. Топливо понадобится перегружать один раз в 10–30 лет.

 

Рендер SEALER. 

SEALER, разработку которого финансирует шведское Агентство инноваций VINNOVA (поговаривают, правда, что у LeadCold есть некий таинственный заказчик), позиционируется как идеальное решение для арктических поселений или, например, горных разработок. Небольшие размеры реактора позволяют перевозить его с места на место. Активную зону составляют 19 ТВС (1729 твэлов). Технические подробности проекта, как и имя заказчика, практически неизвестны, но в планах LeadCold значится получение лицензии на строительство у канадской Комиссии по атомной безопасности, а на 2016 год запланирована подача проекта на предварительное рассмотрение этого регулятора. Заметим, что КТН ведет серьезные исследования, связанные с технологией жидкометаллических теплоносителей. В частности, у шведов более десятилетия работает экспериментальная установка — Pb-Bi петля высотой шесть метров.
В концепте SEALER заявлено применение сталей с Al покрытием (позиционируется как альтернатива российскому решению кремниевых покрытий), разработка которых ведется в институте. В КТН также занимаются уран-нитридными порошками: их спекают в таблетки методом плазменного синтеза (SPS) при воздействии силы тока в 5000 А.

 

Автор: Татьяна Данилова (Атомный эксперт)

Источник: http://tnenergy.livejournal.com/

Tagged with:  

(Материал в стадии редактирования)

 

Если говорить коротко (очень развернуто можно прочесть вот здесь), то для получения реактора, который производил бы больше плутония, чем потреблял (Pu239 или U235, это называется Кв>1), нам необходимо получить максимально энергичные нейтроны в АЗ, т.е. отказаться от замедляющей воды, как ТН и постараться поднять плотность топлива (чем больше плотность атома, тем чаще нейтроны будут натыкаться на эти атомы, а не улетать за пределы активной зоны). Идея такого реактора (они называются “быстрыми” или “реакторами-размножителями”) появилась еще на самой заре развития ядерной науки и довольно быстро воплотилась в виде установок, использующих Na или Na-Ka сплав в качестве ТН. EBR-1 (сегодня музей на территории INL Idaho, USA) первый в мире (1951 год) быстрый реактор с Na-Ka ТН.

Почему натрий? Основные требования к такому ТН – минимальная температура плавления (у натрия – 96 С), т.к. любые замерзания теплоносителя в трактах добавляют гору проблем, да и не было в 50х конструкционных материалов, способных работать в реакторе при температуре выше 350 градусов. Важно так же отсуствие корозии по нержавеющей стали и цирконию (поэтому отпадает ртуть, бром или кальций), хорошие нейтронные характеристики (не поглощать, не замедлять) – по ним отпадает литий, углеродо- и водородосодержащие жидкости (т.е. вся органика). Натрий смотрелся идеальным кандидатом, а в сочетании с калием температура его плавления была даже еще ниже. Оставалась маленькая проблема – жидкий натрий реагирует с водой и воздухом бурным пожаром и взрывами. Но это казалось не такой важной задачей – можно же просто не допускать контакта Na с водой и воздухом, правда? Так родилась одна из самых продвинутых и широко представленных на сегодня веток быстрых реакторов – натриевая. Как оказалось на практике, “маленькая проблемка” выливается в гигантские сложности – любая микроскопическая трещина в парогенераторе “натрий-вода” быстро разрушается и превращается в полыхающий пожар. Обязательной стала трехконтурная система (т.е. тепло к ПГ переносится из реактора специальным промежуточным герметичным контуром с Na), что бы не допустить вовлечения весьма радиоактивного натрия из бака реактора в такой пожар. Мало того, система ПГ была сделана модульной и размещалась в боксах – что бы можно было быстро изолировать и потушить такой пожар, не останавливая весь реактор. У БН-600 – 72 таких модуля. Непростой получалась и система перегрузки ТВС с вакуумизацией (не допустимо появление O2 в реакторе), разогревом, а в обратную сторону – с отмывом безводным спиртом – все это на роботизированных конвейерах. Сложности добавляет и необходимость контролировать примеси в Na, например N2 и O2, C и H2. В реактор добавляются т.н. “холодные ловушки” – охлаждаемые сорбционные фильтры, сложные устройства, на которых эти примеси (а заодно продукты ядерных реакций нейтронного поля с Na и конструкционными материалами) оседают.

В 80х, когда в СССР вводили в эксплуатацию БН-600, а во Франции доделывали “Суперфеникс” уже было совершенно очевидно, что все системные усложнения РУ приводят к ее полной нерентабельности на фоне ВВР – среди них существовали даже одноконтурные кипящие установки (например чернобыльский РБМК или фукусимский BWR-3) – а каждый контур – это + к металоемкости установки (т. е. ее цене) и + к стоимости эксплуатации. Так при переходе от бумажной концепции “реактора который при работе производит больше топлива чем потребляет” суровая реальность затормозила шествие быстрой энергетики. Существовала и еще одна сложность – в рамках ЗЯТЦ должно было обращаться весьма приличное количество выделенного плутония оружейного качества, а значит такой реактор не продашь каждому желающему (например – Саудовской Аравии или Польше). Параллельно работы по ЗЯТЦ выявили еще одну серьезную проблему – при реакторной переработке U238 в Pu239 образуется большое количество т.н. “минорных актиноидов” – изотопов Америция, Нептуния и Кюрия, крайне радиотоксичной дряни с большим периодом полураспада, которые к тому же в реакторе на воде работают нейтронным ядом (а вот в быстрых – топливом). При работе сотен реакторов, объемы минорных актинидов исчислялись бы тысячами тонн, и эта проблема обещала бы бы масштабнее, чем ОЯТ тепловых реакторов. На фоне постчернобыльской радиофобии вопрос выживания этого направления ядерной энергетики встал ребром. Именно в этот момент появляется появляется альтернативная концепция не только реактора на быстрых нейтронах но всей энергетики с замыканием – как попытка вырваться из тех проблем, что несла на тот момент эксплуатация натриевых реакторов.

%d0%ba%d0%be%d0%bd%d1%86%d0%b5%d0%bf%d1%86%d0%b8%d1%8f-%d0%b1%d1%80%d0%b5%d1%81%d1%82

 

Ранняя концепция РУ БРЕСТ-300.

Знакомьтесь, БРЕСТ – Быстрый Реактор с ЕСТ-ественной безопасностью. Так как Натрий слишком активен для безопасной эксплуатации, мы возьмем хорошо изученный Свинец. А его минус, в виде температуры плавления в 327 С назовем плюсом – при возможной аварии с разрушением корпуса, свинец просто застынет. А он еще и хорошим экранирующим гамма-излучение агентом работает. А у него еще и спектр нейтронов более жесткий, чем у натрия – а значит мы повысим Кв. Далее – используемое в БН топливо, представляющее собой смесь оксида урана и оксида плутония всплывает в расплавленном Свинце, а такое поведение недопустимо при максимальной аварии. Тогда будем использовать нитриды этих металлов – заодно и повысим плотность топлива, помните – это снова повышает Кв. Свинец не реагирует с водой – мы можем выкинуть промежуточный контур и многочисленные изолируемые модули ПГ. И да – нам не нужен корпус реактора на сотни атмосфер, а значит мы можем сварить его прямо на стройке и снять ограничение на производительность уникального завода (правда у БН такие же преимущества).

Теперь разберемся с ЗЯТЦ: мы не будем выделять Pu – с помощью специальной пирохимической (расплавной) переработки мы отделим осколки деления от тяжелых металлов, в полученную композицию из урана, плутония и минорных актиноидов добавим свежего U238, и полученный порошок просто утрамбуем в твэл. Никаких высокотехнологичных таблеток, никакой жидкостной радиохимии. Мы сделаем это прямо на АЭС, не вывозя ОЯТ, в пристанционном модуле регенерации-рефабрикации топлива. И да, в силу того, что плутоний не выделяется в явном виде мы можем экспортировать такие реакторы направо и налево. При этом, раз мы не выделяем плутоний, то нам нет смысла делать Кв больше единицы – получается, что реактор в БРЕСТ мы загружаем топливо 1 раз на старте, и дальше эта система работает автономно, требуя только практически бесплатный отвальный уран да материал для рефабрикации ТВС. Такое снижение Кв заодно упрощает конструкцию активной зоны и снижает требования к самим твэлам. Единственный отход АЭС — осколки деления плутония — высокоактивные отходы в объеме порядка тонны в год под захоронение, сравните с десятками тонн ОЯТ от теплового реактора. Главное, что эту концепцию продвигали не какие-то технофрики, а НИКИЭТ – институт, создавший первые военные реакторы-наработчики плутония, первые реакторы для ПЛА, институт, создавший основу атомной энергетики СССР. Разработчиками вышеизложенной концепции в рамках специального конкурса был коллектив под руководством В. Орлова и Е. Адамова.

В 90е годы, как известно, нашей стране стало не до инноваций в ядерной энергетике, и проект мог бы быть похоронен и забыт, если бы Адамов не стал министром атомной энергии. БРЕСТ продолжал развиваться, финансироваться и регулярно проходить в планах нового строительства. К концу 90-х оформилось 2 реакторные установки на базе этого концепта: 300 мегаваттный опытно-демонстрационный и 1200 мегаваттный промышленный (или “коммерческий”, с расчетной стоимостью электроэнергии на уровне ВВЭР-1200). Однако жизнь одному проекту чуть не окончилась смертью натриевого направления – единственный БН-600 был бы глубоко убыточен, если бы не огромные запасы “лишнего” урана оружейного обогащения, и перспектив развития ветки не просматривалась. Спасти это направление удалось … благодаря американцам и стремлению к договору по сокращению “избыточного” оружейного плутония, в ходе которых переговорщики из МинАтома убедили их профинансировать строительство БН-800, специально назначенным реактором-уничтожителем оружейного плутония. С уходом Адамова в в конце 2001 и его соратников в 2006 ситуация вновь меняется. Специалисты атомной отрасли знают, что любая новизна в реакторной установке может обернутся крайне дорогостоящими ликвидациями аварий. А БРЕСТ просто соткан из новых, непроверенных решений. Критика касается неотработанности свинцового носителя – известно, что в полностью бескислородной среде горячий свинец растворяет сталь, а при избытке кислорода в нем появляются нерастворимые оксиды свинца, а значит уровень кислорода в системе необходимо поддерживать в очень узком диапазоне, причем в разном при разных температурах и режимах работы реактора. Неизвестно поведение свинцовой коррозии и при нейтронной активации стальных конструкций. Интеграция ПГ в корпус реактора приводит к появлению в турбинном паре трития – ужаса любого атомнадзора. Высокая температура плавления Свинца оборачивается очень долгой процедурой отогрева/разогрева и пуска – в случае БРЕСТ-300 она займет несколько месяцев. Нитридное вибротопливо не отработано, а немногочисленные опыты по этому топливу выявляют проблемы на всех этапах – от переработки ОЯТ, до стойкости к распуханию в реакторе и даже к хранению в бассейне выдержки (нитриды реагируют с водой). В 2007 году разработчик реакторов БН нижегородское “ОКБМ” переходит в атаку в статье директора этой организации. Маятник вновь качнулся в пользу натриевых технологий и финансирование многочисленных НИИОКР, которые надо было провести для поучений обоснований безопасности БРЕСТ и выбора конструктивных решений остановилось окончательно. Неожиданный итог борбы двух концепций настал в 2010 году, когда была принята ФЦП “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года”, или проект с громким названием  “Прорыв”. В нем принято соломоново решение – разработать техпроект БН-1200, построить БН-800, как шаг от БН-600 к БН-1200, и построить комплекс БРЕСТ-300-ОД (опытно-демонстрационный, электрической мощностью 300 мегаватт), из реактора с машзалом, модуля фабрикации топлива и модуля переработки топлива. Т.е. к 2020 году на примере реальной эксплуатации оценить все плюсы и минусы обоих концепций ЗЯТЦ и реакторов.

%d0%bf%d1%80%d0%b0%d0%bc%d0%b5%d1%82%d1%80%d1%8b-%d0%b1%d1%80%d0%b5%d1%81%d1%82

 

Современные проектные параметры и вид РУ БРЕСТ-300-ОД.

Удовлетворив две основные группировки “реакторных генералов” (кстати, и третью – “Гидропресс” – тоже, эта фирма возглавила проект СВБР-100 – малого быстрого реактора на свинцо-висмутовой эвтектике на деньги Олега Дерипаски и Росатома, но об этом как нибудь в следующий раз), “Прорыв” вызывал глухое недовольство у специалистов отрасли. Претензии можно сформулировать так: “50 лет уже быстрые реакторы ходят в перспективных, и вот их промышленное внедрение опять откладывается на 10 лет в попытке выяснить, какая из версий более правильная. Мы уже похоже на термоядерную энергетику”. Многим виделось более правильным развивать натриевое направление, строя небольшие свинцовые реакторы  для получения необходимого опыта и обоснований безопасности. В 2014 в Северском Химическом Комбинате (один из крупных заводов по обогащению урана и радиохимии) началось строительство модуля фабрикации и переработки топлива в рамках строительства БРЕСТ-300-ОД. К 2018 планируется закончить этот модуль, а к 2020 – и сам реактор. Через несколько лет после пуска реактора заработает блок переработки ОЯТ и отправки полученной топливной композиции в модуль фабрикации свежего топлива – и топливный цикл будет замкнут. Всего на стройку заложено финансирование в 64 миллиарда рублей и еще 37 – на НИИОКРы по концепции БРЕСТ.  И эти НИИОКРы активно идут уже несколько лет: построены стенды с макетами ПГ, ГЦН, петля САР реактора, произведено множество экспериментальных ТВС с нитридным топливом, которые испытываются в реакторах БОР-60 и БН-600, создана горячая свинцовая петля для изучения процессов свинцовой коррозии и т.д. Самое интересное, что в процессе НИИОКРов произошел отказ от виброуплотненного топлива в пользу таблеточного, однако все остальные ключевые решения остаются неизменные.

%d0%bf%d0%b0%d1%80%d0%be%d0%b3%d0%b5%d0%bd%d0%b5%d1%80%d0%b0%d1%82%d0%be%d1%80-%d0%b1%d1%80%d0%b5%d1%81%d1%82

 

НИИОКР по созданию ПГ БРЕСТ.

Необходимо отметить, что в рамках Прорыва очень интенсивные НИОКР с созданием стендов всех агрегатов идут и по БН-1200. В т.ч. речь идет о переходе с МОКС-топлива БН-800 на смешанное нитридное топливо в БН-1200, создании новых безопасных парогенераторов (и сокращении их количества до 4), улучшении всех экономических характеристик натриевого направления вплоть до паритета с ВВЭР-1200. Что ж, не смотря на всю критику и скепсис, если БРЕСТ все-таки дойдет до физпуска, это будет безусловная веха в мировой ядерной энергетике и новые возможности для замкнутого ядерного топливного цикла, идеи, действительно обещающей почти безграничные энергетические возможности человечеству.

 

Источник: http://tnenergy.livejournal.com/

Tagged with:  

(материал в работе)

Росатом поделился видео с процесса выгрузки ОЯТ из реакторов подводных лодок пр. 705. Вслед за выгрузкой в 2008-2012 году ОЯТ с двух аварийных лодок пришел черед и 4 лодок пр. 705 (“Лира”) со штатно заглушенными реакторами. Сюжет ниже (сюжет РосАтома) про окончание выгрузки с последней, 4 ПЛ, комментарии специалистов СевРАО, осуществлявшего операцию, там очень интересны.

 

Есть и более подробное видео, где рассказывается и иллюстрируется весь процесс (видео процесса РосАтома). Насколько можно понять, он проходил в два этапа – сначала реактор вынимали краном из отсека подводной лодки (лодки разделаны), ставили в стапель-саркофаг, переворачивали, снимали страховочный корпус и систему обогрева, разогревали (уже своими средствами, паром) до температуры плавления свинцово-висмутовой эвтектики и сливали теплоноситель. Дальше у реактора отрезалось днище, видимо снималалась нижняя решетка, удерживающая ТВС, и ТВС поднимались захватом в скафандр (см. видео). Скафандр переносился на судно – транспорт ОЯТ, и там ТВС выгружалась в пенал, в котором оно поедет на завод РТ-1 на ПО “Маяк”. Теплоноситель же, видимо, поедет на захоронение, как и остальные детали реактора.

 

Интересно, что ОЯТ в этих реакторах интерметаллидное (уран-бериллиевое), а в прошлом году Маяк рапортовал об освоении процесса переработки такого редкого композита.

 

Источник: http://tnenergy.livejournal.com/72497.html

Tagged with: