• ,
    Лента новостей
    Опрос на портале
    Облако тегов
    crop circles (круги на полях) ufo ufo нло «соотнесенные состояния» АЛЬТЕРНАТИВНАЯ ИСТОРИЯ Альтерверс Англия и Ватикан Атомная энергия Борьба с ИГИЛ Брайс Де Витт Внешний долг России Военная авиация Война Вооружение России Восточный ГМО Газпром. Прибалтика. Геополитика Два мнения о развитии России Дизельпанк Жизнь с точки зрения науки Информационные войны Историческая миссия России История История возникновения Санкт-Петербурга История оружия Источники энергии Космология Кризис мировой экономики Крым Культура. Археология. МН -17 Малороссия Мегалиты Металлы и минералы Народная медицина Наука Наука и религия Научные открытия Невероятные фото Нибиру Новороссия Оппозиция Оружие России Песни нашего века Подлинная история России Политология Природные катастрофы Пространство и Время Птах Реформа МВФ Роль России в мире Романовы Российская экономика Россия Россия и Запад Россия. Космические разработки. СССР США Синяя Луна Сирия Сирия. Курды. Старообрядчество Творчество наших читателей Украина Украина - Россия Украина и ЕС Философия русской иммиграции Холодная война Хью Эверетт Цветные революции Церковь и Власть Человек Экономика России Энергоблокада Крыма Юго-восток Украины борь будущее великаны. грядущая война информационная безопасность исламизм историософия история Санкт-Петербурга мгновенное перемещение в пространстве многомирие нло нло (ufo) общественное сознание оптимистическое приключения сказки социальная фантастика фальсификация истории фантастическая литература фашизм физика философия черный рыцарь юмор
    Архив новостей
    «    Август 2020    »
    ПнВтСрЧтПтСбВс
     12
    3456789
    10111213141516
    17181920212223
    24252627282930
    31 
    Август 2020 (406)
    Июль 2020 (1352)
    Июнь 2020 (1090)
    Май 2020 (1144)
    Апрель 2020 (1130)
    Март 2020 (1308)
    Реклама. Яндекс
    Реклама. Яндекс
    Погода
    Малые реакторы: быстрые и медленные, бегущие и стоячие, плавающие и переезжающие, самоеды и размножители, реальные и утопические.

     

    Уважаемые читатели, к написанию этой статьи захотелось приступить после одного разговора в нашей Стае о малых атомных реакторах и почему их до сих пор нет в каждом крупном городе, хотя на подводных лодках, авианосцах, ледоколах и космических кораблях они успешно применяются уже полвека. Самый простой ответ был в том, что нельзя массово штамповать и расселять реакторы с подлодок по гражданской территории из-за высокого обогащения по урану-235 в топливе. Там практически оружейное обогащение, которое необходимо охранять и держать в секрете, что очень и очень дорого. Кроме того, МАГАТЭ очень зорко следит за тем, чтоб в коммерческих реакторах не использовалось топливо, обогащённое более чем на 20%. И это правильно! Договор о нераспространении ЯО уже довольно долго поддерживает хрупкий атомный мир.
    С другой стороны, в мире эксплуатируется 437 атомных блоков большой (70%) и средней мощности на уране 3-5% обогащения или почти на природном уране. Почему бы не наделать таких же, но только ма-а-аленьких реакторов, мегаватт эдак на 10-100? Оказывается масштабирование тут не работает, начиная с того, что чем меньше обогащение по топливу тем больше его надо для создания критической массы цепной реакции, и заканчивая тем, что системы контроля и безопасности по сложности, дороговизне и человекотрудоёмкости будут сопоставимы с реакторами большой мощности.
     
    Очень много говорится о реакторах малой мощности для коммерческой атомной энергетики. Действительно, есть очень интересные инновационные проекты, находящиеся на разных стадиях разработки. Общее у них то, что их развитию как правило предшествовала мощная рекламная кампания в СМИ, причём создавалось впечатление, что правильно поставленные цели уже почти достигнуты или легко достижимы. Давайте разберёмся чуть подробнее о чём идёт речь. Поскольку тема очень обширная, то военные и космические реакторы оставим в стороне. Всё равно материала получилось много, но надеюсь он будет лёгким для восприятия.
    Вначале кратко, с высоты птичьего полёта обозрим обстановку в целом, потом коснёмся истории вопроса, а затем посмотрим уже "вооружённым глазом" на некоторые проекты и их перспективы по странам и континентам. Статья подготовлена по материалам замечательного сайта AtomInfo.Ru и немного из других источников.
     
    Кратенько или "галопом по Европам"
    Градация реакторов по мощности, принятая в МАГАТЭ, существенно отличается от градаций, используемых в России и ряде других стран. Атомное агентство считает малым реактор мощностью до 300 МВт(эл.), а средним - от 300 до 700 МВт(эл.). Из такого определения вытекает неожиданный, на сторонний взгляд, факт - к реакторам малой и средней мощности (РМСМ) относится более 30% от общего числа энергетических реакторов в мире. Сегодня на различных стадиях разработки находятся около 20 проектов перспективных РМСМ. Ими занимаются в Аргентине, Китае, Индии, России, США, Южной Корее и Японии. 
    Плюсы РМСМ известны. Прежде всего, это относительно небольшие абсолютные затраты на реализацию проектов и, соответственно, меньший финансовый риск.  При модульной конструкции есть возможность постепенного наращивания мощностей и создания АЭС гибкой мощностной конфигурации. Иными словами, малая мощность реактора не обязательно означает малую мощность АЭС, так как некоторые из проектов РМСМ предполагают создание на их основе многомодульных станций с большой установленной мощностью.
    Блоки с РМСМ могут располагаться ближе к потребителям, чем реакторы большой мощности, хотя уменьшение размеров санитарно-защитной зоны подлежит тщательному обоснованию в каждом конкретном случае. Наконец, для малых реакторов возможна эксплуатация без перегрузки на площадке, что избавляет пользователя от обязанностей по обращению с ОЯТ и ВАО.   
    Конечно, наибольший интерес вызывает, что предлагается в секторе малой и средней мощности на будущее. На первое место в этом списке следует поставить российскую плавучую АЭС с КЛТ-40С. Она единственная из всех перспективных, кто уже вышел на этап строительства.
     Вторым проектом, который вскоре будет реализован в железе, весьма неожиданно стал высокотемпературный китайский реактор HTR-PM. По нему закончена разработка техпроекта и поставлена задача пустить первый блок в ближайшее время. В декабре 2012 года уже началось строительство.
    Из реакторов с водой под давлением дальше всех продвинулись аргентинский CAREM-25 и американский NuScale. Оба они находятся на отметке "Завершается разработка технического проекта". SMART из Южной Кореи и mPower из Соединённых Штатов отстали - техпроект для них далёк от окончания.
     Среди инновационных проектов выделим индийский AHWR (тяжёловодный реактор с ториевой зоной воспроизводства), который должен быть построен к 2018 году. Для российского СВБР-100 прототип должен появится к 2019 году, для японского 4S говорить об определённых сроках сложно, но пока называется "после 2014 года".
     По статусу лицензирования вновь отличился КЛТ-40С, как единственный в списке со статусом "лицензирование завершено". Для реакторов CAREM-25, SMART и HTR-PM началась процедура лицензирования, остальные находятся на этапе предлицензионного рассмотрения. Интересно, что японский проект 4S будет лицензироваться в США.
     Все разработчики легководных РМСМ, за исключением России, рассматривают пока только наземный вариант расположения блоков. Американцы стоят за многомодульность и полную перегрузку активной зоны (раз в 54-60 месяцев для mPower и каждые 24 месяца для NuScale). В отличие от них, CAREM, SMART и проект IMR от японской корпорации "Mitsubishi" одномодульны и используют частичные перегрузки.
       Абсолютное большинство проектантов РМСМ считает, что их детища обязаны выдавать электроэнергию. Исключением служит китайский проект реактора NHR-200 с водой под давлением, разрабатываемый университетом Синьхуа. Его мощность 200 МВт(тепловых), и он служит только для теплоснабжения.
     Переход к быстрым реакторам, благодаря их физическим свойствам,  позволяет реализовать концепцию реактора фабричной сборки и заправки топливом с длительной топливной кампанией активной зоны, а возможно, и обеспечить адекватную сейсмическую защиту.
    Среди быстрых РМСМ на сегодняшний день более всего популярны установки с теплоносителем свинец-висмут. Кроме получивших широкую известность СВБР-100 и американского "Hyperion", есть проект из Южной Кореи PASCAR, создаваемый в национальном университете Сеула.
    Экономика малых реакторов - общее больное место. Об экономии масштаба, то есть, масштабировании проекта без внесения в него принципиальных изменений, в этом секторе приходится забывать по определению, и цена установленного киловатта для малых аппаратов может оказаться "золотой" или даже "платиновой".
    Если на площадке будет установлено сразу несколько малых реакторов, то для них возможно организовать некоторые общие системы (например, здания). Сократятся затраты на лицензирование, так как скрупулёзной проверке регуляторов подвергнется только первый блок. Кроме этого, в этом случае вступит в действие другой известный эффект - кривая обучения. Строительство и эксплуатация каждого последующего блока будет обходиться дешевле, чем предыдущего.  Дополнительный выигрыш реально получить по срокам сооружения РМСМ - они могут быть короче, чем для блоков с большими реакторами. 
     Наконец, для серии малых блоков требуемые инвестиции будут распределены, в то время как для эквивалентного им по мощности большого блока деньги необходимы сразу. 
     Немного истории.

    Малая атомная энергетика начиналась с военной американской программы в 50-60-х годах. В США попытались использовать реакторы различных типов для решения задач по обеспечению энергоснабжения оборонных объектов. Мощность этих установок не превышала 40 МВт(э). 

    Первенцем малых АЭС (естественно для военных нужд) стал реактор SM-1 в Форт-Бельвуаре, штат Виргиния. Его название расшифровывается как "малый, мобильный, первый в своём классе". Входящее в состав названия прилагательное "мобильный" отражает только лишь мечтания разработчиков. В реальности, SM-1 никогда не покидал своей первой и единственной площадки. Впрочем, как это нередко случалось на заре атомной эры, у SM-1 есть и другая расшифровка, прямо противоречащая первой: "стационарный, средней мощности, первый в своём классе". Для полноты картины можно привести и "внутрифирменное" наименование изделия - APPR-I.
    Мощность SM-1, пущенного в 1957 году, составляла 10 МВт(тепловых). Он был способен производить 1,7 МВт(эл.). Как и следовало ожидать, реактор был корпусным водо-водяным и работал на высокообогащённом уране. 

    Спустя пять лет в центре Аляски в Форт-Грили появился собрат SM-1 - реактор SM-1A. От своего предшественника он отличался повышенной тепловой мощностью (20 МВт) и способностью выдавать, кроме электроэнергии, ещё и теплоту. А годом раньше, в Гренландии один офицер и 18 солдат за 77 дней собрали с нуля из привезенных готовых компонентов реактор PM-2A (2 МВт(эл.) плюс пар). Серия водяных реакторов под давлением PM менее известна, чем серия SM, но жизнь её была более богатой на приключение - так, принадлежавший ВМФ США реактор PM-3 смог добраться даже до антарктического моря Росса.
    Больше всего внимания из военных АЭС уделялось плавучей барже "MH-A1 Sturgis", обслуживавшей зону Панамского канала в годы боевых действий во Вьетнаме. А водяная кипящая малышка SL-1 забрала в 1961 году жизни двух моряков и одного гражданского после ошибки оператора при ручном извлечении стержня СУЗ.
      В 70-ые годы все военные АЭС в США были списаны на пенсию. Официальной причиной этому называлась их неконкурентоспособность в борьбе с другими энергоисточниками. Неофициально признавалось, что у вооружённых сил не хватило культуры обращения с ядерными объектами. Как говорили в малоизвестных воспоминаниях моряки со "Sturgis", на атомной барже было "грязно и страшно".

    В нашей стране также были развернуты работы по созданию объектов малой атомной энергетики. 

    В первой половине 60-ых годов на площадке ФЭИ работала транспортабельная электростанция электрической мощности 1500 кВт ТЭС-3 с водо-водяным реактором. Всё оборудование (реакторная установка, турбогенератор, пульт управления и т.д.) было размещено на четырёх самоходных гусеничных (танковых) платформах.

    В 1961-1963 годах была создана, изготовлена, смонтирована на площадке НИИАР в Димитровграде и выведена на проектные параметры (тепловая мощность 5 МВт, электрическая - 750 кВт) установка АРБУС (Арктическая блочная установка) с реактором, в котором теплоносителем и замедлителем нейтронов служила органическая жидкость.
      Наиболее удачным из советских проектов малых АЭС следует считать Билибинскую АТЭЦ с четырьмя блоками мощностью по 12 МВт(эл.). Пущенные в середине 70-х годов, они продолжают оставаться в строю до сих пор.  Билибинская АТЭЦ, несмотря на свои отличные характеристики, доказала бесперспективность стационарной установки малой мощности со строительством на месте. Станция приносила доход при СССР, однако времена изменились, и она попала в сложную ситуацию. Но перебазировать её к другим потребителям невозможно из-за её стационарности. Станция состоит из четырёх одинаковых энергоблоков общей электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа).
     В Белоруссии в 70-80-е годы разрабатывалась ядерная энергетическая установка с диссоциирующимся теплоносителем на основе четырёхокиси азота (N2O4) с тепловой мощностью около 5 МВт и полезной электрической мощностью 630 кВт. Это комплекс передвижной атомной станции "Памир" на автомобильных транспортных средствах. Испытания первого опытного образца проходили в 1985-1988 годах.

    Малые реакторы: быстрые и медленные, бегущие и стоячие, плавающие и переезжающие,  самоеды и размножители, реальные и утопические.

    Менее известна московская опытная ядерно-энергетическая установка "Гамма", пущенная в 1981 году в ИАЭ имени И.В.Курчатова. Сердцем установки служит саморегулируемый водо-водяной ректор тепловой мощностью 220 кВт, термоэлектрическим методом преобразования тепловой энергии в электрическую и электрической мощностью 6,6 кВт.
     

     Теперь, путешествуя по миру и посмотрев на карту стран и проектов, вглядимся в отдельные нюансы атомных станций малой мощности (АСММ - запомните эту аббревиатуру).

     

    Россия - очевидный лидер.
    Как уже говорилось выше, хороший малый реактор - это быстрый реактор, т.е. на быстрых нейтронах. Тут Россия обогнала весь мир по опыту и технологиям жидкометаллического теплоносителя.
    "Нужно сказать, что освоение натриевой технологии шло с трудом у всех стран. Считаю огромным достижением России, что у нас работает БН-600, и вижу в этом величайшую заслугу учёных, конструкторов, инженеров, эксплуатационников. Конечно, и тут были течи, были проблемы с парогенераторами, но, тем не менее, технология на ходу, она работает и не зря сегодня строится БН-800 и разрабатывается БН-1200.
     Здесь очень важен опыт людей. Это тот опыт, о котором в книжках не прочтёшь. Опыт, который передаётся из рук в руки, и должна быть преемственность поколений, разработчиков, эксплуатационников." (Георгий Тошинский, ГНЦ РФ-ФЭИ).
    Итак, российские проекты. 
    СВБР большие и маленькие. 

    Свинцово-висмутовые быстрые реакторы — семейство энергетических ядерных реакторов малой мощности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем. Россия обладает уникальным опытом создания и эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем для АПЛ. В настоящее время в России разрабатываются реакторные установки малой мощности типа СВБР для создания атомных энергоисточников в диапазоне мощностей 10 — 40 МВт-эл. (СВБР-10) и 100—400 МВт-эл. (СВБР-100) с использованием модульного принципа построения энергоблока.

    В наиболее высокой степени проработки находится проект СВБР-100. Проект реализует компания ОАО «АКМЭ-инжиниринг» — совместное государственно-частное предприятие, созданное Госкорпорацией «Росатом» и крупнейшей частной энергетической компанией России «ЕвроСибЭнерго» (принадлежит En+ Group) в равных (50/50) долях.

    Проект СВБР-100 входит в число проектов Комиссии по модернизации и технологическому развитию экономики России при Президенте РФ в рамках направления «Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах» и включен Федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 годов и перспективу до 2020 года». Сооружение опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой СВБР-100 намечено на 2015—2016 гг., физический и энергетический пуск ОПЭБ — на 2017 г.

    Поскольку сроки сжаты, и финансирование ограничено, проект разрабатывается на основе консервативного подхода. В нём не реализован потенциал, который позволит в будущем ещё выше поднять уровень безопасности и улучшить экономику. Это дело следующего поколения свинцово-висмутовых реакторов.
    СВБР-100 - первый гражданский реактор на свинце-висмуте и в том виде, в котором будет реализован опытно-промышленный энергоблок, он будет иметь вполне конкурентоспособные технико-экономические показатели в своей нише мощностей. Его мощность 100 МВт(электрическая) выбрана весьма удачно. В таком реакторе будет равный единице коэффициент воспроизводства в активной зоне при работе на смешанном оксидном топливе. 
     Это значит, что такой реактор в замкнутом цикле будет работать в режиме топливного самообеспечения, не потребляя природного урана, опираясь на тот топливный цикл, который создан для большой энергетики, для реакторов БН.
     А с другой стороны, почему не больше? Почему не 200 МВт(эл.)? Ведь экономика была бы лучше. Потому что такой модуль стал бы уже нетранспортабельным по железной дороге. А разработчики хотели уложиться и уложились в тот габарит, когда можно возить модуль железнодорожным транспортом. Это сразу увеличивает число потенциальных площадок.
    Теперь про СВБР-10. Да, это проект, который может быть реализован в короткие сроки, гораздо с меньшим объемом НИОКР, чем СВБР-100. Но экономические показатели у него будут хуже, чем у СВБР-100. Если мощность понизилась в 10 раз, то удельная стоимость установки возрастёт в 2,5-3 раза.
    Плавучая атомная электростанция (плавучая атомная теплоэлектростанция, ПАТЭС).
    Согласно проекту, плавучая атомная станция малой мощности (АСММ) состоит из гладкопалубного несамоходного судна с двумя реакторными установками КЛТ-40С ледокольного типа, разработанными ОАО «ОКБМ им. Африкантова». Длина судна — 144 метра, ширина — 30 метров. Водоизмещение — 21,5 тысячи тонн.
    Плавучая станция может использоваться для получения электрической и тепловой энергии, а также для опреснения морской воды. В сутки она может выдать от 40 до 240 тысяч тонн пресной воды.
    Установленная электрическая мощность каждого реактора — 35 МВт, тепловая мощность — 140 гигакалорий в час. Срок эксплуатации станции составит минимум 36 лет: три цикла по 12 лет, между которыми необходимо осуществлять перегрузку активных зон реакторных установок.
    Реактор КЛТ-40С относится к типу корпусных реакторов с водой под давлением, он аналогичен более крупным реакторам ВВЭР. Тепловая мощность реактора составляет 150 МВт. Реакторная установка ПАТЭС ММ по проекту должна выдавать около 40МВт электрической мощности и 146 Гкал/час тепловой энергии. Работает реактор на урановом топливе с довольно высоким для гражданской энергетики обогащением — до 18,5%. Подробно о реакторе КЛТ-40С можно узнать из Доклада Объединения Беллона «Плавучие атомные станции» (СПб, 2011).
    Реактор у строящейся ПАТЭС "задушен" по обогащению урана, что отразилось на энергетических характеристиках станции. Прототип КЛТ-40 работал на топливе обогащённом до 40%.
    АБВ - Атомная Блочная Водяная. На нижней границе линейки мощностей находится реактор АБВ. Его тепловая мощность - от 16 до 45 МВт, а электрическая - от 3,5 до 10 МВт. Это унифицированные реакторные установки (РУ) с реакторами интегрального типа и 100% естественной циркуляцией первого контура для наземных и плавучих станций.
    АБВ-6М - реактор интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура и со встроенной парогазовой системой компенсации. Основное оборудование АБВ-6М скомпоновано на баке металло-водной защиты в единый парогенерирующий блок.
    Обогащение топлива составляет менее 20%. Перегрузка реактора требуется раз в 12 лет. Надёжность принятых технических решений подтверждена опытом эксплуатации транспортных установок и наземного стенда-прототипа.
    Монтаж установки производится агрегатным способом, сборка в блоки или агрегаты ведётся на предприятии-изготовителе. К месту назначения блоки могут доставляться по железной дороге, авто- или водным транспортом.
    Основные направления дальнейших работ по оптимизации проекта АБВ-6М - форсирование мощности в три раза без изменения масс и габаритов, увеличение энергозапаса зоны до 20 лет в российском исполнении, модульность и оптимизация всех систем.
    Для российского (неэкспортного) варианта 20-летний интервал между перегрузками станет возможным при переходе на топливо интерметаллид с обогащением, превышающим 20%. В экспортном варианте топливом может служить кермет с обогащением ниже порога 20%.

    РИТМ

    Следующий проект, предлагаемый в ОКБМ - реактор РИТМ. Его тепловая мощность составляет 150 МВт, а электрическая - 36 МВт. Это реактор интегрального типа с принудительной циркуляцией для универсального атомного ледокола и плавучих станций. В числе его плюсов создатели видят интегрированный корпус с расположением насосов первого контура в отдельных выносных гидрокамерах и боковыми горизонтальными гнездами для патрубков кассет парогенераторов. 

    Реактор удовлетворяет экспортным требованиям по нераспространению - обогащение менее 20%. По сравнению с КЛТ-40С, у него увеличен ресурс (на 60%) и срок службы основного оборудования до заводского ремонта (на 70%) - 160 тысяч часов и 20 лет против 10 тысяч часов и 12 лет.
    Радиационный ресурс корпуса парогенерирующего блока увеличен, благодаря снижению флюенса нейтронов примерно вдвое - с 1,5х1020 до 5,2х1019 н/см2. Блок может перевозиться в полной заводской готовности по железной дороге.

    Следующий проект ВК-100 - необычный для России - водяной кипящий реактор малой мощности. 
    На основе водяных кипящих технологий возможно создать линейку, которая удовлетворяла бы требованиям к мощностному ряду в любом регионе страны. Малая мощность и уникальная установка подавления активности (УПАК), обкатанная на реакторе ВК-50 в Димитровграде, позволяют размещать АТЭЦ с водяными кипящими реакторами вблизи потребителя.
    В водяных кипящих аппаратах отсутствуют термические и радиационные условия ухудшения свойств материалов и проблемы с "хрупкой прочностью" корпуса реактора (в кипящих реакторах - низкие температуры, малые флюенсы и повреждающие дозы). Это позволяет говорить о сверхдлинных сроках эксплуатации - вплоть до 100 лет.
    Корпусной кипящий реактор обладает простым, пассивным и надёжным способом охлаждения активной зоны на основе естественной циркуляции. У него хорошие свойства саморегулирования за счёт отрицательных эффектов реактивности, низкое содержание радиоактивных продуктов в теплоносителе и отложениях.
     Есть и ряд других преимуществ. Так, газообразные продукты деления и продукты радиолиза можно непрерывно удалять из реактора в систему УПАК. Коррозионная стойкость конструкционных материалов высока, причём для достижения этого не требуются сложные мероприятия. Рабочее давление до 7 МПа обеспечивает малое истечение теплоносителя при нарушениях нормальной эксплуатации.
    Основные характеристики реактора ВК-100, который предлагается разработать на основе ВК-50, имеющего 45-летний (а в перспективе, и 60-летний) опыт работы в НИИАР. Новый реактор может иметь мощность 120 МВт(эл.), кампанию 2 года, обогащение 5%, глубину выгорания топлива - до 45 МВт?сут/кг.
    Использование известных и отработанных на ВК-50 технических решений должно положительно сказаться на экономических характеристиках предлагаемого к разработке реактора ВК-100. Его стоимость за установленный киловатт авторы доклада оценивают как 1800-2100 долларов, а срок окупаемости без учёта дисконтирования - от 7 до 9,5 лет. Срок строительства блока с ВК-100 составит 2-3 года.
    Транспортабельная установка малой мощности ГРЭМ. Это наземная транспортабельная атомная установка для выработки электроэнергии и тепла. Проект ГРЭМ основан на технологиях, созданных для установок космического базирования. 
    ГРЭМ - это транспортабельная ядерная энергоустановка на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Теплоноситель - смесь гелия и ксенона. В России и США имеется определенный задел по экспериментальной отработке замкнутой газотурбинной установки с циклом Брайтона на основе газовой турбины малой мощности.
     Мощность ГРЭМ 1МВт (эл.)  при к.п.д. примерно 40%, ограничивается возможностями размещения радиационной и биологической защиты на транспортных средствах. То есть ограничения не реакторные, а инфраструктурные.
    Мощность теплофикации составляет порядка 1,2 Гкал/час. Таким образом, коэффициент использования тепловой мощности составляет - 0,96-0,98.
    На сегодняшний день, компоновка такова. На первом тягаче располагается вся реакторная установка совместно с контуром преобразования энергии.  Прорабатывается вопрос о расположении дополнительных блоков защиты на отдельных тягачах, на которых, кроме того, может быть размещено и дополнительное оборудование: кабели, трубы, теплофикационное и другое вспомогательное оборудование для подачи электроэнергии и тепла потребителям. Таким образом, количество тягачей будет определено на последующих стадиях разработки. Вес установки, по предварительной оценке, от 45 до 55 тонн.
     ГРЭМ - находится пока на стадии концептуального проекта,  родившись из космического направления. Начавшиеся работы в рамках президентской программы по созданию космического реактора мегаваттного класса продвигают и подтверждают практическую реализуемость этих технологий и вселяют надежду, что малые реакторы ГРЭМ появятся и на Земле.
    В мире интерес к малой атомной энергетике меняется волнообразно: подъемы сменяются спадом. Но стоит напомнить, что в России своя особая ситуация. У нас колоссальная территория находится в удаленных районах, в зоне децентрализованного энергоснабжения. Если мы хотим эти территории обустраивать, то нам придётся задуматься о том, как обеспечить их теплотой и электричеством. Решать эти вопросы придётся если не сегодня, то завтра, если не завтра, то послезавтра - но, в конце концов, задуматься над этим и решать проблему всё-таки придётся.
    Это далеко не все российские проекты АСММ, но надо двигаться дальше. Перенесёмся мысленным взором в страну антиподов или...
    ...США. Конец бегущей волны. 
    Начнём с реактора TWR, реактора с бегущей волной, о котором так много писала пресса, более не существует.  Авторы этой трудно реализуемой на практике концепции перешли к более понятной концепции реактора со стоячей волной (ТР-1), которая в принципе позволяет решить те же задачи, которые ставились перед TWR. Давайте рассмотрим эти концепции подробнее.
    Прежде всего, концепция реакторов с бегущей волной - это очень интересная концепция. Американцы признают, что её идеологами стали советские учёные С.М.Фейнберг и Е.П.Кунегин. В 1958 году они предложили реактор, который работал бы в режиме подпитки обеднённым ураном. Ему требовалась бы только первая загрузка обогащённым ураном или плутонием, после чего он "внутри себя" перерабатывал бы уран-238 в плутоний. 
    У  нас такие реакторы получили общее название "самоеды". Их физическая суть понятна. Быстрый реактор может иметь очень высокий коэффициент конверсии урана-238 в плутоний. Конечно, структура активной зоны должна быть такой, чтобы критическая концентрация плутония была бы равна или меньше равновесной концентрации.
    Свеча Секимото,  японский вариант самоеда, в котором имеется цилиндрическая активная зона со стартовой загрузкой из обогащённого урана или уран-плутониевого топлива, к которой с одного торца примыкает экран из урана-238. В экране постепенно происходит накопление плутония, и активная зона перемещается в сторону экрана, оставляя позади себя подкритическую область с выгоревшим топливом.
    Японцы называют это свечой, но более понятным аналогом является образ горящей сигареты. У неё с одного торца пепел (отработавшая часть активной зоны),  далее небольшой огонёк (зона цепной реакции), и далее табак (уран-238, который будет вовлекаться в процесс получения энергии). Подтверждал ли кто-нибудь экспериментально возможность создания бегущей волны или свечи Секимото? Нет, экспериментально никто и нигде. Есть только расчёты. Но расчётные коды сегодня развиты достаточно хорошо, и можно надеяться, что расчётным результатам стоит доверять. Основные трудности здесь не в физике.
    Чтобы бегущая волна бежала, нужны очень глубокие выгорания топлива. Топливо должно быть плотным. На оксидном топливе это не проходит. Самое малое, это нитридное, а ещё лучше - это металлическое топливо. Необходима также "тесная" решётка твэлов.
      Очень глубокое выгорание, чтобы пошла бегущая волна это минимум 20% по тяжёлым атомам. Ещё лучше, иметь для бегущей волны выгорание 40%, как это заявляется  для TWR.
    Это, очень много. Сегодня у нас в России среднее выгорание в быстрых реакторах на оксиде урана где-то 6%, максимальное - 11%. То есть, для TWR среднее выгорание необходимо увеличить в три, а лучше в шесть раз.
     В TWR повреждающая доза на материал оболочки твэла достигает 400-500 смещений на атом (сна). Для сравнения, у нас для БН-800 заявлены проектные параметры 93 сна. Разница огромная! Проводятся исследования в ВНИИНМ им. Бочвара, целью которых является к 2020 году попробовать выйти на смещения от 133 до 164 сна, не более.
    Подведём итог сказанному. Требуемые сверхглубокие выгорания и сверхбольшие смещения не позволяют на сегодняшний и даже на завтрашний день рассматривать концепцию реакторов с бегущей волной как реалистическую. Сначала надо доказать её осуществимость многолетними испытаниями, проводить длительные облучательные  эксперименты, исследовать и так далее.
     Другие проблемы бегущей волны. Для неё выгодно иметь длинную активную зону (включая экран из урана-238). Но длинную зону сделать нельзя, потому что резко возрастёт гидравлическое сопротивление, поскольку решётка размещения твэлов не может быть свободной. Иначе не удастся обеспечить высокий коэффициент конверсии. То есть, в концепции имеется внутреннее противоpечие.
     Проанализировав все нюансы, инициаторы TWR предложили следующий вариант - переочехловку твэлов :crying: . Что это такое? Имеется длинный твэл, у которого в начале кампании обогащённое топливо с нижней стороны, а в конце кампании активной станет верхняя часть, где был уран-238. После остановки из реактора выгружают топливо, снимают металлические оболочки, которые достигли своего предела, размещают верхнюю часть топливного столба, в которой шла цепная реакция, в нижнюю часть новой оболочки, добавляя сверху экран из урана-238, и вновь загружают переочехлованное топливо в реактор. При этом реактор переходит в режим подпитки обеднённым ураном.При этом они должны в этой переочехлованной зоне сохранить вектор обогащения плутония (!), тот, который был до переочехловки. Иначе реактор окажется неработоспособным. Иными словами, это опять прекраснодушная идея из серии бумажных проектов.
    Чем всё дело кончилось в итоге? Специалисты "Terra Power" поняли, что реактор на бегущей волне сделать сегодня технически невозможно. Теперь они продвигают иную концепцию - реактор на стоячей волне. Поэтому можно сказать, что идее бегущей волны пришёл конец.
    Чем отличается стоячая волна от бегущей в применении к самоедам? Стоячая волна - это нормальный реактор с тепловыделяющими сборками, которые при достижении допустимых значений выгорания и повреждающей дозы на оболочки можно выгружать, переставлять, и туда добавлять свежие сборки с обеднённым ураном.
    Это именно та самая концепция, которую в России разрабатывали лет 15 назад. Называется этот проект у американцев TP-1, или "Terra Power-1". Реактор на стоячей волне с электрической мощностью 500 МВт и натриевым теплоносителем. TP-1 по многим параметрам очень похож на свинцово-висмутовый реактор СВБР-600. 
    Реактор TP-1 технически реализуем, и в этом его главное отличие от TWR. Это нормальный реактор, с остановками на частичные перегрузки топлива. Однако проблемы с выгоранием и смещениями остаются, но будут менее острыми.

    Следующий проект "Hyperion", или "атомная батарейка", самый скандальный проект последних лет, если не считать TWR и Билла Гейтса.
    "Hyperion", так же как и TWR, поддерживается частными компаниями. У TWR и TP-1 это Билл Гейтс, у "Hyperion" - это "Hyperion Power Generation".
    "Hyperion" претерпел кардинальные изменения концепции за последние четыре года. Совсем недавно это был футуристический реактор с уран-гидридным топливом, который якобы должен был саморегулироваться. Из него выходил и возвращался водород при изменении температуры, что влияло на спектр и позволяло за счёт законов природы удерживать реактор в критическом состоянии.  :winked: А вместе с водородом из активной зоны уходили радиоактивные газообразные осколки деления, которые возвращаться обратно не собирались. Да и сама идея выхода водорода после Фукусимы смотрится диковато.
     Видимо разработчики это поняли сами. Поскольку в последнее время много говорилось о свинце-висмуте, то они взялись за него. Теперь концепция "Hyperion" выглядит реальной. А вот заявленные его разработчиками сроки внедрения - нереальны. Почему? Потому что для "Hyperion" нет топлива. Они пошли на новое топливо, которое не производится, не испытывается и не лицензируется. Как они собираются получить лицензию на эксплуатацию реактора с неиспытанным топливом? На оксиде урана не получатся требуемые для "Hyperion" характеристики. Реактор маленький, и чтобы он заработал на оксиде, надо повысить обогащение. Требование МАГАТЭ о максимальном обогащении 20% при этом нарушится.
    Итак, "Hyperion" в свинцово-висмутовом исполнении - установка в целом реальная, а вот заявленные его разработчиками сроки внедрения - нереальны. 
    На самом деле, к "Hyperion" есть ещё один вопрос. Циркуляция свинца-висмута там осуществляется за счёт естественной конвекции. Да, это проще, нет насосов. Но эффективность отвода тепла в несколько раз ниже, и экономические показатели установки снижаются. Дело в том, что на жидком металле, где разница плотностей для горячего и холодного теплоносителя не такая большая, как для кипящей воды, нельзя получить хороший движущий напор и эффективный отвод тепла. Поэтому с того же объёма, при той же металлоёмкости, можно снять меньшую мощность. А раз меньшая мощность - выше удельные капитальные затраты и меньше конкурентоспособность. Вот и всё. Естественная циркуляция очень хороша и совершенно необходима для расхолаживания, когда нет электроэнергии. Поэтому "Hyperion" не может выйти на 100 МВт, как может выйти СВБР. Это предел у него для его размеров. А если делать на естественной циркуляции тяжёлометаллический реактор мощностью 100 МВт(эл.), то его металлоёмкость и стоимость возрастут в разы.
      Зато у этого реактора рекламная кампания выглядит мощнее, чем у Билла Гейтса. Его предлагают даже Марианским островам. Компания подписала более ста протоколов о намерениях.
    Что касается технологий свинцово-висмутового теплоносителя, то, насколько мы все знаем, единственной страной, где они были всерьёз отработаны с реализацией на практике, была и остаётся Россия. "Hyperion" предпринимает попытки обойти американского регулятора (NRC) и построить первый реактор на объекте министерства энергетики США. В этом случае, им не потребуется проходить лицензирование в гражданском органе, каковым выступает NRC.
    Такая возможность есть, это интересная вещь. Если реактор не коммерческий, то по американским правилам строительство может быть начато по разрешению министерства энергетики без завершения процесса лицензирования.
    В таком случае, первый построенный реактор может служить реальной установкой для проверки безопасности технологий, необходимой для последующего лицензирования коммерческих реакторов. Это очень сильная сторона американского законодательства, которая может позволить им обеспечить технологические прорывы. 

    Недавно о своём намерении пойти по такому же пути объявила компания "General Electric" с проектом быстрого натриевого реактора PRISM. Это более серьёзная разработка, она датируется 80-90-ми годами, и её задача - утилизация плутония и младших актинидов при работе в составе центров топливного цикла. PRISM - модульный реактор-размножитель с натриевым теплоносителем. Мощность каждого модуля порядка 300 МВт(эл.) и расшифровывается как Power Reactor Innovative Small Module - "энергетический реактор инновационный с малыми модулями". В основе проекта лежат разработки 80-90-ых годов Аргоннской национальной лаборатории (США). Важно добавить, что PRISM будет жить не сам по себе, а в составе замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ).
    Проект mPower - это легководная установка с пассивными системами безопасности и подземным размещением. Она будет изготавливаться на существующих заводах и доставляться к месту эксплуатации железнодорожным транспортом. Реактор будет работать на стандартных кассетах для PWR в слегка укороченном исполнении. Перегрузка активной зоны предполагается раз в пять лет, а всё выгоревшее топливо за 60 лет службы будет храниться в специализированном помещении. Обогащение топлива 5%.
     mPower интегральный реактор модульной конструкции. Реактор и парогенератор расположены в едином  корпусе. Модульная единица имеет диаметр 4,5 м и 23 метра в высоту. Ядро реактора 2 на 2 метра. Номинальная электрическая мощность 125-180 МВт.
     
    Проект "NuScale Plant", ранее называвшийся MASLWR, представляет собой блок с водо-водяным реактором под давлением малой мощности - 45 МВт(эл.).  Он был разработан совместно национальной инженерной лабораторией Айдахо и университетом штата Орегон (США). В 2007 году для коммерциализации проекта была создана компания "NuScale Power Inc.". 
    Разработка проекта ведётся с 2000 года. К настоящему моменту, в него инвестировано в общей сложности около 100 миллионов долларов. В декабре 2013 года "NuScale Power" выиграла грант министерства энергетики США, сумма которого пока обговаривается. Предварительно речь идёт о сумме порядка 260 миллионов долларов.
    Технические характеристики: Тепловая мощность - 160 МВт, Электрическая мощность - >45 МВт, Коэффициент использования установленной мощности - >95%. Размеры 80x15' (2,04х0,38 м) цилиндрической оболочки одного модуля, содержащего реактор и парогенератор. Транспортабельность - баржи, ж/д или автомобилями. Топливо легководных реакторов квадратной конфигурации. Каждая сборка длиной 2 метра. Топливная кампания 24 месяца с обогащением менее 4.95%.

     Есть ещё проект EM2 (Energy Multiplier Module), это гелиевый высокотемпературный реактор, но с быстрым спектром нейтронов, т.е. не ВТГР (высокотемпературный газовый реактор). Предлагает его компания "General Atomics", которая раньше разрабатывала "тепловые" ВТГР. По этому реактору очень мало технических данных, а то, что становится известным, больше походит на следование моде. Например, они говорят, что в EM2 будет сжигаться химически не переработанное топливо действующих тепловых реакторов. Будет некая зона запала с обогащением не больше 20% - тоже своего рода культовая цифра. Известно, что EM2 - охлаждаемый гелием быстрый модульный реактор. Вот пока и всё.  

    Япония. Реакторы утопического класса

    Реактор 4S.
    Это модульный реактор со всеми его плюсами. Разработчик -  Toshiba Corporation, Тепловая мощность - 30 МВт, электрическая 10 Мвт, температура на выходе - 510°C, теплоноситель - натрий, обогащение по урану-235 - 19,9%, кампания - 30 лет. Источник

     

    В чём слабость 4S? Эта реакторная установка совершенно неремонтопригодна. Она интегрального типа, внутри там и насосы электромагнитные, и теплообменники промежуточные натрий-натрий, и теплообменники расхолаживания. Но всё сделано в расчёте на абсолютную надёжность. Модуль с 4S должен длительно надёжно работать без замены и ремонта оборудования, находящегося в реакторном моноблоке. Это возможно только тогда, если всё его оборудование надёжно абсолютно и добраться до оборудования в процессе эксплуатации будет очень трудно, почти невозможно. И он ещё подземного размещения.  То есть, японцы надеются на свое качество, но их качество буквально недавно подвело их на "Монджу", о чём можно прочитать здесь.
    Срок службы компания заявляет 30 лет без перегрузки топлива. По физике это вполне достижимо. 
    Концепция проекта модульная с совершенно нетрадиционной новой схемой управления реактивностью. Отражатель медленно движется, активная зона длинная, а цепная реакция идёт только в короткой части, там, где есть отражатель. Отражатель перемещается со скоростью порядка 1 мм в неделю. А что будет, если эта система откажет?
     У японских конструкторов совершенно другой менталитет, они считают, что отказов быть не должно. Российские конструкторы думают по-другому, и я больше склонен доверять отечественным специалистам. У нас конструкторы закладывают сразу, что всё может сломаться, и нужно подумать, что сделать в этом случае. В Японии подход другой - нужно добиться, чтобы не ломалось ничего. Конечно, цель прекрасная, но достичь её нереально. Это реактор утопического класса.

    Свеча Секимото. О её недостатках говорилось выше, но для беспристрастности приведём цитату из рекламного проспекта Идея хорошая и красивая, советскими физиками придуманая. Читаем: "Токийский технологический институт – место дислокации группы, которой руководит Хироси Секимото. Занимаются ученые изучением возможности создания свинцово-висмутовых реакторов, которые используют концепцию выгорания CANDLE. Эта аббревиатура расшифровывается как Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide number densities and power shape During Life of Energy producing reactor (постоянная аксиальная форма нейтронного потока, концентраций нуклидов и профиля энерговыделения в течение срока службы энергетического реактора). 
       Концепция CANDLE предусматривает, что формы распределения существующих концентраций изотопов, потока энерговыделения и нейтронов остаются в ходе работы реактора неизменными, однако при этом они смещаются с постоянной скоростью в аксиальном направлении. В ходе кампании величина избыточной реактивности не меняется, что означает следующее: в реакторах CANDLE нет необходимости заботиться о компенсации изменений в случае выгорания.
    В концепции CANDLE по высоте активную зону фактически разделят на три подзоны:
    - первая - выгоревшая подзона;
    - вторая - зона выгорания, ею будет выделяться основное количество энергии;
    - третья - сырьевая зона."

    Загружается топливо только во время старта первого реактора системы CANDLE, при этом топливный материал (обогащённый плутоний либо уран) необходим лишь при формировании первой загрузки зоны выгорания. Если говорить о сырьевой зоне, то в ней будет содержаться обеднённый или природный уран либо торий.

    По мере работы реактора, в зоне выгорания ядра делящихся материалов будут потребляться, а вот в сырьевой зоне они наоборот будут нарабатываться. Это объясняет медленное перемещение в аксиальном направлении зоны выгорания, то есть сверху вниз.

    После завершения эксплуатацию первого реактора зону выгорания, оставшуюся в нём, можно использовать для зарядки второго реактора.

    Одно из декларируемых преимуществ японской концепции, как отмечают специалисты, это то, что в СВЕЧЕ достигается сверхглубокое выгорание (до 40%) в открытом ЯТЦ." 

    Параметры: Тепловая мощность 200 МВт; Высота активной зоны 2000 мм, Радиус активной зоны 1000 мм, Толщина отражателя 500 мм, Диаметр канала теплоносителя, 4,53 мм, Толщина оболочки 0,35 мм, Толщина топливного стержня 11,32 мм, Материал топлива Уран-нитридное топливо, обогащённое по 15N, Материал оболочки - Ферритная сталь HT-9, Материал теплоносителя Свинец-висмут (44,5%-55,5%), Температура теплоносителя на входе в активную зону 600 К, Температура теплоносителя на выходе 800 К.

    Ранее концепция CANDLE была проанализирована для больших быстрых и тепловых реакторов, однако в последнее время японские специалисты обратили свои взгляды на свинцово-висмутовые реакторы малой мощности. Реализовать стратегию CANDLE в таких установках оказалось непросто, в первую очередь, из-за большой радиальной утечки нейтронов. Однако позитивную роль здесь сыграли отличные качества свинца-висмута, в частности, тот факт, что этот материал является великолепным отражателем.

    Сегодня трудно судить о перспективности концепции свинцово-висмутового реактора, работающего по схеме "СВЕЧА". Хотя, с эстетической точки зрения, она выглядит очень красиво, но утопична с точки зрения требований к материалам.
    И в заключение добавлю, что "СВЕЧА" - не единственная концепция подобного рода. В отечественной практике за такими реакторами закрепилось неформальное название "реакторы-самоеды". Общей отличительной чертой самоедов является то, что после начального периода, где используется обогащённый уран или плутоний, они переходят на работу с подпиткой природным или обеднённым ураном. Для самоедов не нужны внешние мощности по замыканию ЯТЦ - новое топливо они нарабатывают и потребляют самостоятельно.
    Африка не сделала сама
     Реактор PBMR, проект ЮАР, закрытый в 2010 году. Высокотемпературный реактор малой мощности, появившийся под слоганом "Африка делает сама". Проект очень интересный. Был. И по нему тоже велась мощнейшая рекламная кампания, говорилось о десятках и сотнях заказчиков по всему миру. На него было потрачено около 1 миллиарда евро.
     У газовых реакторов есть общий концептуальный недостаток. Это трудность преодоления последствий аварии с потерей герметичности первого контура. Газ при нормальном давлении очень плохо отводит тепло. Это верно даже для случая гелия. Следовательно, нужны высокие давления, порядка 100 атмосфер. Если случится разгерметизация, то гелий уйдёт из первого контура, его место займёт воздух, и никакой естественной циркуляции не будет. А остаточное тепловыделение надо отводить.
     Поэтому для таких реакторов делается специальное топливо, микротопливо с многослойным покрытием в графитовой матрице. Проверяли, до достижения аварийных температур газообразные и летучие осколки деления микротопливо не выпускает. Но надо ещё как следует посмотреть, что произойдёт с насыпанной кучей из шаровых твэлов, если будет потеряна циркуляция. Не случится ли так, что всё загорится? Всё-таки, в топливе есть графит, а в контур при разгерметизации войдёт воздух.
     Чтобы сделать такое топливо термостойким, применяются различные решения, используются многослойные карбид кремния, пирографит и так далее. Задача достичь термостойкости решается, но при этом многократно усложняется задача по переработке ОЯТ, нужна своя инфраструктура топливного цикла и соответствующие затраты на её создание и функционирование. Альтернатива этому работа PBMR "навыброс" в открытом цикле. Вряд ли это приемлемо.
     Кроме того, шаровые твэлы в PBMR диаметром в теннисный мяч должны проходить через активную зону до шести раз. Циркуляция шаровых тэлов осуществляется с помощью шнеков. При выгрузке всякий раз твэлы должны сортироваться по выгоранию. Технологически всё сделать это трудно. В этом отношении, концепция российско-американского проекта ГТ-МГР более реалистична. В этом проекте топливо в виде графитовых шестигранных блоков заменяется при частичных перегрузках.

    Малые реакторы: быстрые и медленные, бегущие и стоячие, плавающие и переезжающие,  самоеды и размножители, реальные и утопические.

    Интересно отметить. За PBMR стояла государственная компания "Eskom", но результат оказался неудачным. Можно предположить, что этот проект появился на свет как результат лоббирования. Когда финансисты доверяют каким-то людям, а у тех недостаточно компетенции, результат всегда будет негативным.

     Возникает подозрение, что за многими рекламными кампаниями, скрывается какая-то спекуляция. Поиграть - взять патенты, привлечь под них инвесторов, а дальше как получится.
     Бельгия. Государственный подарок
     Много говорится о гибридной бельгийской системе MYRRHA - подкритическом реакторе с теплоносителем свинец-висмут, работающим в тандеме с ускорителем протонов. Она разработана европейцами для решения проблемы трансмутации минорных актинидов. Мы, конечно, очень с большим уважением относимся к этой проблеме, но, честно говоря, это не главная проблема атомной энергетики, на наш взгляд.

    Малые реакторы: быстрые и медленные, бегущие и стоячие, плавающие и переезжающие,  самоеды и размножители, реальные и утопические.

    Для густонаселённых стран и регионов - Европа, Южная Корея и так далее - проблема важна. Там общественность очень обеспокоена длительным хранением ОЯТ с большим радиационным потенциалом. И есть желание снизить этот потенциал за счёт трансмутации ряда нуклидов, в том числе, младших актинидов.
    Есть и "социальный" аспект, точнее, политический. Многие государства денег на разработку реакторов не выделяют, считая, что этим должны заниматься частные компании. В то же время, на трансмутацию деньги дают, особенно, если это не просто реактор, а некая система с повышенной безопасностью, обеспечивающая в будущем решение проблемы долгоживущих радиоактивных отходов.
     Что такое MYRRHA? Реактор у них подкритический. Сверху от ускорителя подводится пучок протонов. Вся система перегрузки должна быть снизу, точно так же, как и управление. Это технически очень сложно. У них внедрена система… не подводного, а, если можно так выразиться, "подсплавного" внутривидения, интроскопии. То есть, они видят всё, что происходит в установке, в мегагерцовом ультразвуковом диапазоне. Это большое техническое достижение. 
     Однако, MYRRHA  имеет две установки вместо одной, что сразу даёт два набора проблем. Это и стоимость удваивается, и надёжность снижается. Хамид Аит Абдеррахим, руководитель проекта MYRRHA, всё это прекрасно понимает. В конце концов, если будут большие трудности можно "отрезать" ускоритель и получится свинцово-висмутовый исследовательский реактор с быстрым спектром нейтронов.
     В принципе, никто не возражает. Если государство оплачивает хорошую научно-исследовательскую работу и даёт установку, то это можно только приветствовать. Но реально ли говорить о коммерциализации MYRRHA?
     Ни в коем случае! MYRRHA - это абсолютно некоммерческий проект. Это экспериментальная ядерная установка, построенная на государственные (общеевропейские) деньги. Российские специалисты там тоже работают, планируется создание мощного международного центра для обмена данными, получения новой информации и так далее. Исследовательский реактор MYRRHA должен приступить к работе в 2024-2025 годах.

     

     Южная Корея. Есть надежды.
    В Южной Корее примечательно то, что проект SMART перешёл из рук KAERI в руки KEPCO и консорциума корейских компаний. Как известно, KAERI - научно-исследовательский институт, и он реакторов не строит, в отличие от KEPCO. Так что, здесь можно ожидать позитивных сдвигов.

     

    Название реактора расшифровывается как System-integrated Modular Advanced ReacTor. Это корпусной легководный реактор тепловой мощностью 330 МВт. В режиме выработки электроэнергии станция с таким реактором имеет мощность 90 МВт(эл.), что позволит обеспечить потребности города с населением около 100 тысяч человек.

    В режиме работы как опреснительной станции, блок с реактором SMART будет выдавать до 40 тысяч тонн питьевой воды ежесуточно. Ещё одно возможное применение SMART - отопление ближайших районов.

    В проекте SMART сочетаются как проверенные технологии, как и инновационные решения. К первым относятся, например, использование стандартной квадратной топливной кассеты 17?17 с топливом из диоксида урана, наличие большого сухого контейнмента, конструкция приводов СУЗ, управление реактивностью с использованием стержней и борной кислоты.

    Среди инновационных решений выделяют интегральную компоновку - все основные компоненты первого контура находятся внутри корпуса реактора. АСММ SMART активно использует модульный принцип, что облегчает её строительство. Системы управления станцией полностью цифровые. Наконец, ещё одно важное инновационное свойство - присутствие в проекте пассивной системы отвода остаточного энерговыделения.

    В 2006-2008 годах проводилась оптимизация проекта SMART, а в 2009-2012 годах - его лицензирование, завершившееся успехом 4 июля 2012 года. Всего за всё время в программу SMART было вложено 1500 человеко-лет и 300 миллионов долларов.

    Трудности у корейцев возникли там где не ждали и связаны они с культурой производства в атомной отрасли. Как оказалось, после череды громких скандалов, увольнений и арестов, при строительстве и эксплуатации АЭС корейские атомщики допускали удивительную халатность и занимались подделкой документации.
    По некоторым оценкам, коррупционные скандалы, сотрясавшие атомную отрасль Южной Кореи, нанесли атомщикам ущерб не менее 1,4 миллиардов долларов вследствие вынужденных простоев блоков и иных потерь.
    Аргентина полна решимости. 
    В Аргентине дела идут очень неплохо по проекту CAREM. Идёт лицензирование, выбрана площадка, есть средства. Есть даже заказчики на следующий блок этого реактора, тоже небольшой мощности - 25 МВт(эл.). Со временем предполагается расширить линейку мощностей для данной технологии до 300 МВт(эл.). Для строительства демонстрационного блока выбрана площадка на 10 гектар в 150 км от Буэнос-Айреса.
    Работы по CAREM, начинавшиеся в 80-ые годы и приостановленные в 90-ые, были возобновлены в Аргентине после долгого перерыва в 2006 году президентским указом. Стоимость проекта, включая затраты на сооружение демонстрационного блока, оценивается как 350 миллионов долларов. При переходе к серийному производству, стоимость блока снизится до 200 миллионов.
    Авторы концепции CAREM относят её к четвёртому поколению реакторов. Основные черты новой установки таковы:
    интегральный первый контур в едином корпусе диаметром 3,2 м; первый контур на естественной циркуляции; пассивные системы безопасности; активная зона набирается из 61й шестигранной ТВС с 108 твэлами в каждой, диаметр UO2 таблетки 7,6 мм, высота зоны 1,9 м; управление реактивностью осуществляется выгорающим поглотителем Gd2O3 и кластерами Ag-In-Cd в 19 ТВС, без бора в воде; обогащение топлива 3,4%, длительность кампании до 330 эффективных суток при 50% перегрузке.
    У реакторов CAREM имеются свойства повышенной безопасности, среди которых отмечаются следующие:
    невозможность LBLOCA (потеря теплоносителя через большой разрыв), так как в первом контуре нет соединений больше 1,5 дюймов в диаметре; невозможен выстрел органа регулирования из-за оригинальной системы гидравлических приводов СУЗ;
    в реакторе содержится много воды и не требуется большой дополнительной защиты снаружи корпуса.
    В то же время "…У них вокруг реактора расположено 12 парогенераторов - интересно, как там с надёжностью".
     В Индии большие  планы
    Трудно сказать, что ожидает в ближайшем будущем усовершенствованный реактор AHWR-300  (тяжёловодный реактор с ториевой зоной воспроизводства), но пока отбоя никто не давал. По AHWR есть трудности с выбором площадки. Проект реактора готов. Теперь дело за выбором места для строительства. А это большая проблема в Индии. Судя по всему, придётся размещать AHWR на одной из действующих станций. Процесс выбора продолжается. Реальное начало строительства блока с AHWR может произойти в этом десятилетии.

    Малые реакторы: быстрые и медленные, бегущие и стоячие, плавающие и переезжающие,  самоеды и размножители, реальные и утопические.

    Электрическая мощность AHWR300 - 300 МВт, тепловая - 920 МВт. Свойства реактора: вертикальный реактор с трубами под давлением, теплоносителем является кипящая лёгкая вода, замедлителем - тяжёлая вода. Реактор включает в себя ряд пассивных средств безопасности связанных с топливным циклом. Использование тяжелой воды при пониженном давлении, снижает риск утечек. В AHWR-300 используется естественная циркуляция теплоносителя.
    Топливный элемент AHWR состоит из 54 твэлов, расположенных по трём окружностям. В центре элемента установлен стержень-вытеснитель (displacer rod). В твэлах на двух внутренних окружностях используется топливо (Th-233U)O2. На внешней окружности стоят твэлы с (Th-Pu)O2. В элементе предусмотрена водная трубка (water tube) для непосредственного залива водой в случае аварий с потерей теплоносителя.
    Средняя проектная глубина выгорания топлива в AHWR составляет 38 ГВт?сут/т. Как уже говорилось, реактор самодостаточен по 233U при условии работы в замкнутом ЯТЦ. Конструкция топливного элемента AHWR достаточно гибка для подбора различных вариантов загрузки.

    Общее количество младших актинидов, которые будут накапливаться в ОЯТ AHWR-300, станет в два раза меньшим, чем для ОЯТ урановых реакторов, если сравнивать их при одинаковой энерговыработке. Повышенная радиоактивность делящихся и сырьевых материалов, получаемых при переработке ОЯТ AHWR-300, делает их малопригодными для использования в ядерном оружии.  Наконец, повышенная устойчивость к отказам снижает для блоков с AHWR-300 риски, связанные с возможными действиями злоумышленников из состава персонала станции.
    Индийские инженеры разрабатывают сейчас следующую модификацию реактора AHWR, а именно, AHWR-LEU, где LEU расшифровывается как "низкообогащённый уран". Такой реактор может получить экспортный статус и вызвать интерес у стран с ограниченными электросетями. Хотя Индия активно поддерживает замыкание ЯТЦ, проект AHWR-LEU может стать конкурентоспособным даже в условиях открытого цикла.

     

    Реактор PFBR относится к реакторам средней мощности, поэтому о нём очень кратко. Физпуск первого в Индии коммерческого быстрого реактора PFBR-500 состоится в сентябре 2014 года, пишет "The Hindu". Реактор PFBR-500 - быстрый реактор с натриевым теплоносителем. Его следует считать, скорее, демонстрационным реактором. После его ввода в эксплуатацию Индия намерена построить малую серию коммерческих реакторов CFBR-500. Директор центра ядерных исследований (IGCAR) имени Индиры Ганди доктор П.Р.Васудева Рао заявил журналистам, что работы на строительстве блока с PFBR-500 выполнены на 96%.
    PFBR - реактор, уникальный в своём роде. Кроме России, больше никто в мире не имеет в эксплуатации коммерческого быстрого бридера, и кроме Индии и России, больше никто их не строит.
    Теперь Китай.
    Китай - единственная на сегодняшний день страна, которая строит ВТГР (высокотемпературный газовый реактор). Правда, это не такой ВТГР, о котором все мечтали (в китайском HTR-PM используется двухконтурная схема с перегретым паром в силовом контуре), но, тем не менее, это настоящий высокотемпературный реактор. Причина китайского интереса к ВТГР проста. Они хотят быть пионерами в этой технологии. Тем более, что после фактического банкротства PBMR в Южной Африке китайцы стали лидерами.
     В дальнейшем, Китай планирует построить на одной площадке целую серию из 6 или 9 АЭС с 18-ю модулями ВТГР с непрямым циклом - двухконтурных с перегретым паром во втором контуре. Кстати, путём оптимизации схемы (промежуточный перегрев пара) они добиваются достаточно высокого к.п.д. - от 40 до 44%. 
     Есть реактор-прототип HTR-10, работающий в институте INET при университете Синьхуа. На нём проводились эксперименты по безопасности, накоплен опыт эксплуатации, отрабатывались технологии. Подождём, посмотрим. Мне кажется, что шансы на успех высокотемпературного направления в Китае высоки, так как это страна с сильным государственным руководством, не подверженная таким кризисным явлениям, как Южная Африка. Про ВТГР поговорим ниже, а пока кратко рассмотрим другие китайские проекты.
    Проект CAP-150 представляет собой малый модульный реактор, использующий "самую современную технологию PWR". Назначение CAP-150 - осуществлять энерго- и теплоснабжение удалённых регионов. По сравнению с существующими реакторами III поколения, его конструкция упрощена, а безопасность повышена. При этом разработчики проекта декларируют его хорошую проработанность с инженерной точки зрения, благодаря использованию опробованных технологических решений.
    Тепловая мощность реактора составляет 450 МВт, электрическая - 150 МВт(эл.). Проектный срок службы - 80 лет. Перегрузка осуществляется раз в три года. Коэффициент готовности блока - порядка 95%. Диаметр активной зоны - 2,06 метра, высота активной зоны - 2,9 метров. Давление в первом контуре - 13 МПа. Циркуляцию в первом контуре обеспечивают восемь насосов. В проекте используется восемь парогенераторов с U-образными трубками.

     

    В случае тяжёлой аварии установка способна выжить без вмешательства оператора в течение более семи суток. Сейсмостойкость обеспечена при воздействиях на уровне грунта 0,3g. Проект блока обеспечивает защиту от наводнений. Активная зона состоит из 69 топливных сборок. 
    Проект CAP-FNPP. Параллельно в Китае ведётся разработка проекта плавучей АСММ с реактором CAP-FNPP. Китайская плавучая станция будет основана на компактном малом модульном реакторе. Поставлена задача скорейшего внедрения плавучей атомной энергетики, так что выбор при создании реактора должен быть сделан в пользу опробованных технологий.
    CAP-FNPP - водо-водяной корпусной реактор с пассивными системами безопасности. Принципиальное требование к проекту - компактность. Назначение - производство электроэнергии и пресной воды. Сроки строительства - менее трёх лет. Тепловая мощность реактора составляет 200 МВт, электрическая - 40 МВт(эл.). Выбран метод полной перегрузки активной зоны раз в пять лет. Проектный срок службы - 60 лет. Диаметр активной зоны - 2,04 метра, высота активной зоны - 2 метра. Давление в первом контуре - 15,5 МПа. Циркуляцию в первом контуре обеспечивают два насоса. В проекте используется два парогенератора с U-образными трубками. В качестве топлива выбрана укороченная квадратная топливная сборка 17?17. Активная зона собирается из 57 ТВС. В случае тяжёлой аварии установка способна выжить без вмешательства оператора в течение более семи суток. 
    Проект ACP-100  - это интегральный легководный реактор под давлением. Его назначение - комбинированное производство тепла, электроэнергии и пресной воды. Как утверждается, разработка проекта должна быть завершена в 2013 году, а строительство первого блока начнётся в 2014 году.
    Тепловая мощность реактора (одного модуля) составляет 310 МВт, электрическая - 100 МВт(эл.). Количество модулей на площадке варьируется от двух до шести. Коэффициент готовности блока - порядка 95%.  Максимальная проектная производительность одного модуля по теплу составляет 1000 ГДж/ч. Максимальная проектная производительность модуля по пару - 420 т/ч.
    В проект включены пассивная система охлаждения активной зоны и пассивная система отвода остаточного энерговыделения. Не совсем ясно чем конкретно данные системы отличаются друг от друга функционально.
    Перегрузка производится раз в два года, проектный срок службы - 60 лет. Сроки строительства - менее трёх лет. Давление в первом контуре - 15 МПа. Циркуляцию в первом контуре обеспечивают четыре насоса. В проекте используется 18 парогенераторов OTSG (once-through steam generators). Интересно отметить, что в США подобные парогенераторы предлагает компания B&W.

    Китайский ВТГР
    Если перечисленные выше CAP-150, CAP-FNPP и ACP-100 остаются бумажными проектами, то высокотемпературный реактор HTR-PM находится, как мы уже говорили, на стадии строительства. Это блок №1 АЭС "Shidao Bay". Разрешение на сооружение первого блока с HTR-PM было выдано регуляторами 4 декабря 2012 года. Датой укладки первого бетона докладчик назвал 21 декабря 2012 года, хотя в базе PRIS датой начала строительства считается 9 декабря 2012 года.
    Согласно графику, первый блок с HTR-PM должен быть подключён к сети в 2017 году.
    Блок состоит из двух модулей на одну турбину. Электрическая мощность каждого модуля - 100 МВт(эл.); соответственно, мощность блока - 200 МВт(эл.).  Как и в большинстве других проектов ВТГР, в китайских реакторах принята схема перегрузки на ходу. Топливо - шаровое, TRISO. Всего в активной зоне во время работы будет находиться 420 тысяч топливных элементов.
      Реактор обладает внутренне присущей безопасностью. По утверждению создателей, при тяжёлых авариях блок с HTR-PM не нуждается во внешних средствах для сохранения живучести.
    Теплоноситель - гелий, прокачиваемый через активную зону газодувками (по одной на модуль). Диаметр активной зоны - 3 метра, высота - 11 метров. Парогенератор - один на модуль, гелиевый вариант OTSG. Температура пара - 566°C. Кроме электроэнергии, реакторы будут производить пар с температурой 750°C. Со временем планируется поднять выходную температуру пара до 1000°C.

     О смутной истории китайских высокотемпературников как наследников неудачной германской программы по созданию ВТГР сказано и написано немало. Не всё очевидно и с их будущим.
    К германскому проекту AVR, лицензию на использование технологий которого приобрёл Китай, в своё время предъявлялось множество вопросов касательно безопасности. В частности, германские регуляторы запрещали ему эксплуатироваться при проектных подогревах гелиевого теплоносителя (950°C на выходе из зоны), так как температура топлива при этом становилась на 200°C выше проектных значений.
    У AVR оказалась недостаточной защита от внешних воздействий, результирующих в контакт воздуха и графита активной зоны с последующими возгораниями. Для этого же проекта был характерен положительный эффект реактивности при попадании в первый контур воды. Были также подозрения на образование многочисленных дефектов шаровых твэлов. Неизвестно, каким образом с этими и другими проблемами смогли справиться китайские инженеры, адаптировавшие технологию AVR для своих нужд. Пожелаем им удачи.

    Франция. Атом уходит под воду.
    Проект FlexBlue - новый проект, получивший кодовое название "Flexblue" - это подводная модульная АЭС с мощностью модуля от 50 до 250 МВт(эл.). Станция должна быть заякорена на глубинах порядка 60-100 метров и на расстоянии до нескольких километров от берега. Проектанты предлагают оснастить каждый модуль хитроумной системой управления балластом, что без труда обеспечит перемещение модуля в вертикальном направлении на стадиях подготовки к эксплуатации, ремонта и обслуживания, а также завершения эксплуатации.
    Каждый модуль представляет собой цилиндр длиной 100 метров и диаметром 12-15 метров. Внутри модуля установлены реактор, парогенераторы и турбинное оборудование. Вес модуля внушает уважение - 12 тысяч тонн. Доставлять модули к месту службы будут специализированные суда. 
    Информация, раскрытая компанией DCNS по проекту "Flexblue", выглядит весьма скупо. Известно, что работы над проектом ведутся уже четыре года. Известно, что определённый интерес к нему проявляют группа AREVA и компания EDF. В сообщении для печати, подготовленном в DCNS, особо отмечается, что концепция "Flexblue" основана на 40-летнем опыте компании по созданию атомных подводных лодок. Из этого можно заключить, что на "Flexblue" будет использоваться легководный реактор под давлением. 
    Известно также, что в последние годы Франция предпринимала усилия по снижению обогащения для своих транспортных реакторов. Переход на топливо типа "Caramel" позволил французам снизить обогащение до 7,5%.
    А в 2006 году министерство обороны Франции пообещало добиться, чтобы французские реакторы могли работать на топливе с тем же обогащением, что и на АЭС. Это позволит избавиться от специализированных линий на разделительных предприятиях и положительно повлияет на экономику транспортных установок.

    По поводу потенциальных клиентов подводных станций высказывать предположения трудно. Однако обращает на себя внимание, что четыре года назад - то есть, за два года до начала работ над "Flexblue" - идею о строительстве подводной АЭС на дне Финского залива высказала Эстония. 

     Кстати, подводными АЭС первыми озаботились мы, а не французы. Когда в начале 1990-х годов Газпром вышел на арктический шельф, наши корабелы предложили ему проекты атомных энергетических установок на базе корабельных технологий, но для ледовых условий Арктики - подводно-подледные. Атомное энергообеспечение подводно-подледной нефтегазодобычи на Арктическом шельфе мы уже 20 лет разрабатываем. Этим занимаются ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова, СПМБМ "Малахит", Курчатовский институт и более всех сегодня - дочерняя компания Газпрома - "Комплексные инновационные технологии" (КИТ). У нас уже есть эскизный проект подледно-подводной буровой станции с атомной энергетикой. То есть мы в шельфовых проектах с атомным энергообеспечением ушли дальше и находимся ближе к их коммерческому использованию.
    Заключение. 
    Ну вот собственно и всё. Нет, конечно все проекты малых реакторов, а их в МАГАТЭ зарегистрировано несколько десятков, рассматривать не планировалось, но рассмотренных вариантов достаточно для понимания перспектив и трудностей малой атомной энергетики. В приложении, на второй странице размещена сравнительная таблица некоторых малых реакторов.
    Специально для "Територии Свободной Стаи"
    Pl
     

    Источник - ТСС.


    Комментарии:
    Информация!
    Посетители, находящиеся в группе Гости, не могут оставлять комментарии к данной публикации.
    Наверх Вниз