Проекты быстрого реактора для селекционеров: уроки, извлеченные из прошлых и текущих инициатив

Что такое быстрые реакторы?

Реакторы быстрого селекционирования (FBR) представляют собой отдельный класс ядерных реакторов деления, которые работают с быстрыми нейтронами, в отличие от тепловых нейтронов, используемых в большинстве коммерческих энергетических реакторов.Определяющей характеристикой FBR является его способность производить больше расщепляющегося топлива, чем он потребляет во время работы. Это достигается путем окружения ядра реактора одеялом из уранового-238 (U-238), который захватывает быстрые нейтроны и трансмутирует в плутония-239 (Pu-239), расщепляющегося изотопа, используемого в качестве свежего ядерного топлива. Соотношение размножения, как правило, между 1,0 и 1,4, количественно определяет эту эффективность производства топлива.

Физика быстрого деления позволяет FBR извлекать примерно в 60-100 раз больше энергии из природного урана, чем обычные реакторы на легкой воде (LWR). Это связано с тем, что LWR могут использовать только редкий изотоп ] уран-235 , тогда как FBR преобразуют обильные U-238 (99,3% природного урана) в пригодное для использования топливо. В дополнение к урану, FBR также могут сжигать долгоживущие трансурановые элементы из переработанного отработанного ядерного топлива, уменьшая объем и токсичность высокоактивных радиоактивных отходов.

Для FBR существуют два основных варианта охлаждающей жидкости: жидкий натрий и свинец (или свинцовый висмут). Наиболее широко испытаны быстрые реакторы с натриевым охлаждением (SFR) из-за отличной теплопроводности натрия и низкого поглощения нейтронов. Быстрые реакторы с свинцовым охлаждением (LFR) обеспечивают химическую инертность с воздухом и водой, но создают проблемы с коррозией и замораживанием охлаждающей жидкости. Оба проекта требуют специализированных материалов для противостояния высокому потоку нейтронов, высоким температурам и агрессивным средам.

Основные преимущества ФБР включают в себя значительно улучшенное использование ресурсов урана, сокращение долгоживущих радиоактивных отходов и возможность закрытия ядерного топливного цикла, однако они также имеют существенные технические и экономические препятствия, такие как управление химической реактивностью натрия с водой и воздухом, предотвращение аварий с пустотной реактивностью и содержание высокорадиоактивных продуктов деления.

Исторические проекты и их вызовы

Интерес к реакторам-селекционерам восходит к ранним дням ядерной энергетики, когда уран воспринимался как дефицит. США, Великобритания, Франция, Россия (СССР), Япония, Германия и Индия запустили программы по селекционированию. В то время как было построено и эксплуатируется несколько прототипов и демонстрационных реакторов, многие из них страдали от перерасхода средств, технических сбоев и политической оппозиции. Изучение этих проектов дает критическую информацию для будущих проектов.

США: от EBR-I до реки Клинч

Экспериментальный реактор-заводчик I (EBR-I) в Айдахо стал первым ядерным реактором, который генерировал электричество в 1951 году и продемонстрировал возможность разведения. Его преемник, EBR-II, успешно работал с 1964 по 1994 год, доказав, что FBR с натриевым охлаждением могут безопасно работать и производить топливо. Однако американская программа достигла кульминации в проблемном проекте реактора-заводчика Clinch River (CRBRP) в Теннесси. Задуманный в 1970-х годах, CRBRP был прототипом мощностью 350 МВт, предназначенным для демонстрации коммерческой жизнеспособности. Техническая сложность, эскалация затрат (от 700 миллионов долларов до более 4 миллиардов долларов), и политика президента Картера по борьбе с распространением привела к его отмене Конгрессом в 1983 году. Проект подчеркнул проблему расширения от экспериментальных реакторов до коммерчески жизнеспособных заводов без четкого экономического обоснования.

Франция: Суперфеникс и Феникс

Франция эксплуатировала реактор Феникс (250 МВт) с 1973 по 2010 год в качестве успешного испытательного стенда для технологии натрия. На основе этого опыта Франция построила крупнейший в мире завод FBR, Superphénix, завод натрия с натриевым охлаждением мощностью 1200 МВт в Крейс-Малвилле. Superphénix начал строительство в 1976 году и достиг первой критичности в 1985 году. Однако с самого начала он столкнулся с серьезными препятствиями: повторяющимися утечками натрия, структурными проблемами с парогенераторами и широко распространенными общественными протестами, вызванными опасениями по поводу безопасности и отходов. Реактор работал только на части своей мощности из-за длительных отключений и политического давления. В 1997 году французское правительство решило навсегда закрыть реактор после всего лишь 14 лет прерывистой эксплуатации. Общая стоимость превысила 8 миллиардов евро, что сделало его одним из самых дорогостоящих энергетических проектов в истории. Опыт Superphénix продемонстрировал, что только масштабные проекты не гарантируют экономическую жизнеспособность, и что проблемы регулирования и общественного принятия могут быть такими же сложным

Япония: Монжу

Японский прототип Monju с натриевым охлаждением мощностью 280 МВт начал строительство в 1985 году и впервые достиг критического состояния в 1994 году. Основная утечка натрия произошла в декабре 1995 года, в результате разбитой термопарной скважины, которая позволила горячему натрию выйти и реагировать с воздухом. Авария не была немедленно раскрыта полностью, что разрушило доверие общественности. После 14 лет ремонта и политических дебатов Monju был возобновлен в 2010 году, но был снова закрыт, когда машина для обработки топлива упала в реакторное судно в 2013 году. Японское правительство наконец решило вывести из эксплуатации Monju в 2016 году. Провалы в Monju подчеркнули важность строгого обеспечения качества, прозрачной связи и надежного обслуживания погрузочного оборудования.

Россия: последовательный рекорд

Россия (и бывший СССР) имеет самый непрерывный опыт работы с FBR. BR-1, BR-2 и BR-5/10 БРН-350 (350 МВт) в Казахстане действовал с 1973 по 1999 год, производя электричество и опресняя воду. BN-600 (на сегодняшний день) производит электроэнергию с коэффициентом жизненной мощности около 80% — впечатляющий для любого типа реактора. BN-800 (800 МВт) начал коммерческую эксплуатацию в 2016 году, включив в себя улучшенные системы безопасности и возможность сжигать плутоний из демонтированных ядерных боеголовок. Россия в настоящее время строит еще более крупную BN-1200 и развивает проект с свинцовым охлаждением

Великобритания и Германия

Великобритания управляла прототипом быстрого реактора в Дунрее в Шотландии с 1974 по 1994 год. Она достигла коэффициента размножения около 1,2, но пострадала от утечек парогенераторов и роста затрат. ПФР был закрыт в рамках отказа Великобритании от ядерных исследований. Германия построила SNR-300 (327 МВт) в Калкаре, но он никогда не был введен в эксплуатацию из-за политической оппозиции и роста затрат после аварии на Чернобыльской АЭС. Заброшенный завод позже был преобразован в парк развлечений. Оба примера показывают, что для реализации проектов FBR необходима сильная политическая воля и общественная поддержка.

Уроки, извлеченные из прошлых инициатив

Экономическая жизнеспособность: барьер затрат

Почти каждый исторический проект ФБР превышал свой бюджет с большим отрывом. Капитальные затраты на киловатт, установленные были в два-три раза выше, чем для обычных ЛВР. Высокие затраты были обусловлены экзотическими материалами, сложными системами безопасности, длительными сроками строительства и необходимостью специализированных объектов по производству и переработке топлива. Критики утверждают, что даже при дешевом уране дополнительная стоимость ФБР не оправдана. Сторонники отмечают, что экономический случай улучшается, если цены на уран значительно растут, если затраты на управление отходами интернализованы, или если передовые производственные и модульные конструкции могут снизить затраты. Урок: будущие проекты ФБР должны ориентироваться на капитальные затраты, конкурентоспособные с современными ЛВР, вероятно, через концепции , которые позволяют фабрики по изготовлению и постепенному развертыванию.

Безопасность и экологические риски

ФБР представляют собой уникальные проблемы безопасности. Основная проблема заключается в положительном коэффициенте реактивности в конструкциях с натриевым охлаждением - если образуются пустоты охлаждающей жидкости (из-за кипения или захвата газа), уменьшается модерация нейтронов, вызывая реакцию на ускорение, а не отключение. Конструкция должна включать функции для предотвращения образования пустоты и обработки основной разрушительной аварии (CDA) без высвобождения радиоактивности. Инциденты во Франции, Японии и России продемонстрировали, что утечки натрия, пожары и отказы парогенератора являются достоверными событиями, которые требуют надежных систем смягчения. Экологически, в то время как ФБР уменьшают долгоживущие отходы, они все еще производят высокоуровневые отходы, которые должны быть надежно сохранены. Урок: безопасность должна быть спроектирована с нуля, с пассивными системами, которые полагаются на естественную физику, а не на активные компоненты.

Техническая сложность и долговечность материалов

Высокий поток нейтронов в ядре FBR вызывает значительные материальные повреждения в течение срока службы реактора. Облицовка топлива, управляющие стержни и структурные компоненты должны выдерживать дозы облучения, которые могут превышать 100 смещений на атом (dpa). Набухание, хрупкость и ползучесть являются серьезными проблемами. Программы PFR и BN-600 способствовали разработке ферритно-мартензитных сталей и усиленных оксидной дисперсией (ODS) сплавов. Кроме того, химия жидкого натрия (или свинца) должна контролироваться для уменьшения примесей, вызывающих коррозию или закупорку. Урок: программы исследований устойчивых материалов необходимы, а коды проектирования должны быть проверены путем долгосрочных испытаний в репрезентативных условиях.

Управление проектами и управление

Многие проекты ФБР страдали от плохого управленческого надзора, смещения политических целей и неадекватного планирования на случай непредвиденных обстоятельств. Проект «Клинч Ривер» стал политическим футболом; Монжу страдал от секретности и «культуры самоуспокоенности», по словам Комиссии по атомной энергии Японии.Урок: стабильная, долгосрочная приверженность правительства, независимый регулирующий надзор и прозрачное управление проектами не подлежат обсуждению для первого в своем роде реактора.

Международное сотрудничество

Ни одна страна не обладает достаточным опытом для решения всех проблем. Инициатива IV поколения (FLT:1) и IAEA по сохранению знаний о реакторах быстрого действия (FLT:3) по объединению данных и уроков. Соглашение о сотрудничестве в области реакторов Евратома (EFRA) в 1990-х годах было более ранней попыткой. Урок: обмен данными испытаний, проектной информацией и опытом работы может уменьшить дублирование и ускорить разработку. Однако проблемы собственности и экспортный контроль иногда препятствуют сотрудничеству.

Текущие инициативы и проекты

Несмотря на неудачи, интерес к FBR возродился, особенно в странах с растущими энергетическими потребностями и желанием закрыть топливный цикл.Достижения в области вычислений для моделирования, улучшения материалов и парадигма SMR позволяют использовать новые подходы.

Индия: трехступенчатая ядерная программа

Индия имеет самую агрессивную программу FBR среди развивающихся стран, основанную на ее трехступенчатом плане ядерной энергетики для использования обильного тория. Первая стадия использует реакторы с тяжелой водой под давлением; вторая стадия использует FBR для разведения плутония из урана, а затем для преобразования тория в U-233; третья стадия будет использовать U-233 в передовых реакторах. Прототип реактора быстрого разведения (PFBR) (PFBR) в Индии - реактор с натриевым охлаждением (FLT:3]) в Калпаккаме - это реактор с натриевым охлаждением, который начал строительство в 2004 году. Загрузка и ввод в эксплуатацию ядра столкнулись с многочисленными задержками, но в настоящее время ожидается, что реактор начнет работу в 2025-2026 годах. Индия также эксплуатирует экспериментальный реактор быстрого разведения (FBTR) мощностью 40 МВт с 1985 года, который предоставил ценные данные о смешанном карбидном топливе.

Китай: программа быстрого реактора

Китай инициировал свою программу FBR позже, но быстро двигался. Китайский экспериментальный быстрый реактор (CEFR) (20 MWe) достиг критичности в 2010 году и использовался для испытаний. На основе CEFR и российской помощи Китай разрабатывает CFR-600 (600 MWe), с двумя блоками, запланированными вблизи Сиапу в провинции Фуцзянь. Строительство первого CFR-600 началось в 2017 году и было в значительной степени завершено к 2023 году, ожидается запуск реактора. Китай также сотрудничает с Россией в демонстрации BREST-OD-300 , централизованное принятие решений и финансовые ресурсы Китая позволяют ему продвигаться вперед с меньшим количеством политических препятствий, чем западные демократии.

Россия: проект БН-1200 и Прорыв

Как отмечалось, Россия строит BN-1200, реактор натриевого охлаждения мощностью 1200 МВт в Белоярске, работа которого запланирована на конец 2020-х годов. Проект BN-1200 включает в себя уроки из BN-600 и BN-800, включая улучшенные модульные парогенераторы, улучшенные системы безопасности и конфигурацию из трех контуров натрия-натрия-воды. Одновременно проект Proryv направлен на разработку быстродействующего реактора с свинцовым охлаждением (BREST-OD-300), который работает в замкнутом топливном цикле без разделения плутония, устраняя проблемы распространения. Эти проекты поддерживаются стабильным государственным финансированием и десятилетиями эксплуатационных данных.

Международные совместные проекты

На Международном форуме поколения IV перечислены как быстрый реактор с натриевым охлаждением (SFR), так и быстрый реактор с свинцовым охлаждением (LFR) среди шести выбранных типов реакторов. MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) в Бельгии - это система, управляемая ускорителем, которая будет тестировать охлаждающую жидкость свинца и висмута и трансмутацию незначительных актиноидов. ALFRED проект в Европе направлен на демонстрацию небольшого реактора с свинцовым охлаждением (125 МВт) для будущего коммерческого развертывания. Эти сотрудничества помогают разделить высокие затраты на разработку и нормативный опыт.

Ключевые выводы для будущего

Таким образом, реактор быстрого размножения прошел долгий и скалистый путь от ранних экспериментов до текущих демонстрационных проектов. Уроки высокой стоимости, сложности безопасности и нестабильности программ ясны. Тем не менее, основополагающее обоснование - извлечение значительно большего количества энергии из урана и сокращение ядерных отходов - остается убедительным, поскольку мир ищет низкоуглеродную базовую мощность. С обучением, применяемым из прошлых и настоящих инициатив, и с прагматическим акцентом на меньшие, более простые и совместные проекты, FBR все еще могут стать краеугольным камнем устойчивой ядерной энергии во второй половине 21-го века.