История и развитие технологии быстрого реактора во всем мире

Советский Союз не отставал далеко. В 1955 году в Обнинском институте физики и энергетики начал работу быстрый реактор БР-1. БР-1 был экспериментальным объектом с нулевой мощностью, но за ним быстро последовали БР-2 (1956) и затем БР-5 (1958), которые работали на более высоких уровнях мощности и использовали топливо из диоксида плутония. Серия БР предоставила советским инженерам практический опыт в физике быстрых реакторов, технологии охлаждающей жидкости натрия и производстве топлива. Эти ранние советские усилия заложили основу для более крупной серии БН, которая последует в последующие десятилетия. К концу 1950-х годов обе сверхдержавы продемонстрировали, что реакторы быстрого размножения технически осуществимы, и оба начали планировать масштабные прототипы, направленные на коммерческую выработку электроэнергии.

Глобальные программы развития в 1960-х и 1970-х годах

1960-е и 1970-е годы были золотым веком развития ФБР. Правительства США, Советского Союза, Франции, Великобритании, Японии и ряда других стран выделили значительные ресурсы на строительство постепенно увеличивающихся быстрых реакторов. Нефтяные шоки 1973 и 1979 годов придали неотложность этим программам, поскольку страны искали источники энергии, которые могли бы уменьшить зависимость от импортируемого ископаемого топлива. К середине 1970-х годов глобальное предприятие ФБР превратилось в многомиллиардное предприятие, с несколькими реакторами, работающими на уровнях мощности в сотни мегаватт.

Франция: Феникс и Суперфеникс

Франция с исключительной решимостью преследовала технологию быстрого селекционирования, движимую ограниченными внутренними урановыми ресурсами и стратегическим решением максимизировать энергетическую независимость за счет ядерной энергии.Реактор Рапсоди, экспериментальный быстрый реактор мощностью 40 МВт, начал работу в 1967 году в исследовательском центре Кадараше.Рапсодия была охлаждена натрием и достигла критичности без инцидентов, предоставив французским инженерам бесценный опыт в обработке натрия, производительности топлива и управлении реактором.Он работал до 1983 года, накопив более 30 000 часов работы.

Затем Франция перешла к более крупному прототипу, реактору Феникса в Маркуле. Феникс был быстрым реактором с натриевым охлаждением мощностью 250 МВт, который начал работу в 1973 году. Он был разработан, чтобы продемонстрировать коммерческую жизнеспособность технологии FBR и производить электроэнергию для сети. Феникс успешно работал в течение нескольких десятилетий, достигая коэффициента мощности около 55% в течение его лучших лет - самый скромный по стандартам реакторов на легкой воде, но приличный для прототипа быстрого реактора. Феникс также служил испытательным стендом для передовых видов топлива, включая оксид смешанного происхождения (MOX) топливо, и он продемонстрировал способность сжигать плутоний, а также разводить новый расщепляющийся материал. Реактор был окончательно закрыт в 2010 году после 37 лет работы, что делает его одним из самых долго работающих быстрых реакторов в истории. МАГАТЭ документировало закрытие Феникса как конец эпохи для французских исследований быстрых реакторов.

Подкреплённая успехом Феникса, Франция приступила к ещё более амбициозному проекту: Superphénix, реактор быстрой селекции мощностью 1200 МВт, расположенный в Крейс-Малвилле. Superphénix был крупнейшим быстрым реактором, когда-либо построенным в любой точке мира. Строительство началось в 1976 году, а реактор достиг первой критичности в 1985 году. Однако технические проблемы включали утечки натрия, сбои парогенератора и проблемы с турбинами. Политическая оппозиция была жестокой, с большими протестами и юридическими проблемами, задерживающими операции. Реактор работал на полной мощности всего несколько недель, а затем был окончательно закрыт в 1998 году. Опыт Superphénix был отрезвляющим уроком в трудностях расширения технологии быстрого реактора и важности надежных компонентов и надежного управления проектом. World Nuclear News сообщила об окончательном решении о закрытии , отметив, что проект стоил миллиарды евро для минимального производства электроэнергии.

Советский Союз и Россия: серия BN

Советский Союз пошел другим, но не менее амбициозным путем. После ранней серии БР советские инженеры построили реактор БН-350 на Шевченко (ныне Актау, Казахстан) на Каспийском море. БН-350 был тепловым быстрым реактором мощностью 350 МВт, который начал работу в 1973 году. Он имел уникальное двойное назначение: он генерировал электроэнергию (около 130 МВт), а также производил пар для крупномасштабной опреснительной установки, которая поставляла пресную воду в город Актау. БН-350 работал в течение 25 лет, окончательно закрываясь в 1998 году. Его опреснительные возможности сделали его моделью когенерации с использованием технологии быстрого реактора.

Советский Союз построил реактор БН-600 на Белоярской АЭС в России. БН-600 с электрической мощностью 600 МВт начал работу в 1980 году и остается на вооружении сегодня. Это быстрый реактор типа бассейна с натриевым охлаждением, то есть вся первичная схема натрия, включая ядро, насосы и промежуточные теплообменники, содержится в одном большом бассейне натрия. Эта конструкция повышает безопасность за счет снижения риска утечек натрия и обеспечения большой тепловой инерции. БН-600 имеет отличный эксплуатационный рекорд, со средним коэффициентом мощности, превышающим 70% в течение многих лет - конкурируя с легководными реакторами в надежности. Он использует топливо из оксида урана, обогащенное до примерно 17-26% урана-235, наряду с одеялами сборок обедненного урана для разведения. БН-600 был рабочей лошадкой российского ядерного флота и испытательным стендом для передовых топливных циклов.

Россия с тех пор построила БН-800, быстрый реактор мощностью 800 МВт, который начал коммерческую эксплуатацию в 2015 году в Белоярске. БН-800 предназначен для работы на топливе MOX и демонстрации закрытия ядерного топливного цикла - переработки отработанного топлива из легководных реакторов и производства нового топлива для быстрых реакторов. Росатом объявил, что БН-800 вышел на полную мощность в 2016 году , что знаменует собой значительный шаг к крупномасштабному развертыванию быстрого реактора. Россия также разрабатывает БН-1200, быстрый реактор мощностью 1200 МВт, который может стать стандартным коммерческим проектом для внутреннего и экспортного рынков.

Великобритания: Dounreay

Великобритания создала свою программу быстрого реактора в Дунри, отдаленном месте на северном побережье Шотландии. Быстрый реактор Дунри был тепловым экспериментальным быстрым реактором мощностью 60 МВт, который начал работу в 1959 году. DFR использовал уникальный жидко-металлический охлаждающий агент - эвтектическую смесь натрия и калия (NaK) - и работал при высоких температурах. Он продемонстрировал размножение с соотношением около 1,1 и предоставил данные о характеристиках топлива и поведении материалов. DFR был закрыт в 1977 году.

Великобритания тогда построила Прототип Быстрый реактор (PFR) в Дунри, который начал работу в 1974 с тепловой мощностью 600 МВт (приблизительно 250 МВт). PFR был более амбициозным проектом, предназначенным, чтобы доказать коммерческую жизнеспособность реакторов быстрого селекционера. Он использовал охлаждающую жидкость натрия и смешанное оксидное топливо. Однако PFR испытал многочисленные технические проблемы, включая постоянные утечки натрия, отказы парогенератора и трудности обращения с топливом. Эти проблемы помешали ему достичь надежной долгосрочной эксплуатации. Правительство Великобритании в конечном счете решило закончить свою программу быстрого реактора в 1994, и PFR был закрыт. Площадка Dounreay теперь сосредоточена на выводе из эксплуатации, сложный и дорогостоящий процесс, который занял десятилетия из-за радиоактивного охлаждающего вещества натрия и облученных остатков топлива.

Япония: Монжу и Джойо

Японская программа быстрого реактора была сосредоточена на двух объектах. Экспериментальный быстрый реактор Джойо с тепловой мощностью 100 МВт начал работу в 1977 году в Центре исследований и разработок Оараи. Джойо был реактором с петлевым охлаждением натрия, предназначенным для испытаний на облучение топлива и материалов. Он успешно работал в течение многих лет, достигая высокого уровня выгорания в испытательных топливах и внося вклад в базу знаний о быстром реакторе Японии. Джойо был хорошо известен на международном уровне за его научную продукцию.

Прототипом Японии коммерческого масштаба был Monju, быстрый реактор с натриевым охлаждением мощностью 280 МВт, расположенный в Цуруге. Monju достиг первой критичности в апреле 1994 года, но всего через восемь месяцев, в декабре 1995 года, в системе вторичного теплотранспорта произошла серьезная утечка натрия. Утечка вызвала пожар, когда натрий реагировал с влагой в воздухе, и инцидент получил широкое освещение в СМИ. Комиссия по ядерной безопасности Японии распорядилась о длительной приостановке операций. Monju оставался закрытым в течение почти 15 лет, с обширными обновлениями безопасности и дебатами о будущем программы быстрого реактора Японии. Он был ненадолго перезапущен в 2010 году, но испытал дальнейшие технические проблемы, включая аварию с обращением с топливом. В 2016 году японское правительство объявило о своем решении вывести из эксплуатации Monju, эффективно положив конец амбициям Японии в отношении быстрого реактора. Общая стоимость Monju, включая строительство, эксплуатацию и вывод из эксплуатации, превысила 1 триллион иен (примерно 9 миллиардов долларов), что сделало его одним из самых дорогих неудач

Другие национальные программы: Германия, Индия и за ее пределами

Германия использовала технологию быстрого селекционирования в рамках проекта SNR-300, быстрого реактора с натриевым охлаждением мощностью 300 МВт, построенного в Калкаре, недалеко от голландской границы. Строительство SNR-300 началось в 1972 году, но проект был заморожен политической оппозицией, задержками в регулировании и перерасходами средств. Реактор был завершен в 1985 году, но так и не был запущен. Немецкое правительство, столкнувшись с интенсивными антиядерными настроениями после Чернобыльской катастрофы, решило не заправлять реактор. Завод в конечном итоге был преобразован в парк развлечений под названием Wunderland Kalkar, сюрреалистический конец крупной ядерной инженерной деятельности.

Индия, напротив, последовательно проводит быстрые реакторы-размножители. Стратегия Индии обусловлена ее обильными запасами тория и ограниченными ресурсами урана: страна планирует использовать реакторы-размножители быстрого приготовления в качестве моста между первой стадией реакторов на тяжелой воде под давлением (PHWR) и третьей стадией реакторов на основе тория. Индия построила быстрый реактор быстрого размножения (FBTR) в Калпаккаме, который начал работу в 1985 году. FBTR - это быстрый реактор с тепловым натриевым охлаждением мощностью 40 МВт, который использует уникальное топливо смешанного карбида плутония и урана. Он работает в течение десятилетий, предоставляя данные о топливной производительности, технологии натрия и физике реактора. Индия сейчас строит быстрый реактор с натриевым охлаждением натрия мощностью 500 МВт в Калпаккаме. Строительство PFBR началось в 2004 году и столкнулось со значительными задержками, но ядерное учреждение Индии рассматривает FBR как неотъемлемую часть своей долгосрочной энергетической стратегии. Департамент атомной энергии Индии изложил роль FBR в трехступенчатой

Китай сделал быструю разработку реактора приоритетом в рамках своей стратегии стать мировым лидером ядерных технологий. Китайский экспериментальный реактор с натриевым охлаждением мощностью 65 МВт, быстрый реактор с тепловым натриевым охлаждением, начал работу в 2010 году недалеко от Пекина. CEFR является испытательным стендом для китайского быстрого реактора топлива, материалов и натриевой технологии. Китай в настоящее время строит CFR-600, быстрый реактор с натриевым охлаждением мощностью 600 МВт, который по существу является расширенной версией CEFR. Первый блок CFR-600 строится в Сиапу в провинции Фуцзянь, и ожидается запуск в середине 2020-х годов. Китай объявил о планах по серии установок с быстрым реактором с свинцовым охлаждением и начал исследования по разработке проекта быстрого реактора. Программа быстрого реактора Китая выигрывает от значительного государственного финансирования, сильной внутренней цепочки поставок и передачи технологий из России. МАГАТЭ сообщило о начале строительства Китая для CFR-600 , отметив стратегическую важность быстрых реакторов для долгосрочных энергетических планов Китая.

Индия и трехэтапная программа

Программа быстрого реактора Индии, как отмечается, является неотъемлемой частью ее трехступенчатой ядерной энергетической программы. Ожидается, что в ближайшее время критичности достигнет прототип реактора быстрого разведения (PFBR) в Калпаккаме с электрической мощностью 500 МВт. Индия также планирует построить дополнительные быстрые реакторы, включая FBR-600, стандартизированную конструкцию 600 МВт. Индийская инфраструктура топливного цикла, включая заводы по переработке и установки по переработке плутония, разрабатывается параллельно. Индийский подход подчеркивает использование тория в качестве одеяла в быстрых реакторах для разведения урана-233, который затем может быть использован в передовых реакторах с тяжелой водой. Запасы тория в Индии являются одними из крупнейших в мире, что делает эту стратегию привлекательной с точки зрения ресурсов.

Проекты в других странах

Южная Корея поддерживает скромную, но устойчивую программу исследований быстрых реакторов, включая серию KALIMER проектов быстрого реактора с натриевым охлаждением и разработку технологии пирообработки для обработки отработавшего топлива. Соединенные Штаты, в то время как не строят никаких быстрых реакторов в настоящее время, финансировали исследования в передовых концепциях быстрого реактора через инициативы, такие как проект Versatile Test Reactor (VTR), который направлен на обеспечение возможности быстрого нейтронного облучения для тестирования топлива и материалов. Министерство энергетики США также поддержало разработчиков малого модульного быстрого реактора, включая компании, такие как Oklo и ARC Nuclear, которые предлагают проекты быстрого реактора, которые меньше и потенциально более экономичны, чем исторические крупномасштабные FBR. В Европе проект MYRRHA в Бельгии, система с освежающим свинцом висмутом, включает технологию быстрого реактора в субкритической конфигурации, предназначенной для преобразования отходов и исследований. Франция, несмотря на закрытие Superphénix, продолжает проводить исследования быстрого реактора через проект ASTRID, хотя французское правительство лишило приоритетов коммерческое развертывание быстрого реактора в пользу

Технические вариации и передовые концепции

В то время как быстрые реакторы с натриевым охлаждением доминировали в разработке FBR, активно исследуются несколько альтернативных технологий охлаждения и концепций проектирования.

Свинец и свинец-бисмут охлаждают быстрые реакторы (LFR)

Свинцово-охлажденные быстрые реакторы используют расплавленный свинец или свинцово-вспышную эвтектику в качестве первичного охлаждающего агента. Свинец химически инертен по отношению к воде и воздуху, устраняя пожаро- и взрывоопасность, связанную с натрием. Он обладает отличной нейтронной экономичностью и может работать при высоких температурах, повышая тепловую эффективность и обеспечивая потенциальное применение технологического тепла. Однако свинец обладает высокой коррозионной способностью при высоких температурах, требуя передовых материалов и тщательного контроля химии охлаждающего вещества для предотвращения потери структурных компонентов. Свинец также очень плотный (около 11,3 г/см3, аналогично свинцу), что увеличивает сейсмическую нагрузку и требует высокой мощности перекачки. Свинцово-вспышковая эвтектика с более низкой температурой плавления использовалась в советских подводных реакторах и имеет установленную историю эксплуатации. Проекты быстрого реактора с свинцово- и свинцово-вспышковым охлаждением в России SVBR-100 и BREST-

Быстродействующие реакторы с газовым охлаждением (GFR)

Газоохлаждающие быстрые реакторы используют в качестве охлаждающей жидкости гелий или углекислый газ. Газовое охлаждение позволяет избежать химической реактивности и коррозионных проблем жидких металлов, но газы имеют гораздо более низкую теплоемкость и теплопроводность, чем жидкости, что требует более высоких скоростей потока и более мощных циркуляторов. Низкая теплоемкость также означает, что потеря давления может привести к быстрому нагреванию ядра, если охлаждающая жидкость потеряна. СКФ обычно работают при высоких температурах (800-900°C), обеспечивая высокую тепловую эффективность и производство водорода. Проектирование быстродействующих реакторов с газовым охлаждением проводилось в основном через исследовательские программы в Европейском союзе, Японии и Соединенных Штатах, но ни один СКФ еще не достиг стадии строительства.

Расплавленные солевые быстрые реакторы (MSFR)

Более радикальной концепцией является реактор на расплавленной соли (MSFR), в котором топливо растворяется в расплавленной фторидной или хлоридной соли, которая также служит в качестве охлаждающей жидкости. Поскольку топливо находится в жидкой форме, MSFR можно заправлять непрерывно без отключения и может включать в себя удаление продукта деления в режиме онлайн. Спектр быстрых нейтронов в MSFR может быть достигнут с помощью хлоридной соли с более высоким атомным весом, что снижает модерирующие эффекты по сравнению с солями фтора. MSFR предлагают потенциал для высокого использования топлива, низкого производства отходов и сильных характеристик безопасности из-за большого отрицательного температурного коэффициента реактивности. Исследования по MSFR проводятся несколькими группами, включая проект SAMOFAR Европейского союза и программу реактора на расплавленной соли тория Китайской академии наук. Однако технология MSFR находится на ранней стадии, со значительными материалами и проблемами химической обработки, которые должны быть решены до того, как демонстрационный реактор может быть построен.

Малые модульные быстрые реакторы (SMFR)

В последние годы наблюдается растущий интерес к более мелким конструкциям быстрых реакторов, обычно в диапазоне 50-300 МВт, которые могут быть изготовлены на заводе и развернуты с более низкими первоначальными капитальными затратами, чем крупные FBR. Обоснование для небольших модульных быстрых реакторов включает в себя более низкий финансовый риск, гибкость размещения и способность соответствовать мощности к сетевой инфраструктуре. Примеры включают ARC-100, быстрый реактор с натриевым охлаждением 100 МВт, разработанный ARC Nuclear (Канада), и TWR-P, концепцию движущегося волнового реактора 300 МВт, разработанную TerraPower (США) в сотрудничестве с GE Hitachi. Реактор движущейся волны - это уникальный вариант быстрого реактора, в котором зона деления движется вдоль колонны обедненного уранового топлива, достигая очень высокого выгорания без переработки топлива. TerraPower в прошлом сотрудничала с Китаем, но перенаправляла свои усилия на другие концепции. Малые модульные быстрые реакторы сталкиваются с теми же экономическими проблемами, что и более крупные FBR, но сторонники утверждают, что заводское

Будущие перспективы и роль реакторов быстрого разведения в устойчивой энергетической системе

Заглядывая вперед, будущее технологии реакторов на быстрых селекционерах зависит от сложного взаимодействия технического прогресса, экономических факторов, политических решений и общественного признания. Реалистическая оценка должна признать как потенциальные выгоды, так и значительные препятствия, которые остаются.

С положительной стороны, ФБР предлагают убедительное решение двух наиболее устойчивых проблем, стоящих перед ядерной энергетикой: устойчивость поставок топлива и управление радиоактивными отходами. Преобразуя обедненный уран в пригодное для использования топливо, ФБР могут расширить мировые урановые ресурсы с нескольких сотен лет до многих тысяч лет, эффективно делая ядерную энергию возобновляемым ресурсом в человеческом масштабе времени. Сжигая плутоний и незначительные актиниды в спектре быстрых нейтронов, ФБР могут снизить долгосрочную радиотоксичность и тепловую нагрузку высокоактивных отходов, потенциально сокращая необходимое время изоляции в геологическом хранилище с сотен тысяч лет до нескольких сотен лет. Эти атрибуты хорошо согласуются с целями устойчивого развития и экологического управления.

С отрицательной стороны, экономическое препятствие остается сложным. Ни один быстрый реактор еще не продемонстрировал конкурентоспособных затрат на производство электроэнергии против легководных реакторов, природного газа или возобновляемых источников энергии. Капитальные затраты на FBR по своей сути выше из-за сложности системы охлаждающей жидкости натрия, необходимости переработки завода и передовых объектов по производству топлива, необходимых для замкнутого топливного цикла. Пока цены на уран остаются низкими и правительства не накладывают значительных затрат на хранение отработанного топлива или выбросы углерода, экономический стимул для развертывания FBR будет слабым. Именно поэтому большинство текущих программ FBR находятся в странах с сильными государственными энергетическими стратегиями, такими как Россия, Китай и Индия, где долгосрочная энергетическая безопасность и независимость ресурсов приоритетны по сравнению с краткосрочной минимизацией затрат.

Еще одна неопределенность - это сроки разработки перспективных видов топлива и материалов, которые могут обеспечить высокий уровень выгорания, длительные интервалы дозаправки и высокие эксплуатационные температуры, необходимые для экономической конкурентоспособности. Текущая технология топлива FBR, хотя и функциональная, все еще сталкивается с ограничениями в плане пределов выгорания, долговечности облицовки и стоимости изготовления топлива. Исследовательские программы в России, Китае, США и Европе работают над этими вопросами, но коммерческое развертывание передовых видов топлива, вероятно, на десятилетие или более.

Наконец, общественное признание быстрых реакторов и связанной с ними инфраструктуры топливного цикла — перерабатывающих заводов, установок по переработке плутония и многокомпонентных реакторных площадок — нельзя воспринимать как должное. Аварии в Чернобыле и Фукусиме создали глубокий резервуар общественного скептицизма в отношении ядерных технологий, а быстрые реакторы с их пожарами натрия и топливными циклами плутония часто воспринимаются как более рискованные, чем реакторы на легкой воде. Эффективная коммуникация с риском, прозрачное управление и надежный регулирующий надзор будут иметь важное значение для любого нового проекта FBR, чтобы завоевать и поддерживать доверие общественности.

В заключение, технология реакторов на быстрых селекционерах прошла долгий и насыщенный событиями путь с момента первых демонстраций на Clementine и EBR-I. Она достигла замечательных технических вех, от десятилетий работы Phénix до надежности BN-600 и невыполненного обещания Monju. Она также дала отрезвляющие уроки о затратах и сложностях передовых ядерных систем. Сегодня технология находится на перепутье: техническая осуществимость селекции и закрытых топливных циклов хорошо известна, но экономическая жизнеспособность остается недоказанной. Будет ли быстроходные селекционеры наконец выполнять свою давно обещанную роль в качестве краеугольного камня устойчивой глобальной энергетики, будет зависеть от устойчивой политической приверженности, стратегических инвестиций и технологических прорывов, которые уменьшат затраты и риски. На данный момент факел осуществляется в основном Россией, Китаем и Индией, с меньшими, но значительными усилиями в других местах. Грядущее десятилетие, когда CFR-600, BN-1200, PFBR и другие проекты будут выходить в сеть и накапливать опыт эксплуатации, будет решающим в определении того, станут ли реакторы на быстрых