Войти
Мировая ядерная ассоциация прогнозирует, что ядерные энергетические системы поколения IV будут коммерчески эксплуатироваться 2030 или ранее и предлагают значительные преимущества в области устойчивости, безопасности, надежности и экономики по сравнению с предыдущими поколениями Реакторы поколения IV (Gen IV ) представляют собой набор ядерных реакторов проекты, которые в настоящее время исследуются для коммерческого использования Международным форумом «Поколение IV». Они мотивированы множеством целей, включая повышение безопасности, устойчивости, эффективности и стоимости.
Наиболее разработанная конструкция реактора поколения IV, натриевый реактор на быстрых нейтронах, за последние годы получила наибольшую долю финансирования за счет эксплуатации ряда демонстрационных установок. Главный аспект проекта Gen IV относится к разработке устойчивого замкнутого топливного цикла для реактора. реактор с расплавом солей, менее развитая технология, считается потенциально имеющим наибольшую внутреннюю безопасность из шести моделей. Конструкции высокотемпературного реактора работают при гораздо более высоких температурах. Это позволяет высокотемпературный электролиз для эффективного производства водорода и синтеза углеродно-нейтрального топлива.
Согласно графику, составленному Всемирной ядерной ассоциацией, реакторы поколения IV могут быть введены в промышленную эксплуатацию. между 2020 и 2030 годами.. Однако по состоянию на август 2020 года ни один из проектов Gen IV не продвинулся значительно дальше стадии проектирования, а некоторые из них были заброшены.
В настоящее время большинство реакторов, находящихся в эксплуатации по всему миру, считаются системами реакторов второго поколения, поскольку подавляющее большинство систем первого поколения было выведено из эксплуатации некоторое время назад, и по состоянию на 2020 год в эксплуатации находится всего несколько реакторов поколения III. Реакторы поколения V относятся к реакторам, которые являются чисто теоретическими и поэтому пока не считаются осуществимыми в краткосрочной перспективе, в результате в ограниченном финансировании НИОКР.
The Generation IV Международный форум (GIF) - это «совместная международная инициатива, созданная для проведения исследований и разработок, необходимых для определения осуществимости и производительности ядерно-энергетических систем следующего поколения». Он был основан в 2001 году. В настоящее время в число активных членов Международного форума поколения IV (GIF) входят: Австралия, Канада, Китай, европейский Сообщество по атомной энергии (Евратом), Франция, Япония, Россия, Южная Африка, Южная Корея, Швейцария, Соединенное Королевство и США. Неактивными членами являются Аргентина и Бразилия. Швейцария присоединилась в 2002 году, Евратом в 2003 году, Китай и Россия в 2006 году, а Австралия присоединилась к форуму в 2016 году. Остальные страны были членами-учредителями.
36-я встреча GIF в Брюссель был проведен в ноябре 2013 года. В январе 2014 года было опубликовано обновление технологической дорожной карты для ядерно-энергетических систем поколения IV, в котором подробно описаны цели НИОКР на следующее десятилетие. Разбивка конструкции реактора, изучаемая каждым участником форума, была доступна.
В январе 2018 года сообщалось, что «была произведена« первая установка крышки корпуса высокого давления первого в мире реактора поколения IV ». завершено по HTR-PM.
Первоначально рассматривались многие типы реакторов; однако список был сокращен, чтобы сосредоточить внимание на наиболее перспективных технологиях и на тех, которые, скорее всего, могут соответствовать целям инициативы Gen IV. Три системы номинально являются тепловыми реакторами, а четыре - быстрыми реакторами. Также исследуется высокотемпературный реактор (VHTR), который потенциально может обеспечить высокое качество технологического тепла для производства водорода. Реакторы на быстрых нейтронах дают возможность сжигать актинидов для дальнейшего сокращения отходов и иметь возможность «производить больше топлива, чем они потребляют. Эти системы предлагают значительный прогресс в области устойчивости, безопасности и надежности, экономики, устойчивости к распространению (в зависимости от перспективы) и физической защиты.
A тепловой реактор - это ядерный реактор, в котором используются медленные или тепловые нейтроны. замедлитель нейтронов используется для замедления нейтронов, испускаемых при делении, чтобы повысить вероятность их захвата топливом.
Очень высокотемпературный реактор В концепции высокотемпературного реактора (VHTR) используется активная зона с графитовым замедлителем и - через урановый топливный цикл с использованием гелия или расплавленной соли в качестве теплоносителя. Эта конструкция реактора предусматривает температуру на выходе 1000 ° C. Активная зона реактора может иметь конструкцию призматического блока или реактора с галечным слоем. Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического серо-йодного цикла процесса.
Запланированное строительство первого VHTR, южноафриканского модульного реактора с галечным слоем (PBMR), лишилось государственного финансирования в феврале 2010 года. Заметное увеличение затрат и опасения по поводу возможных неожиданных технических проблем отпугнули потенциальных инвесторов и клиентов.
Правительство Китая начало строительство высокотемпературного реактора с галечным слоем мощностью 200 МВт в 2012 году в качестве преемника его HTR-10. Также в 2012 году в рамках конкурса АЭС следующего поколения Национальная лаборатория Айдахо утвердила конструкцию, аналогичную конструкции призматического блочного реактора Антарес Areva. будет развернут в качестве прототипа к 2021 году.
X-energy получила пятилетнее партнерство на сумму 53 миллиона долларов от Министерства энергетики США на продвижение элементов разработки своего реактора. Xe-100 - это PBMR, который будет генерировать 200 МВт и приблизительно 76 МВт. Стандартная четырехкомпонентная установка Xe-100 вырабатывает около 300 МВтэ и умещается всего на 13 акрах. Все компоненты Xe-100 будут транспортироваться по дороге и будут установлены, а не построены, на строительной площадке, чтобы упростить строительство.
Расплавленная соль Реактор (MSR) A расплавленный солевой реактор представляет собой тип ядерного реактора, в котором первичный теплоноситель или даже само топливо представляет собой расплавленную солевую смесь. Было предложено множество проектов реакторов этого типа и построено несколько прототипов.
Принцип МСР можно использовать для тепловых, надтепловых и быстрых реакторов. С 2005 года акцент сместился на MSR с быстрым спектром (MSFR).
Текущие концептуальные конструкции включают реакторы с тепловым спектром (например, IMSR), а также реакторы с быстрым спектром (например, MCSFR).
Ранние и многие современные концепции теплового спектра основаны на ядерном топливе, возможно, тетрафториде урана (UF 4) или тории. тетрафторид (ThF 4), растворенный в расплаве фторидной соли. Флюид достигнет критичности, если будет течь в активную зону, где графит будет служить в качестве замедлителя. Многие современные концепции основаны на топливе, которое диспергировано в графитовой матрице с расплавом соли, обеспечивающим охлаждение при низком давлении и высокой температуре. Эти концепции MSR поколения IV часто более точно называют надтепловым реактором, чем тепловым реактором из-за средней скорости нейтронов, которые могут вызвать события деления в его топливе быстрее, чем тепловые нейтроны.
В концептуальных проектах MSR с быстрым спектром (например, MCSFR) не используется графитовый замедлитель. Они достигают критичности, имея достаточный объем соли с достаточным количеством делящегося материала. Будучи быстродействующими, они могут потреблять гораздо больше топлива и оставлять только кратковременные отходы.
Хотя большинство разрабатываемых конструкций MSR в значительной степени заимствованы из эксперимента с реактором на расплавленной соли (MSRE) 1960-х годов, варианты технологии расплавленной соли включают концептуальный двухжидкостный реактор который разрабатывается со свинцом в качестве охлаждающей среды, но с расплавленным солевым топливом, обычно в виде хлорида металла, например Хлорид плутония (III), чтобы помочь в увеличении возможностей замкнутого топливного цикла "ядерных отходов". Другие известные подходы, существенно отличающиеся от MSRE, включают концепцию Stable Salt Reactor (SSR), продвигаемую MOLTEX, которая включает расплавленную соль в сотни обычных твердых топливных стержней, которые уже хорошо зарекомендовали себя. в атомной отрасли. Этот последний британский проект был признан наиболее конкурентоспособным для малого модульного реактора, разработанного британской консалтинговой фирмой Energy Process Development в 2015 году.
Другой проект, находящийся в стадии разработки, - это реактор с расплавленным хлоридом. Реактор, предложенный TerraPower, американской ядерной энергетической и научной компанией. В этой концепции реактора жидкий природный уран и расплавленный хлоридный теплоноситель смешиваются вместе в активной зоне реактора, достигая очень высоких температур при сохранении атмосферного давления.
Другой примечательной особенностью MSR является возможность получения теплового спектра ядерный сжигатель отходов. Обычно только реакторы на быстрых нейтронах считались пригодными для утилизации или сокращения отработанных ядерных запасов. Концептуальная жизнеспособность термической печи для сжигания отходов была впервые продемонстрирована в техническом документе Seaborg Technologies весной 2015 года. Термическое сжигание отходов было достигнуто за счет замены части урана в отработавшем ядерном топливе. топливо с торием. Чистая скорость производства трансуранового элемента (например, плутония и америция ) снижается ниже скорости потребления, тем самым уменьшая масштаб проблемы ядерного хранения, без проблем распространения ядерного оружия и других технических проблем, связанных с быстрым реактором.
сверхкритическим- Реактор с водяным охлаждением (SCWR) сверхкритический водяной реактор (SCWR) представляет собой реактор с пониженным замедлением воды, который из-за средней скорости нейтронов, вызывающих события деления в топливе происходят быстрее, чем тепловые нейтроны, поэтому его более точно назвать надтепловым реактором, чем тепловым реактором. В качестве рабочей жидкости используется сверхкритическая вода. SCWR - это в основном легководные реакторы (LWR), работающие при более высоких давлениях и температурах с прямым прямоточным циклом теплообмена. Как обычно предполагалось, он будет работать в прямом цикле, во многом как реактор с кипящей водой (BWR ), но поскольку он использует воду в сверхкритическом состоянии (не путать с критической массой ) в качестве рабочего тела в нем будет присутствовать только одна водная фаза, что делает метод сверхкритического теплообмена более похожим на реактор с водой под давлением (PWR ). Он может работать при гораздо более высоких температурах, чем существующие PWR и BWR.
Сверхкритические реакторы с водяным охлаждением (SCWR) являются многообещающими перспективными ядерными системами из-за их высокого теплового КПД (то есть около 45% против около 33% КПД для текущих LWR) и значительных производственных мощностей. упрощение.
Основная миссия SCWR - производство дешевой электроэнергии. Он основан на двух проверенных технологиях: LWR, которые являются наиболее часто используемыми в мире энергогенерирующими реакторами, и перегретым ископаемым топливом сжиганием котлами, многие из которых также используются в использовать по всему миру. Концепция SCWR изучается 32 организациями в 13 странах.
Поскольку SCWR являются водяными реакторами, они разделяют опасность парового взрыва и выброса радиоактивного пара, характерную для BWR и LWR, а также потребность в чрезвычайно дорогих сверхмощных сосудах высокого давления., трубы, клапаны и насосы. Эти общие проблемы по своей природе более серьезны для SCWR из-за работы при более высоких температурах.
Разрабатываемый проект SCWR - это ВВЭР -1700/393 (ВВЭР-СКВР или ВВЭР-СКД) - российский сверхкритический водоохлаждаемый реактор с двухсторонней активной зоной и коэффициент воспроизводства 0,95.
A реакторы на быстрых нейтронах напрямую используют быстрые нейтроны, испускаемые при делении, без замедления. В отличие от реакторов на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах могут быть сконфигурированы для «сжигания » или деления всех актинидов и при наличии достаточного количества времени, что позволяет резко снизить долю актинидов в израсходованных ядерное топливо, производимое существующим мировым парком тепловых нейтронов легководных реакторов, замыкая, таким образом, ядерный топливный цикл. В качестве альтернативы, если они настроены по-другому, они также могут вывести больше актинидного топлива, чем потребляют.
Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GFR) Система быстрого реактора с газовым охлаждением (GFR) имеет спектр быстрых нейтронов и замкнутый топливный цикл для эффективного преобразования плодородного урана и управления актинидами. Реактор охлаждается гелием и с температурой на выходе 850 ° C представляет собой эволюцию высокотемпературного реактора (VHTR) в направлении более устойчивого топливного цикла. Он будет использовать прямой цикл Брайтона газовую турбину для обеспечения высокого теплового КПД. Рассматриваются несколько форм топлива, которые могут работать при очень высоких температурах и обеспечивать отличное удерживание продуктов деления : композитное керамическое топливо, усовершенствованные топливные частицы или элементы с керамической оболочкой. актинидные соединения. Рассматриваются конфигурации активной зоны на основе стержневых или пластинчатых ТВС или призматических блоков.
Европейская инициатива по устойчивой ядерной промышленности финансирует три реакторные системы поколения IV, одна из которых представляет собой газоохлаждаемый быстрый реактор под названием Аллегро мощностью 100 МВт (т), который будет построен в центральной или восточной Европе. строительство должно начаться в 2018 году. Центральноевропейская Visegrád Group привержена развитию этой технологии. В 2013 году институты Германии, Великобритании и Франции завершили трехлетнее совместное исследование по последующему исследованию промышленного дизайна, известному как GoFastR. Они были профинансированы 7-ой FWP рамочной программой ЕС с целью создания устойчивого VHTR.
Бассейновый реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (SFR) Два крупнейших промышленных быстрых реактора с натриевым теплоносителем находятся в России: БН-600 и БН-800 (800 МВт). Самым крупным из когда-либо эксплуатировавшихся был реактор Superphenix с выходной мощностью более 1200 МВт, успешно проработавший несколько лет во Франции, прежде чем он был выведен из эксплуатации в 1996 году. В Индии испытательный реактор-размножитель на быстрых нейтронах достигло критичности в октябре 1985 года. В сентябре 2002 года эффективность сжигания топлива в FBTR впервые достигла отметки в 100 000 мегаватт-дней на метрическую тонну урана (MWd / MTU). Это считается важной вехой в индийской технологии реакторов-размножителей. Используя опыт, полученный при эксплуатации FBTR, прототипа реактора-размножителя на быстрых нейтронах, быстрый реактор с натриевым охлаждением мощностью 500 МВт (эл.) Строится по цене 5677 крор индийских рупий (~ 900 миллионов долларов США) и, как ожидается, станет критическим к 2020 году. За PFBR последуют еще шесть коммерческих реакторов на быстрых нейтронах (CFBR) по 600 МВт каждый.
SFR поколения IV - это проект, который основан на двух существующих проектах реакторов FBR с натриевым теплоносителем, реактора-размножителя на оксидном топливе и встроенного реактора на быстрых нейтронах на металлическом топливе.
. Целью является повышение эффективности использования урана за счет воспроизводства плутония и устранения необходимости в трансурановых изотопах, когда-либо покидающих площадку. В конструкции реактора используется немодерируемая активная зона, работающая на быстрых нейтронах, спроектированная так, чтобы позволить любому трансурановому изотопу потребляться (а в некоторых случаях использоваться в качестве топлива). Помимо преимуществ удаления трансурановых элементов с длительным периодом полураспада из цикла отходов, SFR-топливо расширяется при перегреве реактора, и цепная реакция автоматически замедляется. Таким образом, он пассивно безопасен.
Одна концепция реактора SFR охлаждается жидким натрием и питается металлическим сплавом урана и плутония или отработавшее ядерное топливо, «ядерные отходы» легководных реакторов. Топливо SFR находится в стальной оболочке с жидким натрием, заполняющим пространство между элементами оболочки, составляющими тепловыделяющую сборку. Одной из проблем конструкции SFR является риск работы с натрием, который вступает в взрывную реакцию при контакте с водой. Однако использование жидкого металла вместо воды в качестве хладагента позволяет системе работать при атмосферном давлении, снижая риск утечки.
Экологичный топливный цикл, предложенный в 1990-е годы. Концепция интегрального быстрого реактора (цвет), также доступна анимация пиропроцессинга. 
Концепция IFR (черный и Белый с более четким текстом) Европейская инициатива по устойчивой ядерной промышленности профинансировала три реакторные системы поколения IV, одна из которых представляла собой быстрый реактор с натриевым теплоносителем под названием ASTRID, усовершенствованный натриевый технический реактор для промышленных демонстраций. Астрид была прекращена в 2019 году.
. В мире существует множество предшественников SFR поколения IV, при этом испытательная установка Fast Flux мощностью 400 МВт успешно работала в течение десяти лет на площадке Хэнфорд в штате Вашингтон.
20 МВтэ EBR II успешно проработал более тридцати лет в Национальной лаборатории Айдахо, пока не был закрыт в 1994 году.
GE Hitachi PRISM - это модернизированная и коммерческая реализация технологии, разработанной для Интегрального реактора на быстрых нейтронах (IFR), разработанной Аргоннской национальной лабораторией в период с 1984 по 1994 год. Основная цель PRISM заключается в том, что основное внимание уделяется сжиганию. вверх отработавшее ядерное топливо из других реакторов, а не создание нового топлива. Представленная как альтернатива захоронению отработавшего топлива / отходов, конструкция сокращает период полураспада делящихся элементов, присутствующих в отработавшем ядерном топливе, при этом вырабатывается электроэнергия в основном как побочный продукт.
Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем имеет спектр быстрых нейтронов свинец или свинец / висмут эвтектический (LBE ) реактор с жидкометаллическим теплоносителем с замкнутым топливным циклом. Варианты включают в себя ряд номинальных характеристик электростанции, в том числе «батарею» от 50 до 150 МВт электроэнергии с очень длительным интервалом перезарядки, модульную систему мощностью от 300 до 400 МВт и вариант большой монолитной электростанции на 1200 МВт (термин батарея относится к долговечному, изготовленному на заводе сердечнику, а не к каким-либо средствам для электрохимического преобразования энергии). В качестве топлива используется металл или нитрид, содержащий плодородный уран и трансурановые соединения. Реактор охлаждается за счет естественной конвекции с температурой охлаждающей жидкости на выходе из реактора 550 ° C, возможно, в диапазоне до 800 ° C с использованием усовершенствованных материалов. Более высокая температура позволяет производить водород с помощью термохимических процессов.
Европейская инициатива по устойчивой ядерной промышленности финансирует три реакторные системы поколения IV, одна из которых представляет собой быстрый реактор со свинцовым охлаждением, который также является ускорителем. управляемый подкритический реактор, называемый MYRRHA, 100 МВт (т), который будет построен в Бельгии, строительство которого ожидается после 2014 года, и версия промышленного масштаба, известная как Альфред, планируется построить где-то после 2017 года. Модель с пониженным энергопотреблением Мирры под названием Гвиневра была запущена в Мол в марте 2009 года. В 2012 году исследовательская группа сообщила, что Гвиневра была в эксплуатации.
Два других реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем в стадии разработки: СВБР-100, модульный свинцово-висмутовый реактор на быстрых нейтронах мощностью 100 МВт, разработанный ОКБ Гидропресс в России, и БРЕСТ-ОД- 300 (Свинцовый реактор на быстрых нейтронах) 300 МВт, будет разработан после СВБР-100 и построен в 2016 году. -20, он избавится от плодородной оболочки вокруг активной зоны и заменит конструкцию реактора БН-600 с натриевым охлаждением, чтобы якобы обеспечить повышенную устойчивость к распространению.
По сравнению с существующей технологией атомных электростанций заявленные преимущества реакторов 4-го поколения включают:
Ядерные реакторы не выделяют CO 2 во время работы, хотя, как и все низкоуглеродные источники энергии источников, этап добычи и строительства может привести к выбросам CO 2, если источники энергии не являются углеродно-нейтральными (например, ископаемое топливо) или цементы, выделяющие CO 2 используется в процессе строительства. Обзор Йельского университета 2012 года, опубликованный в Journal of Industrial Ecology, посвященный анализу выбросов CO. 2 жизненного цикла (LCA) от ядерной энергетики, показал, что:
В коллективной литературе LCA указано, что жизненный цикл GHG [парниковых газов] выбросов ядерной энергетики составляет лишь небольшую часть традиционных ископаемых источников и сопоставим с возобновляемыми технологиями.
Хотя в документе в основном рассматривались данные из реакторы поколения II, и не анализировал выбросы CO. 2 к 2050 году для реакторов поколения III, которые тогда строились, он суммировал результаты оценки жизненного цикла разрабатываемых реакторных технологий.
FBR ['Реакторы-размножители на быстрых нейтронах '] были оценены в литературе LCA. В ограниченной литературе, которая оценивает эту потенциальную технологию будущего, сообщается о медиане выбросов парниковых газов в течение жизненного цикла... аналогичных или меньших, чем у LWR [Gen II легководные реакторы ], и предполагается, что они потребляют мало или совсем не потребляют урановая руда.
Особый риск быстрого реактора с натриевым теплоносителем связан с использованием металлического натрия в качестве теплоносителя. В случае прорыва натрий взрывоопасно реагирует с водой. Устранение повреждений также может оказаться опасным, так как самый дешевый благородный газ аргон также используется для предотвращения окисления натрия. Аргон, как и гелий, может вытеснять кислород в воздухе и вызывать гипоксию, поэтому рабочие могут подвергаться этому дополнительному риску. Это актуальная проблема, как продемонстрировали события на типе петли Прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах Monju в Цуруге, Япония. Использование свинца или расплавленных солей смягчает эту проблему, делая охлаждающую жидкость менее реактивной и обеспечивая высокую температуру замерзания и низкое давление в случае утечки. Недостатки свинца по сравнению с натрием - гораздо более высокая вязкость, гораздо более высокая плотность, более низкая теплоемкость и большее количество продуктов активации радиоактивными нейтронами.
Во многих случаях уже накоплен большой опыт, основанный на многочисленных подтверждениях концептуальных проектов Gen IV. Например, реакторы на генерирующей станции Fort St.Vrain и HTR-10 аналогичны предлагаемым проектам Gen IV VHTR, а бассейн реакторы типа EBR-II, Phénix, BN-600 и BN-800 аналогичны предлагаемому бассейновому типу Gen IV Проектируемые быстрые реакторы с натриевым охлаждением.
Инженер-ядерщик Дэвид Лохбаум предупреждает, что риски для безопасности на начальном этапе могут быть выше, поскольку операторы реакторов не имеют большого опыта работы с новой конструкцией, «проблема с новыми реакторами и авариями двоякая: возникают сценарии, которые невозможны планировать в симуляциях, и люди делают ошибки ». Как сказал один директор исследовательской лаборатории США, «изготовление, строительство, эксплуатация и техническое обслуживание новых реакторов столкнутся с крутой кривой обучения: передовые технологии будут иметь повышенный риск аварий и ошибок. Технология может быть проверена, но люди не являются ".
| Система | Нейтронный спектр | Охлаждающая жидкость | Температура ( ° C) | Топливный цикл | Размер (МВт) | Примеры разработчиков |
|---|---|---|---|---|---|---|
| VHTR | Тепловой | Гелий | 900–1000 | Открыть | 250–300 | JAEA (HTTR ), Университет Цинхуа (HTR- 10 ), X-energy |
| SFR | Быстрый | Натрий | 550 | Закрытый | 30–150, 300–1500, 1000–2000 | TerraPower (TWR ), Toshiba (4S ), GE Hitachi Nuclear Energy (PRISM ), ОКБМ Африкантов (БН-1200 ) |
| SCWR | Тепловой или быстрый | Водяной | 510–625 | Открытое или закрытое | 300–700, 1000–1500 | |
| СКФ | Быстро | Гелий | 850 | Закрытый | 1200 | Модуль умножения энергии |
| LFR | Быстрый | Отведение | 480–800 | Закрытый | 20–180, 300–1200, 600–1000 | |
| MSR | Быстрый или термический | Фторидные или хлоридные соли | 700–800 | Закрыто | 250, 1000 | Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR ), Transatomic Power, Thorium Tech Solution (FUJI MSR ), Земная энергия (IMSR ), Southern Company |
| DFR | Fast | Lead | 1000 | Closed | 500–1500 | Institute for Solid- Государственная ядерная физика |
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий 