Ядерная энергетика обеспечивает около 10 % мировой электроэнергии и продолжает развиваться для удовлетворения растущего спроса и снижения углеродных выбросов. В статье рассматриваются современные тенденции в разработке ядерных реакторов, включая новые технологии и материалы.
Ключевые слова: сверхкритические водяные реакторы, ВВЭР-СКД, высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, ВТГР, реакторы на быстрых нейтронах, БН, модульные реакторы малой мощности, ММР, наноструктурированные материалы, углеродные композиты.
Современные технологии ядерных реакторов
- Сверхкритические водяные реакторы (ВВЭР-СКД)
ВВЭР-СКД функционируют на основе использования воды в сверхкритическом состоянии. Это позволяет достигать значительно более высоких температур и давлений, при которых вода не кипит и выполняет функции теплоносителя и рабочей среды для паровой турбины.
Преимущества:
– Повышенный КПД энергоблока: до 40–44 % за счет оптимизации начальных параметров пара. Возможны как двухконтурные, так и одноконтурные схемы;
– Отсутствие критического теплового потока: исключает риск пережога топливных элементов (ТВЭЛов);
– Высокая энтальпия теплоносителя: при прохождении через активную зону реактора обеспечивает меньший расход теплоносителя при сохранении мощности.
Особое внимание привлекает проект ВВЭР-СКД с относительно невысокими параметрами теплоносителя (давление 23,5 МПа, температура на выходе 380°C) и спектральным регулированием. Такой подход позволяет использовать существующие решения по оборудованию, что упрощает реализацию проекта. Свойства воды в сверхкритическом состоянии требуют особого подхода к конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС). Низкая плотность теплоносителя приводит к необходимости специальных мер для эффективного замедления нейтронов по высоте ТВС. Это достигается двумя способами:
– Разрежение решетки ТВЭЛов: увеличение шага решетки для улучшения теплоотвода.
– Введение водяных элементов: полые трубки шестигранного или круглого сечения, заполненные водой при более низкой температуре, или стержни из гидрида циркония, выполняющие функцию замедлителей нейтронов.
- Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР): технические аспекты и перспективы
ВТГР представляют собой перспективное направление в области атомной энергетики, обеспечивая высокоэффективное тепло для различных промышленных приложений. В России ведется разработка ВТГР в рамках инвестиционного проекта создания атомной энерготехнологической станции (АЭТС) для крупномасштабного производства водорода. ВТГР охлаждаются гелием, обладающим высокой теплоемкостью и химической инертностью, что минимизирует активацию конструкционных материалов под воздействием радиации. Тепло, выделяемое в активной зоне, нагревает гелий до температуры 850 °С, после чего он направляется в высокотемпературный промежуточный теплообменник, где происходит генерация водорода посредством химической реакции.
Основные конструктивные особенности ВТГР включают:
– Активная зона, выполненная на основе призматических или шаровых тепловыделяющих сборок (ТВС), с возможностью перегрузки без снижения мощности реактора.
– Топливо в виде микротвэлов со сферическим топливным сердечником и многослойным защитным покрытием типа TRISO. Многослойное покрытие обеспечивает удержание газообразных продуктов деления внутри керамической матрицы.
– Термостойкие конструкционные материалы на основе графита для активной зоны и отражателей.
Перспективы
– Создание АЭТС с ВТГР включает разработку химико-технологической части (ХТЧ) для крупномасштабного производства водорода.
– Проект предусматривает четыре блока тепловой мощностью 200 МВт каждый, суммарной мощностью 800 МВт, что обеспечит производство порядка 440 тыс. тонн водорода в год.
– Разработка и промышленное освоение опытно-промышленной линии по производству топлива ВТГР с проектной производительностью 250 тыс. топливных компактов в год для обеспечения топливом головного энергоблока АЭТС.
- Реакторы на быстрых нейтронах (БН)
Реакторы на быстрых нейтронах (БН) — ядерные установки, функционирующие на нейтронах с энергиями, близкими к энергиям деления (~105 эВ), без использования замедлителей. Такие нейтроны называются быстрыми, что и определяет тип реактора.
Основные преимущества:
– Высокая эффективность использования ядерного топлива: возможность превращения нерасщепляемых изотопов (например, урана-238) в делящиеся через нейтронную активацию.
– Замкнутый топливный цикл: использование обедненного урана и отработанного топлива из тепловых реакторов, что снижает потребность в природном уране и уменьшает радиоактивные отходы.
– Экономическая выгода: повышение коэффициента воспроизводства топлива (КВ) до 1,3 и более, что снижает затраты на обогащение урана и увеличивает топливную базу.
Принцип работы:
Реакторы на быстрых нейтронах используют деление ядер урана-235 или плутония-239 под воздействием нейтронов высокой энергии. Это позволяет:
– Применять в качестве топлива не только природные изотопы урана-235, но и значительно более распространенный уран-238, который в тепловых реакторах практически не участвует в делении.
– Нарабатывать плутоний-239 из урана-238 в процессе, называемом «воспроизводством» или «бридингом». Этот процесс позволяет получать дополнительное топливо, превышающее количество выгоревшего сырья.
– Использовать наработку плутония-239 для производства МОКС-топлива (смешанное оксидное топливо), которое может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах, обеспечивая дополнительный вклад в энергетическую безопасность.
– Эффективно управлять нейтронным спектром с помощью тяжелых металлов (например, свинца или висмута) в качестве отражателей и поглотителей нейтронов, что позволяет поддерживать критичность реактора и контролировать реакцию деления.
- Модульные реакторы малой мощности (ММР)
Модульный реактор малой мощности (ММР), также известный как атомная станция малой мощности (АСММ), представляет собой компактный ядерный реактор с электрической мощностью до 300 МВт и тепловой мощностью до 1000 МВт. Основная особенность ММР — модульность, которая позволяет проектировать реакторы в виде стандартных блоков, готовых к серийному производству на заводе. Эти блоки можно транспортировать в собранном виде и быстро монтировать на месте эксплуатации.
Преимущества ММР:
- Компактность: ММР можно устанавливать в местах, не требующих больших земельных участков, что особенно важно для удаленных или труднодоступных регионов.
Экономичность:
– Серийное производство снижает себестоимость;
– Сокращенные сроки строительства (3–5 лет) уменьшают капитальные затраты и ускоряют ввод в эксплуатацию.
Гибкость применения: ММР могут использоваться для генерации электроэнергии, а также для теплоснабжения, отопления, горячего водоснабжения и опреснения воды.
Безопасность:
– Компактные размеры снижают риск радиационного воздействия на окружающую среду;
– Модульная конструкция облегчает эксплуатацию, обслуживание и модернизацию.
Мобильность: Возможность транспортировки готовых блоков позволяет быстро развертывать ММР в различных регионах, что особенно актуально для развивающихся стран и удаленных территорий.
Примеры применения ММР:
– Базовые станции для энергоснабжения удаленных районов;
– Резервные источники питания для критически важных объектов;
– Системы теплоснабжения и горячего водоснабжения;
– Опреснительные установки для обеспечения пресной водой.
Материалы для конструкций реакторов
Для обеспечения высокой надежности, безопасности и долговечности конструкций ядерных реакторов используются современные материалы с улучшенными характеристиками. Основные категории таких материалов включают наноструктурированные материалы, композиты на основе углерода и металлы с высоким содержанием хрома.
- Наноструктурированные материалы
– Высокая прочность: Предел текучести может достигать 2000 МПа.
– Наноструктурированные покрытия и пленки демонстрируют высокую коррозионную стойкость в агрессивных средах.
– Теплопроводность: Улучшенная теплопроводность способствует эффективному отводу тепла.
– Износостойкость: Высокая износостойкость снижает необходимость в частой замене компонентов.
– Устойчивость к радиации: Наноструктурированные материалы демонстрируют повышенную радиационную стойкость.
Применение:
– Компоненты, подверженные высоким температурам, радиационному воздействию и механическим нагрузкам (корпуса реакторов, тепловыделяющие элементы, трубопроводы).
– Элементы управления и защиты реактора (поглощающие стержни, защитные оболочки).
- Композиты на основе углерода
- Углеродные композиты (УУКМ):
– Высокая термостойкость: выдерживают температуры до 2000 °C без изменения механических свойств.
– Низкая плотность: 1,5–1,8 г/см³, что облегчает конструкции.
– Высокая прочность: модуль упругости до 200 ГПа, предел прочности на растяжение до 3000 МПа.
– Отличная теплопроводность: 1000–2000 Вт/(м·К).
– Химическая стойкость: устойчивость к агрессивным средам.
- Карбонитриды и карбосилициды:
– Повышенная износостойкость и твердость.
– Устойчивость к высоким температурам и коррозии.
Применение:
– Теплоизоляционные покрытия: снижают тепловые нагрузки на конструкции.
– Компоненты системы охлаждения: теплообменники, радиаторы, каналы охлаждения.
– Элементы защиты реактора: экраны, барьеры, элементы системы аварийного охлаждения.
- Металлы с высоким содержанием хрома
- Хромоникелевые сплавы:
– Высокая коррозионная стойкость в агрессивных средах.
– Устойчивость к окислению и образованию окалины.
– Прочность при высоких температурах: до 600–800 °C.
– Хорошая пластичность и ударная вязкость.
- Титановые сплавы:
– Высокая коррозионная стойкость в морской воде.
– Устойчивость к радиационному воздействию.
– Умеренная прочность при высоких температурах: до 400–500 °C.
– Низкая плотность: 4,5 г/см³.
Применение:
– Трубопроводы и теплообменники: транспортировка и охлаждение рабочих сред.
– Корпуса реакторов и элементы системы управления: устойчивость к радиационному воздействию и коррозии.
Заключение
Инновационные решения и новые материалы для ядерных реакторов открывают новые горизонты для развития ядерной энергетики. Современные технологии, такие как реакторы нового поколения, модульные реакторы малой мощности и новые топливные элементы, обеспечивают более безопасное, эффективное и устойчивое использование ядерной энергии. С учетом растущих потребностей в чистой энергии и необходимости уменьшения выбросов углерода, ядерная энергетика может стать важным компонентом устойчивой энергетической системы будущего. Инвестиции в исследования и разработки новых технологий будут ключевыми для достижения этих целей и обеспечения надежного энергоснабжения для будущих поколений.
Литература:
- Алемасов В. Е., Дягилев В. М. Перспективные энергетические установки на базе ВТГР для водородной энергетики // Атомная энергия. — 2020. — Т. 128, № 5. — С. 243–248.
- Грабский Б. М., Орлов Ю. И., Афанасьев С. К. Материалы ядерных реакторов на быстрых нейтронах с тяжелыми теплоносителями. — М.: НИКИЭТ, 2019. — 456 с.
- Зайцев В. И., Панкратов Ю. А. Сверхкритические водяные реакторы ВВЭР-СКД: физические и теплогидравлические аспекты // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. — 2021. — № 3. — С. 15–25.
- Кузнецов В. В. Малые модульные реакторы: возможности и перспективы для мировой энергетики // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. — 2022. — № 1. — С. 5–18.
- Орлов В. В., Семченков Ю. М. Замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы-размножители на быстрых нейтронах. — Долгопрудный: Изд. дом «Интеллект», 2018. — 312 с.
- Скоробогатов С. А., Чухлин Е. М. Наноструктурированные материалы для активных зон ядерных реакторов нового поколения // Перспективные материалы. — 2019. — № 6. — С. 34–42.
- Ушаков С. В., Ефремов А. А., Крючков С. И. Углерод-углеродные композиционные материалы в ядерной энергетике // Труды НИИЭФА им. Д. В. Ефремова. — 2020. — Т. 25. — С. 89–95.
