search
menu
person

NEWS AND UDATES


Работы в США по созданию модульных реакторов малой мощности (2022)

Работы в США по созданию модульных реакторов малой мощности

Полковник О. Максимов

Соединенные Штаты активизировали НИОКР по созданию модульных реакторов малой мощности (МРММ, электрическая до 450 МВт). По сравнению с существующими ядерными установками (ЯУ) гигаваттного класса они обладают повышенной безопасностью и состоят из легкотранспортируемых блоков. Как ожидается, МРММ будут востребованы зарубежными заказчиками прежде всего для размещения в удаленных регионах.

Модели реактора NuScale (А) и АЭС с шестью энергоблоками (Б)
Модели реакторов SMR-160 (А), W-SMR (Б) и mPower (В): 1 – циркуляционные насосы; 2 – парогенератор; 3 – активная зона
Модель реактора Хе-100 (А) и топлива для него (Б)
Концепция АЭС с двумя реакторами ЕМ2
Модель АЭС с четырьмя реакторами ThorCon
Модели АЭС с реактором типа LFTR (А), а также установок Mk1 PB-FHR (Б) и KP-FHR (В)
Компьютерная модель реактора MCSFR электрической мощностью: А – 50–200 МВт; Б – 400 МВт; В – 1200 МВт

На этап практической реализации выходят МРММ легководного типа, основанные на апробированных технических решениях. В 2020 году одобрение комиссии по ядерному регулированию США получил проект реактора NuScale (тепловая/электрическая мощность 200/60 МВт, топливо – уран со степенью обогащения менее 4,95% по изотопу 235). Лицензия на сооружение в штате Айдахо референтной АЭС из шести таких энергоблоков должна быть выдана во второй половине 2025 года. Они будут размещаться в бассейне с водой в целях уменьшения последствий при возможной аварии. Ввод в строй прототипа возможен в 2027 году. Заинтересованность в приобретении данных ЯУ проявляют Болгария, Румыния, Чехия, ЮАР и Украина.

Основные компоненты энергоблока SMR-160 (525/160 МВт, 4,95%) предусмотрено монтировать в специальном металлическом защитном корпусе.

При этом парогенератор, сепаратор пара и компенсатор давления предполагается вынести в отдельный модуль в целях упрощения доступа к активной зоне для перегрузки топлива. Ввод в эксплуатацию демонстрационного образца ожидается не ранее 2025 года. Заинтересованность в таких ЯУ проявляют Индия, Канада и Украина. В частности, с Киевом заключено соглашение о совместной разработке реактора, а также о строительстве на украинской территории предприятия по производству ряда его компонентов.

Энергоблоки W-SMR (800/225 МВт, менее 5%) и mPower (575/195 МВт, менее 5%) оснащаются комбинированными системами отвода тепла, включающими пассивные и активные элементы. Гарантированное время автономной работы данных ЯУ без внешнего электропитания составляет 72 ч. Ввод в строй прототипов возможен не ранее 2025–2027 года.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы помимо выработки электроэнергии и тепла позволяют производить водород по конкурентоспособным ценам. Представленная компанией "Экс энерджи" концепция установки Хе-100 (200/85,5 МВт, 15,5%) предполагает использование более 200 тыс. шаровых тепловыделяющих элементов, каждый из которых содержит около 18 тыс. топливных гранул из карбонила урана диаметром по 0,5 мм.

Для обеспечения равномерного энерговыделения по всему объему активной зоны намечено реализовать непрерывную загрузку/выгрузку шаровых твэлов. После использования они будут закладываться на сухое хранение в вентилируемые контейнеры и размещаться на территории АЭС до завершения эксплуатации станции. Ввод в строй демонстрационного образца возможен к 2030 году.

В свою очередь реакторы на быстрых нейтронах (РБН) характеризуются возможностью наработки делящихся изотопов (плутоний, уран-233) для производства топлива.

В энергоблок ЕМ2 (500/265 МВт, 7,7%*) предполагается в качестве воспроизводящего сырья загружать обедненный уран, который является отходами изотопного обогащения.

Теплоносителем в установке Superstar (300/120 МВт, менее 12%) будет служить инертный по отношению к кислороду свинец. В интересах повышения эксплуатационной безопасности ЯУ намечено погружать в воду. Аналогичный принцип охлаждения используется в энергоблоке WLFR (940/450 МВт, 19,75%). Ввод в строй прототипов РБН ожидается после 2030 года.

В жидкосолевых реакторах (ЖСР) топливо, как правило, смешано с теплоносителем. За счет такой конструкции планируется организовать непрерывную циркуляцию делящихся веществ через активную зону.

Основные элементы ЖСР ThorCon (557/250 МВт, 19,7%) намечено размещать в герметичном контейнере, погружаемом в заполненную водой шахту.
Замену топлива, представляющего собой расплав фторидов урана и тория, предусматривается осуществлять в заводских условиях. Появление демонстрационного образца ЯУ возможно в 2025–2027 годах.

Через активную зону жидкосолевого реактора LFTR (600/250 МВт, уран233), окруженную тетрафторидом тория (ThF4), должен циркулировать теплоноситель, содержащий делящиеся материалы. В результате облучения ThF4 будет нарабатываться уран-233, используемый в качестве топлива. Ввод в строй прототипа намечен на 2030–2035 годы.

Внутри ЖСР Mk1 PB FHR (236/100 МВт, 19,9%) предполагается размещать 47 тыс. шаровых тепловыделяющих элементов, каждый из которых включает около 4,7 тыс. гранул диаметром до 1 мм.

Средняя продолжительность нахождения одного твэла в энергоблоке составит примерно два месяца. Критичная степень выгорания топлива будет достигнута после его восьмикратного использования.

Аналогичное топливо должно применяться в установке KP-FHR (320/140 МВт, 19,75%). Ввод в эксплуатацию демонстрационных образцов жидкосолевых реакторов запланирован после 2040 года.

Конструкция ЖСР MCSFR обеспечивает возможность варьирования тепловой/электрической мощностью в диапазонах 125–3000/50–1200 МВт за счет использования широкого спектра топливных композиций (энергетический и оружейный плутоний, уран с различной степенью обогащения, отработавшее ядерное топливо), а также путем изменения количества теплообменников и главных циркуляционных насосов. Делящиеся материалы предусматривается добавлять без остановки ЯУ. Появление прототипа возможно после 2030 года.

В целом строительство в США референтных образцов перспективных модульных реакторов малой мощности, прежде всего легководного типа, ожидается во второй половине текущего десятилетия. В случае успешного опыта их эксплуатации и подтверждения технико-экономических характеристик массовые поставки установок на экспорт могут начаться в середине 2030-х годов. Кроме того, разрабатываемые в рамках проектов МРММ технические решения Вашингтон планирует адаптировать для обеспечения энергоснабжения удаленных военных баз, космических аппаратов, а также будущих исследовательских станций на Луне и Марсе.

* Средняя степень обогащения топлива в активной зоне.

Зарубежное военное обозрение. - 2022. - №2. - С. 24-27

Смотрите также
Категория: Общевойсковые вопросы | Добавил: pentagonus (25.02.2022) | Автор: Полковник О. Максимов
Просмотров: 467 | Теги: реактор, Атомная энергия, О. Максимов, АЭС | Рейтинг: 0.0/0
Всего комментариев: 0
avatar