Реакторы четвертого поколения.

Реакторы четвертого поколения – это совокупность текущих теоретических разработок ядерных реакторов. Не ожидается, что эти проекты будут доступны для коммерческого строительства раньше 2030 года. Реакторы, которые в настоящее время используются во всем мире, считаются реакторами 2 и 3 поколения, в то время как реакторы первого поколения были сняты с производства несколько лет назад.

«Ядерные энергетические системы поколения IV» должны отвечать следующим требованиям:

• устойчивость: обеспечение чистоты воздушной среды, долгосрочной работоспособности систем и эффективного использования топлива для производства энергии повсюду в мире;

• экономическая эффективность;

• безопасность и надежность;

• устойчивость в плане нераспространения и физической защиты.

Типы реакторов.

Список реакторов сокращен для того, чтобы сфокусироваться на самых многообещающих технологиях. Три системы представляют собой тепловые реакторы и три быстрые.

Высокотемпературный реактор(vhtr).

В концепции высокотемпературного реактора используется активная зона с графитовым замедлителем и прямым урановым циклом однократной циркуляции. Выходная температура этого реактора составляет 1000 градусов Цельсия. Активная зона реактора может быть как с призматической блокировкой, так и с засыпкой из шаровых тепловыделяющих элементов. В качестве теплоносителя используются различные газы. В первых реакторах с газовым охлаждением применялся CO2 (главным образом по соображениям экономии), но по мере увеличения рабочих температур газовых реакторов (~1400°С) предпочтение было отдано 4He, химически инертному газу с пренебрежимо малым сечением захвата нейтронов.

Суперкритический водоохлаждемый реактор (scwr).

В концепции суперкритического водоохлаждаемого реактора в качестве рабочей жидкости используется суперкритическая вода (вода при сжатии до 215 атмосфер и нагреве до 374 градусов). В своей основе, SCWR – реакторы на легкой воде, работающие под большим давлением и температурами с прямым циклом однократной циркуляции. Считается, что этот реактор будет работать на прямом цикле, как и реактор на кипящей воде, но так как он использует суперкритическую воду в качестве рабочей жидкости, то в нем будет присутствовать только одна фаза, как реакторе с водой под давлением. Он сможет работать при существенно более высоких температурах, чем оба вышеперечисленных реактора.

SCWR является многообещающей реакторной системой из-за большого термического КПД (например около 45 процентов по сравнению с 33 процентами КПД реакторов на легкой воде) и из-за существенной простоты устройства.

Главная задача SCWR – производство дешевого электричества. Он строится на двух опробованных технологиях: технологии реактора на легкой воде, который является самым распространенным реактором в мире, и суперкритических котлах на ископаемом топливе, большое число которых также используется по всему миру. Проект SCWR разрабатывается 32 организациями в 13 странах.

Реактор на расплавах солей (msr).

Реактор на расплавах солей – тип ядерного реактора, в котором роль теплоносителя играет расплав солей. Существует большое число проектов реакторов такого типа и несколько построенных прототипов. Ранние модели и большое число нынешних используют топливо, растворенное в расплаве соли фтора, такое как тетрафторид урана, жидкость, которая достигает критического состояния протекая по графитовой активной зоне, которая также выполняет функцию замедлителя. Многие текущие модели полагаются на топливо, распределенное в графитовой матрице с расплавом соли, обеспечивая низкое давление и высокотемпературное охлаждение.

Достоинства.

• Низкое давление в корпусе реактора (0,1 ати) — позволяет использовать очень дешёвый корпус, при этом исключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура.

• Высокие температуры 1-го контура — 540 °C, и, как следствие, высокий термодинамический КПД (до 44 % для MSBR-1000), что позволяет использовать обычные турбины от тепловых электростанций.

• Возможно организовать непрерывный вывод продуктов деления из 1-го контура и его подпитку свежим топливом.

• Высокая топливная эффективность.

• Возможность построить реактор-размножитель или конвертер.

• Возможность использования ториевых топливных циклов, что значительно расширяет и удешевляет топливный цикл.

• Фториды солей, в отличие от жидкого натрия, практически не взаимодействуют с водой и не горят, что исключает целый класс аварий, возможных для жидкометалических реакторов с натриевым теплоносителем.

• Возможность вывода ксенона (для исключения отравления реактора) простой продувкой теплоносителя гелием в ГЦН. Как следствие — возможность работать в режимах с постоянным изменением мощности.

Недостатки.

• Необходимость организовывать переработку топлива на АЭС.

• Более высокие дозовые затраты при проведении ремонта 1-го контура по сравнению с ВВЭР

• Низкий коэффициент воспроизводства (КВ ~ 1,06 для MSBR-1000) по сравнению с жидкометалическими реакторами с натриевым теплоносителем (КВ ~ 1,6 для БН-600, БН-800)

• Значительно большие (в 2—3 раза) по сравнению с водо-водяными реакторами выбросы трития, с которыми можно бороться подбором конструкционных материалов трубопроводов 1-го контура.