Атомная энергетика заслуженно считается одной из самых консервативных отраслей, достигшей вершины своей S-образной кривой.
За последние 25 лет сторонний наблюдатель не заметил бы изменения в ключевой технологии – тех же сборках твэлов, которые нагревают или кипятят воду, преобразуя тепловую энергию в электрическую.
Тем удивительнее тот факт, что ядерная энергетика видит свое будущее в 6 революционных концепциях, каждая из которых по-своему сдвигает парадигму ядерной энергетики в ту или иную сторону.
Корпус исследовательского реактора MSRE на расплавленной соли, 70e
Немаловажно и то, что все эти концепции возникли не сегодня, а на заре зарождения атомной отрасли и проиграли в борьбе за звание отраслевого стандарта водо-водяных реакторов (PWR в западной терминологии или BBЭP в отечественной ).
Однако, как и в случае с электромобилями, постепенное накопление технологий может вернуть забытых героев начала атомного века на пьедестал.
Четвертое поколение Развитие атомной энергетики с самого начала обычно делят на 3,5 неравных поколения, причем первое ознаменовалось десятками различных концепций, иногда весьма странных для сегодняшнего глаза (например, британский Magnox - реакторы с графитовым замедлителем и циркулирующим сжатым углем диоксид в качестве теплоносителя), второй - двумя самыми тяжелыми авариями в истории энергетики, а третий и третий плюс - преобладание финансистов над инженерами.
К настоящему времени чудеса и энтузиазм атомного века уступили место эпохе, когда повышение эксплуатационных характеристик АЭС на 2-3 процента является революционным достижением, широко обсуждаемым в специализированной прессе.
Четвертое поколение должно стать выходом из тупика, в котором оказалась атомная энергетика.
Для этого придется решить сразу несколько противоречивых задач – не потерять безопасность реактора, улучшить или хотя бы не ухудшить его экономику и решить проблему с переход от использования 235У к 238У .
6 концепций, отобранных международной организацией Generation IV International Forum, пытаются решить эти проблемы с разных сторон.
Какие из них станут (и станут ли) основой развития атомной отрасли в XXI веке, должны показать исследования в ближайшие 15 лет. Натриевый быстрый реактор Этот тип реактора резко выделяется из всей «команды» своей изысканностью и даже некоторой будничностью.
Ключевой особенностью этого реактора является спектр быстрых нейтронов, что позволяет реализовать замкнутый ядерный топливный цикл.
Однако это не происходит бесплатно, и двумя самыми большими сложностями в таком реакторе являются легковоспламеняющийся натрий и повреждение структур активной зоны быстрыми нейтронами.
Однако в 60-е годы, во времена зарождения атомной энергетики, быстрые натриевые рассматривались как наиболее простые на пути к замыканию топливного цикла.
А CNFC, в свою очередь, казался необходимым для строительства тысяч реакторов, для которых просто не хватило бы запасов изотопа урана-235. 
Самым «зрелым» и мощным представителем быстрых натриевых реакторов является БН-800.
В результате реакторы типа БН прошли самый длинный путь (20 когда-либо построенных и эксплуатируемых) от первых опытных установок до полноценных электростанций - Феникс и Суперфеникс во Франции, БН-600 в СССР и БН-800 в России.
.
В начале 80-х годов казалось совершенно очевидным, что к 2020 году в мире будут работать сотни и тысячи гигаватт быстрых натриевых реакторов.
Однако резкое замедление роста атомной энергетики и различные обстоятельства, такие как приход к власти «зеленых» во Франции или распад СССР, прервали этот подъем.
Во Франции, кстати, с 1995 по 1998 год функционировали все элементы CNFC - бридер плутониевого топлива, завод по переработке отработавшего топлива и завод по изготовление свежего топлива … 
Конструкция и характеристики не взлетевшего французского Супер Феникса
Сегодня быстрые натриевые реакторы с оксидным или более плотным топливом из смеси U238 и Pu239 находятся в шаге от начала замены водо-водяных реакторов и достаточно широко внедряются (5-10 единиц через 10-15 лет и становятся основой энергетики).
через 30-50 лет) в планы развития атомной энергетики четырех реально ее развивающих стран - Индии, Китая, России и Южной Кореи.
Реакторный зал Индийского натриевого БР ФБР
Ключевыми установками в этой области сегодня являются БН-600, БН-800 в России планируется МБИР у нас также есть опытные промышленные установки PFBR в Индии, АСТРИД во Франции.
Быстрый свинцовый реактор В отличие от предыдущего, реакторы с теплоносителем из расплавленного свинца существуют только на бумаге.
Этот тип был изобретен в попытке преодолеть проблемы БНов - пожароопасности натрия (и сопутствующих технических осложнений - подробнее см.
статья о БРЕСТЕ ), кипение натрия в активной зоне при авариях и связанная с этим опасность разгона реактора до мгновенные нейтроны .
Еще одним «экстренным» преимуществом свинца является удержание особо неприятных летучих продуктов деления урана — йода и цезия — в теплоносителе и экранирование от гамма-излучения ядерного топлива.
БРЕСТ-ОД-300 — самый современный проект свинцового реактора в мире на сегодняшний день.
Конечно, у свинца есть и свои недостатки.
Самое главное – высокая температура плавления (327 С), что означает большую осторожность в поддержании теплоносителя в расплавленном состоянии.
Известны также проблемы свинцовой коррозии стали, плохой совместимости с оксидным (наиболее распространенным) топливом и вообще можно говорить о слабой развитости реакторов этого типа.
Интересно, что на основе идеи эволюции натриевых бридеров в СССР родился достаточно революционный проект БРЕСТ, оптимальный для медленного развития атомной энергетики.
Помимо свинца, ключом к нему является идея однократной зарядки делящимся материалом - на старте, а затем подачи исключительно U238. 
Коллаж из фотографий разработки и испытаний элементов БРЕСТ-ОД-300. Такая работа занимает тысячи человеко-лет и стоит миллиарды рублей.
Иногда к свинцовой когорте добавляются свинцово-висмутовые реакторы.
Добавление в теплоноситель висмута снижает его температуру плавления до «натриевых» значений – примерно 100 С.
Реакторы с таким теплоносителем серийно устанавливались на подводных лодках проекта 705, однако при всей близости передать одну технологию невозможно.
другому.
Реактор АЛЬФРЕД со свинцовым теплоносителем — проект меньшего размера и проще, чем БРЕСТ, но и с меньшим техническим риском.
БРЕСТ, наряду с европейскими проектами ALFRED, на сегодняшний день являются единственными «живыми» головными проектами, имеющими финансирование и вероятность строительства.
Кроме того, существует строящийся бельгийский реактор MYRRHA со свинцовым теплоносителем, но это экзотическая и уникальная система ADS, где поток нейтронов, необходимый для работы на мощности, будет создаваться ускорительным источником.
Однако реальные преимущества и недостатки свинцовых реакторов по сравнению с натриевыми вряд ли будут поняты до 2030 года.
АЛЬФРЕД планируется построить в 20-е годы.
Быстрый реактор с газовым охлаждением Сегодняшние реакторы с газообразным теплоносителем являются китайской разработкой немецкого отделения HTR. У них настолько сбалансированный набор плюсов и минусов, что атомная отрасль не видит в них потенциала развития, кроме одного, о котором речь пойдет ниже.
Газовые реакторы будущего должны быть другими — бридеры с быстрым спектром нейтронов (что, кстати, весьма нетривиально для активной зоны с гелием — отличным замедлителем нейтронов), охлаждаемые инертным гелием и генерирующие электроэнергию с помощью газовая турбина.
Установка корпуса новый китайский газовый реактор 25.03.2016
Сегодня газоохлаждаемые реакторы не получили большого развития по ряду причин, главная из которых заключается в том, что в случае аварии типа LOCA (разрыв трубопроводов с потерей защитной оболочки реактора) активную зону охлаждать нечем.
с.
Чтобы как-то с этим справиться, тепло в случае аварии отводится через стенки, а размеры активной зоны раздуваются в десять раз по сравнению с реакторами с водяным охлаждением.
В четвертом поколении эту проблему придется решить, и если это удастся сделать, «газобыстрые» смогут заиграть совершенно новыми красками, обладая очень высокой эффективностью.
Расчетное изображение ГТ-МГР с газовой турбиной, сам газотурбогенератор и характеристики реакторной установки.
Никаких парогенераторов.
Этот одноконтурный высокотемпературный подход вкупе с совершенно другим видом топлива (вместо высокотехнологичного инженерного продукта, работающего топливом в PWR/BWR/BBЭR, что-то вроде лепки миллионов графитовых кирпичей или шариков с ураном частиц внутри) теоретически позволяет получить очень дешевую ядерную энергию.
энергия.
Однако пока до этого далеко – мы бы просто получили бридер с гелиевым теплоносителем и высокой температурой.
Еще одним важным преимуществом газовых реакторов является инертность и неактивность гелия, используемого в качестве теплоносителя.
Обратной стороной являются значительные энергетические затраты на прокачку гелия через активную зону.
Быстрый реактор с газовым охлаждением АЛЛЕГРО 
И перспективный мощный быстрый реактор с газовым охлаждением GFR. Было бы интересно понять, как они собираются охлаждать топливо при открытом реакторе.
Сегодня единственным активным проектом в этой области является европейский малый исследовательский реактор АЛЛЕГРО тепловой мощностью 75 мегаватт, использующий плутониевое топливо.
Его задача — изучить вопросы, стоящие перед проектировщиками крупного (теплового 2400 мегаватт) перспективного европейского газоразрядника GFR. Одной из самых сложных является высокая температура топлива и гелия.
Также можно отметить отечественный проект ГТ-МГР , когда-то разрабатывавшийся как альтернатива БН-800. 
И еще немного о производстве китайского HTR-PM. На этот раз к корпусу реактора пристыкован парогенератор.
Однако по части высоких температур газоохлаждаемые реакторы конкурируют с.
уже существующими сегодня газоохлаждаемыми реакторами.
Высокотемпературный газовый реактор Младший брат концепции №3, основная задача которой — стать источником ядерного тепла для химической и металлургической промышленности.
Для этого выхлоп гелия из реактора необходимо нагреть до 900 градусов Цельсия и выше.
Это направление попало в список перспективных главным образом из-за всплеска интереса к водородной энергетике в 90-е годы, когда подобные установки должны были производить водород (много водорода!) из воды пирохимическим методом.
Предлагаемая станция по производству водорода с использованием ВГТР.
Возможно, водород по-прежнему будет необходим в энергетическом секторе будущего в качестве аккумулятора энергии для систем, в которых доминируют возобновляемые источники энергии.
Основное отличие от предыдущей концепции состоит в том, что ради высокой температуры в ВТГР откажутся от воспроизводства топлива и замкнутых ядерно-топливных циклов.
Технической основой этого типа являются существующие газоохлаждаемые реакторы с заполненным сферическим (ТРИСО) или призматическим топливом.
У японского исследовательского реактора ХТТР , в частности, уже получена температура гелия 850 С.
Микросферы урана, диспергированные в графитовых блоках, являются одним из вариантов топлива для газоохлаждаемых реакторов.
Однако не очень большие трудности (по сравнению с другими участниками) с реализацией не делают HTGR фаворитом — вместе с угасанием интереса к водородной энергетике пропало и желание инвестировать в ядерные источники тепла.
Сегодня единственными, кто осваивает это направление, являются китайцы, которые строят первую опытно-промышленную установку ХТР-ПМ и имеют большие планы по развитию этого направления.
Однако, возможно, когда уголь станет слишком дорогим или неудобным для производства промышленного тепла, мы все равно увидим подъем ВТГР.
Одноконтурный сверхкритический водяной реактор При давлении выше 225 атмосфер и температуре выше 374 градусов вода перестает кипеть и превращается в нечто среднее между жидкостью и паром.
Если мы возьмем и попытаемся «разогнать» обычный PWR/BBЭR до таких параметров теплоносителя, то сможем получить множество необычных преимуществ.
- самое очевидное, что КПД установки увеличится с 33% до 42-43%
- мощность увеличится в 1,5 раза при примерно тех же размерах и стоимости реактора.
- менее очевидно - за счет высокой теплоемкости образующегося теплоносителя можно увеличить соотношение количества урана и воды в активной зоне и получить реактор с промежуточным спектром нейтронов с коэффициентом воспроизводства топлива в активной зоне 0,8. -1, т.е.
практически замыкая ядерный топливный цикл.
- из-за отсутствия кипения в активной зоне гораздо проще сделать одноконтурную реакторную установку - как в «котлах» BWR, что еще больше уменьшает количество оборудования, необходимого для получения полноценного реактора.
Конструктивно такие реакторы мало чем отличаются от обычных ВВ; все тонкости заключаются в конструкции топлива Более того, в теплоэнергетике имеется большой опыт создания пароэнергетических установок на сверхкритическом паре, т.е.
проблем, как при создании гигаваттной газовой турбины для газоохлаждаемых реакторов, не возникнет. Огромный опыт современной атомной энергетики в разработке PWR/BBЭR также играет ему на руку.
Топливо для таких реакторов имеет полости и каналы для движущихся элементов, изменяющих замедление нейтронов – спектральное регулирование реактора.
Основным препятствием для реализации этого направления является агрессивность пара при давлении 250 атмосфер и температуре 560 градусов (чего планируется достичь в проектах ОРСВ), что означает большой объем разработки новых материалов и конструкций.
.
Создать корпус реактора с такими параметрами тоже непросто, несмотря на то, что быстрые реакторы с металлическим теплоносителем обещают КПД 43%.
Американцы также предполагают многократное прохождение теплоносителя через активную зону.
Сегодня основные исследования по теме ОРС проводятся в России, Японии и США, где созданы проекты ВВЭР-СКД (см.
ссылку на большую обзорную статью) и японский SCFR и РМВР и американский ВЭЛВР - пока все полностью «бумажное».
Жидкосолевой реактор Святой Грааль ядерной энергетики, место поклонения всех разработчиков реакторов.
Гомогенная расплавленная смесь фторидов бериллия/натрия и фторида урана/плутония/тория образует жидкое ядро, которое не страдает от проблем с радиационной стойкостью.
Непрерывный отбор и очистка части солей от продуктов распада (в том числе нейтронных ядов) позволяет поддерживать высочайший уровень воспроизводства топлива и автоматически формирует замкнутый ядерно-топливный цикл непосредственно на станции.
Реактор можно легко остановить, например, осушив активную зону в ловушку, где она не будет критичной.
Причем сливную магистраль можно временно заткнуть при нормальной работе замерзшей пробкой из топливной смеси, т.е.
в случае потери управления остановка и локализация АЗ произойдет автоматически.
Тепло в реакторе этого типа необходимо отводить через теплообменники, расположенные в корпусе реактора (интегрального типа).
Европейские проекты жилищно-коммунального хозяйства.
Там, где другие проекты имеют чрезвычайно сложную механику ядра, в ЖСР — совершенно буддийская пустота.
Кроме того, ЖСР наиболее удобен (наряду с тяжелой водой) для включения в ториевый топливный цикл.
Помимо серьёзных ребят из Gen 4 IF, к использованию предлагаются и расплавленно-солевые реакторы.
разные стартапы Как обычно, преимущества являются и недостатками.
Отсутствие одного из барьеров распространения радиоактивности (оболочки твэла) вызывает вопросы у ядерных инспекторов.
Постоянное присутствие в расплаве буквально всей таблицы Менделеева вызывает большие проблемы с коррозионной стойкостью корпуса реактора.
Наличие рядом с реактором крупного радиохимического завода, помимо радиофобных проблем, порождает и проблемы с нераспространением ядерных материалов.
Ведь ЖСР - производитель не просто оружейного плутония, а лучшего, чем оружейный, в весьма заметных масштабах.
Фактически на такой АСУ можно будет производить оружейный материал стоимостью десятки ядерных бомб в год. 
Очередной ЖСР от стартапа Transatomic Power. Частота, с которой стартапы обращаются к жидкой соли, вызывает тревогу.
В 20-м веке в Соединенных Штатах действовали два небольших реактора на расплавленной соли - Эксперимент с авиационным реактором (ARE) и Эксперимент с реактором на расплавленной соли (MSRE), причем только второй оказался успешным и, как полагают, был закрыт в 1976 году в США.
в пользу гораздо более успешных (и в чем-то более простых) быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.
( Интересный документальный фильм на английском языке о MSRE) 
Реактор МСРЕ.
Здесь 1 - реактор, 2 - теплообменник 1-2 контуров, 3,6 - циркуляционные насосы, 7,8,9 - система отвода тепла из реактора в воздух, 10,11 - емкости слива расплавленной соли, 13 - замерзшая пробка для аварийного слива соли.
Сегодня, несмотря на регулярно возникающий интерес к этому «идеальному ядерному реактору», не существует ни одного профинансированного проекта строительства хотя бы исследовательской установки.
Разрабатываются только «бумажные» реакторы типа MOSART или MSFR или стартап-проекты.
Однако потенциальная перспектива заставляет проводить разнообразные вспомогательные исследования (например, по коррозионной стойкости) в надежде, что когда-нибудь прогресс в других областях (например, в материалах) даст толчок развитию ЛСР.
Заключение Если бы в мире снова возник сильный интерес к ядерной энергетике, то в запасе этой отрасли были бы разработки, которые могли бы решить многие проблемы устойчивого снабжения цивилизации энергией.
Однако в условиях, когда все вкусности пойдут на возобновляемый источник, скорее всего, для большинства перспективных концепций реакторов мы увидим только пилотные установки и их неторопливое развитие.
Теги: #Популярная наука #физика #ядерный реактор #реакторы 4-го поколения
-
Kernel.org Снова В Сети
19 Oct, 24 -
Сделай Сам: Как Снять Видео Дома
19 Oct, 24
