Самый безопасный и надежный ядерный реактор IV поколения: мнение экспертов в области ядерных технологий.
Атомные электростанции IV поколения считаются важным источником энергии для достижения долгосрочных целей. В настоящее время существует несколько проектов АЭС, однако по стратегическим, экономическим и даже политическим причинам в ближайшем будущем будут развернуты лишь некоторые из них. Таким образом, выбор идеальной технологии IV поколения затруднен. И только системный подход поможет принять решение при выборе соответствующей программы атомной электростанции IV поколения.
Методология, обычно используемая в проектах системного проектирования, «Процесс аналитической иерархии», применялась для оценки результатов на основе мнений экспертов. В качестве вклада в методологию анализа решений эксперты по ядерной энергетике разработали набор критериев отбора. Безопасность и надежность являются наиболее важной целевой областью, затем, с точки зрения приоритета, следуют управление отходами и экономика. В этой статье представлено, какой из шести (6) реакторов поколения IV является наиболее конкурентоспособным в целевой области безопасности и надежности.
Обзор шести (6) ядерных систем IV поколения
1. Реактор с очень высокой температурой (VHTR)
- VHTR - это тепловой реактор, охлаждаемый газообразным гелием и замедляемый графитом (твердый, может быть переработан). Температура на выходе из активной зоны (COT) от 900 ° C и до 1000 ° C, позволяет производить водород для сопутствующих промышленных применений. VHTR - это небольшой модульный реактор (SMR), обладающий потенциалом высокого выгорания, полной пассивной безопасностью, низкой стоимостью эксплуатации и обслуживания (O & M), а также модульной конструкцией, которая может частично компенсировать потерю экономии от масштаба. Несмотря на то, что его базовая технология была применена ранее в высокотемпературных газовых реакторах с сотнями часов работы, основные исследовательские потребности VHTR - производство топлива, материалов и водорода.
2. Реактор с расплавленной солью (MSR)
- MSR - единственный реактор четвертого поколения, использующий жидкое топливо (уран растворяется в теплоносителе с фторидной солью), которое циркулирует по графитовым каналам активной зоны (также является замедлителем). Эта новая особенность обеспечивает основу расширенного профиля безопасности, основанного на работе при низком давлении, устраняя необходимость применения твердого топлива. По сравнению с твердотопливными реакторами системы MSR предлагают гораздо более полный и эффективный расход топлива, имея более низкие запасы делящихся веществ и большую отрицательную обратную связь по реактивности. Такие характеристики обеспечивают MSR конкурентоспособность, но требуют дополнительных исследований и разработок (НИОКР) в области обработки топлива, материалов и надежности.
3. Реактор со сверхкритическим водяным охлаждением (SCWCR).
SCWCR, представляет собой эволюцию действующего реактора с кипящей водой (BWR). Это высокотемпературный реактор с водяным охлаждением высокого давления, который работает выше термодинамической критической точки воды, обеспечивая более высокую полезную электрическую эффективность (на 10% выше, чем BWR). Сверхкритическая вода напрямую приводит в движение турбину без необходимости использования вторичной паровой системы (например, парогенератора, осушителя, системы рециркуляции и т. д.), таким образом, повышая экономическую эффективность благодаря упрощению конструкции, что приводит к потенциальному снижению затрат на 30% по сравнению с существующим давлением реакторы (PWR). Имея опыт эксплуатации и пассивные характеристики безопасности, аналогичные реакторам на кипящей воде (BWR), все еще требуются исследования в области материалов и теплогидравлики.
4. Быстрый реактор с газовым охлаждением (СКФ).
- Как и другие реакторы с гелиевым охлаждением, GFR представляет собой высокотемпературный реактор с быстрым спектром действия, в котором используется технология аналогичная VHTR, которая подходит для выработки электроэнергии и термохимического производства водорода при промышленном применении. При высокой температуре COT 850°C он обеспечивает повышенную эффективность цикла Брайтона. GFR является единственной конструкцией четвертого поколения, не имеющей эксплуатационного опыта. Кроме того, основными потребностями НИОКР для этой реакторной системы являются топливо, термогидравлика и материал, поскольку внутренние части активной зоны подвергаются воздействию высоких температур и повышенного облучения.
5. Быстрый реактор с натриевым теплоносителем (SFR).
- SFR - это быстрый реактор, в котором в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, обеспечивающий высокую удельную мощность при небольшом объеме теплоносителя и низком давлении. Обладая высокой удельной теплоемкостью, натрий является хорошей охлаждающей жидкостью и менее агрессивен, чем свинец, но он вступает в химические реакции с водой и воздухом, поэтому требуется герметичная система охлаждения. SFR имеет десятилетия опыта эксплуатации реакторов и остается передовой технологией, представляющей интерес для GIF. Предлагаются три варианта: модульный тип мощностью 50-150 МВт; среднего и крупного размера мощностью 300-1500 МВт; и реактор петлевого типа мощностью 600-1500 МВт. Несмотря на то, что SFR является наиболее исследованным типом реактора на быстрых нейтронах, его основные недостатки - безопасность в случае потери теплоносителя, топливо и обращение с ним, а также варианты переработки.
6. Быстрый реактор со свинцовым охлаждением (LFR).
- LFR - это гибкий реактор на быстрых нейтронах, который может работать на обедненных урановых или ториевых матрицах. Он охлаждается жидкой свинцовой или свинцово-висмутовой эвтектикой (LBE), которая имеет высокую температуру кипения, не реагирует на воду и воздух, обладает превосходными нейтронными и термодинамическими динамическими свойствами. По сравнению с LBE чистый свинец является более распространенным, менее дорогим и менее агрессивным при высокой температуре. Предусматривается широкий диапазон типоразмеров: от батареи с мощностью 20-180 МВт до модульных батарей мощностью 300-400 МВт, и крупных установок мощностью 1400 МВт. Температура COT 550 ° C, но при 800 ° C возможно выделение водорода. Основными исследовательскими потребностями в области LFR являются топливо и современные материалы.
Основное - безопасность и надежность.
Безопасность и надежность являются приоритетом при выборе ядерной энергетической системы.
Рабочая температура и давление ядерной системы также учитываются, поскольку высокотемпературные системы могут потребовать большого механизма охлаждения, а системы высокого давления представляют опасность взрыва во время аварийных ситуаций. Кроме того, при повреждении активной зоны должно обеспечиваться эффективное смягчение и отвод тепла в случае аварий. В качестве критерия добавляется история эксплуатации, которая изначально не входит в метрику GIF. Жизнеспособность новой ядерной программы не может зависеть только от технологий, также требуется подтвержденный опыт, полученный при создании прототипов пилотных проектов и демонстрации результатов исследований. Кроме того, будущие АЭС будут способны противостоять внешним воздействиям и в высшей степени будут защищены от внутренних угроз с помощью пассивных систем безопасности, что, в итоге, повысит доверие населения к безопасности ядерных инфраструктур.
На рисунке представлен набор целей и критериев для этой целевой области. В соответствии с обеспечением безопасности и надежности SR1 необходимо учитывать четыре критерия: радиационное облучение SR1-1 (обычное), радиационное облучение SR1-2 (авария), надежность SR1-3, рабочая температура и давление SR1-4. В рамках истории эксплуатации SR2 необходимо учитывать четыре критерия: опыт эксплуатации SR2-1, пилотные проекты SR2-2, технико-экономическое обоснование SR2-3 и исследования и разработки SR2-4. В рамках цели SR3 Core Damage (повреждение ядра) необходимо учитывать два критерия: характеристики отвода тепла при затухании SR3-1 и восприимчивость SR3-2 к авариям с потерей теплоносителя. В соответствии с целью защиты растений SR4 существует один критерий - пассивные функции безопасности SR4-1.
Мнение экспертов по технологиям.
Для количественной оценки процесса отбора, мнения экспертов в области ядерных технологий были получены с помощью опроса. Цели сравнивались попарно. Каждая пара была оценена респондентами по шкале от 1 до 5, где 1 подразумевает одинаковую важность для обоих, в противном случае одно является более важным, чем другое. На рисунке ниже показан образец формы опроса, членство экспертов и широкий круг компаний и учреждений, участвующих в различных секторах ядерной энергетики, таких как научные исследования, академическая деятельность, проектирование и проектирование установок, эксплуатация, коммунальное хозяйство, техническое обслуживание, а также проектирование и производство топлива.
Анализ процессов аналитической иерархии и принятия решений.
Для определения основного фактора, который будет использоваться в процессе принятия решений, анализировались ответы из опроса каждой пары. Значения по шкале от 1 до 5 преобразуются в шкалу от 1 до 9 для анализа решения. Интерпретация таких значений для пары, сравнивающей критерии j и k, описана на рисунке ниже. Аналитический процесс иерархии (AHP) для анализа решений реализуется с помощью Super Decisions, программного обеспечения поддержки и принятия решений.
Оценка области безопасности и надежности.
Безопасность и надежность, являются наиболее важной целью, с оценкой 0,726. Эта область содержит три цели с наивысшей оценкой: безопасность и надежность работы (SR1), повреждение ядра (SR3) и защита растений (SR4). История операций (SR2) имеет 5-е относительное значение для всех целей. В таблице ниже представлены движущие факторы этой целевой области для шести конструкций реактора четвертого поколения.
По мнению опрошенных экспертов, «Безопасность и надежность в эксплуатации» (SR1) имеет самый высокий уровень приоритета, имея оценку 0,259. Эта цель описывается критериями радиационного воздействия (обычного и аварийного), надежности, а также рабочей температуры и давления. Реакторы, работающие при более высоких температурах, могут иметь улучшенную термодинамическую эффективность, но имеют недостатки механизма охлаждения в нештатных ситуациях. Для этого также требуются дополнительные или большие теплообменники. Кроме того, LFR, MSR и SFR работают при низком давлении, таким образом, обладая значительным преимуществом безопасности. Реакторные конструкции, работающие под высоким давлением, обладают потенциалом взрыва, особенно в аварийных ситуациях.
Конструкция VHTR направлена на предотвращение любых аварий, которые могут произойти на объекте и привести к значительным выбросам радиоактивности. Это также исключает нагрев топлива выше температурного предела, гарантируя его целостность. Технология SFR гарантирует уровень безопасности, по крайней мере, эквивалентный современному европейскому реактору под давлением (EPR). В то время как жидкие металлы являются высокоэффективными хладагентами, внутренняя часть активной зоны SFR чувствительна к перебоям в питании. Кроме того, безопасность SFR сильно зависит от реактивной природы натрия. Несмотря на то, что SCWR позволяет избежать проблем, связанных с фазовым переходом воды, конструкция не имеет каких-либо существенных преимуществ с точки зрения безопасности. Например, использование сверхкритической воды в ядерном реакторе вызывает много опасений. Хотя SCWR является единственной системой четвертого поколения, использующей воду в качестве теплоносителя, все еще не ясно, станет ли он значительно безопаснее, чем реакторные системы третьего поколения.
По сравнению с другими системами четвертого поколения, GFR представляется менее эффективным при возникновении внештатных сценариев, поскольку его теплоноситель не способен удерживать радиоактивные материалы. Так как демонстрация безопасности зависит почти исключительно от надежности и эффективности защиты, GFR требует гораздо большего развития, прежде чем он сможет соответствовать уровням безопасности, требуемым для реакторов четвертого поколения. В отличие от SFR, при использовании нереакционноспособной охлаждающей жидкости, LFR демонстрирует аналогичные недостатки, связанные с использованием высококоррозионных и эрозионных металлов (свинец или LBE), которые являются химически токсичными. В дополнение к этому, диапазон температур LFR также ограничен из-за высокой точки затвердевания свинца. Это делает LFR очень зависимым от рабочих процедур, что не является желательной характеристикой для реакторной системы IV поколения. Наконец, как единственный реактор, который использует жидкое топливо, MSR имеет несколько преимуществ, таких как отсутствие твердого топлива и обратная связь реактивности с большой отрицательной реакцией, что является уникальными характеристиками безопасности, которых нет в твердотопливных реакторах. Однако системы безопасности зависят главным образом от надежности и производительности системы отвода солей топлива в случае аварий. Кроме того, использование солей может приводить к коррозии и относительно высокой температуре кристаллизации.
Повреждение активной зоны (SR3) является второй по важности целью с результатом 0,230. Эта цель оценивается по двум критериям отвода тепла при затухании (SR3-1) и восприимчивость к потере охлаждающей жидкости при аварии (SR3-2). Для обеспечения пассивного средства удаления тепла распада необходима естественная конвекция в сердечнике и первичном контуре. Проектные обзоры показывают, что естественное конвективное охлаждение активной зоны и первичного контура является возможным для SFR и LFR, но эти функции еще предстоит проверить. В случае SCWR охлаждение посредством естественной конвекции может быть достигнуто с помощью изоляции конденсаторных систем. Для MSR и VHTR циркуляция охлаждающей жидкости считается нежелательной, но системы могут использоваться для охлаждения первичного контура снаружи, т.е. за счет проводимости и излучения. Однако при использовании GFR для удаления тепла распада требуется принудительная конвекция в активной зоне.
Защита растений (SR4) - третья по важности цель с относительным показателем 0,179. Эта цель оценивается критериями пассивной безопасности, которые гарантируют, что конструкции IV поколения будут обеспечивать приемлемые показатели безопасности в случае аварийных условий. Хотя система охлаждения не подключена к первичному контуру, VHTR имеет безопасную систему охлаждения, расположенную вне корпуса реактора. VHTR и SFR дополняются пассивными системами, вызванными изменениями температуры. Из-за риска разрушения конструкции, SFR и LFR требуют высокого уровня надежности, что усложняет архитектуру системы безопасности. Кроме того, риск реакции между натрием и водой дополнительно усложняет общую архитектуру безопасности SFR. С другой стороны, SCWR может использовать аналогичный опыт систем безопасности BWR, таких как турбонагнетатели и система пассивной конденсации пара. Наконец, GFR все еще имеет сложную систему безопасности, которая требует дальнейших исследований и разработок.
Как уже упоминалось, история эксплуатации (SR2) введена в качестве одной из целей, поскольку успех новой ядерной программы не может зависеть только от ее технологии, но также требует проверенного опыта пилотных проектов и демонстрации результатов исследований. Четыре системы четвертого поколения (VHTR, MSR, SFR, LFR) имеют значительный опыт эксплуатации во многих аспектах своей конструкции, что обеспечивает хорошую основу для дальнейших необходимых исследований и разработок и, означает, что они могут быть запущены в коммерческую эксплуатацию в кратчайшие сроки. Поскольку SCWR основывается как на большом опыте работы с кипящей водой, так и на опыте сотен электростанций, работающих на ископаемом топливе, работающих на сверхкритической воде, GFR остается единственной системой IV поколения, не имеющей опыта эксплуатации, поэтому в ближайшие годы пока не ожидается создания ее прототипа. Кроме того, спецификации GFR амбициозны, что ставит ряд технологических дилемм.
Заключение.
В качестве основных факторов, определяющих безопасность и надежность, рассматриваются температура на выходе из активной зоны, давление, характеристики удаления тепла распада и опыт эксплуатации. Реакторные конструкции, работающие при более низкой температуре и давлении, обладают значительным преимуществом безопасности. Более того, использование естественной конвекции для отвода тепла при затухании представляется оправданным в случае аварии. История эксплуатации обеспечивает хорошую основу для пилотных проектов. Установлено, что SFR соответствует этой целевой области, работая при относительно низкой температуре (500-550 ° C) и давлении. Кроме того, он создан с учетом 400-летнего опыта реакторов. SFR также использует естественную конвекцию, которая обеспечивает пассивное средство удаления тепла распада.
В целом, результаты этого проекта являются частично убедительными, поскольку основаны на мнении экспертов, а также на обзоре литературы. Важно отметить, что все еще существует ряд факторов и критериев, которые могут повлиять на процедуру отбора. Например, политические факторы могут «затмить все другие критерии». Тем не менее, результаты исследования могут быть использованы в качестве «отправной точки» для принятия решений. Однако уровень приоритетов или важности является гибким в зависимости от учреждения-исполнителя или конкретной потребности страны в создании будущих поколений ядерных систем.