Инновационные ядерные системы

    Рассмотрим предыдущие поколения реакторной технологии.

Поколение II (1970-2000 годы). Промышленные реакторы, введенные в эксплуатацию после  1974 года, до сих пор находятся в работе. Это в основном легководные реакторы, подразделяемые на две основные группы: с кипящим теплоносителем (BWR) и теплоносителем под давлением (PWR).

Поколение III (текущий период). Реакторы III поколения были впервые разработаны в 1990-х годах. Некоторые из них в настоящее время сооружаются; как правило, они относятся к реакторам с легководным теплоносителем. Сегодня продолжается работа по дальнейшему повышению их безопасности и улучшению эксплуатационных показателей, с дальнейшим снижением и без того низких выбросов радиоактивности в окружающую среду.

Реакторы IV поколения

    Сегодня международным сообществом отрабатываются подходы по созданию реакторов нового IV поколения реакторов, которые должны вступить в строй в 2020-2030 годах. Предложено 6 типов реакторов нового поколения. Четверо − быстрые реакторы. Существенно, что эти быстрые реакторы не являются обычными быстрыми бридерами. У них нет бланкетов, где образуется плутоний-239. Плутоний в них образуется а активной зоне, где выгорание большое, а технология пиропроцессинга не отделяет плутоний. (Пиропроцессинг представляет собой процесс, в котором материалы подвергаются воздействию высоких температур (обычно более 800° С) для того, чтобы вызвать химическое или физическое изменение.)
    Все реакторы работают при более высоких температурах, чем реакторы предыдущего поколения и могут использоваться в различных промышленных целях – в нефтехимии, выработке синтетического топлива, газификации биомассы, производстве стекла или цемента. Реакторы, кроме всего прочего предназначены и для производства водорода. Новые системы должны обладать более высокими эксплуатационными показателями, чем предыдущие поколения, в конкурентоспособности, безопасности и надежности.
    Новые системы  должны будут обеспечить утилизацию всех актинидов, образование минимальных объемов отходов. Их топливный цикл будет полностью замкнутым.

Ядерное топливо для реакторов IV поколения

    В настоящее время легководяные энергетические реакторы (ВВЭР, PWR, BWR) в качестве топлива используют диоксиды урана UO₂ и плутония PuO₂. Оксидное топливо используется также и на большинстве реакторов на быстрых нейтронах. Этот вид топлива инертен к воздуху (при Т < 1000 K) и воде, совместимо с материалами оболочек ТВЭЛов, имеет высокую температуру плавления. Однако у оксидов низкая теплопроводность, что приводит к высокому уровню рабочих температур топлива  и сравнительно низкая плотность, что снижает коэффициент размножения.  Несмотря на эти недостатки оксидное топливо предполагается использовать также и на реакторах IV поколения. Физические и химические свойства оксидов урана и плутония в течении десятилетий были хорошо изучены. Что касается альтернативных видов топлива, это далеко не так. Однако в последнее время работы по исследованию и использованию альтернативных видов топлива заметно активизировались.
    Улучшение эксплуатационных свойств ядерного топлива связан с переходом к более плотным по делящимся элементам и отличающимся более высокими теплофизическими свойствами топливным материалам.
    Металлическое топливо
    Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. При температуре 660 °C происходит фазовый переход, который сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200−500 °C уран подвержен радиационному росту − облучённый урановый стержень удлиняется. Для получения приемлемых для энергетических реакторов эксплуатационных качеств в металлических топливах уран обычно легируется молибденом, алюминием и другими металлами. Металлические топлива обычно имеют более высокую теплопроводность, высокую плотность расщепляющихся атомов. В то же время, у них низкие температуры плавления, различные неустойчивости к облучению, слабая коррозионная стойкость. Окисление металлического урана паром должно быть более опасным, чем известная (по Чернобылю, Фукусиме и проч.) пароциркониевая реакция*.
    Нитридное топливо
    Мононитрид урана рассматривается как потенциальное топливо для реакторов IV поколения. По сравнению с UO₂ у UN высокая плотность расщепляющихся атомов, высокие теплопроводность и температура плавления. У него хорошая совместимость с жидкометаллическими и газовыми теплоносителями — натрием, свинцом, гелием. Он также обладает превосходной, термической и радиационной стойкостью по сравнению со стандартным металлическим урановым топливом. Однако, у UPuN более низкая пластичность, чем у UO₂. Оно может крошиться при радиационном распухании и появлении трещин.

Быстрые реакторы, охлаждаемые газом

    Как и другие реакторы, в которых охлаждение производится гелием, они работают при температуре 850°C, что позволяет их использовать как для производства энергии, так и термохимического производства водорода и др. целей. Гелиевый теплоноситель выгодно отличается от натрия химической инертностью по отношению к воде и воздуху. Кроме того, его использование приводит к более жесткому спектру нейтронов и, следовательно, к большему коэффициенту воспроизводства.  При производстве электроэнергии используется двухступенчатая система. На турбину газ подается из второго конура. Топливо может содержать обедненный уран и другие материалы. Использованное топливо должно перерабатываться на месте и все актиниды неоднократно перерабатываться для минимизации образования долгоживущих радиоактивных отходов.

Быстрые реакторы, охлаждаемые свинцом

    Охлаждение жидким металлом (Pb или Pb-Bi) осуществляется естественной конвекцией. В качестве топлива служат обедненные металлический уран или нитрид, а также торий Все актиниды перерабатываются центральным или региональными заводами по переработке. Установки могут быть различных размеров от произведенной на заводе "батареи"  до модулей с электрической мощностью 300-400 МВт и больших производств с мощностью до1400 Мвт. Рабочая температура 550°C легко достигаться, но может быть повышена до 800°C, что делает возможным производство водорода.
    Недостатком Pb в качестве теплоносителя является его высокая температура плавления (328^оС), у (Pb-Bi) она существенно ниже (127^оС). Конструкционные материалы имеют низкую коррозионную стойкость с обеими теплоносителями. Борьба с этим недостатком ведется подбором соответствующих сталей и нанесением защитных покрытий.

Быстрые реакторы, охлаждаемые натрием

    Эксперименты с подобными реакторами проводились в течение более 50 лет в восьми странах. По сравнению с предыдущими разработками в новых реакторах не предполагается наличия бланкета. В качестве топлива могут использоваться различные его виды. Температура плавления натрия заметно меньше, чем у Pb и Pb-Bi. Температура первичного контура (500-550^о) с жидким натрием находится под давлением близким к атмосферному. Электричество производится с помощью вторичного натриевого контура. Предложено три варианта.: на 50-150Мвт. В металлическом U-Pu топливе содержатся актиниды, которые подвергаются термической переработке −  пиропроцессингу на месте, версия на 300-1500 мВт, и установка на 600-1500 мВт с MOX-топливом с переработкой топлива на центральных станциях.

Суперкритический водоохлаждаемый реактор

    Этот реактор работает с водой выше критической точки (374^о, 22Мпа) под давлением 25 Мпа и температуре 510-550°C, которая непосредственно поступает на турбину. Это позволяет достигать температурной эффективности приблизительно в трое большей, чем на обычных водных реакторах. В качестве топлива служит двуокись урана, также как и в открытом цикле. Однако реактор может быть построен и как быстрый реактор с обычной переработкой актинидов.

Реакторы с расплавленными солями

    Работы по использованию расплавленных солей в качестве теплоносителя как для тепловых, так и для быстрых реакторов проводятся уже не один десяток лет. В последнее время при разработке реакторов IV поколения интерес к этому направлению заметно возрос. Давление паров расплавленных солей, например 2LiF-BeF₂, LiF-NaF-KF и др., которые используются в качестве первичного хладагента, очень низкое и  практически не увеличивается при повышении температуры от примерно 500° C до примерно 1400° C. (Водно-водяные реакторы (ВВЭР/PWR) работают при температуре около 315° C при давлении 150 атмосфер). Кроме того, они  обладают достаточно хорошими теплопередающими свойствами, не повреждаются излучением, не реагируют с воздухом или водой и инертны к конструкционным материалам.
    Реакторы с расплавленными солями (ЖСР/MSR) могут работать с эпитермальными или быстрыми нейтронами и с различными видами топлива. В настоящее время большая часть интереса к возрождению концепции MSR связана с использованием тория.
    Расплавленная соль может работать только как теплоноситель. В другом варианте делящиеся материалы растворены в циркулирующей соли. Торий, уран и плутоний образуют подходящие фторидные соли, которые легко растворяются в смеси LiF-BeF₂.

Рис. 11. Примерная схема реактора с расплавленными солями.

    Рассмотрим этот вариант (рис. 11). Топливо, содержащая торий уран и плутоний и растворенное в расплавленной фторидной соли, циркулирует через вертикальные каналы в графите, который служит замедлителем. Топливная смесь течет при атмосферном давлении. Часть топливной смеси поступает на переработку c помощью пиропроцессинга. Продукты деления непрерывно удаляются. Выделенные актиниды с добавление свежего топлива снова растворяются в соли и возвращаются обратно в контур. Непрерывное очищение топлива от осколков деления позволяет уменьшить долю нейтронов, теряемых на паразитные реакции захвата осколками. Актиниды рециркулируют в первичном контуре. Неделящиеся изотопы актинидов конвертируют в делящиеся. Пока не поделятся, они остаются в реакторе. В принципе реактор может работать без остановки годами.
    Содержащий топливо первичный теплоноситель, течет к первичному теплообменнику, где тепло передается вторичному теплоносителю.  Петля вторичного теплоносителя переносит тепло для производства энергии или водорода. Диапазон рабочих температур реактора от  450⁰ C до 800⁰ C. Температура во вторичном контуре ниже, чем в первичном. Во вторичном контуре из экономических соображений обычно используются эвтектические смеси ZrF4-NaF-KF, ZrF4-KF, NaF-BeF2, а также LiF-NaF-KF (FLiNaK). Для выработки электроэнергии используется вторичная система охлаждения. Хладагент может также использовать для подачи в установку для производства термохимического водорода.
    Реакторы с расплавленными солями могут адаптироваться к различным ядерным топливным циклам (таким как циклы уран-плутоний и торий-уран), которые позволяют продлить топливные ресурсы. Они также могут быть спроектированы как бридеры. MSR на тепловых нейтронах может эффективно работать в топливном цикле ²³²Th - ²³³U в качестве ториевого бридера с наработкой ²³³U. В топливном цикле ²³⁹Pu - ²³⁸U режим бридера возможен на быстрых нейтронах.
    Реакторы с расплавленной солью обладают потенциальными преимуществами по сравнению с обычными твердотопливными водно-водяными реакторами.
    Из-за низкого давления в первичном и вторичном контурах нет необходимости в дорогостоящей первичной защитной оболочке (котле).
    Высокие температуры хладагентов обеспечивают высокий термодинамический КПД.
    У MSR отрицательный температурный коэффициент реактивности. Когда реактор нагревается, расплавленная соль расширяется, и ядерная реакция замедляется. При перегреве реактора заглушка растворяется и топливо сливается аварийные цистерны, где оно затвердевает, а деление прекращается.
    Постоянное удаление продуктов деления позволяет достичь намного более высокого выгорания топлива (> 50%).
    Так как в MSR актиниды почти полностью сжигаются, отходы, состоят, в основном, только из продуктов деления, имеют небольшой объем и относительно небольшие периоды полураспада

*Пароциркониевая реакция — экзотермическая химическая реакция между цирконием и водяным паром, которая идёт при высоких температурах. В результате образуется водород и выделяется большое количество тепла.