Малые АЭС и зачем они нужны. Часть 1⁠⁠

Атомная станция – это огромное сооружение из бетона и стали, способное обеспечить энергией большой город или даже небольшую страну. Но в последние годы все больше интереса вызывают проекты малых АЭС, мощностью до 300 МВт. В мире насчитывается уже более 70 проектов компактных, многоцелевых реакторов самых разных типов и конструкций, называемых SMR — Small Modular Reactor. А некоторые из них уже успешно работают. В этой статье я расскажу о том, что такое малые АЭС, зачем они нужны, в чем их отличия, преимущества и недостатки по сравнению с классическими АЭС, а также пройдусь по основным типам малых реакторов с конкретными примерами. Ну и конечно, посмотрим на позиции России на рынке малых АЭС и их перспективы с учетом текущей международной обстановки.

На фото первая малая АЭС. Российская. Фото: «Страна Росатом»

Что такое малые АЭС?

Атомная энергетика была освоена человечеством уже около 70 лет назад. В 1954 году в Обнинске была запущена первая в мире АЭС. С тех пор атомные станции появились в более чем 30 странах, а количество атомных энергоблоков в мире составляет более 440 штук. Атомная энергетика дает около 10% всей электроэнергии в мире.

При этом мирная атомная энергетика исторически вышла из военных программ по созданию ядерного оружия и появилась изначально в промышленно развитых странах, таким оружием обладающих – СССР, США, Великобритании, Франции, а чуть позже и в Китае. Атомные станции позволили этим странам обеспечить свое бурное развитие и удовлетворить растущий спрос на энергию новым способом, без использования угля, нефти и газа. Огромные потребности в энергии и развитая энергосистема этих стран способствовали развитию атомной энергетики в одном направлении – создании все более мощных атомных энергоблоков. Сейчас один энергоблок АЭС может иметь мощность до 1100-1600 МВт. Такие крупные станции позволяли делать их более экономичными, ведь расход материалов, стали и бетона, на единицу мощности у них ниже, да и затраты топлива тоже.

Крупнейший в мире энергоблок на финской АЭС Олкилуото-3 EPR мощностью 1650 МВт. Вид изнутри реакторного здания диаметром 46 м. Сравните с реакторным отделением на первом фото в статье.

Однако в последние годы все больше интереса связано с развитием так называемых атомных станций малой мощности (АСММ), или по западной классификации SMR (small modular reactors) – малых модульных реакторов. Именно модульность, т.е. высокая степень заводской сборки оборудования в виде отдельных модулей, является важной чертой SMR. Другая особенность – мощность. По классификации Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) к SMR относятся станции электрической мощностью до 300 МВт. Хотя это деление довольно условно и иногда к ним относят и АЭС средней мощности – до 700 МВт. Кроме того, существует отдельная классификация микро-АЭС – до 10 МВт.

В МАГАТЭ примерно раз в два года выпускается обзорный доклад по существующим проектам SMR. В обзоре 2011 года насчитывали 45 проектов, в 2016 году рассматривалось уже 48, а в 2018 – 56. В последнем обзоре 2020 [1] года рассмотрены более 72 проектов, которые разрабатывают почти в двух десятках стран как крупные корпорации, так и небольшие стартапы. При этом 17 из 72 проектов – российские.

При этом реально работающих SMR пока немного. В эксплуатации всего два проекта – российская плавучая АЭС «Академик Ломоносов» с двумя блоками КТЛ-40 и китайский двухреакторный энергоблок HTR-PM. Еще несколько проектов находятся на стадии строительства.

Проекты SMR и стадия их реализации. Данные МАГАТЭ на 2020 год (слегка устарели).

Согласно одному из исследований 2021 года, рынок SMR вырастет с $3,5 млрд. в 2020 до $18,8 к 2030. А по некоторым оценкам и до $300 млрд. к 2040. Росатом оценивает мировой рынок АСММ мощностью 50-300 МВт в 10 ГВт, а для станций мощностью до 10 МВт – в 6 ГВт. Т.е. речь может идти о сотнях малых энергоблоков. Сам Росатом планирует занять на этом рынке до 20% к 2030 году.

Особенности малых АЭС

Обычный энергоблок АЭС из-за своего размера и сложности проектируют и строят минимум 5-10 лет и стоит он не менее 5-7 млрд долларов. Малые АЭС планируется строить в разы быстрее, обычно в диапазоне 2-3 лет, поскольку большая часть оборудования будет делаться серийно на заводах и доставляться на место в виде отдельных модулей. Модульность должна упростить и обслуживание реакторов, и их утилизацию.

Упрощение конструкций, модульность и заводское серийное исполнение должны привести к снижению удельных затрат и стоимости SMR по сравнению с обычными АЭС, однако эти показатели еще нужно подтвердить на практике, когда строительство SMR действительно будет серийным. Но даже если удельные показатели будут сопоставимы или выше, чем для обычных АЭС, в целом малая АЭС будет все равно дешевле традиционной, и потенциальных покупателей у них может быть больше. При этом малые и обычные АЭС не всегда конкуренты в прямом смысле, у них разные ниши.

Различные проекты SMR и страны, где они разрабатываются

Для понимания приведу такую аналогию. Представьте, что вам нужно перевозить грузы. Если их много, вам пригодится мощный КАМАЗ. Но если вам нужно возить не так много, то удобнее взять ГАЗель, пусть ее удельные показатели стоимости перевозки груза и расхода топлива даже хуже, чем у КАМАЗа. Можно отвезти небольшой груз и на КАМАЗе, но это выйдет дороже, да и не везде КАМАЗ проедет. Так и малые АЭС, как ГАЗель, смогут решать задачи, для которых традиционные большие АЭС, КАМАЗы, непригодны или избыточны.

Кстати, по поводу топлива. Малые АЭС иногда могут давать больше отходов и отработавшего топлива на единицу произведенной энергии, чем обычные АЭС, за счет меньшего КПД, утечки нейтронов из небольшой активной зоны и как следствие низкой глубины выгорания топлива. В первую очередь это касается водо-водяных реакторов. Недавно на эту тему вышла большая научная статья, хоть она и критиковалась.

Тем не менее ряд проектов, особенно быстрые, жидкосолевые или газоохлаждаемые реакторы, наоборот могут дать принципиально новые возможности и преимущества в плане топливного цикла. К тому же многое будет зависеть от страны использования АЭС и принятой там системы обращения с отходами и переработкой топлива. Однако малые АЭС могут иметь ряд иных преимуществ, например, новый функционал (коммунальное и промышленное тепло, маневренные мощности, производство водорода и т.д.), которые уже сложно сравнивать напрямую с обычными АЭС по показателям выработки электроэнергии.

Небольшие размеры позволяют существенно увеличить и безопасность малых АЭС. Наиболее опасный сценарий аварии на любой АЭС связан с потерей охлаждения реактора и риском перегрева и расплавления ядерного топлива. Именно это, например, случилось на АЭС «Фукусима» в 2011 году и на АЭС «Три Майл Айленд» в США в 1979 году. С учетом того, что в обычной АЭС загружается порядка 100 тонн ядерного топлива, для его аварийного охлаждения нужны большие запасы воды и много систем для ее подвода. В малых АЭС топлива гораздо меньше, и в случае аварии реактор и топливо можно эффективно охладить гораздо меньшими усилиями, даже пассивными системами без участия человека. Это позволяет улучшить и экономику проектов, поскольку отпадает необходимость в ряде сложных систем безопасности, необходимых для крупных АЭС.

Распределение некоторых проектов SMR по мощности

Компактный дизайн позволяет размещать реакторы даже под землей, что так же повышает безопасность как самих станций в случае природных катаклизмов, так и защиту окружающей среды в случае серьезной аварий на самой станции. Кроме того, большинство типов реакторных установок, предлагаемые для АСММ, относятся к реакторам IV поколения и исключают возможности аварий типа Чернобыльской за счет свойств естественной безопасности. Т.е. в случае каких-то отклонений от нормальной работы реактор сам будет безопасно остановлен и охлажден без участия человека. Все это позволяет для многих малых АЭС даже в случае серьезных аварий избежать необходимости эвакуации ближайшего населения и выхода радиоактивности в окружающую среду.

Кроме того, современная автоматика позволяет сделать такие АЭС более автономными и требующими меньше персонала. Поскольку многие малые АЭС нацелены на работу в удаленных районах, они рассчитаны и на более длительную работу без сложного обслуживания. То же касается и снабжения их топливом. Если в обычных АЭС используется урановое топливо, обогащенное по изотопу урана-235 до 5%, то во многих малых АЭС планируется использовать более обогащенное топливо – до 20% по урану-235. Поэтому в отличие от обычной АЭС, которую нужно примерно раз в год-полтора останавливать на несколько недель для перегрузки топлива, малые АЭС могут работать без перегрузки топлива по нескольку лет или даже десятилетий.

Но повторю, что многие из названных параметров и характеристик еще нужно подтвердить на практике. Из более 70 проектов разных SMR лишь два уже реально работают в единичных экземплярах – российский плавучий энергоблок «Академик Ломоносов» с реакторами КЛТ-40 и китайский HTR-PM.

Давайте ниже последовательно рассмотрим некоторые примеры проектов разных технологий – водо-водяные реакторы наземного базирования, SMR морского базирования, быстрые реакторы, реакторы на расплавах солей и отдельно микрореакторы.

Классический подход – водо-водяные наземные реакторы

Наиболее освоенная в атомной энергетике технология – это водо-водяные реакторы. Такой тип реакторов применяется на более 80% АЭС мира и на всех действующих морских ядерных судах, кораблях и подводных лодках. Не удивительно, что почти половина всех проектов SMR – это водо-водяные реакторы.

Такие реакторы имеют прочный стальной корпус, внутри которого находится твердое ядерное топливо и циркулирует вода. Она выступает сразу в двух ролях, поэтому реакторы и называются водо-водяными. В роли замедлителя нейтронов, что важно для протекания ядерных реакций, и как теплоноситель для отвода тепла от топлива. Это тепло передается к парогенераторам, в которых образуется пар, пар идет на турбину, турбина вращает генератор, а он уже вырабатывает электричество. Классика.

Особенность многих водо-водяных SMR лишь в том, что такие реакторы обычно более компактны и имеют интегральную компоновку. Т.е. в отличие от крупных АЭС, большинство компонентов первого контура, включая парогенераторы, находится прямо внутри корпуса реактора. Ниже подробнее рассмотрим некоторые примеры.

Демонстрация интегральной компоновки мини-ВВЭР. В центре показан первый контур классического PWR (ВВЭР) с его элементами (реактор, парогенерераторы, ГЦН и т.д.). Слева и справа на примере разных SMR с интегральной компоновкой показано, как те же элементы размещаются внутри единого корпуса, либо вообще исчезают за ненадобностью или сокращаются в количестве

Пример: NuScale

Один из наиболее известных и раскрученных проектов наземных водо-водяных SMR – американский проект NuScale одноименной компании. Это первый проект SMR, получивший одобрение на проектирование от Комиссии по ядерному регулированию США в 2020 году. Суммарные инвестиции и вложения в проект с стороны Министерства энергетики США составляют порядка 1 млрд долларов.

Реактор NuScale, инфографика Science

Энергоблок имеет электрическую мощность 60 МВт, хотя последняя версия предполагает повышенную мощность в 77 МВт. Реактор, как и большинство SMR, имеет интегральную компоновку, т.е. внутри корпуса высотой 19,5 м и диаметром в 2,7 м размещается весь первый контур реактора, включая два вертикальных парогенератора. Корпус в свою очередь помещен в модуль высотой 22 м и диаметром 4,5 м.

На одной площадке может размещаться 4, 6 или 12 модулей суммарной мощностью 308, 462 и 924 МВ, соответственно. Модули размещаются в общем бассейне, обеспечивающем безопасность при расхолаживании и операциях перегрузки топлива. В ректоре используется такое же по составу топливо, как и на обычных АЭС — диоксид урана обогащением 4,95% по U235. Раз в два года будет перегружаться 1/3 топлива.

Разработчики заявляют LCOE (levelized cost of electricity) проекта на уровне $40-$65 за МВт*ч, что ниже показателей для классических западных АЭС и вполне конкурентно с ветровой и солнечной энергетикой (см. данные МЭА ниже). Однако каковы будут экономические показатели на практике еще предстоит увидеть.

LCOE различных технологий по регионам, данные МЭА. Картинка кликабельна.

Первый модуль NuScale на новой АЭС VOYGR в Айдахо должен заработать к 2029 году. Не без помощи администрации США, компания уже подписала более 20 соглашений о намерениях строительства АЭС в 11 странах помимо США, включая Канаду, Японию, Великобританию, Польшу, Украину, Казахстан, Румынию и других. Подробнее о проекте можно почитать в Атомном Эксперте или на сайте компании.

Примеры: CAREM и ACP100

В отличие от NuScale, аргентинский проект CAREM и китайский ACP100 не так раскручены, но уже находятся на стадии строительства. Как и большинство SMR оба имеют интегральную компоновку.

Аргентинский CAREM строят с перерывами с 2014 года, при этом его разработки начались за 30 лет до того. Реактор мощностью чуть более 30 МВт будет лишь прототипом. Будущие SMR на его основе будут иметь мощность 100-200 МВт. Физпуск запланирован на 2023 год, но скорее всего будет позже.

Строительство первого демонстрационного китайского ACP100 началось в июле 2021 г. Два малых блока по 125 МВт будут размещены на площадке действующей АЭС «Чанцзян» на острове Хайнань. Интересно, что сами реакторы будут размещены ниже уровня земли. Завершение строительства и запуск первого ACP100 намечен на 2025 год. Развитие проекта предполагает создание линейки многофункциональных реакторов мощностью от 25 до 200 МВт, предназначенных для выработки электричества, тепла и опреснения воды. При этом возможно и создание версий плавучих АЭС с такими реакторами. Подробнее об ACP100 можно почитать тут и тут.

Реактор ACP100 (слева) и энергоблок с двумя реакторами (справа). Фото Atominfo.ru

Большинство других проектов водо-водяных наземных SMR (более 25 в 12 странах) пока находятся на стадии проектирования, лицензирования, либо имеют лишь концептуальный дизайн. Среди них есть и многочисленные классические реакторы под давлением, и кипящие реакторы, например BWRX-300, который хотят построить в Канаде к 2028 г, и тяжеловодные реакторы, например канадский CANDU SMR и чешский TEPLATOR. Сравнение характеристик некоторых из них показано в таблице ниже:

Сравнение параметров некоторых водо-водяных SMR. Картинка кликабельна.

Водо-водяные SMR морского базирования

Исторически, первые водо-водяные реакторы малой мощности проектировали в США и СССР для атомного флота – подводного и надводного. Для гражданских целей они стали широко применяться в СССР на атомных ледоколах с конца 1950-х. За это время сменилось четыре поколения атомных установок: ОК-150 (а/л «Ленин», 1957 г), ОК-900А (а/л «Арктика» пр. 10520), КЛТ-40 (а/л «Таймыр» пр 10580), РИТМ-200 (УАЛы пр. 22220 с 2019 г). И не удивительно, что как раз на основе опыта судовых реакторов и как раз в России и была сделана первая современная малая АЭС.

Это я на Северном полюсе в августе 2021 г. В течение 10 дней этого похода я был на ледоколе «50 лет Победы» с парой работающих реакторов ОК-900А. Но иногда, как видите, приходилось его заводить с толкача (шутка).

Поэтому первым современным SMR стала российская плавучая атомная теплоэлектростанция (ПАТЭС) в городе Певек, на Чукотке, которая работает в промышленной эксплуатации с мая 2020 г. В ее составе находится один плавучий энергоблок «Академик Ломоносов» мощностью 70 МВт. Энергоблок представляет собой несамоходную баржу, на которой размещены реакторы, турбины, места хранения топлива и даже помещения для персонала. Его построили на Балтийском заводе в Санкт-Петербурге, а затем отбуксировали на место работы на Чукотке в полном соответствии с модульным подходом к строительству малых АЭС.

ПАТЭС в г. Певек, Чукотка. Фото автора, октябрь 2021

Плавучая АЭС заменит на Чукотке старую Билибинскую АЭС и угольную станцию, которая долгие годы загрязняла регион выбросами и требовала постоянного подвоза большого количества угля в этот отдаленный район. Плавучий энергоблок обеспечивает небольшой город не только электричеством, но и теплом, и горячей водой. Все это я наблюдал самостоятельно, когда был в Певеке и на ПАТЭС осенью 2021 года.

Эволюция российских морских водо-водяных реакторов — слева-направо. Справа вверху модульный КЛТ-40, внизу — интегральный РИТМ-200. Источники: 1 и 2.

На энергоблоке размещаются две реакторные установки КЛТ-40 электрической мощностью по 35 МВт и сроком службы в 40 лет. Такие реакторы уже более 30 лет используются на ледоколах «Вайгач», «Таймыр» и лихтеровозе «Севморпуть». Но в отличие от плавучей АЭС, на этих судах всего по одному реактору. Так что первая плавучая АЭС была простроена на уже хорошо проверенных и освоенных технических решениях.

Паропроизводящая установка КЛТ-40С на ПАТЭС «Академик Ломоносов». Фото «Страна Росатом».

Однако будущие плавучие АЭС будут уже с новыми реакторами. Сейчас идет строительство еще четырех плавучих энергоблоков с реакторными установками РИТМ-200 мощностью по 55 МВт и сроком службы до 60 лет. В отличие от КЛТ-40, где была блочная компоновка (элементы первого контура рядом, но не в одном корпусе), РИТМ-200 уже имеет интегральную компоновку, поэтому он почти вдвое более легкий и компактный, и при этом более мощный.

РИТМ-200 уже серийно выпускается, эти реакторы ставят на новые атомные ледоколы проекта 22220. Четыре реактора уже работают на ледоколах «Арктика» (с 2019) и «Сибирь» (с 2021). На строящемся третьем ледоколе этого типа «Урал» в мае 2022 г. два реактора уже прошли стадию физпуска. Еще два реактора изготовлены для следующего ледокола «Якутия». Так что уже изготовлены минимум 8 РИТМ-200, а серия заказов для ледоколов и АЭС насчитывает еще около 10 штук. Таким образом, РИТМ-200 на текущий момент самый массовый и освоенный реактор для малых АЭС.

Серия реакторов РИТМ и их назначений. Инфографика Росатом Оверсис.

Помимо 4 плавучих АЭС с РИТМ-200, которые планируют построить к 2030 году на Чукотке, к 2028 году планируется и наземная станция с такой реакторной установкой в Якутии.

По плавучим АЭС уже есть и некоторые финансовые показатели. Я делал их оценки в прошлой статье про АЭС для Газпрома. Почитайте, там про то как можно уменьшить углеродный след экспортируемого газа с помощью АЭС. Это, правда, уже не очень актуально для Газпрома, но зато интересно с технической точки зрения. Так вот, сумма контракта на 4 плавучих АЭС с РИТМ-200 суммарно составляет 190 млрд рублей, т.е. капитальные затраты примерно 6000 $/кВт мощности. Это чуть выше, чем для обычной российской АЭС с ВВЭР-1200 – около 4500 $/кВт, но ниже, чем для западных проектов типа EPR-1600 – около 8000 $/кВт. При этом по контракту, Росатом обязуется поставлять электроэнергию ПАТЭС по цене 6 р/кВт*ч (около 80 $/МВт*ч по курсу 75 р/$), что относительно недорого для Чукотки. Это чуть выше чем LCOE обычных АЭС (70-80$МВт*ч), но для условий крайнего севера вполне конкурентно.

Особенность морских реакторов, и КЛТ-40 и РИТМ-200, – способность работать в маневренном режиме, с быстрым набором и сбросом мощности, и большее, чем у обычных ВВЭР, обогащение топлива – до 20% вместо 5%. Большое обогащение позволяет реже перегружать топливо. Это повышает автономность работы установок, что особенно важно для подводных лодок, для которых и разрабатывались предшественники таких реакторов. В них обогащение могло превышать 40%, и даже доходить до 90%. Однако для гражданских реакторов используют обогащение не более 20%, что позволит экспортировать такие установки без нарушения международного режима нераспространения ядерных материалов, которые могут использоваться в военных ядерных программах. На США уран такого промежуточного обогащения, от 5% до 20%, называют HALEU (high-assay low-enriched uranium). В России переводной термин пока не прижился, но чаще всего его называют высококонцентрированным низкообогащенным ураном или ураном повышенного обогащения.

При этом у новых SMR все равно будет большая автономность. КЛТ-40 на «Академике Ломоносове» нужно перезаряжать раз в 3-4 года в зависимости от выработки. На РИТМ-200 перегрузка топлива нужна будет уже раз в 10 лет. При этом при перегрузке будет заменяться топливо из всей активной зоны целиком. Такой длительный интервал между перегрузками для РИТМ-200 позволит в будущем совмещать эту процедуру с ремонтами и буксировкой АЭС на заводскую базу, что исключит необходимость во временном хранилище ОЯТ на станции, и позволит не перекладывать процедуры обращения с ОЯТ на эксплуатирующую организацию или страну-заказчика в случае экспортного варианта, что тоже способствует соблюдению режима нераспространения.

Стоит добавить, что плавучие АЭС и SMR для них разрабатывают не только в России. В Китае разрабатывают морскую версию компактного ВВР ACPR50S электрической мощностью 50 МВт. Контракты на постройку были подписаны еще в 2016 году и к 2022 году должен был появиться прототип, но пока о нем не слышно. Интересно, что сейчас Китай строит два корпуса (собственно баржи) для двух первых российских АЭС с РИТМ-200, так что в части плавучих АЭС у России и Китая существует взаимодействие, а возможно и обмен опытом.

Проект плавучего энергоблока компании Seaborg c реактором на расплавах солей.

Помимо водо-водяных реакторов, есть и проекты других реакторных установок для плавучих АЭС. Например, датская компания Seaborg разрабатывает плавучую АЭС с жидко-солевым быстрым реактором мощностью от 200 до 800 МВт и сроком службы в 24 года. Совместно с южнокррейской судостроительной компанией Samsung Heavy Industry они планируют создать прототип к 2024 году, и начать серийный выпуск с 2026 года, но верится в такие короткие сроки мало.

Быстрые жидкометаллические SMR

Среди малых АЭС и SMR существует довольно много проектов совершенно иных конструкций, чем традиционные водяные реакторы. Например, это быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). Существует порядка 10 проектов таких SMR.

В России есть богатый опыт строительства быстрых натриевых реакторов. Уже давно работают крупные блоки БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС, а для разработки новых поколений быстрых реакторов в Димитровграде сейчас идет строительство исследовательского натриевого реактора МБИР. К SMR можно отнести реактор БРЕСТ-ОД-300, который начали строить в Северске летом 2021 и планируют запустить в 2026 году.

БРЕСТ-ОД-300

Это быстрый реактор со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт. Это один из главных объектов проекта «Прорыв» по замыканию ядерного топливного цикла. Задача в том, чтобы прямо на одной площадке иметь реактор и инфраструктуру для переработки облученного топлива, и фабрикации нового топлива. В реактор будет загружаться нитридное уран-плутониевое топливо, затем его будут перерабатывать и удалять продукты распада, а из выделенного плутония и урана собирать новое топливо с добавкой лишь отвального обедненного урана. Это должно дать многократное расширение топливной базы и существенное сокращение объема и состава ядерных отходов. При этом сам реактор относится к поколению IV с естественной безопасностью. Впрочем, реальные параметры работы всего комплекса еще надо будет посмотреть на практике.

Но поскольку статья посвящена SMR, а не быстрым реакторам и замыканию топливного цикла в целом, стоит сказать, что БРЕСТ-ОД-300 это скорее прототип, причем не прототип быстрого SMR, а прототип будущего свинцового реактора БР-1200, который вместе с натриевым реактором БН-1200 будет рассматриваться как серийный блок для быстрой энергетики России будущего.

Из того что можно отнести к быстрым именно SMR, наиболее известный проект — это реактор Natrium, совместная разработка компании TerraPower Билла Гейтса и GE Hitachi Nuclear Energy.
Это энергоблок с быстрым натриевым реактором электрической мощностью 345 МВт в комбинации с системой накопления тепла в виде емкостей с расплавами солей, которая позволит ему временно повышать мощность до 500 МВт и работать таким образом в маневренном режиме. Так что Natrium позиционируется как решение именно для энергосистем с высокой долей возобновляемых источников.

Энергоблок Natrium. Рисунок TerraPower.

Проект Natrium стал одним из двух SMR (вместе с X-Energy, о котором ниже), выбранных и поддерживаемых Министерством энергетики США (DOE) в рамках Advanced Reactor Demonstration Program (ARDP) для частичного финансирования испытаний, лицензирования и строительства прототипа. Проект уже получил 80 млн$, а всего в рамках программы ARDP планируют вложить в разные проекты около 3,2 млрд $. В качестве топлива в Natrium будет уже упоминавшийся HALEU, т.е. обогащенный до 20% уран в металлической форме. Для обогащения урана и фабрикации этого топлива TerraPower совместно с компанией Centrus при поддержке DOE собирается организовать в штате Огайо новое производство.

В конце 2021 года была определена площадка для первого Natrium в штате Вайоминг, недалеко от закрывающейся угольной станции. Лицензию на строительство планируют получить в середине 2023 года, и затем в течение 7 лет построить и запустить энергоблок.

Помимо Natrium и БРЕСТ существует довольно проработанный проект российского свинцово-висмутового реактора СВБР-100, которому, правда, хронически не везет с финансированием. Кроме того, в мире существуют проекты, в основном концептуальные, других быстрых ЖМТ SMR: натриевые ARC-100 (Канада) и 4S (Япония), свинцовые LFR (Люксембург), SEALER (Швеция), Westinghouse Lead Fast Reactor (США), SUPERSTAR (США) и свинцово-висмутовый MicroURANUS из Южной Кореи.

Высокотемпературные газоохлаждаемое реакторы (ВТГР)

Еще одно интересное техническое направление малых АЭС – это газоохлаждаемые реакторы. В качестве теплоносителя в них используется гелий, который может разогреваться до 700-900 градусов. Это вдвое выше температур теплоносителя в водяных реакторах и даже выше, чем в жидкометаллических. Помимо того, что это повышает КПД установки до более 40% против около 33% для водо-водяных реакторов, это позволяет использовать ВТГР как источники тепла для различных промышленных процессов, большинство из которых невозможно заменить ничем кроме сжигаемого топлива. Т.е. такие реакторы – почти уникальная опция для декарбонизации промышленности и производства водорода.

Температуры разных SMR по типам и области их применения. Схема МАГАТЭ.

В декабре 2021 года в Китае был подключен к сети первый такой энергоблок на АЭС SHIDAO BAY. Конструкция его любопытна не только тем, что это первый газоохлаждаемый SMR, но и тем, что на одну турбину мощностью 210 МВт работают сразу два реактора HTR-PM тепловой мощностью по 250 МВт. Первый контур реакторов охлаждается гелием под давлением 70 атмосфер, который нагревается при прохождении через активную зону с 250 до 750 градусов. В дальнейшем в Китае планируют построить уже коммерческий блок HTR-PM600 мощностью 650 МВт с шестью реакторами.

Схема энергоблока АЭС SHIDAO BAY с двумя HTR-PM

В качестве топлива в ВТГР используют не традиционные тепловыделяющие сборки с цилиндрическими твэлами, а топливо в виде шариков – сферических твэлов, так называемое TRISO (TRIstructural ISotropic)-топливо, известное с 1960-х годов. Каждый твэл представляет собой многослойную углеродную сферу диаметром около 6 см, в которую включены небольшие собственно TRISO-частицы – фрагменты уранового топлива размером менее 0,5 мм, покрытые несколькими слоями пироуглерода и карбида кремния. Внутри одного твэла находится до 20 тысяч TRISO-частиц, а общая масса урана в одном твэл – около 7 г. Обогащение может быть до 20%, но конкретно в китайском HTR-PM оно составляет 8,5%. Всего в один реактор загружается более 400 тысяч твэлов, которые частично перегружаются прямо на работающем реакторе – засыпаются сверху и высыпаются снизу.

Структура TRISO топлива

TRISO топливо отличается высокой теплоемкостью, механической и термической стойкостью, что позволяет надежно удерживать продукты распада внутри твэлов, обеспечивает длительное безопасное естественное охлаждение топлива и практически исключает аварии с расплавом топлива. И при этом TRISO-топливо позволяют достигать в несколько раз большей глубины выгорания – до 80-160 МВт*сут/кгU, тогда как у обычных водо-водяных реакторов оно в лучшем случае составляет 60-70 МВт*сут/кгU. Все эти параметры в комплексе позволяют относить ВТГР к 4-му поколению реакторов – более безопасных и эффективных, чем основной парк действующих АЭС.

Американский проект ВТГР Xe-100 компании X-Enegry

В США существует близкий по параметрам в HTR-PM проект ВТГР под названием Xe-100 компании X-Enegry. Он, как и проект Natrium, получает поддержку и частичное финансирование от DOE в рамках программы развития перспективных SMR. Xe-100 имеет тепловую мощность в 200 МВт, электрическую в 80 МВт и срок службы в 60 лет. Прототип из 4 модулей планируют построить к 2027 году в штате Вашингтон.

Небольшие экспериментальные ВТГР так же работают в Китае и Японии уже более 20 лет. В целом в мире существует более десятка проектов ВТГР, в том числе и в России, но пока на бумаге...

*Статья очень объемная, продолжение в источнике...

Подписывайтесь на наш блог, чтобы не пропустить новые интересные посты!