nucl0id

Category:

Новые ядерные реакторы на Кольской АЭС-2

На днях были озвучены планы по строительству новых энергоблоков Кольской АЭС-2. Директор Кольской АЭС Василий Омельчук на пресс-конференции 18 июня 2021 года заявил, что станция замещения будет двухблочной, то есть в ее составе будет два энергоблока типа ВВЭР мощностью 600 МВт каждый со спектральным регулированием. В настоящее время проект находится на этапе подготовки к разработке. Начало сооружения запланировано на 2028 год, а ввод в эксплуатацию первого блока - на 2034 год.

Но чтобы понять, зачем нужно замещение энергоблоков и почему выбраны именно такие их параметры, давайте посмотрим сначала на саму АЭС и ее роль в энергосистеме региона.

Кстати, как обычно я записал видеоверсию этой статьи. Не забывайте подписываться на мой youtube-канал (это очень поможет его развитию!), где я рассказываю об атомной энергетике и ядерных технологиях, и не только о том, что публикую в виде больших статей.

Первая АЭС за полярным кругом

Кольская АЭС находится на Кольском полуострове, на 170 км южнее Мурманска и в 12 км от города атомщиков Полярные Зори. Это первая в мире атомная станция, построенная за полярным кругом, еще в начале 1970-х. На самом деле за полярным кругом всего три АЭС в мире, и две другие тоже в России, на Чукотке - Билибинская АЭС и пришедшая ей на смену несколько лет назад плавучая АЭС. Они севернее Кольской АЭС, однако их мощности в 20 раз меньше. Так что Кольская АЭС - самая мощная из построенных в Заполярье и самая северная в Европе. Из иностранных АЭС самая северная - это АЭС Олкилуотто, в Финляндии, и она на 700 км южнее.

Кольская АЭС - первая и самая мощная АЭС за полярным кругом
Кольская АЭС - первая и самая мощная АЭС за полярным кругом

Кольская АЭС состоит из четырых энергоблоков с реакторами ВВЭР-440, суммарная установленная мощность всей АЭС – около 1760 МВт. Это примерно половина от всей установленной мощности энергосистемы Мурманской области (ок 3500 МВт). Сам регион энергоизбыточный, примерно треть всей вырабатываемой электроэнергии идет за его пределы – в соседнюю Карелию, в Ленинградскую область и за границу – в Финляндию и Норвегию.

Особого роста потребления энергии в регионе нет, поэтому АЭС уже не первый год работает недозагруженной – примерно на 60-65% максимальной мощности, при этом покрывая почти 80% от потребностей области. Более 90% электроэнергии потребляет промышленность – многочисленные предприятия региона по добыче сырья для химической и металлургической промышленности, производству алюминия и цветных металлов и т.д. Население потребляет менее 10% электроэнергии.

Еще около 1600 МВт мощностей в регионе - это гидроэлектростанции, и всего 250 МВт - станции на угле. Так что казалось бы, в регионе довольно чистая электроэнергетика, с низким уровнем выбросов. Однако электричество далеко не главный энергоресурс региона. Большая часть энергии в Заполярье идет на отопление. Поэтому среди всех энергоресурсов, потребляемых в области в пересчете на условное топливо, примерно 80% приходится на мазут. Именно мазутом, например, отапливается весь 300-тысячный Мурманск – крупнейший в мире город за полярным кругом. Еще около 18% энергии, в первую очередь тепла, регион получает из угля. А на электричество приходятся менее 4% всей потребляемой энергии. Так что суммарно Мурманская область потребляет в год около 2 млн. тонн мазута. И все это топливо завозное. При этом когенерация, т.е. совместное производство электричества и тепла на ТЭЦ, практически отсутствует, т.к. электричество получается гораздо дороже, чем от АЭС и гидроэлектростанций.

Мурманская область с ее незамерзающими портами и базой атомного ледокольного флота - это наши ворота в Арктику через Северный морской путь, где добывают природный газ и транспортируют его в сжиженном виде в Европу. Но при этом сама область так до сих пор и не газифицирована. Кроме того, в порту Мурманска в центре города идет перевалка открытым способом миллионов тонн угля, идущего на экспорт. И хотя в последние годы там предпринимаются меры по снижению пыления, все же уголь умудряется доставлять неприятности мурманчанам даже не будучи сожженным для отопления.

Перевалка угля открытым способом в порту Мурманска, практически в центре города
Перевалка угля открытым способом в порту Мурманска, практически в центре города

Так что с одной стороны, сейчас в регионе электроэнергии хватает с избытком, серьезного прироста ее потребления не ожидается. С другой – есть огромный потенциал по снижение выбросов, по электрификации региона, переводу отопления на электричество или на производство водорода с помощью чистой низкоуглеродной энергии АЭС и гидроэлектростанций.

Возможно поэтому Мурманскую область планируют включить в число российских регионов, где будет проводиться эксперимент по достижению углеродной нейтральности - Carbon free zone. Насколько я понимаю, к сожалению, не на всей территории региона, а лишь в ограниченном масштабе. В прошлой статье я уже рассказывал, что такой эксперимент будет проводиться в ближайшие 5 лет на Сахалине. Компания Энел к концу 2021 года планирует построить в Мурманской области ветропарк на 200 МВт. На основе ветроэнергетики планируется с 2025 года производить по 12 тыс. т. "зеленого" водорода. Хотелось бы, чтобы он пошел на озеленение энергетики самого региона и замену мазута и угля в отоплении, а не на экспорт.

На Кольской АЭС Росатомом тоже реализуется пилотный водородный проект. К 2023 году там планируют ввести в работу стендовый испытательный комплекс с электролизными установками для производства водорода мощностью 1 МВт, а в дальнейшем увеличить его мощность до 10 МВт. В дальнейшем этот опыт могут распространить на другие АЭС. Но для самой Кольской АЭС это возможный вариант увеличения ее загрузки и повышения эффективности.

Маленькое лирическое отступление. Автор этих строк не раз бывал на Кольском полуострове и в Мурманске, и однажды около недели был в командировке на Кольской АЭС. Край этот прекрасен своей природой, радующей своей суровостью глаз уральца, а сама станция полна технических новинок и приятных мелочей. Но чтобы не перегружать эту статью личным, просто отправлю желающих к отдельным записям в моем блоге по этой теме - раз и два.

Автор на Кольской АЭС и в г. Полярные Зори. На самой АЭС командировочным снимать, конечно, нельзя. Так что свои фото только у знака.
Автор на Кольской АЭС и в г. Полярные Зори. На самой АЭС командировочным снимать, конечно, нельзя. Так что свои фото только у знака.

Реакторы ВВЭР-440

Давайте теперь посмотрим на энергоблоки, работающие на Кольской АЭС, которые собираются заменить. Это четыре реактора ВВЭР-440. "440" – это его электрическая мощность в мегаваттах. ВВЭР – это тип реактора. Расшифровывается это как водо-водяной энергетический реактор. Это значит, что вода в нем используется и как замедлитель нейтронов, для поддержания цепной реакции деления урана, и как теплоноситель, который отводит тепло от ядерного топлива. Причем вода в реакторе нагревается до 300 градусов, но не закипает, поскольку находится под давлением более 120 атмосфер. Затем эта вода из первого контура через герметичный теплоомбенник передает тепло воде второго контура, и уже та кипит, пар крутит турбину и генератор. На западе такой тип реакторов называется PWR – Pressurized water reactor, или водяные реакторы под давлением.

Реакторный зал первой очереди Кольской АЭС
Реакторный зал первой очереди Кольской АЭС

Водо-водяные реакторы - это основная технология мировой атомной энергетики. Около 300 действующих реакторов АЭС мира из 442 - это PWR и ВВЭР. И еще около 60 тоже водо-водяные, но построены по одноконтурной схеме, с кипящей прямо в реакторе водой. Причем идет тенденция к увеличению мощности - в 1960-е начинали с сотен мегаватт, а теперь основные игроки на рынке нового строительства водо-водяных блоков - блоки мощностью от 1000 до 1600 МВт.

Установка самого нового корпуса реактора ВВЭР-440 производства Шкоды на третьем блоке АЭС Моховце в Словакии, 2010 год.
Установка самого нового корпуса реактора ВВЭР-440 производства Шкоды на третьем блоке АЭС Моховце в Словакии, 2010 год.

Конкретно энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 в мире было построено более 30, из которых до сих пор работают около 20. Причем большая часть из них за границей, где их строил СССР – в Финляндии (АЭС Ловииса, 2 блока), Чехии (4 блока АЭС Дукованы), Венгрии (4 блока АЭС Пакш), Словакии (2 блока АЭС Богунице и 2 блока АЭС Моховце), Украине (2 блока Ровенской АЭС) и Армении (1 блок Армянской АЭС). Еще были в Болгарии и Германии, но там их закрыли раньше всех. Большую часть корпусов ВВЭР-440 для АЭС Восточной Европы, кстати, делала чешская Шкода.

Финская АЭС Ловииса c двумя ВВЭР-440, ближайшая к Санкт-Петербургу иностранная АЭС, 200 км по прямой.
Финская АЭС Ловииса c двумя ВВЭР-440, ближайшая к Санкт-Петербургу иностранная АЭС, 200 км по прямой.

В России работающих энергоблоков ВВЭР-440 осталось лишь пять: четыре на Колькой АЭС и один на Нововоронежской АЭС, где строились все первые референсные типы реакторов ВВЭР от мощности в 220 МВт до 1200 МВт. В регионах с высоким потреблением энергии, что у нас в стране, что за рубежом, сейчас более востребованы реакторы большой мощности – 1000 МВт и выше. Основной флагманский энергоблок ВВЭР, который сейчас строит Росатом на замену старым блокам и в России и на новых АЭС за границей – это ВВЭР-1200.

Как продлить жизнь реактору

Первые два энергоблока Кольской АЭС начали работу еще в далеких 1973 и 1974 годах. Это одни из самых старых ВВЭР-440. Сейчас им уже больше чем по 45 лет. При этом изначальный срок службы реакторов был 30 лет, и он, соответственно, закончился в начале 2000-х. Но их срок был продлен сначала на 15 лет, а в последние годы еще на 15 лет – до 2033 и 2034 годов. Т.е. в итоге они должны будут проработать по 60 лет.

Тут надо отметить несколько моментов. Во-первых, продление эксплуатации - это не просто самовольное решение собственника станции работать дальше на свой страх и риск. Это сложный многолетний процесс обследования оборудования, его ремонта и модернизации, а затем обоснования безопасности перед контролирующими органами. На самом деле эти процессы идут на любой атомной станции постоянно, чтобы поддерживать ее работоспособность, повышать эффективность и приводить в соответствие с периодически ужесточающимися нормативными требованиями, в т.ч. по безопасности.

Наука и техника не стоят на месте, поэтому на станциях обновляются все их системы и внедряются новые технологии. Поэтому за несколько десятилетий сама станция сильно меняется. Зачастую в процессе модернизации повышается ее КПД и увеличивается мощность. Например, модернизация первых двух блоков Кольской АЭС позволила помимо прочего повысить их мощность на 7%, а модернизация на финской АЭС Ловииса с реакторами ВВЭР-440 позволила повысить их мощность почти на 15%.  Для удовлетворения новым требованиям станцию укомплектовывают новыми и более совершенными системами безопасности, близкими к тем, что появляются на новых АЭС, чтобы она могла избегать все более опасных потенциальных аварий. Поэтому, как бы парадоксально это ни звучало, но зачастую с возрастом и показатели работы и безопасность АЭС не снижаются, а растут.

Но для продления сроков эксплуатации этого мало. Есть оборудование, которое невозможно заменить или модернизировать. В первую очередь к таким элементам относится сам реактор, точнее незаменяемая его часть - корпус. Он подвергается наибольшим нагрузкам, и температурным, и механическим, и радиационным - от широкого спектра излучений, в первую очередь нейтронного, идущих от ядерного топлива в процесс работы реактора. Это приводит к так называемому радиационному охрупчиванию стали и снижению ее пластичности, особенно в критических сварных соединениях корпуса. Зачастую именно ресурсом корпуса реактора и его сварных швов технически и ограничен срок работы ядерного энергоблока.

Кстати, на современных энергоблоках с реакторами ВВЭР-1200, которые у нас сейчас строят, новые материалы сталей и технологии их обработки позволяют делать корпус реактора сразу рассчитанным минимум на 60 лет работы с возможностью будущего продления еще на 20. А вот на корпуса ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, изготовленные почти 50 лет назад, давали гарантию лишь на 30 лет. А дальше надо было их исследовать и смотреть за их состоянием.  И чтобы получить от контролирующих органов лицензию и разрешение на дальнейшую эксплуатацию блока, нужно доказать, что эти элементы еще могут безопасно работать. Или придумать, как восстановить их свойства.

Установка для отжига реактора
Установка для отжига реактора

Еще в 80-е технологию по омоложению реакторов разработали. В 1989 году впервые на одном из самых старых реакторов ВВЭР-440 на третьем блоке Нововоронежской АЭС впервые была проведена операция так называемого отжига реактора. Физический принцип метода простой – если плавно нагреть металл до высокой температуры, а затем плавно охладить, то можно убрать накопившиеся в нем напряжения и дефекты, тем самым восстановив пластичность и трещинностойкость стали. Это позволяет продлить срок работы реактора на 10-15 лет, а саму операцию можно повторять, хоть и не бесконечно.

Отжиг проводят в сухом корпусе реактора, освобождая его от топлива и внутрикорпусных устройств, и помещая внутрь специальную электропечь. Разработчики часто сравнивают принцип работы установки с большой сушилкой для обуви. ВВЭР-440 отжигают при температуре 475 градусов в течение 150 часов. А на всю процедуру с подготовкой уходит 2-3 недели. Сейчас отжигают уже не только корпуса ВВЭР-440 но и корпуса ВВЭР-1000, например, на Балаковской АЭС.

Кстати, такой отжиг делают и на зарубежных реакторах. Например, те же ВВЭР-440 на АЭС в Финляндии и Словакии отжигала Шкода. А СССР и Россия уже проводили отжиг ВВЭР-440 на Ровенской АЭС (Украина), Армянской АЭС, АЭС Грайфсвальд (Германия) и АЭС Козлодуй (Болгария). На реакторах первого и второго энергоблоков Кольской АЭС такой отжиг проводили в 1989 и повторили перед последним продлением сроков эксплуатации в 2017 и 2019 годах.

Надо сказать, что продление сроков эксплуатации АЭС – это нормальная, общемировая практика. Большинство реакторов АЭС в мире старше 30 лет, 14 из них работают уже более 50 лет. В США, например, есть несколько энергоблоков, которые уже получили повторную лицензию на работу до 80 лет. Да, модернизация и продление сроков требует затрат, не всегда возможны и не бесконечны, поэтому собственник всегда считает что выгодно - продлевать работу, если это вообще возможно, или останавливать блок. Но тем не менее, продлевать срок эксплуатации АЭС - это чаще всего гораздо дешевле, чем строить новый блок взамен старому, и это один из самых экономически эффективных способов создания (сохранения) низкоуглеродных источников энергии, что важно в свете глобального тренда на снижение выбросов.

Показатель LCOE для разных видов генерации в США и Китае. Long-term operational - это продление эксплуатации АЭС.
Показатель LCOE для разных видов генерации в США и Китае. Long-term operational - это продление эксплуатации АЭС.

ВВЭР-600 со спектральным регулированием

Итак, давайте теперь наконец то вернемся к исходной новости о том, чем же решено заменить выбывающие энергоблоки. Как сообщил директор Кольской АЭС Василий Омельчук: «Кольская АЭС-2 будет двухблочной, то есть в составе двух энергоблоков типа ВВЭР мощностью 600 МВт каждый со спектральным регулированием и высокими показателями безопасности.»

Что такое ВВЭР понятно, что такое 600 МВт понятно. Почему выбрана такая средняя мощность тоже, в принципе, понятно. Сейчас Кольская АЭС имеет мощность 1760 МВт, но используется на 60-65%. Т.е. два блока по 600 МВт вполне заменят нынешние четыре. Пока речь идет о замещении первого и второго блоков Кольской АЭС. Третий и четвертый смогут проработать еще почти на 10 лет дольше. Так что есть запас по времени на принятие решения о расширении Кольской АЭС-2 для их замены, если вдруг будет понятно, что эти мощности будут востребованы.

Почему вместо двух по 600 МВт не построить один на 1200 МВт тоже вполне понятно. Думаю дело в том, что энергосистема региона может не суметь компенсировать отключение такого крупного единичного источника в случае его плановой остановки на перегрузку и ремонт и тем более в случае неплановой остановки. А вот возможность маневрирования несколькими блоками меньшей мощности, как и сейчас, сделает всю энергосистему более надежной. Кстати, этот пример как раз объсняет нынешний огромный мировой интерес именно к малым модульным АЭС, поскольку они открывают рынок для таких вот небольших или условно изолированных энергосистем в отдельных регионах и странах.

Давайте теперь разберемся, что же это такое диковинное - спектральное регулирование, которое впервые упоминается в связи со строительством новых энергоблоков в нашей стране. Сразу скажу, что ранее о таком говорили лишь как о проектах, их было много разных у нашего головного конструкторского бюро по реакторам ВВЭР - ОКБ Гидропресс. Скорее всего речь о проекте ВВЭР-С, но пока конкретных технических деталей не раскрывается.

Итак, давайте с основ. В ядерном реакторе происходит деление тяжелых ядер урана. При их делении выделяются нейтроны, они попадают в другие ядра урана и процесс повторяется. Так идет цепная реакция деления. Но у нейтронов может быть разная энергия. У вылетающих при делении из ядра урана она высокая (более 1 МэВ) и они движутся с огромной скоростью – это быстрые нейтроны. Такие нейтроны плохо захватываются делящимся изотопом урана-235. Чтобы повысить вероятность захвата и, соответственно, деления, надо нейтроны замедлить до тепловых энергий (менее 0,4 эВ). Для этого в активной зоне реактора размещают замедлитель нейтронов.

Замедлителем в ВВЭР выступает вода, а точнее водород в ее составе. Нейтроны и ядра водорода (протоны) почти равны по массе, поэтому при упругом соударении с протоном нейтрон наиболее эффективно делится кинетической энергией, теряет ее и замедляется. В других типах реакторов замедлителем может выступать графит, как, например, в реакторе РБМК. Или тяжелая вода, как например, в канадском CANDU, где есть и тяжелая вода и графит, что позволяет работать вообще на необогащенном уране - настолько там хорошо удается сохранить все нужные нейтроны без их лишнего поглощения.

Примерно раз в полтора года реактор останавливают для замены части топлива на свежее. Время работы на одной загрузке топлива называется кампания реактора. Зачем меняют топливо? Не только потому что уран-235 расходуется при делении, как говорят «выгорает». При делении образуются продукты распада, которые тоже начинают поглощать часть нейтронов, "отравляя" реактор. Поэтому к концу кампании нейтронам все сложнее попадать в нужную цель - в делящиеся изотопы урана. А в начале кампании легко, нейтронов и нужных мишеней с избытком. Для компенсации этой разницы в начале кампании лишние нейтроны пытаются как-то утилизировать - борным регулированием (добавлением борной кислоты в воду первого контура, т.к. бор поглощает нейтроны), специальными выгорающими поглотителями в топливе и т.д. А к концу кампании концентрация борной кислоты регулируемо снижается, а поглотители выгорают и не так поглощают нейтроны. 

Но что если эти нейтроны использовать с пользой? Быстрые нейтроны плохо поглощаются делящимся изотопом уран-235, но зато они могут захватываться ураном-238 с последующим образованием плутония-239. Это тоже делящийся материал, как и уран-235, т.е. новое ядерное топливо. На этом принципе построены быстрые реакторы-бридеры, в которых нейтроны не замедляют, и они могут даже нарабатывать нового топлива больше, чем сжигать изначально загруженного. Отношение количества делящихся изотопов топлива в конце кампании к их количеству в начале называется коэффициент воспроизводства. У бридеров он может быть выше 1, у обычных ВВЭР он около 0,4. У ВВЭР же со спектральным регулированием может быть до 0,8.

Таким образом, если часть нейтронов в начале кампании не замедлять, то можно использовать их для наработки нового топлива, а не тратить впустую. Но для этого надо по ходу кампании менять энергетический спектр нейтронов в реакторе – с большей долей быстрых нейтронов в ее начале к обычному тепловому спектру медленных нейтронов в конце. Как это сделать?

В теории есть разные варианты, но судя по всему в предлагаемом проекте будет метод изменения водно-уранового отношения. В активной зоне реактора ВВЭР находится вода и урановое топливо в соотношении около 2. Этого достаточно, чтобы все вылетающие из урана нейтроны успевали замедляться в воде. Но если количество воды уменьшить, часть нейтронов не будет успевать замедлиться. Такими образом, вытесняя из активной зоны часть воды можно повысить долю быстрых нейтронов. Предлагается именно это и делать, добавив в топливные сборки дополнительные вытесняющие стержни, например, с обедненным ураном. Уран-238 в них и в самом топливе будет поглощать лишние быстрые нейтроны с пользой – наработкой нового топлива. А по ходу кампании эти вытесняющие стержни можно извлекать из активной зоны реактора, увеличивая водно-урановое соотношение и меняя спектр нейтронов на более традиционный и мягкий.

В одной из старых, 7-летней давности презентаций Курчатовского института, или в их публикации,  можно посмотреть на предлагаемые варианты конструкций таких ТВС. В модернизированной для спектрального регулирования ТВС добавляется 19 пучков с обедненным ураном общей массой до 250 кг.

Возможный вариант конструкции ТВС для ВВЭР-С с вытесняющими стержнями
Возможный вариант конструкции ТВС для ВВЭР-С с вытесняющими стержнями

Другое следствие такого регулирования – уменьшение в активной зоне теплоносителя, которым является все та же вода. А значит меньшие возможности для теплосъема. В сочетании со снижением числа топливных элементов это приводит к меньшему удельному энерговыделению активной зоны, т.е. выделяемой тепловой мощности на единицу объема. В обычном ВВЭР оно не менее 110 кВт/л, в ВВЭР-С ожидается на уровне не более 80 кВт/л.

Поэтому, например, реактору ВВЭР-С с электрической мощностью 600 МВт вполне может понадобиться корпус от реактора ВВЭР-1000 или ВВЭР-1200. Это может повысить материалоемкость первого контура установки. Но с другой стороны, парогенераторов надо не 4, а 2, так что по некоторым прикидкам масса первого контура ВВЭР-600 может быть даже ниже, чем у ВВЭР-440 (1890 т. против 2314 т). За счет уменьшения числа петель с парогенераторами сам герметичный объем пространства под защитным контейнментом тоже может уменьшиться. К тому же у снижения энергоемкости есть и позитивная сторона – судя по этим расчетам Гидропресса, можно будет отказаться от ловушки расплава, т.к. в случае запроектной аварии и расплавления топлива можно обеспечить удержание расплава внутри корпуса за счет его внешнего охлаждения.

Возможная компоновка и технические характеристики ВВЭР-600С из презентации ОКБ Гидропресс в 2014 г.
Возможная компоновка и технические характеристики ВВЭР-600С из презентации ОКБ Гидропресс в 2014 г.

Еще один спорный момент спектрального регулирования - возможный положительный пустотный эффект реактивности. Как с ним будут бороться конструкторы посмотрим в итоговых проектах. Но пока готового проекта установки нет, поэтому судить о конкретных технических решениях рано. Подождем, когда их подготовят и представят. Разброс обсуждавшихся и предлагавшихся ранее решений довольно большой, а те наработки, которые ранее показывались в публикациях и на разных конференциях Гидропрессом и Курчатовским институтом довольно разнообразны - вплоть до одноконтурного кипящего реактора на сверхкритических параметрах или регулирования с применением тяжелой воды. По словам директора станции, сам проект пока находится "на этапе подготовки к разработке".

Потенциальные преимущества ВВЭР-С – повышение эффективности использования урана. Судя по интервью генерального конструктора Гидропресса от 2019 года, реактор будет потреблять минимум на 30% меньше свежего урана. Кроме того, такой реактор позволит полностью загружать его активную зону MOX-топливом, используя регенерированный плутоний и обедненный уран. Текущие ВВЭР могут использовать MOX-топливо лишь частично.

Т.е. это такой вполне эволюционный переход ВВЭР от открытого к частично закрытому топливному циклу. К тому же сама технология ВВЭР хорошо отработана, многие элементы унифицированы, что может положительно отразиться на экономике проекта и на сроках проектирования. Так что это наверно наименее революционный новый проект из тех новинок, что реализуются в последние годы. К тому же средняя мощность позволяет легче отработать технологию, не замахиваясь сразу на новый корпус гигаваттника.

Сравнение экономии урана при разных топливных циклах ВВЭР-С из презентации Курчатовского института в 2014 г.
Сравнение экономии урана при разных топливных циклах ВВЭР-С из презентации Курчатовского института в 2014 г.

Отдельный бонус ВВЭР со спектральным регулированием и отказом от борного регулирования - снижения образования и накопления трития в теплоносителе, по реакции захвата нейтрона бором-10 с выходом двух альфа-частиц и ядра трития. Радиоактивный тритий образуется на всех водо-водяных реакторах (отдельно я про это писал в статье про Фукусиму) и переходит в жидкие радиоактивные отходы и упаренные кубовые остатки. На самой Кольской АЭС хорошо с этим знакомы, т.к. там располагается один из самых продвинутых комплексов по обращению с ЖРО (очистка ионоселективной сорбцией с образованием упаренного солевого плава с концентратом борной кислоты), где я, собственно, и был как-то в командировке.

Вместо выводов

Вообще, довольно интересно получается. На фоне стагнации экономики и отсутствия большого спроса на новые энергомощности в стране, Росатом умудряется реализовывать новые энергетические проекты. На смену выбывающим мощностям старых АЭС и на смену устаревшим реакторам РБМК приходят новые блоки с ВВЭР-1200 поколения 3+, которые идут в серию и на экспорт. Направления быстрых реакторов двух типов тоже реализуются - уже 5 лет работает БН-800 (ожидается что планы на БН-1200 озвучат уже этим летом) а совсем на днях был дан старт строительству БРЕСТ-ОД-300 (поколение "4"). Новые площадки для малых АЭС на базе реакторов РИТМ-200 в плавучем (Чукотка) и сухопутном (Якутия) вариантах тоже определены и заложены в планы, а на базе КЛТ-40 уже реализованы (ПАТЭС). Для получения референса по ВВЭР-С тоже вот нашли (скорее дождались) пожалуй единственное подходящее в стране место.

Так что у России вырисовывается довольно широкая линейка гибких и разнообразных ядерных решения для атомной энергетики будущего, куда сейчас очень серьезно целятся и США с их программой продвинутых малых реакторов, и Китай и Франция и масса стартапов. Так что будем следить за меняющимся обликом атомной энергетики.

Использованные и рекомендуемые источники по теме:

PS: Статья изначально написала мной для блога на Хабре и выложена в блоге компании Itsoft

Error

default userpic

Your reply will be screened

When you submit the form an invisible reCAPTCHA check will be performed.
You must follow the Privacy Policy and Google Terms of use.