Предизвикателства и перспективи

Ядрената индустрия в световен мащаб се намира на прага на значителни промени. Моделът, по който съвременните ядрени централи бяха създадени преди повече от петдесет години и тяхната експлоатация за този период, е изчерпан. Нещо повече, очакваният ядрен Ренесанс така и не се състоя, а по една или друга причина в редица държави съществува сериозна обществена съпротива срещу ядрената енергетика. Кои са причините, които доведоха до тази ситуация? Какви са перспективите и възможностите ядрената енергетика да преодолее тази криза и да реализира огромния си потенциал да доставя на потребителите в целия свят сигурна и изобилна енергия?

Предизвикателствата пред ядрената енергетика днес

Технология

Активните зони на съвременните водно-водни реактори работят под големи налягания, което създава необходимостта от множество активни и пасивни защити за управление на рисковете при тяхната експлоатация. Така безопасността се постига с цената на значително оскъпяване на съоръженията и ролята на човешкия фактор за тази безопасност също е значителна. И трите големи аварии в историята на ядрената енергетика, 1979 АЕЦ “Три Майл Айлънд”, 1986г- Чернобилската АЕЦ и 2013г. АЕЦ Фукушима, са резултат от човешка грешка от един или друг вид, провокирана от вече съществуваш технологичен риск. Макар съвременните ядрени реактори вече да разчитат на пасивни системи за защита, както и забрана да се изграждат реактори с характеристики като тези на чернобилския тип, тяхната сложност и мащаб представляват значително технологично предизвикателство, което води до тяхното оскъпяване.

Гориво

Водно-водните реактори усвояват едва 1% от енергията, съдържаща се в един килограм уран. Това води до ускорено изчерпване на запасите от природен уран, макар, че те са отнсоително големи. Според някои прогнози, дори при сегашното ниво на ядрените мощности в света, след 2050 г. можем да очакваме значително увеличение на цената на свежото ядрено гориво, свързано с изчерпването на запасите от уранова руда. Рециклирането на наличните в ОЯГ делящи се елементи в сегашните водно-водни реактори (т.нар. MOX) гориво, също не е ефективен процес, защото получения вторичен ОЯГ не може да бъде рециклиран отново. В перспектива тази неефективност значително ограничава възможността за разрастване дела на ядрената енергетика в световния енергиен микс. Всеки опит за масирано въвеждане на нови мощности от днешния вид би довел увеличаване цената на горивото, а оттам и намаляване на конкурентоспособността на ядрените централи.

Икономика

Като фактор за развитието на ядрената енергетика трябва да се посочи влиянието на глобализиращата се икономика. Съвременните ядрени централи бяха създадени в условията на относително затворени национални пазари със силно централизирани енергийни системи, в които потреблението на енергия беше устойчиво и предвидимо във времето. Днес вече имаме един световен глобален пазар, в който адресът на цели индустриални отрасли може да се смени за по-малко от десет години. В същото време, навлязоха нови енергийни технологии, които не изискват големи капиталови разходи и тяхното време за въвеждане в експлоатация е много кратко. Това кара големите ядрени централи да изглеждат тромави и негъвкави спрямо постоянно променящата се икономическа среда. Много е трудно да бъдат предвидени и планирани реалните нужди от такива големи мощности в рамките на експлоатацията на съвременните реактори, която достига вече 60 години. 

Пазари

Съществуват трудности в реализацията на нови ядрени проекти. Техният мащаб е толкова голям, че свежда пазара им до няколко силно развити страни или до големи развиващи се икономики, които имат значителни финансови ресурси, акумулирани в други сектори на икономиката. В същото време енергийният пазар в развитите страни е пренаситен, а в големите развиващи се икономики е ограничен от други, по-евтини към настоящия момент енергийни източници. Реално погледнато няма икономически предпоставки за значим ръст на нови ядрени мощности извън някои големи бързо развиващи се страни. Много малко са инвеститорите, които имат финансовия ресурс да започнат нов ядрен проект, а освен това изискват и държавни гаранции срещу политическия и икономически риск, свързан с изграждането на големи ядрени мощности. Всичко това прави плановете за разрастване дела на ядрената енергетика в световния енергиен микс да изглеждат малко вероятни. 

Бъдещето на ядрената енергетика

IV Поколение ядрени реактори

Международният форум за IV поколение ядрени реактори (GIF) бе иницииран от Министерството на енергетиката на САЩ през 2000 г. и официално основан в средата на 2001 г. Това е международна група, представляваща правителствата на 14 държави, в които ядрената енергия е важна сега и също се счита за жизненоважна за бъдещето. Групата е ангажирана със съвместното развитие на следващото поколение ядрени технологии. Първоначално бяха избрани шест технологии, но една от тях се разклони в две посоки, така че по-долу са изброени актуалните седем. Модифицирането на оригиналните проекти сега се обсъжда поради инцидента във Фукушима, а в някои случаи и с удължаване на подготвителната фаза.

Високотемпературни реактори на бързи неутрони с газово охлаждане (GFR)

Подобно на други реактори с хелиево охлаждане, които са в експлоатация или са в процес на разработка, GFR (gas-cooled fast reactors) ще бъдат високотемпературни инсталации с 850 ° C. Те използват подобна на реакторната технология за VHTR (very high temperature reactors), подходяща за производство на енергия, термохимично производство на водород или друга технологична топлина. Референтният GFR блок е 2400 MWt / 1200 MWe, достатъчно голям за размножаване, с дебел стоманен корпус под налягане и три контура от 800 MWt всеки. Първия контур ще произвежда електроенергия с хелиева турбина с индиректен цикъл, във втория контур хелият ще задвижва директно газова турбина на Brayton), а парният цикъл е третия контур. Реакторът ще има самогенериращо (размножаващо се) ядро ​​с бърз неутронен спектър и без размножителна обвивка. Нитридните или карбидни горива ще включват обеднен уран и други делящи се или делими материали като керамични игли или плочи, със съдържание на плутоний от 15 до 20%. Както при натриевите бързи реактори, използваното гориво ще бъде преработвано на място и всички актиниди ще бъдат рециклирани многократно, за да се сведе до минимум производството на дълготрайни радиоактивни отпадъци.

Реактори на бързи неутрони с оловно охлаждане (LFR)

LFR (lead-cooled fast reactor) е гъвкав бърз неутронен реактор, който може да използва за гориво обеднен уран, торий и да изгаря актинидите от ОЯГ от сегашните водно-водни реактор. Охлаждането на течния метал (Pb или Pb-Bi eutectic) е при атмосферно налягане чрез естествена конвекция. Горивото е метал или нитрид, с пълно рециклиране на актиниди от регионални или централизирани предприятия за преработка на ОЯГ. Предвижда се широка гама от размери, от фабрично произведена “батерия” с 15-20 годишен живот за малки мрежи или развиващи се страни, до модулни 300-400 MWe единици и големи единични инсталации от 1400 MWe. Работна температура от 550 °C е лесно постижима, но се предвижда 800 °C с модерни материали, за да се осигури устойчивост на корозия на олово при високи температури, което би позволило производството и на термохимичен водород. Предвижда се двуетапна програма за развитие, водеща до промишлено внедряване: до 2025 г. за реактори, работещи с относително ниска температура и плътност на мощността, и до 2040 г. за по-напреднали по-високи температури.

Реактори с разтопени соли (MSR)

Общият принцип на MSR е, че делящ се материал се разтваря в флуоридна солна охладителна течност. Съществуват много концепции за реактори с разтопени соли, които най-общо те могат да бъдат разделени на две основни групи: бридери, работещи в спектъра на бързите неутрони, и конвертери, работещи в спектъра на топлинните неутрони. Първият тип изискват високи концентрации на делящ се материал в разтопените соли, който както при всеки реактор работещ с бързо неутрони, произвежда повече делящ се материал от ядрата на делим материал като уран-238. Предимствата са, че продуктите от ядрените реакции, които възпрепятстват процеса на производство на нови неутрони, се отстраняват от разтопената сол, както и произведения нов делящ се материал. Това осигурява много ефективно изгаряне на горивото без натрупване на големи количества дългоживеещи радионуклеиди, а в същото време и производство на ново гориво. Голямо предизвикателство пред тази концепция са материалите, използвани в активната зона, които трябва да издържат продължително време на много високи температури и корозионни фактори. Вторият тип, който работи в спектъра на топлинните неутрони, използва за модератор графит и за гориво уран-235 и/или торий. Постига същата много висока степен на дълбочина на изгаряне, но тъй като не изисква непрекъснато отстраняване на делящ се материал, както при версията с бързи неутрони, материалите и конструкцията на инсталацията е далеч по опростена и постижима да бъде реализирана със сега съществуващи средства.

Реактори на бързи неутрони с натриево охлаждане (SFR)

SFR (sodium-cooled fast reactor) използва течен натрий като охлаждащо средство за реактора, което позволява висока плътност на мощността с нисък обем на охлаждащата течност, при ниско налягане. Сегашните разработки се основават на около 390 реакторни години на реактори с бързи неутрони, охлаждани с натрий, в продължение на пет десетилетия и в осем страни, като първоначално е основната технология, която представлява интерес за GIF. Предлагат се три варианта: модулен тип 50-150 MWe с актиниди, вградени в U-Pu метално гориво, което изисква електрометалургична обработка (пиропроцесиране), интегрирана на място; версия 300-1500 MWe с реактор тип басейн; и версия 600-1500 MWe с контурен реактор и конвенционално гориво MOX. БН-800 в Белоярск в Русия влезе в експлоатация през 2015 г. и до декември 2018 г. е произвел 13.7 млн Мвтч без каквито и да е аварии. BN-800 е предимно експериментален реактор за разработка на горива за реактори с бързи неутрони. GIF отбелязва, че технологията е планирана за широко приложение в много близко време за управление на ОЯГ. Друг подобен реактор в Калпакам от 500 MWe в Индия се очаква да достигне критичност през 2019 г. 

Супер-критични водни реактори (SCWR)

Supercritical water-cooled reactor (SCWR) е реактор с водно охлаждане с много високо налягане, който работи над термодинамичната критична точка на водата (374 ºC, 22 MPa), за да произведе топлинна ефективност с около една трета по-висока от днешните леки водни реактори. Свръхкритичната вода (25 МРа и 510-550 °С) директно задвижва турбината, без вторична система за пара опростява значително цялата конструкция на инсталацията. Разглеждат се два варианта: съд под налягане и тръби под налягане. Характеристиките за пасивна безопасност са подобни на тези на опростените реактори с кипяща вода. Горивото е уранов оксид, обогатен в случай на опция за отворен горивен цикъл. Реакторното ядро може да използва топлинен неутронен спектър с лека или тежка водна модерация, или да бъде бърз реактор за пълно рециклиране на актиниди на базата на конвенционална преработка на ОЯГ. Тъй като SCWR се базира както на значителния опит натрупан в експлоатацията на реактори с кипяща вода, така и от опита на стотици електроцентрали с изкопаеми горива, работещи със свръхкритична пара, очаква се технологията на този тип реактори да бъде развита бързо, а експлоатацията на демонстрационен реактор от 30 до 150 MWe да започне към 2022 година. Японски проучвания потвърдиха целевата топлинна ефективност от 44% при температура на изхода на ядрото от 500 °C и оценяват потенциалното намаляване на разходите с 30% в сравнение с настоящите водно-водни реактори под налягане. Очаква се безопасността да бъде подобна на ABWR. Канада разработва дизайн на тръби под налягане с тежка вода.

Малки модулни реактори

Малките Модулни Реактори (ММР) се базират на технологии, използвани отдавна във военната сфера, но сега са готови за навлизане и в икономиката. В момента съществуват повече от 60 проекта, някои от които ще имат изградени и функциониращи комерсиални прототипи от 1 до 5-7 години. Повечето от тях използват технологии от IV поколение, които ги правят няколко порядъка по-сигурни и от най-съвременните големи ядрени реактори. ММР се предвиждат да бъдат включени в затворени горивни цикли. Те са в инвестиционните възможности и на малки икономики, и на частни инвеститори, като в същото време разширяват възможностите за утилизация на ядрената енергия в различни индустриални приложения и градски топлофикации. Строят се бързо и лесно се адаптират към текущите пазарни условия. Тук представяме накратко само тези ММР, които са най-близко до промишлена реализация.

KLT-40S

Руският KLT-40S от ОКБМ Африкантов е развитие на реактора KLT-40, добре доказал се в руските ледоразбивачи. Предназначен е за обезсоляване на морска вода, като и за производство на електроенергия в отдалечени места. Реакторът е с мощност 150 MWt и произвежда 35 MWe (бруто), както и до 35 MW топлина за обезсоляване или централно отопление. Проектиран е да работи 3-4 години преди зареждане с гориво, като съхранението на ОЯГ става на борда. В края на 12-годишен работен цикъл корабът се отвежда в централно съоръжение за основен ремонт и разтоварване на ОЯГ. Два реактора ще бъдат монтирани на баржа от 20 000 тона. Въпреки че ядрото на реактора се охлажда нормално чрез принудителна циркулация (четиричестотна), конструкцията разчита на конвекция за аварийно охлаждане. Горивото е уран алуминиев силицид с нива на обогатяване до 20%. Първата плаваща атомна електроцентрала, Академик Ломоносов, ще започне редовна експлоатация през 2019 г.

RITM-200

ОКБМ Африкантов разработва нов компактен реактор за ледоразбивачи и за обслужване на плаващи атомни електроцентрали. Това е водно-воден ММР с мощност 175 MWt с четири контура за охлаждане и външни циркулационни помпи. Той има вътрешно-присъщи характеристики за безопасност, като използва нискообогатено (<20%) гориво в 199 горивни касети. Зареждането на гориво е на всеки седем години при фактор с капацитет от 65%, и над 40-годишния експлоатационен живот. Проектиран да осигурява мощност от 30 MW, а ледоразбивачите LK-60 ще се захранват с два от тях. Реакторното съоръжение в херметична конструкция е с маса 1100 тона и е 6 m × 6 m × 15,5 m. Росатомфлот очаква първите три кораба ЛК-60, Арктика, да бъдат пуснати в експлоатация през 2019 година. Версията за плаващите атомни електроцентрали е RITM-200M с мощност от 55 MW, без презареждане на място поради дългия горивен цикъл. Експлоатационният живот е 40 години, с възможно удължаване до 60 години. Предвижда се инсталация на RITM-200 на сушата, с два или повече модула от 175 MWt / 50 MWe, гориво обогатено до почти 20% и 5-7 годишен горивен цикъл.

HTR-PM

Китайският HTR-PM е високо-температурен реактор с хелиево охлаждане и пебъл-бед технология. Два реактора, всеки от които с мощност 250 MWt, захранват една парна турбина с мощност 210 MWe. Горивото е в сфери с диаметър 60 mm и е обогатено до 8,5% (520 000 сфети в двата реактора), което дава 90 GWd/t дълбочина на изгарянето. Температурата на изхода на ядрото е 750 ºC за хелия, температурата на парата е 566 °C, а температурата на входа на ядрото е 250 °C. Термична ефективност е 40%. Прогнозираните разходи изграждането на демонстрационния реактор са 430 млн. $, като при серийно производство се очаква овърнайт цената да спадне до 1500 $/кВт, а цената на електренергията да е около 0.05 $/кВтч. Пускането в експлоатация се очаква през 2019 г. Демонстрационният реактор в провинция Shandong трябва да проправи пътя за 600 MWe реакторни блокове (6×250 MWt, общо 655 MWe). Работният живот на инсталацията е предвиден да е 40 години с коефициент на натоварване 85%. Капиталовите разходи за kW се очаква да бъдат 75% от тези на по-малкия HTR-PM. Серия от модули HTR ще бъдат фабрично произведени и инсталирани в Китай.

NuScale

ММР на NuScale (САЩ) е водно-воден реактор с конвекционно охлаждане, като единствените движещи се части са задвижванията на управляващия прът. Използва стандартно гориво за PWR, обогатено до 4,95% в нормалните PWR горивни касети (но с дължина само 2 м) с 24-месечен цикъл на зареждане. Всеки модул в инсталиран във воден басейн под нивото на земята и представлява цилиндричен корпус с диаметър 4,6 м, височина 22 м, тегло 650 т, който съдържа реактор с парогенератор над него. В една стандартна електроцентрала ще има 12 модула с обща мощност от 720 MWe. Проектният експлоатационен живот е 60 години. Има напълно пасивно охлаждане при работа и след изключване за неопределен период от време, без дори изискване за DC захранване. NRC заключи през януари 2018 г., че дизайнът на NuScale елиминира необходимостта от резервно захранване от клас 1E – настоящо изискване за всички американски ядрени централи. Има добра способност за следване на товара в мрежата. През 2014 г. овърнайт цената беше $ 5078 / kWe нето, като LCOE се очакваше да бъде $ 100 / MWh за първата единица (или $ 90 при серийно производство). През юни 2018 г. компанията обяви, че нейният реактор може да генерира с 20% повече енергия от първоначално планираното. Това ще намали капиталовите разходи до около 4200 $/квт и ще намали LCOE с 18%.

Holtec 160

ММР на Holtec International е 160 MWe водно-воден реактор, наречен Holtec Inherently Safe Modular Underground Reactor (HI-SMUR). Използва гориво, подобно на това в по-големите PWR, включително MOX. 32-те горивни касети с пълна дължина са в еднична касета с гориво, която се зарежда в 31-метровия реакторен корпус. Holtec дава едноседмично прекъсване за презареждане на всеки 42 месеца. Реакторът има напълно пасивно охлаждане при работа и след спиране за неопределен период от време, както и отрицателен температурен коефициент, така че да се изключва при високи температури. Реакторът ще се предлага и с допълнително въздушно охлаждане, което го прави подходящ за инсталиране и в сухи региони. SMR-160 е проектиран да променя бързо своята мощност, нагоре или надолу, с възможност за увеличаване на мощността от 30% до пълна мощност при скорост от 2,5% на минута. Цялата реакторна система ще бъде инсталирана под нивото на земята, със съхраняване на използваното гориво за 100 години. Предвижда се 24-месечен период на строителство за всеки модул, който ще струва 800 милиона долара (5000 $/ квт). Периодът на експлоатация е най-малко 80 години, но компанията очаква той да бъде продължен до 120 години.

PRISM

PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) е реактор на бързи неутрони с натриево охлаждане на GE Hitachi (GEH) за компактни модулни реактори тип „басейн“. След 30 години на развитие той представлява решението на GEH за IV поколение реактори за затваряне на горивния цикъл в САЩ. Всеки захранващ блок PRISM се състои от два модула по 311 MWe (840 MWt) всеки, (или по-рано три модула от 155 MWe, 471 MWt), всеки с по един парогенератор, които заедно управляват един турбогенератор. Модулите тип басейн под нивото на земята работят при темература около 500 °С. Междинният натриев контур пренася топлината към парогенераторите. Металното Pu & DU гориво се получава от ОЯГ от сегашните водно-водни реактори. Всички трансуранови елементи се отстраняват от ОЯГ чрез електрометалургичната преработка и се влагат в свежото гориво за PRISM. Реакторът може да работи и като бърнер, и като бридер. Радиацията на високо-радиоактивните отпадъци, остващи след изгарянето на ОЯГ в PRISM, се изравняват с естествения фон след 300 години. Един модул PRISM ще изгаря 72 кг/плутоний на година.