Ян Гор-Лесси,
директорУранового
информационного центра, Австралия
Перевод на русский язык
В.С. Малышевского,
Ростовский
информационно-аналитический центр РоАЭС
Оглавление
Сегодняшние ядерные реакторные технологии намного лучше традиционно используемых на большинстве действующих в мире атомных электроостанций, а первые реакторы нового поколения находятся в эксплуатации в Японии.
Производители реакторов в Северной Америке, Японии и Европе имеют на сегодня девять проектов новейших ядерных реакторов, которые внедряются в производство или находятся в окончательной стадии проектирования (см. Таблицу 8). Имеется ряд проектов, находящихся в стадии научно-исследовательских разработок. Конструкции этих реакторов предусматривают гораздо более безопасные условия их работы, исключают всякую возможность утечки радиоактивных материалов. Новые электростанции, работающие на таких реакторах, будут более надежны и просты в эксплуатации, доступны для осмотров, обслуживания и текущего ремонта, более экономичны.
Реакторы нового поколения:
- Имеют стандартизированные проекты для каждого типа, упрощающие процедуру лицензирования, уменьшающие их стоимость и сроки строительства.
- Имеют более простые конструкции, облегчающие их управление и исключающие влияние ошибок персонала.
- Имеют большую доступность и более длительные сроки службы.
- Являются более экономичными и конкурентоспособными.
- Исключают возможность расплава активной зоны реактора.
- Обеспечивают более эффективное использование топлива и уменьшают количество отходов.
Основное отличие большинства новых реакторов от эксплуатируемых сегодня, состоит в использовании "пассивных" систем безопасности (так называемых "систем естественной безопасности"), которые основаны на действии сил тяжести, тепловой конвекции, и т.д., и не требуют никакого активного вмешательства персонала в случае каких-либо сбоев.
Новые проекты можно разделить на две категории: эволюционную и экспериментальную. Эволюционные проекты являются в основном новыми моделями существующих реакторов, доказавших свои хорошие эксплуатационные характеристики. Экспериментальные проекты значительно отличаются от использующихся на действующих электростанциях и требуют большего количества испытаний и проверок перед их крупномасштабным внедрением.
Министерство энергетики США и предприятия ядерной промышленности разработали три типа новых реакторов. Два из них большие (1300 МВт) "эволюционные" проекты, которые строят на опыте эксплуатируемых легко-водных реакторов в Соединенных Штатах, Японии и Западной Европе. Первый представляет собой модернизированный кипящий реактор ABWR (два таких реактора находятся на промышленной эксплуатации в Японии). Второй - модернизированный герметичный водяной реактор (System 80+). Два реактора System 80+ находятся в стадии строительства в Южной Корее. Комиссия по ядерному регулированию США дала сертификаты на эти проекты в 1997 году.
Таблица 8
Реакторы нового поколения на тепловых нейтронах |
|---|
| Страна (разработчик) | Тип реактора | Мощность, МВт |
Состояние проекта | Главные особенности |
|---|
| США-Япония (GE-Hitachi-Toshiba) | ABWR | 1300 |
Промышленная эксплуатация в Японии с 1996-97 годов. В США: Сертификация проекта в 1997 году Комиссией по ядерному регулированию | Эволюционный проект, более эффективный, меньшее количество отходов, упрощенная конструкция (сроки строительства 50 месяцев) и управление |
| США (ABB-CE) | System80+ (PWR) | 1300 |
Сертификация проекта в 1997 году Комиссией по ядерному регулированию. Некоторые элементы присутствуют в новых реакторах Южной Кореи. | Эволюционный проект, увеличенная надежность, упрощенная конструкция и управление |
| США (Westinghouse) | AP-600 (PWR) | 600 |
Сертификация проекта в 1999 году Комиссией по ядерному регулированию | Система естественной безопасности, упрощенная конструкция и управление, 60-летний срок службы |
| Франция - Германия (NPI) | EPR (PWR) | 1525-1750 |
Утвержден как будущий Французский стандарт, проект закончен в 1997 году. | Эволюционный проект, высокий КПД по топливу, улучшенные характеристики по безопасности |
| Канада (AECL) | CANDU-9 | 925-1300 |
Лицензирование в 1997 году. | Эволюционный проект, гибкие требования к топливу,
система естественной безопасности |
| Россия (Атомэнергопроект, Гидропресс) | V-407, V-392 (PWR) | 640 и
1000 соответственно |
Строительство блока V-407 началось в 1997 году, запланировано строительство блока V-392 | Система естественной безопасности, 60-летний срок службы, упрощенная конструкция и управление |
| Япония (MITI и другие) | PWR | 1400 |
Основной проект в стадии исполнения, запланировано строительство второго блока | Смешанные системы безопасности, упрощенная конструкция и управление |
| Южная Африка (Eskom-BNFL) | PBMR | 115 (на каждый блок) |
Уменьшенная модель находится в эксплуатации, прототип будет построен в 2001 году | Дешевая модульная электростанция, газовая турбина, функционирует при высокой температуре, система естественной безопасности |
| США - Россия (General Atomics - Минатом РФ и другие) | GT-MHR | 250-285
(на каждый блок) |
Находится в стадии разработки в России в рамках совместного международного проекта | Газовая турбина, функционирует при высокой температуре, высокий КПД по топливу, система естественной безопасности |
Другая, более новаторская разработка США - реактор меньшей мощности АР-600 (приблизительно 600 МВт), имеет систему естественной безопасности. Комиссия по ядерному регулированию США дала сертификат на этот проект в 1999 году.
Подобная сертификация осуществляется впервые, а сам сертификат действует в течение 15 лет. Сертификаты подтверждают, что проекты полностью удовлетворяют требованиям безопасности, и эксплуатация этих объектов является законной в течении срока их действия.
Независимо от требований американской комиссии по ядерному регулированию ядерная промышленность США выбрала проекты большого ABWR реактора и среднего АР-600 для детальной инженерной разработки. Эта программа, стоимостью более 200 миллионов долларов, наполовину финансируется Департаментом энергетики США. Это означает это, предполагаемые покупатели могут теперь получать достоверную информацию относительно темпов работ и затрат на строительство.
Другой американский проект - газотурбинный гелиевый модульный реактор, является развитием более раннего проекта. Реактор этого типа использует топливо в виде гранул, покрытых слоем специальной керамики, что позволяет эксплуатировать его при высоких температурах. В качестве теплоносителя используется гелий, который непосредственно управляет газовой турбиной. Мощность каждого блока составляет 250-285 МВт. Инертная природа теплоносителя и устойчивость топлива к плавлению делает концепцию такого реактора очень привлекательной. Данный проект разрабатывается в рамках международного сотрудничества с Россией и может использоваться для сжигания оружейного плутония.
Модульный реактор в Южной Африке также имеет газотурбинный генератор прямого цикла, разработан компанией Eskom и прошел экспертизу в Германии. Модули будут иметь мощность по 115 МВт каждый и тепловой к.п.д., приблизительно, 45 %. В состав топливных гранул, покрытых кремниевым карбидом, входит графитовый замедлитель, содержащий двуокись урана. Реактор имеет систему естественной безопасности, а затраты на его строительство и эксплуатацию, как ожидается, не будут очень высоки. Масштабная (уменьшенная в два раза) модель такого реактора работает в Москве, а прототип должен быть создан в 2001 году.
В Японии, первые два реактора ABWR, как отмечено выше, уже запущены в эксплуатацию. Компания Mitsubishi разработала модернизированную модель реактора PWRS, которая является более простой и для большей эффективности объединяет активные и пассивные элементы системы охлаждения. Работа над проектом такого реактора мощностью 1400 МВт даст основу для развития Японских PWRS реакторов следующего поколения.
В Канаде реакторы CANDU-9 (925-1300 МВт) являются продолжением существующих проектов и имеют более гибкие требования к топливу. В качестве топлива могут использовать естественный уран, слабо-обогащенный уран, восстановленный уран от переработки исчерпанного топлива в PWR реакторах, смешанное оксидное (U и Pu) топливо, способны на прямое использование исчерпанного топлива PWR реакторов, тория и оружейного плутония. В качестве топлива могут также использоваться актиниды, отделенные от повторно обработанных отходов LWR реакторов. Проект реактора CANDU-9 был завершен в 1997 году.
В Европе при совместном участии французских и немецких предприятий разрабатывается большой (до 1750 МВт) Европейский водяной реактор высокого давления (EPR). Это - эволюционный проект, который был принят в качестве нового стандарта для Франции и удовлетворяет новым строгим Европейским критериям безопасности.
В России разработаны два новых проекта. Самый большой из них - ВВЭР-1000 (модель V-392, водо-водяной энергетический реактор), который является развитием проекта PWR реакторов с пассивными системами безопасности. Меньшая версия - ВВЭР-640 (модель V-407) с западными системами контроля и управления. Первые четыре из них будут построены вблизи Санкт-Петербурга, как ожидается, в 2002 году. Разрабатываются также малые плавающие атомные электростанции.
В начало страницы
Назад | Вперед
Посмотреть комментарии[1]
|
