Поколения ядерных реакторов и тенденции в современном реакторостроении.

Различают 4 поколения ЯР:

К I поколению относят ЯР, разработанные в 1950-е и 1960-е годы, представляют собой видоизмененные и укрупненные ЯР военного назначения, предназначенные для движения подводных лодок или для производства плутония, а также русский некипящий ВВЭР-440-230, британский Magnox (графитовый реактор с воздушным охлаждением углекислым газом). В настоящее время практически все остановлены.

Ко II поколению относят кипящий РБМК, малая серия ВВЭР-1000, PWR (Power Water Reactor – самые распространенные ЯР в мире, их около 200), тяжеловодные PHWR – Power Heavy Water Reactor (канадские CANDU), британский усовершенствованный газовый ЯР (AGR – Advanced Gas Reactor, усовершенствованная версия ЯР Magnox). Большинство из эксплуатируемых в мире ЯР.

ЯР III поколения называют «усовершенствованными ЯР». Большинство из них являются моделями, разработанными на базе ЯР II поколения с инновационными изменениями. Это:

- реакторы РБМК 1500 (Игналинской АЭС (Литва))

- усовершенствованный унифицированный ВВЭР-1000 (компании

Атомэнергопроект и Гидропресс, Россия);

- APWR (разработчики – компании Mitsubishi и Westinghouse, APWR+

(японская компания Mitsubishi);

- EPR (французская компания Framatome ANP) АЭС "Тайшань”;

- AP-1000 (американская компания Westinghouse), АЭС Саньмень, АЭС Хайян.

- KSNP+ и APR-1400 (корейские компании);

- CNP-1000 (Китайская национальная ядерная корпорация);

- реакторы на кипящей воде и т.д.

Во всём мире, как правило, в настоящее время эксплуатируются ЯР II, III, III+ поколения, а ЯР I поколения, за редким исключением, не используются.

IV поколение ЯРпока представляет собой набор проектов в стадии исследования. С 1950-х годов мощность возводимых энергоблоков возросла с 60 Мвт до 1500 Мвт, чему сопутствовал рост затрат. В настоящее время намечается движение в сторону разработки малых энергоблоков, которые могут быть построены как отдельно, так и в качестве частей более крупного комплекса.

ЯР IV поколения на ТН:

1) сверх высокотемпературный ЯР (VHTR – Very High Temperature Reactor) мощностью 600 МВт с гелиевым теплоносителем и графитовым замедлителем с урановым или ториевым топливом; с возможностью выработки водорода; планируется подсоединить гелиевую газовую турбину к системе охлаждения (необходимая турбина с требуемыми характеристиками находится в стадии разработки);

2) надкритический ЯР мощностью 1700 МВт с водяным охлаждением (SCWR – Supercritical Water cooled Reactor) с оксидом урана в качестве топлива, работающий при сверхкритических давлении (более 200 атм.) и температуре сосуществования фаз воды жидкость-

пар;

3) жидкосолевой ЯР (MSR – Molten Salt Reactor) мощностью 1000 МВт с урановым топливом, расплавленным в соли фторида натрия (первый контур), циркулирующей по графитовым каналам а.з.

ЯР IV поколения на БН:

1) газоохлаждаемый ЯР (GFR – Gas cooled Fast Reactor) с гелиевым теплоносителем;

2) ЯР с натриевым охлаждением (SFR – Sodium cooled Fast Reactor);

3) ЯР с охлаждением расплавом свинца или свинца и висмута (LFR – Lead cooled fast reactor) мощностью 50–1200 МВт (двухконтурная АЭС), российским аналогом этого ЯР является реактор БРЕСТ – быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (с естественной

безопасностью).

Тенденции в современном реакторостроении:

Согласно опубликованным сценариям развития мирового сообщества, за период с 2000 до 2050 года глобальное потребление первичной энергии возрастет в среднем в 2,5 раза, а потребности в электроэнергии в среднем в 4,7 раза. В настоящее время отсутствуют какие-то универсальные способы решения энергетических проблем. Однако, по крайней мере, на ближайшие несколько десятилетий существует ряд реальных возможностей для энергообеспечения устойчивого развития человечества:

· повышение эффективности производства и использования электроэнергии с использованием традиционных органических энергоносителей;

· расширение областей применения возобновляемых источников энергии, таких как: ветровая, солнечная и геотермальная энергия, а также биомасса;

· увеличение использования атомной энергии.

Большинство сценариев развития предсказывает существенное и устойчивое увеличение использования ядерной энергии. В ближайшем будущем планируется реализовать следующие проекты:

ВВЭР-1500.

Этот реактор предназначен для энергоблоков АЭС нового поколения. Основные технические решения: увеличенный размер корпуса реактора; сниженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000; увеличенная высота обогреваемой части активной зоны; ПГ горизонтальный типа ПГВ-1000М; пассивные системы безопасности рассчитаны на работу в течение не менее 24 часов; технические средства управления тяжелыми авариями; назначенный срок службы основного оборудования 50 лет, корпуса реактора - 60 лет. Тепловая мощность 4250 МВт, Длительность кампании 6 лет, Обогащение топлива подпитки 4,4%.