Your browser does not support Javascript, in order to see this website. Please turn it on.

Technologinė pažanga

Branduolinių technologijų srityje pirmaujančios šalys 2001 m. liepos mėn. įkūrė IV kartos reaktorių tarptautinį forumą ( angl. Generation IV International Forum – GIF). Pagrindinis šio forumo tikslas – suvienyti jėgas ir sukurti naujos kartos branduolines technologijas ateities poreikiams energetikos srityje patenkinti. Forumo narės-steigėjos buvo Argentina, Brazilija, Pietų Afrikos Respublika, Pietų Korėja, Japonija, Prancūzija, Didžioji Britanija, JAV ir Kanada. 2002 m. prie šios organizacijos prisijungė Šveicarija, po metų – Europos atominės energijos bendrija (EURATOM), 2005 m. – Rusija bei Kinija. Dabar GIF vienija 13 šalių.

GIF vykdo intensyvius ketvirtosios kartos reaktorių projektų tyrimus. Pirmasis naujosios kartos labai aukštos temperatūros reaktoriaus (angl. Very High Temperature Reactor – VHTR) projektas gali būti užbaigtas iki 2021 m., kiti reaktoriai turėtų pradėti veikti po 2030 m.

Prieš pradėdama kurti ketvirtosios kartos reaktorių projektus, GIF organizacija iškėlė 8 pagrindinius tikslus, susijusius su ekologija, saugumu ir patikimumu, ekonomiškumu, fizine apsauga ir radioaktyviųjų medžiagų vagysčių tikimybės sumažinimu. Šie tikslai turi būti įgyvendinti kuriant naujuosius ketvirtosios kartos reaktorius:

Ekologiškumas

  1. Gaminama elektros energija turi būti ekologiška, o branduolinis kuras turi būti naudojamas efektyviai.
  2. Sumažinti bei taip tvarkyti branduolines atliekas, kad ilgalaikės atliekų priežiūros poreikis būtų kuo mažesnis.

Saugumas ir patikimumas
Ketvirtosios kartos reaktoriai turi pasižymėti:

  1. Itin didele sauga ir patikimumu.
  2. Labai maža aktyviosios reaktoriaus dalies pažeidimo tikimybe.
  3. Įvykus avarijai jos pasekmėms likviduoti neturi būti reikalinga išorinė pagalba.

Ekonomiškumas

  1. Ketvirtosios kartos reaktoriuose pagamintos elektros energijos savikaina turi būti daug mažesnė už kitais būdais pagamintą elektros energiją.
  2. Naujųjų reaktorių projektų finansavimo rizika turi būti ne didesnė už kitų elektros energijos gamybos būdų projektų finansavimo riziką.

Fizinė apsauga ir radioaktyviųjų medžiagų vagysčių tikimybės sumažinimas

  1. Ketvirtosios kartos reaktoriuose naudojamos medžiagos ir įrenginiai turi būti kuo mažiau tinkami branduolinio ginklo gamybai ir turi būti užtikrinta fizinė apsauga nuo teroristinių išpuolių.

Rusija turi savo atskirą programą „Proryv“ (rus. „Proveržis“) IV kartos reaktorių kūrimui. Šios programos tikslas, sukurti greitųjų neutronų reaktorių flotilę branduolinio kuro ciklo uždarymui*. 2014 metais pradėta prototipinio greitųjų neutronų reaktoriaus BN-800 eksploatacija. Iki 2030 metų planuojama pastatyti kelis pramoninius IV kartos BN-1200 reaktorius.

U-235, kuris branduolinėje energetikoje naudojamas elektros energijai gaminti, išteklių pakaks 100-200 metų. Panaudotame branduoliniame kure U-238 kiekis siekia iki 96 proc. Įvertinta, kad pakartotinai jį panaudojus IV kartos greitųjų neutronų reaktoriuose, kuriuose U-238 virsta į Pu-239, branduolinio kuro ištekliais galima apsirūpinti iki kelių tūkstančių metų.

Taip pat greitųjų neutronų reaktoriuose didelio aktyvumo ilgaamžių radioaktyviųjų atliekų kiekius galima sumažinti iki 100 kartų.

Žemiau yra pateikiama perspektyvinių ateities IV kartos reaktorių koncepcijų apžvalga.

IV kartos reaktorių pagrindinių parametrų palyginimas

Reaktorius

Neutronai*

Kuro ciklas**

Elektrinė galia, MW

Paskirtis

Tęsiami arba reikalingi tyrimai

Ypač aukštos temperatūros reaktorius(VHTR)

Lėtieji (šiluminiai)

Atvirasis

250

Elektros energijos, vandenilio gamyba, šilumos tiekimas

Kuro, aktyviojoje zonoje naudojamų medžiagų, vandenilio gamybos proceso tyrimai

Superkritinio vandens reaktorius (SCWR)

Lėtieji (šiluminiai) ir greitieji

Atvirasis arba uždarasis

1500

Elektros energijos gamyba

Aktyviojoje zonoje naudojamų medžiagų, saugumo

Išlydytų druskų reaktorius (MSR)

Tarpiniai

Uždarasis

1000

Elektros en., vandenilio gamyba, radioaktyviųjų atliekų perdirbimas

Kuro savybių, aktyviojoje zonoje naudojamų medžiagų, saugumo ir patikimumo tyrimai

Dujomis aušinamas greitųjų neutronų reaktorius (GFR)

Greitieji

Uždarasis

200-1200

Elektros en., vandenilio gamyba, radioaktyviųjų atliekų perdirbimas

Kuro, aktyviojoje zonoje naudojamų medžiagų, saugumo

Skystuoju natriu aušinamas greitųjų neutronų reaktorius (SFR)

Greitieji

Uždarasis

300-1500

Elektros energijos gamyba, radioaktyviųjų atliekų perdirbimas

Kuro bei pažangaus kuro perdirbimo proceso tyrimai

Skystuoju metalu aušinamas greitųjų neutronų reaktorius (LFR)

Greitieji

Uždarasis

50-150, 300-600, 1200

Elektros energijos ir vandenilio gamyba

Kuro ir reaktoriaus aktyviojoje zonoje naudojamų medžiagų

*Neutronai paprastai grupuojami pagal tai, kokios jie yra energijos. 0,025 eV energijos neutronai vadinami lėtaisiais (šiluminiais). Neutronai, kurių energija nuo didesnė negu 10 eV, vadinami tarpiniais. Greitųjų neutronų energija lygi arba didesnė negu 1 MeV.

**Kuro ciklas gali būti atvirasis arba uždarasis. Kai atominės elektrinės eksploatavimo metu susidaręs panaudotas branduolinis kuras neperdirbamas, o jį atitinkamai sutvarkius saugomas arba laidojamas, toks kuro ciklas vadinamas atviruoju. Uždarojo kuro ciklo metu panaudotas branduolinis kuras perdirbamas, t. y. iš jo išskiriami dalieji izotopai uranas arba plutonis, kurie vėliau pakartotinai panaudojami branduoliniam kurui gaminti.

Ypač aukštos temperatūros reaktoriai

Tai grafitą neutronų lėtinimui naudojantis ir dujomis aušinamas branduolinis reaktorius, kurio dujinio aušalo temperatūra gali siekti 1000°C. Reaktoriaus šerdis gali būti sudaryta iš šešiakampių grafito blokų arba gali būti pritaikytas keramikinių guolių (rutuliukų) principas. Dėl ypač aukštų reaktoriaus temperatūrų, VHTR gali būti naudojamas vandenilio gamybai.

Tipinis aukštos temperatūros reaktorių branduolinis kuras yra taip vadinamos TRISO formos urano dioksidas UO2, urano karbidas UCx arba urano oksikarbidas. Jeigu naudojamas keramikinių guolių principas, TRISO kuro rutuliukai supilami į cilindrinę talpą kuri aušinama helio dujomis. Jeigu grafitas yra šešiakampio formos, tuomet kuras sudedamas į strypus, kurie įleidžiami tarp grafito blokų.

Aušalui naudojamas helis arba išlydytos druskos (angl. LS-VHTR – Liquid salt VHTR).

Naudojant helį, pasiekiama 600 MW šiluminė galia ir 1000°C helio temperatūra. Didelis helio pranašumas yra tas, jog šios dujos netampa radioaktyviomis paveikus jas jonizuojančiosios spinduliuotės srautu reaktoriaus aktyviojoje dalyje.

Reaktoriaus aušinimui naudojant išlydytų druskų mišinį, aušalas reaktoriaus aktyviojoje dalyje cirkuliuoja per grafito blokuose išgręžtas skyles. Pagrindinis tokio reaktoriaus pranašumas yra galimybė dirbti ypač aukštose temperatūrose (daugelio druskų virimo temperatūra >1400°C). Šis reaktorius naudoja pasyviąsias sistemas bei turi privalumą avarinių situacijų atveju: aušalui išsiliejus į aplinką, radionuklidai neatsiskiria ir lieka aušalo medžiagoje.

Ypač aukštos temperatūros reaktorių veikimo principo iliustracija:

Superkritinio vandens reaktoriai

Tai yra IV kartos branduolinis reaktorius, kurį aušina superkritinis vanduo (tai toks vanduo, kurio temperatūra ir slėgis yra šiek tiek aukštesni už termodinaminio kritinio taško, kuriame vanduo virsta garais, slėgį bei temperatūrą ir kuris kietuose kūnuose gali išsisklaidyti kaip dujos bei tirpinti medžiagas kaip skystis). SCWR praktiškai yra lengvojo vandens reaktorius (LWR), veikiantis esant didesnei temperatūrai bei slėgiui lyginant su įprastais lengvojo vandens reaktoriais. Superkritinio vandens reaktoriai pasižymi dideliu šiluminio naudingumo koeficientu, siekiančiu iki 45%. Reaktoriaus elektrinė galia siekia 1700 MW. Lyginant su lengvojo vandens reaktoriumi, SCWR yra paprastesnės ir pigesnės konstrukcijos. Dėl šių priežasčių SCWR gali būti naudojamas pigiai elektros energijai gaminti. Šiuo metu superktinio vandens reaktoriaus kūrimo projektus vykdo 32 organizacijos 13 pasaulio šalių.

Superkritinio vandens reaktorių veikimo principo iliustracija:

SCWR neutronų lėtinimui naudoja vandenį, kuris reaktoriaus aktyviojoje dalyje teka specialiais vamzdžiais. Kadangi superkritinis vanduo neutronus lėtina tik iš dalies, todėl yra įmanoma turėti ir greitųjų neutronų superkritinio vandens reaktorių.

Reaktoriaus aušalui naudojamas superkritinis vanduo, kurio temperatūra yra 280-550°C, slėgis >22,1 Mpa. Superkritinio vandens lygiavertės sudedamosios dalys yra skystis ir garai, todėl įkaitęs superkritinis vanduo iš reaktoriaus aktyviosios dalies eina tiesiai į turbiną – nereikalingas sudėtingas garo generatorius, o tai žymiai sumažina reaktoriaus statybos išlaidas.

Reaktoriaus trūkumai yra didelės išlaidos kuro strypams gaminti naudojamiems metalams, kurie turi būti ypatingai atsparūs korozijai. Kol kas dar nėra ištirtos reaktoriuje naudojamų cheminių medžiagų galimos sąveikos reakcijos. Taip pat reaktoriaus paleidimo procedūra yra komplikuota dėl sudėtingų stabilumo kontrolės priemonių naudojimo (reaktorius kuro perkrovimo metu turi būti išjungtas, o paskui vėl paleistas).

Išlydytų druskų reaktoriai

Šie reaktoriai gali būti naudojami elektros energijai gaminti, aktinidams deginti, vandeniliui bei daliajam kurui gaminti.

Išlydytų druskų reaktorių veikimo principo iliustracija:

Išlydytų druskų reaktorius naudoja skystą branduolinį kurą. Kuras paprastai būna ištirpintas natrio fluorido druskų aušale, kuris cirkuliuoja per grafitinius kuro kanalus, kurie lėtina greituosius neutronus. Aušalo temperatūra siekia 700-800°C (virimo temperatūra yra 1400°C), slėgis artimas atmosferos. Antrinis aušinimo kontūras naudojamas elektros energijai gaminti, kuri gaunama Braitono elektros gamybos ciklu. Išlydytų druskų reaktoriuje Braitono cikle kaip darbinė medžiaga naudojamos azoto arba helio dujos. MSR turi daug variantų, kurie ateityje turi būti nuodugniai ištirti.

Dujomis aušinami greitųjų neutronų reaktoriai

Tai yra uždarojo kuro ciklo greitųjų neutronų reaktorius, aušinimui naudojantis helio dujas. Dujos šio reaktoriaus aktyviojoje dalyje įkaista iki 8500C ir tada yra nukreipiamos į Braitono ciklo dujų turbiną. GFR naudoja keletą kuro rūšių: tai gali būti keramikinio kuro mišinys arba keraminiu sluoksniu padengti aktinidų junginiai. Reaktoriuje naudojamas cilindro, plokštelės arba prizmės formos kuras.

Dujomis aušinamas greitųjų neutronų reaktorius naudojamas elektros energijos ir vandenilio gamybai bei radioaktyviųjų atliekų perdirbimui. Reaktoriuje naudojami greitieji neutronai stipriai sumažina ilgaamžių radioaktyviųjų atliekų susidarymą. Tokiame reaktoriuje dalijasi ne tik urano U-235 izotopas, bet ir uranas U-238 bei plutonis Pu-239. Tokiu būdu kuro panaudojimo efektyvumas, lyginant su dujomis aušinamais šiluminių neutronų reaktoriais, padidėja šimtus kartų.

Dujomis aušinamų greitųjų neutronų reaktorių veikimo principo iliustracija:

Iki reaktoriaus galimo įdiegimo 2025-30 m. būtina išspręsti nemažai techninių bei technologinių problemų, susijusių su reaktoriaus aktyviosios zonos konstrukcija, branduolinio kuro tipo ir formos parinkimu, konstrukcinių medžiagų, galinčių dirbti aukštos temperatūros ir didelio tankio greitųjų neutronų srauto aplinkoje, sukūrimu, labai efektyvių helio dujų turbinų sukūrimu.

Skystuoju natriu aušinami greitųjų neutronų reaktoriai

SFR- tai uždaro kuro ciklo skystuoju natriu aušinamas greitųjų neutronų reaktorius. Pagrindinis reaktoriaus kūrimo tikslas yra ilgaamžes ir didelio aktyvumo radioaktyviąsias atliekas paversti trumpaamžėmis bei uždaryti branduolinio kuro ciklą. Svarbu yra tai, jog šiame reaktoriuje bus galima panaudoti didžiąją dalį gamtinio urano energijos, todėl SFR turėtų būti labai ekonomiškas, su itin retomis kuro keitimo procedūromis branduolinis reaktorius. Planuojama sukurti 2 SFR variantus.

Pirmasis yra vidutinio dydžio (150-600 MW elektrinės galios) skystu natriu aušinamas, urano-plutonio-aktinidų-cirkonio metalo lydinio kurą, gaunamą  po integruoto metalurginio perdirbimo proceso, naudojantis reaktorius. Antrasis variantas yra 500-1500 MW elektrinės galios reaktorius, naudojantis MOX kurą, kuris gaminamas iš sodrinto urano ir iš panaudoto branduolinio kuro išskirto plutonio mišinio. Aušalo temperatūra abiem atvejais yra apie 550°C.

Skystuoju natriu aušinamų greitųjų neutronų reaktorių veikimo principo iliustracija:

Skystuoju natriu aušinami greitųjų neutronų reaktoriai veiks trijų kontūrų atominėse elektrinėse. Pirmasis ir antrasis kontūrai užpildomi skystu natriu, trečiasis kontūras veikia pagal Renkino garo turbinos ciklą (taip pasaulyje pagaminama 86 proc. elektros energijos).

Šiuo metu pasaulyje veikia keli bandomieji SFR reaktoriai. 2015 m. turėtų prasidėti bandomoji Rusijos gamybos SFR BN-800 prototipinio skystuoju natriu aušinamo greitųjų neutronų reaktoriaus eksploatacija.

Skystuoju metalu aušinami greitųjų neutronų reaktoriai

Tai uždaro kuro ciklo branduolinis reaktorius, aušinamas skystu švinu arba švino-bismuto lydiniu. Numatoma įvairi tokio reaktoriaus galia: 50-150 MW elektrinės galios baterijos, 300-400 MW elektrinės galios modulinės sistemos bei 1200 MW elektrinės galios branduolinių elektrinių energetiniai reaktoriai.

Šiuo metu daugiausiai tiriamos LFR baterijos, kurios ateityje gali būti pritaikytos aprūpinti elektros energija tuos regionus, kuriuose nėra išplėtoto elektros energijos tiekimo tinklo. Baterijų eksploatacijos laikas turėtų būti 15-20 metų. Pasibaigus baterijos eksploatavimo laikui ji būtų pakeičiama nauja. Tai turėtų daryti baterijas gaminanti įmonė-taip būtų išvengiama radioaktyviųjų medžiagų panaudojimo kariniams tikslams.

LFR reaktoriai OK-550 ir BM-40A buvo naudojami Sovietų Sąjungos karinio jūrų laivyno povandeniniuose laivuose. Reaktoriai generuodavo 155 MW galią. Jų pranašumas prieš vandeniu aušinamus reaktorius buvo daug mažesnė masė bei greitas išjungimas siekiant sumažinti laivo skleidžiamus garsus susidūrimo su priešu atveju. Tačiau šie reaktoriai buvo nepatikimi dėl neprognozuojamo aušalo kietėjimo.

Skystuoju metalu aušinamų greitųjų neutronų reaktorių veikimo principo iliustracija:

LFR reaktorius planuojama pradėti diegti 2025 m. Iki to laiko būtina išspręsti problemas, susijusias su kuro ir medžiagų darbu, esant 5500C ir 750-8000C skystojo metalo temperatūroms. Taip pat būtina sukurti arba pritaikyti esamus procesų ir sistemų modeliavimo programinius paketus.

Daugiau informacijos apie IV kartos reaktorius galima rasti JAV Energetikos departamento išleistame leidinyje „A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Systems“ http://www.ne.doe.gov/genIV/documents/gen_iv_roadmap.pdf.