Ядерная и углеводородная энергетики
4,045,210 11,958
 

  Dobryаk ( Практикант )
27 авг 2017 16:43:34

Статья подготовлена на основании доклада гендиректора Nuclear Energy Agency (NEA)

новая дискуссия Статья  385

SMITH, ДЛЯ ATOMINFO.RU, ОПУБЛИКОВАНО 27.08.2017


Мы публикуем статью, подготовленную для электронного издания AtomInfo.Ru, давним активным участником нашего форума. По его просьбе, в авторстве указывается только его ник на форуме Smith.
Статья подготовлена на основании доклада гендиректора Nuclear Energy Agency (NEA) Уильяма Д. Мэгвуда, представленного в июле 2017 года на заседании рабочей группы по вопросу перспектив развития быстрых реакторов в Японии.

Структура NEA

На текущий момент в состав NEA входит 31 страна,
плюс ключевые партнёры, среди которых, к примеру, такой тяжеловес как Китай.
Участники организации нацелены на достижение максимально возможного совершенства в области обеспечения безопасности при эксплуатации объектов использования атомной энергии, разработки перспективных ядерных технологий и долгосрочного стратегирования.

Под эгидой NEA функционирует семь постоянных комитетов, 75 рабочих и экспертных групп.

Комитеты NEA объединяют высокопоставленных правительственных чиновников и технических специалистов для решения сложных задач, стоящих перед мировой атомной отраслью, демонстрации и распространения передовых практик и налаживания эффективного международного сотрудничества.

Банк данных NEA предоставляет информацию по ядерным константам, кодам, оказывает услуги верификации. Также участники NEA совместно реализуют 21 международный проект. Ярким примером в этом смысле может служить многопользовательский центр на базе исследовательского тяжеловодного кипящего реактора в норвежском Халдене.



Направления деятельности NEA

NEA осуществляет финансирование и всестороннюю поддержку деятельности следующих межгосударственныхобъединений.
Generation IV International Forum (GIF), целью которого является устойчивое инновационное развитие ядерных технологий, включая максимально эффективное использование топливных ресурсов и минимизацию образующихся отходов, повышение экономической привлекательности, безопасности и надёжности, устойчивости к распространению, поддержание физической защиты.

Multinational Design Evaluation Programme (MDEP) - объединение компетентных национальных органов для совместной оценки вновь разрабатываемых реакторных технологий.

International Framework for Nuclear Energy Cooperation (IFNEC) - площадка для международного обсуждения по самому широкому кругу вопросов развития атомной науки и техники, включающая как экономически развитые, так и развивающиеся страны.


Крупные совместные проекты, реализуемые с привлечением стран-членов NEA и ключевых партнёров вне организации, покрывают весьма широкий спектр проблем развития атомной науки и техники, включая ядерную и радиационную безопасность, базы данных по теплогидравлике и протеканию тяжёлых аварий, материаловедение, разработку перспективных топливных композиций, утилизацию РАО, радиологическую защиту персонала и т.д.



Планы и барьеры


В 2015 году была опубликована долгосрочная программа развития ядерных технологий (Technology Roadmap), участие в совместной разработке которой принимали специалисты NEA и International Energy Agency.

Помимо обзора текущего состояния мирового ядерно-энергетического рынка и определения наиболее перспективных направлений инновационного развития, которые могут способствовать значительному росту доли АЭС в глобальном энергобалансе, в работе были подробно проанализированы барьеры, стоящие на пути у атома, и представлены рекомендации по их преодолению.



Среди проблем авторы работы выделили следующие.

1) Некорректное ценнообразование на рынках электроэнергии, которое ставит в невыгодное положение объекты базовой генерации, к которым традиционно относятся АЭС.

2) Необходимость решения в относительно сжатые сроки вопросов продления эксплуатации действующих АЭС и демонстрации возможности эффективного сооружения и эксплуатации установок поколений III и III+.

3) Решение проблем развития инновационных технологий, к которым относятся малые модульные реакторы, установки поколения IV и др., в части стоимости сооружения и эксплуатации, лицензирования.

4) Помимо этого, немаловажной проблемой является и наблюдающееся в некоторых странах общественное неприятие атомной энергетики с точки зрения обеспечения безопасности, подогретое относительно недавними событиями на японской АЭС "Фукусима Дайичи".

5) Актуальной остается и проблематика нераспространения ядерных делящихся материалов, которая обостряется в случае движения в сторону расширения клуба стран-обладателей АЭС.

6) Наконец, во многих странах по-прежнему нерешённой остаётся судьба обращения с ядерными отходами (долгосрочного хранение и окончательное захоронение).

Примечание. Под обобщающим термином Nuclear Waste на Западе традиционно понимают не только непосредственно радиоактивные отходы, но и ОЯТ.

Отходы и нераспространение


На первом этапе развития гражданской атомной энергетики (50-ые годы прошлого века) необходимость рециркуляции ОЯТ была неотъемлемой частью долгосрочного стратегического видения.

Однако, как известно, плутоний, выделенный из гражданского ОЯТ,вполне может быть направлен на создание ядерного оружия. Это серьёзно тормозит процесс расширения присутствия АЭСна мировой энергетической карте.

Исследования показывают, что утилизация ОЯТ путём захоронения в геологических хранилищах технически реализуема, но при этом не устраняет все потенциальные риски распространения.

Замыкание ЯТЦ с использованием передовых технологий позволит утилизировать в реакторе практически весь делящийся материал из ОЯТ, предотвращая его нежелательное (военное) использование или попадание в окружающую среду.



Захоронение против рециркуляции


Среди плюсов геологического захоронения ОЯТ специалисты NEA отмечают следующие: сильная научно-техническая база, потенциал изоляции радиоактивных материалов на несколько тысяч лет, возможность приёма в хранилище любых ядерных отходов в самых разнообразных формах, лёгкость выбора места для подобного хранилища с точки зрения технологической осуществимости.

Что же касается минусов варианта прямого захоронения ОЯТ, то их тоже немало. Прежде всего, это проблема получения одобрения на размещение хранилища в большинстве стран, фактическая потеря около 95% энергетического потенциала ядерного топлива, необходимость обеспечения надёжной изоляции долгоживущих нуклидов примерно на 1 миллион лет.

Вдобавок ко всему, плутониевая составляющая ОЯТ становится более доступной для извлечения по мере распада основных продуктов деления, что негативно сказывается на решении проблемы нераспространения.

Относительно рециркуляции ОЯТ можно сказать, что этот вариант позволяет существенно сократить объём ВАО, идущих на окончательное захоронение, уменьшить содержание актинидов в отходах, использование энергетического потенциала повышается на 25-30% в сравнении с однократным использованием ядерного топлива, что способствует укреплению энергетической безопасности.

Примечание. В докладе не уточняется, но судя по контексту (повышение использования энергетического потенциала на 25-30%), в данном случае речь идёт о рецикле ОЯТ в тепловых реакторах.

Помимо этого, ВАО, образующиеся в результате рециркуляции ОЯТ, относительно легко перемещать и хранить, так как они находятся в остеклованном виде.

Отрицательные последствия принятия такого решения связаны как с проблематикой нераспространения (при рециркуляции ОЯТ есть опция выделения плутония), так и с возможным воздействием самого процесса на окружающую среду, с дороговизной применяемых в настоящее время методов переработки.

Одновременно с этим, основные требования к месту окончательного захоронения ВАО с точки зрения обеспечения ядерной и радиационной безопасности снижаются незначительно.



Новые технологии рециркуляции

В отличие от используемых в настоящее время технологий рециркуляции ОЯТ, вновь разрабатываемые технологии позволят радикально сократить объёмы, радиотоксичность и тепловыделение ВАО, идущих на окончательное захоронение.


Это приведёт к заметному сокращению сроков необходимости мониторинга конечных хранилищ до значений, которые станут сопоставимы с продолжительностью человеческой жизни.

Новые технологии позволят утилизировать большинство актинидов и некоторые долгоживущие продукты деления, что благоприятно скажется на долгосрочной безопасности хранилищ ядерных отходов.

И наконец, важно, что многократный рецикл трансурановых элементов приведёт к колоссальному расширению топливной базы атомной энергетики (использование более 90% энергетического потенциала уранового сырья), что будет способствовать её стабильному развитию на тысячелетия вперёд.

Однако существенным недостатком инновационных методов рециркуляции ОЯТ является то, что подобные технологии на данной стадии своего развития всё ещё требуют проведения довольно масштабных НИОКР с последующей демонстрацией работоспособности и коммерческой эффективности на промышленном уровне.

К этому добавляется традиционное для любых технологий замыкания ЯТЦ неприятие со стороны общественности, обеспокоенной проблемой нераспространения.



Реакторы будущего


Как уже упоминалось, NEA активно поддерживает развитие инновационных реакторных технологий поколения IV (форум GIF). При этом наиболее активное участие в процессе, если оставить за скобками Евросоюз, принимают Япония (участвует в развитии пяти из шести проектов поколения IV), Россия и Франция (участвуют в четырёх из шести проектов).
Помимо перечисленных стран и Евросоюза в состав GIF в качестве активных участников входят Канада, Китай, Южная Корея, ЮАР, Швейцария и США. В роли наблюдателей за процессом, без участия в развитии той или иной технологии, числятся Аргентина, Бразилия и Великобритания.
В июне 2016 года членом GIF стала Австралия, которая в самое ближайшее время планирует включиться в процесс развития высокотемпературного (VHTR) и жидкосолевого (MSR) направлений.
В таблице 1 кратко описана текущая ситуация с развитием наиболее известных проектов реакторов на быстрых нейтронах в мире.


Таблица 1. Развитие реакторов на быстрых нейтронах.








Проект


Описание


Страна


Статус


Примечание


Advanced
Lead Fast REactor Demonstrator (ALFRED)
Малый свинцовый реактор с ЗЯТЦ
Италия, Румыния, Чехия
Будет сооружаться на территории Румынии. Ввод - 2030 год.
 
БРЕСТ-ОД-300
Малый свинцовый реактор с ЗЯТЦ
Россия
Начало сооружения запланировано на начало 2018 год. Ввод - 2024 год.
Нитридное топливо
БН-1200
Коммерческий натриевый реактор
Россия
Проект разрабатывается, ожидается решение о сооружении. Возможный срок ввода - вторая половина 20-ых годов.
МОХ-топливо. При разработке проекта учтён опыт создания БН-800.
Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID)
Демонстрационный натриевый реактор мощностью 600 МВт(э)
Франция
Решение о сооружении ожидается в 2019 году. Срок ввода - 2030 год.
 
TerraPower / Traveling Wave Reactor (TWR)
Демонстрационный реактор на бегущей волне мощностью 600 МВт(э)
Компании США в кооперации с китайскими организациями
Решение о сооружении ожидается. Срок ввода - 2030 год.
Инновационное топливо, однократный топливный цикл
ALLEGRO
Быстрый реактор с гелиевым теплоносителем мощностью 2400 МВт(т). Предполагается использование цикла Ренкина.
Словакия, Чехия, Венгрия, Польша, при поддержке Франции
Проводятся НИОКР и проектные работы. Возможный срок ввода - середина 20-ых годов.
U-Pu топливо. Предусмотрена возможность использования как МОХ, так и керамического топлива.


Прогноз-2050


Исключительно важным с точки зрения среднесрочного (2030 год) и долгосрочного (2050 год) стабильного развития мировой атомной энергетики является верное определение ключевых потребностей отрасли в части требуемых НИОКР и реперных точек освоения инновационных технологий.

Существенно облегчить процесс глобального внедрения инновационных решений может позволить грамотная организация международного сотрудничества в области совместного использования исследовательской базы и эффективного взаимодействия национальных регулирующих органов.

В настоящее время NEA ведёт работы по самым разнообразным направлениям, необходимым для будущего развития отрасли. Среди них:
      - разработка толерантного топлива,
      - управление тяжёлыми авариями,
      - внедрение пассивных систем безопасности,
      - продление сроков эксплуатации реакторов поколения II до 80 лет,
      - усовершенствованное топливо и материалы,
      - перспективные ЯТЦ (включая рециркуляцию ОЯТ),
      - когенерация и применение промышленного тепла,
      - моделирование и тренажёры,
      - АСУ ТП и КИПиА,
      - развитие сопутствующей инфраструктуры.



Всё сложно

В настоящее время атомная отрасль во всём мире переживает не лучшие времена. Это связано, прежде всего, с финансовыми проблемами (увеличение стоимости сооружения АЭС вследствие, в том числе, усиления нормативных требований), низкими ценами на углеводородное топливо, общественной озабоченностью проблемами ядерной безопасности после событий на АЭС "Фукусима Дайичи", проблемами с качеством критически важного оборудования.

Негативно сказывается на атомной энергетике и массовое появление на электроэнергетическом рынке нетрадиционных источников генерации, которые пользуются сильной господдержкой.


Темпы проведения исследований по перспективным направлениям развития оставляют желать много лучшего в связи с урезанием ранее запланированного финансирования, старением исследовательской инфраструктуры, кадровым голодом (ветераны уходят, не оставляя после себя достойной смены), отсутствием стабильной политической поддержки в течение всего продолжительного срока реализации программ в области атомной науки и техники.

В этом смысле показателен пример параллельного развития и стагнации комиссии по атомной энергии (ныне упразднена, функционал разделен между NRC и DoE) и космического агентства (NASA) США.

В начале 50-ых годов прошлого века обе организации обладали весьма ограниченной инфраструктурой и поддержкой со стороны промышленных предприятий, однако примерно через 15 лет практически одновременно продемонстрировали стремительный рост и достигли мощнейшего технического прогресса.

В 70-ых годах как в атомной, так и в космической отраслях США были инициированы амбициозные проекты, нацеленные на долгосрочное лидерство на мировой арене. К сожалению, процесс их реализации оказался чересчур сложным и финансово затратным. Это привело к снижению интереса к проектам со стороны государства и общественности, заметному сокращению финансирования.

В результате, в настоящее время указанные отрасли в США переживают застой, перспективные направления и масштабы их дальнейшего развития чётко не определены.



Японский выбор


Последний раздел своего доклада Уильяма Д. Мэгвуд посвятил принимающей стороне, то есть, Японии.

В течение двух десятилетий, предшествовавших трагическим событиям на АЭС "Фукусима Дайичи", японская программа развития атомной энергетики была одной из самых масштабных и перспективных в мире.

Претворение в жизнь всех намеченных планов было возможно за счёт сильной поддержки со стороны правительственного аппарата, стабильного и хорошо спланированного финансирования на протяжении многих лет, наличия большого штата высококвалифицированных учёных и инженеров, качественной сопутствующей инфраструктуры, грамотного выстраивания международного сотрудничества, строгой приверженности принципам нераспространения.

Чтобы понять, куда японцам двигаться дальше, какова должна быть стратегия развития национальной энергетики, необходимо, прежде всего, принять во внимание тот факт, что в настоящий момент Япония импортирует около 95% потребляемых первичных источников энергии, из которых 40% - это нефть, 80% которой, в свою очередь, поставляется с Ближнего Востока.

Доля ВИЭ, не являющихся базовой генерацией, в балансе производства электроэнергии Японии растёт (в настоящее время около 7% в сравнении с 1% в 2010 году, а к середине 2020 года ожидается 20%). При этом важно понимать, что, помимо проблем с несением базовой нагрузки, ВИЭ имеют далеко не самые лучшие экономические показатели.

Вдобавок к этому, к 2030 году Япония планирует сократить выбросы CO2 на 26% ниже уровня 2013 года (эквивалентно сокращению примерно на 18% ниже уровня 1990 года). Добиться этого без использования АЭС в энергобалансе представляется маловероятным, к тому же в будущем специалисты прогнозируют рост электропотребления в стране, вопрос лишь в его темпах.

Следует признать, что потеря темпа развития и накопленного кадрового потенциала, отраслевых баз знаний по результатам уже проведённых исследований станет непросто компенсировать в будущем.

А ведь в настоящий момент Япония занимает уникальное место на международной арене, выступая в качестве ключевого партнёра для многих стран и активного участника различных международных организаций, включая NEA.

Япония производит широкую номенклатуру уникального оборудования объектов использования атомной энергии и вносит весомый вклад в решение проблемы нераспространения.

В заключение докладчик отметил, что полное восстановление доверия общественности после аварии на АЭС "Фукусима Дайичи" по понятным причинам займёт много лет, в течение которых необходима демонстрация надёжной и безопасной работы АЭС и объектов ЯТЦ.

Однако это вполне достижимо, чему свидетельствует пример США, успешно преодолевших последствия аварии на АЭС "Три-МайлАйленд".
Отредактировано: Dobryаk - 01 янв 1970
  • +0.14 / 11
  • АУ
ОТВЕТЫ (11)
 
 
  Мишел ( Слушатель )
31 авг 2017 19:33:38

Странная таблица. А где Мирра-то? И китайский ЖСБР?
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
31 авг 2017 20:07:59

Табличка называется "Развитие реакторов на быстрых нейтронах".

"МИРРА" относится к электроядерным установкам (подкритическая сборка + протонный ускоритель). К БР отнести можно с большой натяжкой. Да и давно это было - Ссылка (2003 г). Скорее всего дальше красивых картинок дело не пошло, как впрочем и многих других проектов, оставшихся в "памятях супер-компьютеров".

Про китайский ЖСБР особо не знаю. Может чего нибудь мутят.
  • +0.08 / 5
  • АУ
 
 
 
  Мишел ( Слушатель )
31 авг 2017 20:41:20

Мирра это вот - http://sckcen.be/en/…ure/MYRRHA 
и вот http://www.new.areva…oject.html 
  • +0.02 / 1
  • АУ
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
31 авг 2017 22:01:59

 Так я про неё и говорю.

Скажу больше в 2000+ в рамках МНТЦ был проект "SAD" на базе протонного 660 МэВ ускорителя (ОИЯИ Дубна) - SAD , который был доведён до стадии технического проектирования, фактически на 2/3 в железе, с хорошей МОХ-сборкой. Из закромов родины не пожалели 95% плутония для этих целей. Однако Европа дала обратный ход. Деньги внезапно кончились.

А так бы, установка давно бы пыхтела, и выдавала на гора результаты реальных экспериментов.
  • +0.10 / 6
  • АУ
 
 
 
 
 
  Senya ( Слушатель )
01 сен 2017 06:31:09

Эээ... Я могу представить, что такое 95% уран (U235/U238), но что такое 95% плутоний? 5% Pu240? А для реактора какая разница между этими изотопами? Или что-то другое?
UPD. Добрался до справочника, сечение деления на тепловых нейтронах у Pu239 748 барн, а у Pu240 0,056 барна. Но в МОХ топливе "реакторные" количества Pu240 вроде особо не мешают?
  • +0.02 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
 
  Alexxey ( Слушатель )
01 сен 2017 15:29:08

Может имелось в виду не 95-процентного, а 95 процентов?
  • +0.02 / 1
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
  Senya ( Слушатель )
01 сен 2017 15:45:43
Улыбающийся ну не под сотню же тонн всего оставшегося.
Там по ссылке табличка есть, на странице 6 (которая 914)
239Pu fraction % from all Pu isotopes ≥95.0

О засадах использования Pu240 в оружии я формально знаю. Интересно, какие с ним проблемы в топливе (ну кроме того, что он плохо делится).
  • +0.04 / 2
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
  Dobryаk ( Практикант )
01 сен 2017 16:16:37

Засада в спонтанном делении. В заправке топлива слишком много критмасс, что неприятно даже с учетом "пространественного разбавления" — это не единый блок, а гетерогенная структура.
  • +0.10 / 6
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Senya ( Слушатель )
01 сен 2017 16:36:44

В смысле при сборке и перевозке? При работе там должны быть плотности нейтронов, превышающие спонтанные на десятичные порядки.
  • +0.01 / 1
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  Dobryаk ( Практикант )
01 сен 2017 16:51:01

Лучше, чтобы от спонтанных ничего не могло приключиться с гарантией не в разы, а во много порядков.
  • +0.08 / 5
  • АУ
 
 
 
 
 
 
 
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
01 сен 2017 18:44:59


Для лучшего понимания, какая там крит-сборка, приведу другую статью по моделированию сборки - Ссылка . Здесь цифры немного другие, но не принципиально.



Т.е. критмасс здесь выше крыши. Но естественно всё разбито на твэлы, ТВС с соответствующим пространственным распределением.

И да, конечно, я имел ввиду содержание Pu-239, коего на всё про всё предполагалось выше 100 кг.

Ещё интересный момент. Сколько на всё про всё хотели потратить денюх, и в какие сроки (реальные +/-) могли всё это зафигачить, имеется в виду всю установку SAD (кстати плутоний шёл по нулевой цене). Источник вспомнить не могу, поэтому без ссылок.
ЦитатаCost and Schedule of SAD Experiment
 
•Total Cost$1,750,000
•ISTC funding$1,200,000
•EC funding$ 400,000
•JINR funding$ 150,000
•Other funding$ 150,000*
•Schedule3  yr project (design&construct) start June 2004 operational 2007
  • +0.15 / 6
  • АУ