Всем миром
В частности, сегодня Россия не только эксплуатирует реакторы поколения III+, но и создает уникальные решения для атомной энергетики будущего. Росатом уже строит блоки собственного производства с реакторами ВВЭР-1200 в Турции, Египте, Вьетнаме и Бангладеше. На сегодняшний день эти разработки считаются самыми безопасными. Подробно о системах защиты современных реакторов мы рассказывали здесь.
Кроме того, Росатом также развивает реакторы на быстрых нейтронах и системы замкнутого топливного цикла, где Россия остается мировым лидером. Именно российские проекты — от БН-800 до новейшего БРЕСТ-ОД-300 — формируют представление о том, каким будет «четвертое поколение» атомной энергетики: еще более безопасное, эффективное и экологичное.
В 2000 году Россия инициировала дискуссию во время реализации Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО) под эгидой МАГАТЭ. Годом позже Министерство энергетики США предложило проект «Поколение IV» — мировую коллаборацию в развитии атомной энергетики, поскольку Штаты планировали масштабное развитие своей ядерной энергетики в первой половине XXI века.
И на ИНПРО, и на форуме «Поколение IV» при определении технологий будущего специалисты руководствовались следующими критериями:
- новые ядерные технологии должны обеспечивать стабильное производство энергии с минимальным количеством отходов;
- Доля урана-235 в природном уране — 0,7%, поэтому большая часть изотопа урана-238 сейчас складируется.
- себестоимость производимой энергии должна быть ниже по сравнению с другими видами генерации на всем жизненном цикле;
- уровень безопасности должен исключать запроектные аварии;
- технологии должны гарантировать нераспространение.
В форуме «Поколение IV» приняли участие 13 государств: Россия, США, Австралия, Аргентина, Бразилия, Канада, Китай, Франция, Япония, Южная Корея, ЮАР, Швейцария и Великобритания, а также Евратом, представляющий интересы Евросоюза. С 1 марта 2025 года Россия больше не участвует в программе и развивает свои ядерные проекты.
На 2025 год страны работают в области шести новых реакторных технологий: быстрого реактора с газовым охлаждением, быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, реактора на расплавленных солях, быстрого реактора с натриевым теплоносителем, сверхкритического реактора с водяным охлаждением и сверхвысокотемпературного реактора.
На рисунке представлено шесть новых типов реакторов четвертого поколения, где 1 — сверхвысокотемпературный реактор (VHTR), 2 — реактор на расплавленных солях (MSR), 3 — быстрый реактор с натриевым теплоносителем (SFR), 4 — сверхкритический реактор с водяным охлаждением (SCWR), 5 — быстрый реактор с газовым охлаждением (GFR/БРГ), 6 — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR).
Реакторы на быстрых нейтронах (SFR, LFR, GFR) являются наиболее перспективными для замкнутого топливного цикла, так как могут использовать топливо из регенерированных ядерных материалов, что позволяет значительно сократить количество радиоактивных отходов и использовать ресурсы более эффективно. Реакторы MSR, VHTR и SCWR также могут быть использованы в замкнутом цикле, но требуют более сложной переработки топлива.
Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR)
Ядерная реакция у реактора происходит на быстрых нейтронах. Это позволяет использовать широкий спектр ядерного топлива, включая торий и плутоний, а также регенерированное ядерное топливо.
Свинцовый теплоноситель отличается высокой плотностью и отличной теплоемкостью, он не поглощает нейтроны, что делает его идеальным для поддержания эффективной реакции деления. Температура кипения свинца около 1750°C , благодаря чему быстрый реактор со свинцовым теплоносителем работает при высоких температурах без риска закипания и потери теплоносителя. На выходе из реактора температура теплоносителя может достигать 800°C , что открывает возможности для производства водорода с помощью термохимических процессов.
Принцип работы
Нагретый свинец передает тепло в теплообменники, где оно может быть использовано для генерации пара и выработки электричества.
Безопасность
В случае утечки свинец не образует газообразные продукты, как это происходит с водой. Это снижает риск взрывов и утечек радиации. Кроме того, свинец может сам по себе служить защитным экраном от радиации.
Где разрабатывают
Европейская инициатива по устойчивому развитию ядерной промышленности финансирует создание быстрого реактора со свинцовым охлаждением MYRRHA («многоцелевой гибридный исследовательский реактор для высокотехнологичных применений»/Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications). Это проект бельгийского центра ядерных исследований SCK CEN, расположенного в городе Мол.
В качестве теплоносителя в реакторе будет использована жидкометаллическая смесь свинца (44,5%) и висмута (55,5%). Еще один проект быстрого реактора на свинцовом теплоносителе, разрабатываемый в Европе — ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator). Сооружение запланировано в Румынии. Основная цель проекта — продемонстрировать возможность безопасной и эффективной работы реактора на быстрых нейтронах с использованием свинцового теплоносителя.
СВБР-100, модульный свинцово-висмутовый реактор на быстрых нейтронах мощностью 100 МВт, спроектирован так, что без изменения конструкции может использовать разные виды топлива и работать в различных топливных циклах. На первом этапе — в открытом топливном цикле с отложенной переработкой отработанного ядерного топлива, а в дальнейшем — в замкнутом ядерном топливном цикле с полным воспроизводством собственного плутония.
БРЕСТ-ОД-300 — реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт. Энергокомплекс строится в городе Северск Томской области на площадке Сибирского химкомбината.
После БРЕСТ-ОД‑300 самый близкий к реализации — американский проект быстрого свинцового реактора Westinghouse.
В реакторах четвертого поколения акцент делается на работу на быстрых нейтронах, принципиально иные теплоносители с более эффективными термодинамическими характеристиками, замкнутый ядерный цикл и возможность работы на различных типах топлива (в том числе на регенерате, полученном после переработки отработанного ядерного топлива). Кроме того, такая энергетика открывает новые возможности для производства водорода. Ожидается, что альтернативные теплоносители вместе с пассивными системами защиты сделают реакторы еще более надежными и безопасными. Как это будет реализовано на практике, покажет время.
Сверхвысокотемпературный реактор
Сверхвысокотемпературный реактор (VHTR) представляет собой тип газоохлаждаемого ядерного реактора, который использует высокие температуры (700−1000 °C) для повышения эффективности производства энергии и для других приложений, таких как производство водорода.
В сверхтемпературном реакторе могут использоваться различные типы топлива, включая уран, торий и смешанное топливо (MOX), что делает такие реакторы более гибкими в плане ресурсов. Предполагается более эффективное использование топлива и снижение объема и радиационной активности ядерных отходов по сравнению с реакторами предыдущих поколений.
В качестве рабочего тела для охлаждения используется газ (обычно гелий). Он не является коррозионным и имеет высокую теплоемкость и, соответственно, высокую эффективность передачи тепла.
Принцип работы
Нагретый гелий передает тепло через теплообменник, где оно может быть использовано для различных целей:
- Производство электроэнергии через паровую турбину и электрогенератор;
- Термохимические процессы производства водорода.
Безопасность
Сверхвысокотемпературные реакторы проектируются с учетом пассивных систем безопасности, что означает, что в случае аварийных ситуаций реактор самостоятельно остановит реакцию деления без необходимости активного вмешательства оператора.
Такие реакторы могут работать на более долгих циклах, что снижает частоту перезагрузки топлива и, соответственно, уменьшает эксплуатационные затраты.
Где разрабатывают
В 2023 году в Китае заработала первая в мире АЭС «Шидаовань» с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (VHTR), которые производят тепло с температурой порядка 600−700 °C и также при помощи дополнительных технологических систем могут вырабатывать водород. В технологии задействована активная зона с графитовым замедлителем и гелиевым теплоносителем. Энергоблок состоит из двух высокотемпературных реакторов HTRPM тепловой мощностью 250 МВт каждый и паровой турбиной мощностью 210 МВт. На «Шидаовань» запланирована эксплуатация восьми сверхтемпературных реакторов и двух водо-водяных реакторов мощностью 1400 МВт.
К 2025 году сверхтемпературные реакторы в качестве экспериментальных уже используются в Китае (HTR-10) и Японии (HTTR) и рассматриваются для проекта HTR-PM в Китае, а также в проектах X-Energy и Starcore Nuclear в США.
Реактор на расплавленных солях
Реакторы на расплавленных солях (MSR) используют расплавленные соли в качестве теплоносителя и в некоторых случаях непосредственно как ядерное топливо, что позволяет повысить эффективность технологии и упростить переработку отработанного топлива. Обычно это солевые смеси на основе фторидов (например, фторид лития и фторид бериллия). Они остаются в жидком состоянии при высоких температурах (500−700 °C) и обладают высокой теплоемкостью. В качестве топлива используются уран, плутоний и торий.
Принцип работы
Нагретые расплавленные соли циркулируют через активную зону реактора, где происходит деление ядер. Затем они передают тепло в теплообменники, где оно используется для генерации пара и выработки электричества.
Безопасность
Одним из ключевых преимуществ MSR является их высокая безопасность. В случае утечки расплавленные соли могут быть легко собраны, так как они не образуют газообразные продукты. Кроме того, при перегреве реактор может автоматически остановить реакцию, так как расплавленные соли могут стекать в специальные резервуары, где реакция прекращается.
Где разрабатывают
Oak Ridge National Laboratory (ORNL) (США) — крупнейшее научно-исследовательское учреждение в системе национальных лабораторий Министерства энергетики США — разрабатывает коммерческие реакторы на расплавленных солях. Southern Company и TerraPower (США) разрабатывают быстрый реактор на расплавленных хлоридах. Flibe Energy (США) занимается разработкой Liquid-Fluoride Thorium Reactor (LFTR) — жидкофторидный ториевый реактор.
Terrestrial Energy (Канада) активно разрабатывает свой Integral Molten Salt Reactor (IMSR). Thorcon (США, Индонезия) создает MSR для индонезийского рынка. Seaborg (Дания) и Samsung Heavy Industries (Южная Корея) — компактный MSR. Китай активно работает над ториевым реактором на расплавленных солях, планируя коммерческое использование к 2030 году. Naarea (Франция) и Thorizon (Нидерланды) подписали соглашение о сотрудничестве в области MSR.
В России конструируют исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР) для отработки технологии дожигания долгоживущих компонентов облученного топлива. Реактор планируют запустить к 2031 году на площадке Горно-химического комбината в Железногорске.
Быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем (SFR) используют жидкий натрий в качестве теплоносителя из-за его высокой теплопроводности и низкой вязкости. Он остается в жидком состоянии при высоких температурах (около 550−600 °C) и не образует пар при нормальных условиях, что позволяет эффективно передавать тепло от активной зоны реактора к теплообменникам. Реактор работает на быстрых нейтронах, и это позволяет использовать более широкий спектр ядерного топлива, включая уран-238 и торий.
Принцип работы
Нагретый натрий циркулирует через активную зону реактора, где происходит деление ядер. Затем он передает тепло в теплообменник, где нагревает воду для генерации пара и выработки электричества.
Безопасность
Поскольку жидкий натрий легко воспламеняется при контакте с воздухом и водой, быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют несколько уровней пассивных и активных систем безопасности для отвода тепла и аварийной защиты.
Где разрабатывают
Framatome (Франция) в сотрудничестве Mitsubishi Heavy Industries (Япония) разрабатывает демонстрационный натриевый быстрый реактор, основанный на французской интегральной конструкции.
Россия является единственной страной, эксплуатирующей энергетические реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В настоящее время работают два таких реактора: БН-600 и БН-800. Оба реактора расположены на Белоярской АЭС в Свердловской области. На стадии разработки БН-1200М — проект коммерческого реактора.
Китай тоже делает успехи: там с 2011 года эксплуатируется экспериментальный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем CEFR — его китайцы сооружали в сотрудничестве с Росатомом.
Сверхкритический реактор с водяным охлаждением
Сверхкритические реакторы с водяным охлаждением (SCWR) используют воду со сверхкритическими параметрами в качестве теплоносителя и рабочего тела, но при этом работают при сверхкритических условиях, что позволяет значительно повысить их эффективность. Вода становится сверхкритической, когда ее температура превышает 374 , а давление — 22,1 МПа. В этом состоянии она обладает свойствами как жидкости, так и газа, что позволяет избежать образования паровых пузырей и значительно улучшает теплопередачу.
Принцип работы
В сверхкритических реакторах с водяным охлаждением тепло от ядерной реакции передается в воду со сверхкритическими параметрами, которая циркулирует через активную зону реактора. Нагретая в активной зоне, она продолжает двигаться к теплообменникам и передает тепло в парогенераторы для производства пара, который затем используется для вращения турбин и генерации электричества.
Безопасность
Сверхкритические реакторы с водяным охлаждением имеют встроенные системы контроля температуры и давления в реакторе. В аварийной ситуации сработают механизмы снижения давления и температуры и предотвратят повреждения активной зоны.
Где разрабатываются
SCWR разрабатывают Канада, Китай, Южная Корея, Европа, Япония. Росатом разрабатывает проект ВВЭР СКД (водо-водяной энергетический реактор со сверхкритическими параметрами) — следующий шаг после ВВЭР-С (со спектральным регулированием). Исследования ведутся в Курчатовском институте и на предприятиях Росатома.
Быстрый реактор с газовым охлаждением (БРГ/GFR)
Быстрые реакторы с газовым охлаждением (БРГ/GFR) работают на быстрых нейтронах. В них отсутствует замедлитель нейтронов. Это делает их в десятки раз более эффективными в использовании топлива и позволяет использовать уран-плутониевое топливо, вовлекая в ядерный топливный цикл отвальный (обедненный) уран.
Принцип работы
В БРГ с газовым охлаждением в качестве теплоносителя используется углекислый газ (CO₂) или гелий. Газ проходит через активную зону реактора и поглощает тепло, выделяющееся в процессе ядерной реакции. Нагревшись, он выходит из активной зоны и передает тепло в парогенератор, где вода под действием высоких температур превращается в пар. Этот пар затем используется для привода турбины, которая генерирует электричество. Остывший газ возвращается в реактор для повторного нагрева. Поскольку гелий достаточно вязкий теплоноситель, требуются значительные затраты энергии на его прокачку сквозь активную зону реактора.
Безопасность
Быстрые реакторы с газовым охлаждением имеют ряд систем безопасности, которые обеспечивают контроль за реакцией и предотвращение перегрева. Они используют газы, которые не подвержены критическим давлениям, что снижает риск аварий. Кроме того, БРГ имеют пассивные системы охлаждения.
Где разрабатывают
На 2025 год Европейская инициатива в области устойчивого развития ядерной промышленности финансирует работу над газоохлаждаемым реактором ALLEGRO в Восточной Европе. Проект демонстрирует жизнеспособность концепции БРГ, а также стал испытательным полигоном для тестирования материалов и возможностей водородного производства. В центре компетенций V4G4 участвуют четыре страны: Венгрия, Польша, Словакия, Чехия. В качестве ассоциированного члена выступает французский комиссариат по атомной энергии.
Подробнее о том, как Росатом развивает атомную отрасль за рубежом можно узнать из этой статьи.
