eng
Содержание
Предисловие 5
Предисловие авторов 7
Основные условные обозначения и сокращения 9
Введение 10
Глава 1. Мировое энергопотребление и ядерная энергетика 11
1.1.
Современное состояние мировой энергетики 11
1.2.
Ядерная энергетика 15
1.3.
Реакторы атомных электростанций 20
1.4.
Реакторы поколения IV 24
1.5.
Ядерное топливо высокотемпературных газоохлаждаемых
реакторов 30
1.6.
Ядерное топливо исследовательских реакторов 33
Глава 2. Свойства делящихся материалов ядерного топлива 37
2.1.
Уран-молибденовые сплавы 38
2.2.
Оксидное ядерное топливо 43
2.2.1.
Диоксид урана 43
2.2.2.
Диоксид тория 48
2.2.3.
Система ThO2-UO2 53
2.3.
Карбидное ядерное топливо 62
2.3.1.
Карбиды урана, тория и плутония 63
2.3.2.
Дикарбид тория 68
2.3.3.
Карбиды плутония 70
2.3.4.
Система Th-U-C 72
2.3.5.
Система U-Pu-C 77
2.4.
Нитридное топливо 81
2.4.1.
Мононитрид урана 81
2.4.2.
Уран-циркониевый карбонитрид 85
Глава 3. Получение гранулированных частиц 99
3.1.
Получение сферических частиц методом порошковой металлургии 101
3.2.
Получение сферических частиц методом золь-гель 104
3.3.
Другие методы получения сферических частиц 121
4
Содержание
Глава 4. Нанесение покрытий на частицы делящихся материалов 123
4.1.
Нанесение покрытий методом порошковой металлургии 124
4.2.
Нанесение покрытий методом металлизации 124
4.3.
Нанесение покрытий на сплавы U-Mo 125
4.4.
Нанесение покрытий химическим осаждением из газовой фазы 126
4.4.1.
Получение металлических покрытий 127
4.4.2.
Нанесение керамических покрытий 128
4.4.3.
Нанесение покрытий на топливные частицы
газоохлаждаемых реакторов 130
4.5.
Нанесение покрытий методом импульсного лазерного напыления 144
Глава 5. Разработка ядерного топлива с покрытием 146
5.1.
Высокоплотное ядерное топливо исследовательских
и материаловедческих реакторов 146
5.2.
Альтернативное топливо реакторов поколения IV 155
5.2.1.
Альтернативное ядерное топливо для реактора SCWR 156
5.2.2.
Альтернативное ядерное топливо реактора GFR 166
5.2.3.
Ядерное топливо для реактора VHTR 173
Глава 6. Перспективы использования ядерного топлива с покрытием 190
6.1.
Топливо исследовательских реакторов 190
6.2.
Топливо для легководных реакторов 193
6.3.
Топливо реактора MSR 203
Заключение 210
Литература 214
Предисловие
Устойчивое развитие современной цивилизации в значительной степени за-
висит от надежной энергетики, которая развивается опережающими темпами
по сравнению с другими отраслями и требует различных и стабильных источ-
ников сырья вместо истощающегося углеводородного.
В настоящее время потребности в сырье в основном удовлетворяются за счет
углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы показывают, что эта тен-
денция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако запасы углеводородов,
особенно нефти и газа, достаточно ограничены, к тому же крайне нужны для
быстро развивающегося транспорта и нефтехимии.
Альтернативными углеводородному сырью в настоящее время являются
возобновляемые источники энергии: гидроэнергетика, энергия ветра, биомас-
са, фотовольтаика, термальная энергия, энергия приливов и ядерная энергети-
ка, а в перспективе — термоядерная.
В связи с рядом аварий на атомных электростанциях (The Three Miles Island,
Чернобыльская, Фукусима) в настоящее время усилилось негативное отноше-
ние общественности к использованию атомной энергии, что привело к приоста-
новке или запрету атомных станций в ряде стран (Швеция, Германия, Япония
и др.). Во многих странах резко возрос интерес к использованию возобновляе-
мых видов энергии для обеспечения возрастающего энергопотребления.
Чернобыль и Фукусима серьезно подорвали доверие к ядерной энергетике.
Однако в ежегодном докладе Международного энергетического агентства (МЭА)
в 2011 году было подчеркнуто, что в плане удовлетворения растущих потребностей
в электроэнергии человечество не сможет обойтись без ядерной энергетики в связи
с ее практически неограниченными ресурсами, а также экономическими и эколо-
гическими преимуществами перед традиционными источниками энергии.
По мнению многих ученых, результаты анализа состояния энергетики
в мире подтверждают необходимость сохранения и развития ядерной энергети-
ки, причем не только из-за количества производимой энергии, но и из-за учета
цен и бережного отношения к окружающей среде. Стоимость единицы возоб-
новляемой энергии сейчас примерно в 3–4 раза выше по сравнению с атомной.
Несмотря на то что при строительстве АЭС начальные капиталовложения
достаточно велики, себестоимость выработки 1 МВт·ч электричества более
низка, чем при использовании органического топлива, особенно в связи с на-
логом на выброс вредных веществ.
Вместе с тем эксплуатация ядерных реакторов выявила ряд проблем. Сла-
бым местом современных ядерно-энергетических технологий является ограни-
ченное использование энергетического потенциала уранового топлива. С этой
проблемой тесно связан вопрос о дальнейшей судьбе облученного топлива после
его выгрузки из реактора. Наличие отработанного ядерного топлива вызывает
необходимость решать задачу переработки и окончательного безопасного захо-
ронения отходов.
В настоящее время атомная энергия рассматривается как самая жизнеспособ-
ная для производства электричества, по крайней мере в ближайшие 50–100 лет.
Однако все существующие и строящиеся ядерные энергоблоки недостаточно
конкурентоспособны по сравнению с современными тепловыми электростан-
циями с точки зрения теплового коэффициента полезного действия.
Группа стран (Канада, страны Европейского Cоюза, Япония, Россия,
США и др.) в 2000 г. инициировала международное сотрудничество в области
разработки реакторов следующего поколения. На Международном форуме
(Generation IV International Forum — GIF, 2001) была принята программа, на-
правленная на разработку реакторов поколения IV.
Разработка реакторов поколения IV должна решить ряд важных вопросов
развития ядерной энергетики, таких как: оптимальное использование ядерного
топлива, надежное энергоснабжение, конкурентоспособность ядерной энерге-
тики, безопасность и надежность АЭС, обеспечение гарантии нераспростране-
ния делящихся материалов. Конечная цель разработки таких реакторов — уве-
личение теплового КПД до 45–50 % и выше.
Для достижения поставленных задач по программе GIF значительное внимание
уделяется разработке и исследованию ключевых характеристик ядерного топлива
и конструкционных материалов. В связи с низкой теплопроводностью оксидного
топлива проводятся исследования альтернативного топлива с использованием вы-
сокотеплопроводных и ураноемких соединений делящихся материалов с покры-
тием, которое успешно было использовано при разработке топлива HTGR.
Такой вид топлива предлагается использовать не только во вновь разраба-
тываемых реакторах GIF, VHTR, SCWR, MSP, но и в исследовательских реак-
торах, реакторах LWR.
Представленная В. А. Зайцевым и П. А. Зайцевым монография «Ядерное
топливо с покрытием» посвящена анализу и обобщению опубликованных
и собственных работ авторов, связанных с получением ураноемких и высоко-
теплопроводных делящихся материалов c покрытиями из SiC, ZrC, ZrN и т. д.,
и перспективам их использования в качестве ядерного топлива для действую-
щих и разрабатываемых реакторных установок. Это еще один шаг в разработке
безопасных высокоэффективных реакторов для обеспечения устойчивого раз-
вития ядерной энергетики.
Н. П. Тарасова
Президент Международного союза
теоретической и прикладной химии (IUPAC),
член-корр. РАН, профессор,
директор Института химии и проблем
устойчивого развития, РХТУ им. Д. И. Менделеева,
зав. кафедрой ЮНЕСКО «Зеленая химия для устойчивого развития»
Предисловие авторов
Аварии на АЭС в Чернобыле и Фукусиме серьезно подорвали доверие к ядерной
энергетике. Тем не менее в ежегодном докладе Международного энергетическо-
го агентства (МЭА) в 2011 году было подчеркнуто, что мир в настоящее время
не может обойтись без ядерной энергетики в связи с ее практически неогра-
ниченными ресурсами, а также экономическими и особенно экологическими
преимуществами перед традиционными, в основном углеродсодержащими,
источниками.
Несмотря на ослабление интереса к ядерной энергетике в некоторых стра-
нах, особенно в Европейском Союзе, интерес к этому источнику энергии в стра-
нах Востока и Азии возрастает (Китай, Индия и т. д.).
Мирное использование энергии ядер U и Pu стало возможным после соз-
дания ядерного реактора, в котором выделяемая в результате реакции деления
ядер энергия преобразуется в созидательную тепловую энергию пара.
Основным элементом активной зоны ядерного реактора является тепловы-
деляющая сборка, состоящая из тепловыделяющих элементов (твэлов), в кото-
рых непосредственно и находится ядерное топливо (делящиеся изотопы). Ядер-
ное топливо должно быть работоспособно как в нормальных условиях работы
реактора, так (и это главное) в условиях потери теплоносителя. В настоящее
время разработкой такого топлива занимаются во многих странах, использую-
щих ядерную энергию в мирных целях.
По мнению многочисленных исследователей, такое топливо можно разрабо-
тать только на основе высокотеплопроводных ураноемких соединений — кар-
бидов или нитридов. Для повышения химической устойчивости этих соедине-
ний предлагается использовать покрытия из карбидов и нитридов тугоплавких
соединений (SiC, ZrC, NbC, TiN, ZrN и др.). На основе опыта, накопленного при
разработке топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, для то-
плива реакторов на тепловых нейтронах считается целесообразным использо-
вать покрытия типа BISO на основе одного и того же материала.
Однако сведения о свойствах нового вида топлива, необходимые научным
работникам, инженерам и конструкторам, систематизированы пока недоста-
точно. Данные, приведенные в монографиях рядом коллективов авторов во гла-
ве с Займовским А. С. «Тепловыделяющие элементы атомных реакторов», 1966 г.;
Самойловым А. Г. «Дисперсионные твэлы», 1965 г., 1982 г., «Тепловыделяющие
элементы ядерных реакторов», 1996 г.; Скоровым Д. М. «Реакторное материало-
ведение», 1962, 1968, 1979 гг., в основном касаются использования покрытия при
разработке ядерного топлива дисперсионного типа.
Несмотря на интенсивные исследования по разработке топлива для реакто-
ров поколения IV, нет достаточно полных обзоров и монографий по свойствам
и получению ядерного топлива на основе высокотеплопроводных и ураноем-
ких соединений с покрытиями.
В настоящей работе авторы попытались восполнить этот пробел, собрав во-
едино и проанализировав данные по опубликованным работам и собственным
исследованиям.
В представленной книге рассматриваются вопросы технологии получения
частиц делящихся материалов с покрытиями, выбора материалов покрытия,
влияния такого вида топлива при нормальной работе реактора и особенно
в экстремальных условиях. Авторы надеются, что книга будет полезна для ши-
рокого круга научных работников, инженеров и конструкторов, занимающихся
разработкой твэлов для реакторов поколения IV.
Предлагаемый обзор не претендует на полный охват всех опубликованных
работ.
Авторы заранее благодарны за все замечания по содержанию и форме изло-
жения материалов и надеются, что, несмотря на неизбежные недостатки, книга
послужит дальнейшему развитию исследований в области разработки нового
топлива для перспективных реакторных систем.
Авторы приносят искреннюю благодарность Ю. С. Борисову, Т. Н. Жарко-
вой, К. П. Лукину и О. В. Проценко за их бескорыстный труд и неоценимую по-
мощь в подготовке рукописи книги к печати.
Основные условные обозначения и сокращения
АЭС — атомная электростанция
ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент
ТВС — тепловыделяющая сборка
АЗ — активная зона
ИР — исследовательский реактор
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка
LWR — легководный реактор
HTGR — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
РуС — пироуглерод
1РуС — внутренний слой пироуглерода
0РуС — наружный слой пироуглерода
КПД — коэффициент полезного действия
ГПД — газообразный продукт деления
Е — модуль упругости
Р — давление
Т — температура
— коэффициент теплопроводности
— коэффициент линейного расширения
т. п. — теоретическая плотность
Введение
Трагедии на АЭС Чернобыля и Фукусимы остро поставили вопрос о мирном
использовании ядерной энергии. Без решения вопроса о безопасности исполь-
зование ядерной энергии в мирных целях затруднено, несмотря на то что мно-
гие страны не отказываются от строительства ядерных реакторов.
В связи с этим Международный форум (GIF) предложил для дальнейше-
го развития шесть типов ядерных реакторов, при разработке которых наряду
с экономичностью значительное внимание акцентировал на безопасности.
В настоящее время безопасность ядерных реакторов в основном определяется
проектно-конструкторскими решениями и регламентом эксплуатации. В рам-
ках программы Международного форума «Поколение IV» (GIF) значительное
внимание уделено разработке конструкционных материалов и ядерного топли-
ва, которое должно обладать повышенной стойкостью как в нормальных услови-
ях работы, так и в аварийных ситуациях, особенно при потере теплоносителя.
В книге рассматривается альтернативное оксидному ядерное топливо для
использования в реакторах поколения IV. Предполагается, что оно будет более
устойчиво в аварийных условиях, особенно при потере теплоносителя.
Книга состоит из шести глав. В первой главе дан обзор состояния мировой
энергетики и места в ней ядерной энергетики. Кратко характеризуются реак-
торы до 3+ поколения и приводятся рекомендации Международного форума
(GIF) по дальнейшему реакторостроению. В главе 2 даны характеристики раз-
работанных к настоящему времени соединений делящихся изотопов. Главы 3
и 4 посвящены получению сферических частиц делящихся материалов и нане-
сению на них противоосколочных покрытий. Глава 5 посвящена рассмотрению
свойств делящихся материалов с покрытиями при использовании в разраба-
тываемых реакторах поколения IV. Особое внимание уделено выбору материа-
ла покрытий. В последней 6 главе описываются случаи возможного примене-
ния делящихся материалов с покрытием в исследовательских и легководных
реакторах.
ГЛАВА 1
МИРОВОЕ
ЭНЕРГОПОТРЕБЛЕНИЕ
И ЯДЕРНАЯ
ЭНЕРГЕТИКА
Устойчивое развитие человечества в настоящее время сталкивается с пробле-
мой энергообеспечения. Доступность и стабильность энергоснабжения всегда
имели большое значение для развития современного общества, и эта ситуация
сохранится и в будущем. В связи с этим энергетика развивается опережающи-
ми темпами по сравнению с другими отраслями производства, а производство
электроэнергии является ключевым фактором прогресса в других отраслях
промышленности, сельском хозяйстве и для повышения уровня жизни. Соглас-
но данным [1–5], ожидается рост мирового потребления энергии в 1,5–3 раза
к 2050 году и в 2–5 раз к 2100 году.
1.1. Современное состояние мировой энергетики
С увеличением степени развития общества происходит неуклонный рост по-
требления энергии. Развитие промышленного производства, торговли, улуч-
шение жилищных условий — все это требует дополнительного притока энер-
гии. Без потребления энергетических ресурсов не обходится ни одна сторона
жизнедеятельности человека (рис. 1.1).
Практически все известные виды энергоресурсов (уголь, нефть, газ, энергия
ветра и воды, солнечная энергия, атомная энергия и др.) могут быть использованыдля получения электрической энергии. На рис. 1.2 показана доля различных ви-
дов энергии в общем мировом первичном энергобалансе на конец 2007 г.
Энергетические ресурсы подразделяются на возобновляемые и невозобнов-
ляемые. К невозобновляемым относятся ресурсы, извлекаемые из земли: уголь,
нефть, газ, торф, уран и др. К возобновляемым относятся: солнечная энергия,
(ветер, энергия рек), энергия морских приливов и отливов, геотермальная энер-
гия и так далее.
Однако основными источниками для производства электроэнергии явля-
ются уголь, газ, гидроэнергия (ГЭС) и ядерная энергия (рис. 1.2). Другие источ-
ники энергии могут оказывать заметное влияние на энергообеспечение только
в некоторых странах. Необходимо учитывать и тот факт, что такие источники
энергии, как ветер и солнечное излучение, не являются надежными источни-
ками для промышленного производства электроэнергии в связи с их сильной
зависимостью от расположения на земной поверхности.
В настоящее время на 85 % энергетические потребности в основном удо-
влетворяются за счет углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы по-
казывают, что эта тенденция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако
запасы углеводородов, особенно нефти и газа, достаточно ограниченны, к тому
же необходимы для быстро развивающегося транспорта и нефтехимии.
Прогноз потребления энергии в мире до 2050 года показывает, что доля
электроэнергии в мире будет увеличиваться (рис. 1.3).
Увеличение объема энергопотребления ведет к все возрастающему сокра-
щению потенциальных запасов доступных ресурсов на основе углеводородного
топлива. Одновременно с развитием энергопотребления возросло его влияние
на окружающую среду. На долю топливно-энергетического комплекса прихо-
дится около 55 % загрязнения различными веществами и 70 % теплового загряз-
нения [7].
Основными загрязнителями атмосферы на теплоэнергостанциях являются
оксиды серы и азота, соединения фтора и частицы угольной золы и несгоревшеготоплива [8]. С выбросом в атмосферу оксидов серы и азота связывают развитие
таких негативных глобальных экологических явлений, как ≪кислотные дожди≫.
Последние 50 лет проблема влияния вредных веществ на окружающую среду
приобрела важное значение [9].
На третьей конференции об изменении климата в 1997 году в г. Киото
(древняя столица Японии) был принят заключительный протокол, который
предусматривает общее сокращение выбросов ≪парниковых≫ газов в атмосфе-
ру на 5,2 %. В соответствии с Киотским протоколом были установлены уровни
выбросов вредных веществ в атмосферу для всех промышленно развитых го-
сударств. За превышение выбросов сверх разрешенных уровней установлены
санкции. Практически все участники климатической конференции СОР 21
(Париж, 2015 г.) были едины в признании необходимости перехода к будущей
энергетике с низким содержанием углеводорода [10].
Развитие современной экономики основывается на опережающем развитии
энергетики. Эта тенденция сохраняется независимо от состояния первичных
энергетических ресурсов. В связи с этим мировому сообществу нужно решить
проблему активно растущего мирового энергопотребления. Казалось, что эту
проблему можно решить за счет увеличения добычи нефти и газа, так как сей-
час в мировой структуре энергопотребления углеводороды занимают ведущее
место. Однако все чаще возможности нефти рассматриваются как уже достиг-
шие либо приближающиеся к уровню максимальной годовой добычи. Такая же
перспектива ожидает природный газ, но несколько позже. Не стоит забывать,
что беспокойство относительно выбросов загрязняющих атмосферу оксидовсеры, азота и других вредных соединений требует сокращения использования
углеводородных источников энергии.
Выход возможен при быстром развитии возобновляемых источников энер-
гии за счет использования энергии солнца, ветра, гидроресурсов, энергии
приливов и биомассы, но быстрое развитие технологии возобновляемых ис-
точников энергии требует значительных капиталовложений, что затрудняет
достижение требуемых темпов развития. Переход от традиционных источни-
ков к возобновляемым сейчас является одним из приоритетных направлений
во многих странах.
По данным [11], в области электроэнергетики половина новых мощностей,
вводимых в действие в мире до 2035 года для удовлетворения растущего спроса,
будет приходиться на возобновляемые источники энергии, главным образом
ветроэнергетику. Однако следует иметь в виду нестабильность возобновляемых
источников энергии. Согласно [7] в настоящее время в качестве энергетической
альтернативы может быть предложена только ядерная энергетика. Все другие
энергоисточники, которые могут быть привлечены к решению глобальной энер-
гетической проблемы, непригодны и по масштабному фактору, и по экономиче-
ским ограничениям. Стоимость возобновляемой энергетики сейчас примерно
в 3–4 раза выше по сравнению с существующей атомной энергетикой. Междуна-
родное энергетическое агентство (IEA) в 2015 г. представило доклад о развитии
ядерной энергетики в течение ближайших 20 лет [10]. В докладе отмечается, что
без решительных действий в отношении эмиссии углекислого газа его выбросы
в окружающую среду почти удвоятся к 2050 г. На перспективу развития ядерной
энергетики в значительной мере повлияла авария на АЭС ≪Фукусима≫. Тем не
менее в настоящее время (на конец 2014 г.) в стадии строительства находятся 72
реактора и многие страны не намерены сокращать свои планы относительно
развития ядерной энергетики.
С точки зрения масштабов энергопотребления и необходимости снижения
выбросов ≪парниковых≫ газов, ограниченности запасов углеродных энергети-
ческих ресурсов и необходимости перехода на безуглеродную энергетику ис-
пользование атомной энергетики не вызывает сомнения [10]. Сегодня ядерная
энергия используется для производства электроэнергии, однако производство
тепла для промышленного применения представляет собой еще один огром-
ный энергетический рынок. На этом энергетическом рынке в настоящее время
доминирует ископаемое топливо, являющееся источником выброса в окружаю-
щую среду огромного количества CO2.
Уже в настоящее время действующие российские атомные электростан-
ции ежегодно предотвращают выброс в атмосферу примерно 210 млн тонн
СО2, а в целом атомные станции мира позволяют предотвратить выброс
до 3,4 млрд тонн углекислого газа, который считается основным фактором
1.2. Ядерная энергетика
Одним из величайших достижений ХХ столетия явилось овладение ядерной
энергией деления атомов урана при взаимодействии их с нейтронами. При де-
лении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается примерно 22500 кВт・ч,
что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Такое
высокое энерговыделение и определяет огромную теплотворную способность
ядерного топлива, превышающую теплотворную способность органического
топлива в миллион раз.
Овладение энергией атома стало возможно после создания ядерного реакто-
ра устройства, в котором обеспечиваются условия самоподдерживающейся цеп-
ной реакции деления изотопов урана или плутония. Энергия, выделяющаяся
в процессе деления, является источником тепловой энергии, которую можно
преобразовать в нужную форму.
В промышленно развитых странах (Франция, Бельгия, Словакия и др.)
атомная энергетика давно стала одним из важнейших источников энергообе-
спечения. Все большее количество стран, развитых и развивающихся, приходитк необходимости освоения на своей территории технологий мирного использо-
вания атомной энергии. В настоящее время, по данным МАГАТЭ, коммерче-
скую ядерную энергетику имеют около 30 стран, свыше 60 новых стран прояв-
ляют большой интерес к ядерной энергетике.
Согласно базе данных по энергетическим реакторам (PRIS), на 31 июля
2016 г. в мире эксплуатируется 447 ядерных энергоблоков общей установленной
мощностью 389051 МВт эл. С начала 2016 г. произошли энергозапуски шести
ядерных энергоблоков (Китай, США, Индия) [13].
В мире доля ядерной энергетики достигла 14 % общего объема вырабатывае-
мой электроэнергии. Перешагнули порог 50 % доли атомной электроэнергетики
в общей выработке электричества Франция, Словакия и Бельгия (рис. 1.5). Из 13 стран, где доля ядерной электроэнергетики превысила 1/3, кроме Юж-
ной Кореи, все находятся в Европе. Из приведенных данных (рис. 1.5) видно, что
мировая ядерная энергетика находится в странах и регионах с высоким спросом
на электроэнергию, развитой экономикой, высоким уровнем технологического
развития и небольшими запасами нефти.
Интерес к ядерной энергетике вызван еще и тем, что она может обеспечить
потребителя необходимыми видами энергии: электричеством и теплом. Вне-
дрение атомной энергетики в неэлектрические сферы потребления энергети-
ческих ресурсов позволяет использовать энергию мирного атома в промышлен-
ности, на транспорте, в коммунальном секторе [15]. Важно и то обстоятельство,
что атомная энергетика доступна для всех, в том числе для малодоступных ре-
гионов мира, и технически подготовлена для масштабного развития. Этот вид
энергии практически экологически чистый.
Основное использование энергии деления атомов в настоящее время осу-
ществляется в реакторах на тепловых нейтронах, которые еще в сороковых годах
прошлого века были освоены для производства оружейных материалов — плу-
тония и трития. Основой современной ядерной энергетики в мире являются так
называемые легководные реакторы (LWR). Легководные реакторы применяют-
ся более чем на 80 % эксплуатируемых в мире АЭС, использующих открытый
топливный цикл [16].
В настоящее время основным топливом в ядерной энергетике является
уран-235, запасы которого при крайне неэффективном его использовании не-
велики. Необходимо иметь в виду, что в естественном уране содержание U-235
не превышает 0,714 % масс. Глобальные запасы урана в земной коре оценивают-
ся в ~1014 тонн, однако добыча урана в настоящее время экономически выгодна
только в тех местах, где концентрация урана в руде более 0,1 % [17]. Основным
фактором, ограничивающим масштабное развитие ядерной энергетики, явля-
ется ограниченность доступных запасов урана-235. По своему энергетическому
потенциалу его запасы не намного превышают запасы нефти [18].
Сейчас в эксплуатации находится 359 реакторов типа LWR: 271 реактор с во-
дой под давлением (PWR), включая российские реакторы ВВЭР, и 88 реакторов
с кипящей водой (BWR). Ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтро-
нах, осваивающая не более 1,5 % природного урана, в принципе не может обе-
спечить создание крупной мировой энергетики.
Реализация возможностей ядерной энергии, по данным работы [7], дости-
жима лишь на основе освоения замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ)
с вводом реакторов, обеспечивающих простое или расширенное воспроизвод-
ство ядерного топлива. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют не просто
≪сжигать≫ природный уран-235, а вырабатывать при этом новое топливо [15].
В этом случае атомная энергетика обладает практически неограниченнымиресурсами топлива. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах способны вос-
производить новое топливо из U-238 или Th-232, запасы которых во много раз
превышают ресурс U-235, используемого в настоящее время в легководных
атомных реакторах.
Замыкание топливного цикла, разработка быстрых реакторов с расширен-
ным воспроизводством топлива и высокотемпературных реакторов с газовым
охлаждением, по мнению большинства специалистов, могут рассматриваться
в качестве ключевого направления инновационного развития атомной энерге-
тики [7, 17, 18, 19].
Развертывание крупномасштабной ядерной энергетики для производства
электроэнергии, тепла для промышленных целей и отопления для энергоснаб-
жения металлургической и химической промышленности позволит экономить
нефть и газ для тех целей, где их сложнее всего заменить [19].
При многих преимуществах мирного атома есть очевидные недостатки.
Это потенциальная опасность для людей и окружающей среды и огромные кап-
затраты на строительство. Аварии на Three Miles Island (США), Чернобыльской
АЭС (СССР), ≪Фукусима≫ (Япония) получили широкое международное отра-
жение в средствах массовой информации. Авария 11 марта 2011 года на Япон-
ской АЭС ≪Фукусима-2≫ изменила отношение к ядерной энергетике во многих
странах. В ряде стран Европы наблюдается рост антиядерных настроений. Гер-
мания ввела мораторий на продление сроков действующих АЭС. В европейских
странах с богатой экономикой и с развитым рынком электроэнергии, а именно:
Австрии, Германии, Бельгии, Италии, Швейцарии, в настоящее время не рас-
сматривают возможность строительства новых реакторов. В Японии в 2012 году
из 54 ядерных реакторов работали лишь четыре. Для других АЭС местные вла-
сти не дают разрешения на дальнейшую эксплуатацию. Страхи, порожденные
риском облучения, в широких слоях общественности могут задержать любые
планы нового ядерного строительства.
Отношение ряда стран к использованию ядерной энергетики характеризу-
ют данные табл. 1.1.
Китай (эксплуатируется 35 реакторов) и Индия (более 20 реакторов) сохра-
няют программу строительства атомных электростанций в прежнем объеме
[10]. Правительство Китая планирует увеличить к 2020 г. мощности АЭС до 58
ГВТ эл., а Индия планирует к 2050 году довести выработку электроэнергии
на АЭС до 25 % [11,13]. Первым ядерным энергоблоком, вступившим в строй
в 2016 г., стал южно-корейский Shin-Kori-3. Два китайских энергоблока Ningle-4
и Hangyange-4 вступили в строй 23.03.2016 и 01.04.2016 соответственно [13].
Большинство стран, развивающих атомную энергетику (Финляндия, Сло-
вакия, Тайвань, Южная Корея, Бразилия, Аргентина, Великобритания, в том
числе РФ), подтвердили планы на строительство новых энергоблоков. Такие
страны, как Турция, Вьетнам, Бангладеш, также не отказываются от плановсооружения АЭС [18]. По оценке МАГАТЭ, минимальный рост ядерной энер-
гетики в мире составит 25 % к 2035 году, максимальный — приведет к удвоению
мощностей АЭС [10]. Наибольший рост будет в дальневосточном регионе.
Согласно [20] установленная электрическая мощность АЭС в мире должна
возрасти с 370 ГВт в 2009 году до 2000 ГВт к 2050 году, то есть мощности АЭС
должны возрасти в 5–6 раз по сравнению с нынешними [15]. По состоянию
на 1 апреля 2010 года во всем мире строились 52 ядерных реактора, 144 реакто-
ра находились в стадии проектирования; рассматривались также предложения
по строительству еще 344 реакторов [14].
Атомная энергия, особенно при условии эффективного замыкания ядер-
ного топливного цикла, в общей энергетической стратегии объективно пред-
ставляет собой не альтернативу углеродной или возобновляемой энергетике,
а является практически единственным гарантом обеспечения энергетической
безопасности государств мира на долгую перспективу [18]. По приведенной
стоимости ядерная энергия уже сейчас способна конкурировать с ископаемым
топливом [19, 21, 22]. Однако высокие капитальные затраты на строительство
новых АЭС и долгий срок их окупаемости затрудняют выход ядерной энергии
на коммерческий рынок.
Одним из немногих типов ядерных реакторов, способных обеспечить по-
требности промышленности как в технологическом тепле, так и в электро-
энергии, является высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор
(HTGR). Первые разработки газоохлаждаемых реакторов проводились в 1956–
1958 гг. в США и Германии. К этому же периоду относятся и первые успехи
в создании газоохлажаемого реактора в Великобритании. Эксплуатация экс-
периментальных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (HTGR):
Dragon (Англия), Peach Bottom (США) и AVR (Германия), позволили получитьинформацию по теплофизике реакторов, поведению топлива, характеристи-
кам отдельных узлов активной зоны, ядерной безопасности, надежности в ава-
рийных ситуациях и т. д. Накопленный при эксплуатации экспериментальных
HTGR опыт позволил приступить к проектированию и строительству реакто-
ров прототипов Fort St. Vrain (США) и THTR (Германия).
Как показывают результаты многолетних исследований и опыт эксплуа-
тации первых высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов HTGR, они
имеют ряд преимуществ по сравнению с другими типами реакторов [23, 24]:
высокий уровень температуры теплоносителя н • а выходе из активной
зоны,
• более высокий коэффициент полезного действия при производстве
электроэнергии,
• лучшее использование ресурсов урана и тория,
• высокую степень ядерной безопасности,
• меньшее тепловое загрязнение окружающей среды,
• возможность дальнейшего повышения температуры газа на выходе из ак-
тивной зоны.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы HTGR являются наибо-
лее удачными из газоохлаждаемых реакторов. Конструкция реактора позволяет
получать низкое среднее значение плотности мощности в активной зоне, что
обуславливает высокую работоспособность топлива и возможность эксплуата-
ции при высоких температурах. Одним из перспективных направлений разви-
тия реакторов HTGR, реализующих основные преимущества высокотемпера-
турных газоохлаждаемых реакторов, является разработка реакторов с прямым
газотурбинным циклом для получения технического тепла наряду с электро-
энергией. Работы в этом направлении проводились в США, Германии, Японии,
Франции, Великобритании, Швейцарии и ряде других стран. Однако к концу
1975 года разработки АЭС с реакторами HTGR в США были приостановлены.
Это было вызвано, в основном, более высоким (на 10–15 %) по сравнению с лег-
ководяными реакторами уровнем первоначальных капитальных затрат. Одной
из главных проблем является недостаточная проработка топливного цикла,
включая создание производства для изготовления твэлов, а также переработка
облученного топлива [25]. В настоящее время развивает направление HTR Ки-
тай, который строит первый опытно-промышленный блок HTR-PM.
1.3. Современное состояние мировой энергетики
Использования ядерной энергии для производства электроэнергии добились
ряд стран (США, СССР, Франция, Великобритания) в начале 20-го века (1950–
1965 гг.) [26].
Наибольшее распространение в мире получили тепловые водо-водяные ре-
акторы, которые в основном и работают сейчас на атомных электростанциях.
Это реакторы корпусного типа с водой под давлением (PWR — Pressurized Water
Reactor). Некоторые типы этих реакторов — это прототипы энергетических ре-
акторов, существующих в настоящее время. По международной квалификации
эти реакторы относятся к поколению I.
Следующие реакторы (поколение II) — коммерческие реакторы, которые
появились примерно в 30 странах (1970–2000 гг.). Более усовершенствованные
легководные реакторы (LWR — Light Water Reactor) с теплоносителем под давле-
нием (PWR) и с кипящим теплоносителем (BWR) работают и в настоящее время
(табл. 1.2).
К реакторам поколения II относятся и реакторы CANDU (Canadian
Deuterium-Uranium Reactor), и РБМК (реактор большой мощности канальный,
СССР). Реакторы поколения II работают по принципу открытого топливного
цикла. В мире построено к настоящему времени более 550 ядерных энергети-
ческих реакторов, 110 самых старых из них уже остановлены. Более 30 лет экс-
плуатируются 134 реактора. Из них 9 реакторов проработали не менее 40 лет.
Реакторы поколения II за время эксплуатации продемонстрировали их вполне
удовлетворительную работоспособность, надежность и рентабельность [27, 28].
Современные реакторы — поколение III (1995–2010 гг.). Это реакторы с во-
дяным охлаждением и тепловым КПД 30–36 %, охлаждаемые диоксидом угле-
рода (КПД до 42 %) и охлаждаемые жидким натрием — КПД до 40 %.
К поколению III+ (2010–2025 гг.) относятся реакторы с улучшенными пара-
метрами, в том числе реакторы с водяным охлаждением и КПД до 38 %.
Во всем мире примерно три четверти реакторов атомных станций использу-
ют в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя обычную воду. Как от-
мечалось выше, такие реакторы называются водо-водяными (ВВЭР) или в меж-
дународной классификации — PWR. На рис. 1.6 представлена схема устройства
AЭС с водо-водяным реактором.
Несмотря на то что при строительстве AЭС начальные капиталовложения
достаточно велики, себестоимость выработки 1 МВт・ч электричества более
низка, чем при использовании органического топлива, особенно в связи с на-
логом на выброс вредных веществ (рис. 1.7) [27, 29].
Надо иметь в виду, что при использовании ядерной энергии не выбрасыва-
ются в атмосферу вредные вещества.
Вместе с тем эксплуатация ядерных реакторов выявила ряд проблем. Сла-
бым местом современных ядерно-энергетических технологий является ограни-
ченное использование энергетического потенциала уранового топлива. С этой
проблемой тесно связан вопрос о дальнейшей судьбе облученного топлива по-
сле его выгрузки из реактора. В Европе к 2008 году количество такого топлива
составляло не менее 55000 тонн, а к 2060 г. потребуется хранилищ для 1,5 млн
тонн облученного топлива [27]. Наличие отработанного ядерного топлива вы-
зывает необходимость решать задачу переработки и окончательного безопасно-
го захоронения отходов.
Все эксплуатируемые реакторы, в том числе и поколения III+, не совсем
конкурентоспособны с точки зрения их теплового КПД. Разность тепловогоКПД тепловых и ядерных электростанций может достигать 20–30 % [30]. Наи-
более высокий КПД имеют теплоэлектрические станции (ТЭС), работающие
на газе (табл. 1.3).
1.4. Реакторы поколения IV
В ходе эксплуатации реакторов поколения II и последующих поколений III
и III+ проводились исследования, направленные на поиск новых технологий
и способов модернизации действующих АЭС.
В начале 2000 годов группа стран, включающая Канаду, страны Европейско-
го Союза, Японию, Россию, США и другие, инициировала международное со-
трудничество в области разработки ядерных реакторов следующего поколения.
Международный форум (Generation IV International Forum-GIF, 2001) по этому
вопросу состоялся в 2001 году. На GIF была принята программа, направленная
на инициирование НИОКР по разработке реакторов поколения IV.
В результате оценки, выполненной группой, состоящей из 100 экспертов —
ведущих специалистов по атомной энергетике, было выбрано шесть базовых
концепций реакторов поколения IV, разработка которых призвана решить сле-
дующие основные задачи:
длительная бесперебойная работа АЭС, • которая должна обеспечить
оптимальное использование ядерного топлива, надежность энергоснаб-
жения и обращения с отходами, их минимизацию и защиту окружающей
среды,
• конкурентоспособность ядерной энергетики,
• безопасность и надежность АЭС,
• обеспечение гарантий нераспространения делящихся материалов.
Международный форум GFR предложил к разработке следующие концеп-
ции реакторов поколения IV:
• быстрый реактор с газовым охлаждением (GIF) или высокотемператур-
ный реактор (HTR),
• реактор с очень высокой температурой (VHTR),
• быстрый реактор с натриевым теплоносителем (SFR),
• быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR),
• реактор на расплаве солей или жидкосолевой реактор (MSR),
• реактор, охлаждаемый сверхкритической водой (SCWR).
GIF — быстрый реактор с газовым охлаждением или (HTR), высокотемпе-
ратурный реактор с быстрым нейтронным спектром, который может использо-
ваться для совместного производства электричества и водорода [29, 31].
VHTR — высокотемпературный реактор с тепловым спектром нейтронов
и газовым охлаждением. Основная цель этого реактора — производство водо-
рода наряду с усовершенствованным производством электричества и высоко-
температурной технологической тепловой энергией [29, 32].
SFR — реактор с быстрым спектром нейтронов с теплоносителем из Na,
основными целями которого являются управление радиоактивными отходами
высокого уровня активности и производство электроэнергии [29].
LFR — реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносите-
лем (свинцовым как основным или свинцово-висмутовым в качестве резервно-
го). Этот реактор может работать как бридер с ториевой матрицей [29, 33].
MSR — жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах [29]. Жидкосолевой
реактор может работать на основе ториевого топливного цикла с воспроизвод-
ством 233U из 232Th. В связи с предлагаемым применением ториевого топлива
следует отметить, что в этом случае в отработанном топливе отсутствуют высо-
коактивные вещества [25].
SCWR — водо-водяной реактор предполагается разрабатывать в двух основ-
ных концепциях: Европейский высокоэффективный легководный реактор
(HPLWR) и Канадский тяжеловодный реактор (CANDU) [34–36].
В рамках программы GIF в 2002 году была подготовлена технологическая
дорожная карта, являющаяся планом разработки и внедрения новых техноло-
гий, которые должны составить основу атомной энергетики 21-го века [36, 37].
В табл. 1.4 представлены десять активных членов GIF, разрабатывающих кон-
кретные концепции перспективных ядерно-энергетических установок на осно-
ве реакторов поколения IV.
В табл. 1.5 приведены некоторые ключевые параметры реакторов поколе-
ния IV.
По состоянию на 2014 г. в рамках программы GIF реализуется 10 проектов:
SFR — четыре, VHTR — три, GFR — один, SCWR — четыре [38]. На рис. 1.8 и 1.9
показаны схемы реакторов VHTR и SCWR.
Реактор SFR представляет единственную концепцию выбранных энерге-
тических реакторов, осуществленную в промышленном масштабе в России
и Японии.
Технологическая дорожная карта разработки реакторов поколения IV пред-
полагает уделять значительное внимание материаловедческим исследованиям
ядерного топлива и материалов, используемых для оболочек твэлов и внутри-
корпусных устройств. Согласно данным работы [38] предполагаемые затраты
на эти исследования для реактора SCWR составляют более 57 % всех затрат
(рис. 1.10).
Это связано с тем, что основной частью активной зоны реактора является те-
пловыделяющий элемент (твэл), представляющий собой ядерное топливо в том
или ином виде, загерметизированное в оболочке. Наиболее распространенной
формой твэла является цилиндрический стержень разной длины (рис. 1.11).
В зависимости от назначений реактора используются и другие виды топливных
элементов (табл. 1.5).
Устойчивое развитие современной цивилизации в значительной степени за-
висит от надежной энергетики, которая развивается опережающими темпами
по сравнению с другими отраслями и требует различных и стабильных источ-
ников сырья вместо истощающегося углеводородного.
В настоящее время потребности в сырье в основном удовлетворяются за счет
углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы показывают, что эта тен-
денция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако запасы углеводородов,
особенно нефти и газа, достаточно ограничены, к тому же крайне нужны для
быстро развивающегося транспорта и нефтехимии.
Альтернативными углеводородному сырью в настоящее время являются
возобновляемые источники энергии: гидроэнергетика, энергия ветра, биомас-
са, фотовольтаика, термальная энергия, энергия приливов и ядерная энергети-
ка, а в перспективе — термоядерная.
В связи с рядом аварий на атомных электростанциях (The Three Miles Island,
Чернобыльская, Фукусима) в настоящее время усилилось негативное отноше-
ние общественности к использованию атомной энергии, что привело к приоста-
новке или запрету атомных станций в ряде стран (Швеция, Германия, Япония
и др.). Во многих странах резко возрос интерес к использованию возобновляе-
мых видов энергии для обеспечения возрастающего энергопотребления.
Чернобыль и Фукусима серьезно подорвали доверие к ядерной энергетике.
Однако в ежегодном докладе Международного энергетического агентства (МЭА)
в 2011 году было подчеркнуто, что в плане удовлетворения растущих потребностей
в электроэнергии человечество не сможет обойтись без ядерной энергетики в связи
с ее практически неограниченными ресурсами, а также экономическими и эколо-
гическими преимуществами перед традиционными источниками энергии.
По мнению многих ученых, результаты анализа состояния энергетики
в мире подтверждают необходимость сохранения и развития ядерной энергети-
ки, причем не только из-за количества производимой энергии, но и из-за учета
цен и бережного отношения к окружающей среде. Стоимость единицы возоб-
новляемой энергии сейчас примерно в 3–4 раза выше по сравнению с атомной.
Несмотря на то что при строительстве АЭС начальные капиталовложения
достаточно велики, себестоимость выработки 1 МВт·ч электричества более
низка, чем при использовании органического топлива, особенно в связи с на-
логом на выброс вредных веществ.
Вместе с тем эксплуатация ядерных реакторов выявила ряд проблем. Сла-
бым местом современных ядерно-энергетических технологий является ограни-
ченное использование энергетического потенциала уранового топлива. С этой
проблемой тесно связан вопрос о дальнейшей судьбе облученного топлива после
его выгрузки из реактора. Наличие отработанного ядерного топлива вызывает
необходимость решать задачу переработки и окончательного безопасного захо-
ронения отходов.
В настоящее время атомная энергия рассматривается как самая жизнеспособ-
ная для производства электричества, по крайней мере в ближайшие 50–100 лет.
Однако все существующие и строящиеся ядерные энергоблоки недостаточно
конкурентоспособны по сравнению с современными тепловыми электростан-
циями с точки зрения теплового коэффициента полезного действия.
Группа стран (Канада, страны Европейского Cоюза, Япония, Россия,
США и др.) в 2000 г. инициировала международное сотрудничество в области
разработки реакторов следующего поколения. На Международном форуме
(Generation IV International Forum — GIF, 2001) была принята программа, на-
правленная на разработку реакторов поколения IV.
Разработка реакторов поколения IV должна решить ряд важных вопросов
развития ядерной энергетики, таких как: оптимальное использование ядерного
топлива, надежное энергоснабжение, конкурентоспособность ядерной энерге-
тики, безопасность и надежность АЭС, обеспечение гарантии нераспростране-
ния делящихся материалов. Конечная цель разработки таких реакторов — уве-
личение теплового КПД до 45–50 % и выше.
Для достижения поставленных задач по программе GIF значительное внимание
уделяется разработке и исследованию ключевых характеристик ядерного топлива
и конструкционных материалов. В связи с низкой теплопроводностью оксидного
топлива проводятся исследования альтернативного топлива с использованием вы-
сокотеплопроводных и ураноемких соединений делящихся материалов с покры-
тием, которое успешно было использовано при разработке топлива HTGR.
Такой вид топлива предлагается использовать не только во вновь разраба-
тываемых реакторах GIF, VHTR, SCWR, MSP, но и в исследовательских реак-
торах, реакторах LWR.
Представленная В. А. Зайцевым и П. А. Зайцевым монография «Ядерное
топливо с покрытием» посвящена анализу и обобщению опубликованных
и собственных работ авторов, связанных с получением ураноемких и высоко-
теплопроводных делящихся материалов c покрытиями из SiC, ZrC, ZrN и т. д.,
и перспективам их использования в качестве ядерного топлива для действую-
щих и разрабатываемых реакторных установок. Это еще один шаг в разработке
безопасных высокоэффективных реакторов для обеспечения устойчивого раз-
вития ядерной энергетики.
Н. П. Тарасова
Президент Международного союза
теоретической и прикладной химии (IUPAC),
член-корр. РАН, профессор,
директор Института химии и проблем
устойчивого развития, РХТУ им. Д. И. Менделеева,
зав. кафедрой ЮНЕСКО «Зеленая химия для устойчивого развития»
Предисловие авторов
Аварии на АЭС в Чернобыле и Фукусиме серьезно подорвали доверие к ядерной
энергетике. Тем не менее в ежегодном докладе Международного энергетическо-
го агентства (МЭА) в 2011 году было подчеркнуто, что мир в настоящее время
не может обойтись без ядерной энергетики в связи с ее практически неогра-
ниченными ресурсами, а также экономическими и особенно экологическими
преимуществами перед традиционными, в основном углеродсодержащими,
источниками.
Несмотря на ослабление интереса к ядерной энергетике в некоторых стра-
нах, особенно в Европейском Союзе, интерес к этому источнику энергии в стра-
нах Востока и Азии возрастает (Китай, Индия и т. д.).
Мирное использование энергии ядер U и Pu стало возможным после соз-
дания ядерного реактора, в котором выделяемая в результате реакции деления
ядер энергия преобразуется в созидательную тепловую энергию пара.
Основным элементом активной зоны ядерного реактора является тепловы-
деляющая сборка, состоящая из тепловыделяющих элементов (твэлов), в кото-
рых непосредственно и находится ядерное топливо (делящиеся изотопы). Ядер-
ное топливо должно быть работоспособно как в нормальных условиях работы
реактора, так (и это главное) в условиях потери теплоносителя. В настоящее
время разработкой такого топлива занимаются во многих странах, использую-
щих ядерную энергию в мирных целях.
По мнению многочисленных исследователей, такое топливо можно разрабо-
тать только на основе высокотеплопроводных ураноемких соединений — кар-
бидов или нитридов. Для повышения химической устойчивости этих соедине-
ний предлагается использовать покрытия из карбидов и нитридов тугоплавких
соединений (SiC, ZrC, NbC, TiN, ZrN и др.). На основе опыта, накопленного при
разработке топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, для то-
плива реакторов на тепловых нейтронах считается целесообразным использо-
вать покрытия типа BISO на основе одного и того же материала.
Однако сведения о свойствах нового вида топлива, необходимые научным
работникам, инженерам и конструкторам, систематизированы пока недоста-
точно. Данные, приведенные в монографиях рядом коллективов авторов во гла-
ве с Займовским А. С. «Тепловыделяющие элементы атомных реакторов», 1966 г.;
Самойловым А. Г. «Дисперсионные твэлы», 1965 г., 1982 г., «Тепловыделяющие
элементы ядерных реакторов», 1996 г.; Скоровым Д. М. «Реакторное материало-
ведение», 1962, 1968, 1979 гг., в основном касаются использования покрытия при
разработке ядерного топлива дисперсионного типа.
Несмотря на интенсивные исследования по разработке топлива для реакто-
ров поколения IV, нет достаточно полных обзоров и монографий по свойствам
и получению ядерного топлива на основе высокотеплопроводных и ураноем-
ких соединений с покрытиями.
В настоящей работе авторы попытались восполнить этот пробел, собрав во-
едино и проанализировав данные по опубликованным работам и собственным
исследованиям.
В представленной книге рассматриваются вопросы технологии получения
частиц делящихся материалов с покрытиями, выбора материалов покрытия,
влияния такого вида топлива при нормальной работе реактора и особенно
в экстремальных условиях. Авторы надеются, что книга будет полезна для ши-
рокого круга научных работников, инженеров и конструкторов, занимающихся
разработкой твэлов для реакторов поколения IV.
Предлагаемый обзор не претендует на полный охват всех опубликованных
работ.
Авторы заранее благодарны за все замечания по содержанию и форме изло-
жения материалов и надеются, что, несмотря на неизбежные недостатки, книга
послужит дальнейшему развитию исследований в области разработки нового
топлива для перспективных реакторных систем.
Авторы приносят искреннюю благодарность Ю. С. Борисову, Т. Н. Жарко-
вой, К. П. Лукину и О. В. Проценко за их бескорыстный труд и неоценимую по-
мощь в подготовке рукописи книги к печати.
Основные условные обозначения и сокращения
АЭС — атомная электростанция
ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент
ТВС — тепловыделяющая сборка
АЗ — активная зона
ИР — исследовательский реактор
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка
LWR — легководный реактор
HTGR — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
РуС — пироуглерод
1РуС — внутренний слой пироуглерода
0РуС — наружный слой пироуглерода
КПД — коэффициент полезного действия
ГПД — газообразный продукт деления
Е — модуль упругости
Р — давление
Т — температура
— коэффициент теплопроводности
— коэффициент линейного расширения
т. п. — теоретическая плотность
Введение
Трагедии на АЭС Чернобыля и Фукусимы остро поставили вопрос о мирном
использовании ядерной энергии. Без решения вопроса о безопасности исполь-
зование ядерной энергии в мирных целях затруднено, несмотря на то что мно-
гие страны не отказываются от строительства ядерных реакторов.
В связи с этим Международный форум (GIF) предложил для дальнейше-
го развития шесть типов ядерных реакторов, при разработке которых наряду
с экономичностью значительное внимание акцентировал на безопасности.
В настоящее время безопасность ядерных реакторов в основном определяется
проектно-конструкторскими решениями и регламентом эксплуатации. В рам-
ках программы Международного форума «Поколение IV» (GIF) значительное
внимание уделено разработке конструкционных материалов и ядерного топли-
ва, которое должно обладать повышенной стойкостью как в нормальных услови-
ях работы, так и в аварийных ситуациях, особенно при потере теплоносителя.
В книге рассматривается альтернативное оксидному ядерное топливо для
использования в реакторах поколения IV. Предполагается, что оно будет более
устойчиво в аварийных условиях, особенно при потере теплоносителя.
Книга состоит из шести глав. В первой главе дан обзор состояния мировой
энергетики и места в ней ядерной энергетики. Кратко характеризуются реак-
торы до 3+ поколения и приводятся рекомендации Международного форума
(GIF) по дальнейшему реакторостроению. В главе 2 даны характеристики раз-
работанных к настоящему времени соединений делящихся изотопов. Главы 3
и 4 посвящены получению сферических частиц делящихся материалов и нане-
сению на них противоосколочных покрытий. Глава 5 посвящена рассмотрению
свойств делящихся материалов с покрытиями при использовании в разраба-
тываемых реакторах поколения IV. Особое внимание уделено выбору материа-
ла покрытий. В последней 6 главе описываются случаи возможного примене-
ния делящихся материалов с покрытием в исследовательских и легководных
реакторах.
ГЛАВА 1
МИРОВОЕ
ЭНЕРГОПОТРЕБЛЕНИЕ
И ЯДЕРНАЯ
ЭНЕРГЕТИКА
Устойчивое развитие человечества в настоящее время сталкивается с пробле-
мой энергообеспечения. Доступность и стабильность энергоснабжения всегда
имели большое значение для развития современного общества, и эта ситуация
сохранится и в будущем. В связи с этим энергетика развивается опережающи-
ми темпами по сравнению с другими отраслями производства, а производство
электроэнергии является ключевым фактором прогресса в других отраслях
промышленности, сельском хозяйстве и для повышения уровня жизни. Соглас-
но данным [1–5], ожидается рост мирового потребления энергии в 1,5–3 раза
к 2050 году и в 2–5 раз к 2100 году.
1.1. Современное состояние мировой энергетики
С увеличением степени развития общества происходит неуклонный рост по-
требления энергии. Развитие промышленного производства, торговли, улуч-
шение жилищных условий — все это требует дополнительного притока энер-
гии. Без потребления энергетических ресурсов не обходится ни одна сторона
жизнедеятельности человека (рис. 1.1).
Практически все известные виды энергоресурсов (уголь, нефть, газ, энергия
ветра и воды, солнечная энергия, атомная энергия и др.) могут быть использованыдля получения электрической энергии. На рис. 1.2 показана доля различных ви-
дов энергии в общем мировом первичном энергобалансе на конец 2007 г.
Энергетические ресурсы подразделяются на возобновляемые и невозобнов-
ляемые. К невозобновляемым относятся ресурсы, извлекаемые из земли: уголь,
нефть, газ, торф, уран и др. К возобновляемым относятся: солнечная энергия,
(ветер, энергия рек), энергия морских приливов и отливов, геотермальная энер-
гия и так далее.
Однако основными источниками для производства электроэнергии явля-
ются уголь, газ, гидроэнергия (ГЭС) и ядерная энергия (рис. 1.2). Другие источ-
ники энергии могут оказывать заметное влияние на энергообеспечение только
в некоторых странах. Необходимо учитывать и тот факт, что такие источники
энергии, как ветер и солнечное излучение, не являются надежными источни-
ками для промышленного производства электроэнергии в связи с их сильной
зависимостью от расположения на земной поверхности.
В настоящее время на 85 % энергетические потребности в основном удо-
влетворяются за счет углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы по-
казывают, что эта тенденция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако
запасы углеводородов, особенно нефти и газа, достаточно ограниченны, к тому
же необходимы для быстро развивающегося транспорта и нефтехимии.
Прогноз потребления энергии в мире до 2050 года показывает, что доля
электроэнергии в мире будет увеличиваться (рис. 1.3).
Увеличение объема энергопотребления ведет к все возрастающему сокра-
щению потенциальных запасов доступных ресурсов на основе углеводородного
топлива. Одновременно с развитием энергопотребления возросло его влияние
на окружающую среду. На долю топливно-энергетического комплекса прихо-
дится около 55 % загрязнения различными веществами и 70 % теплового загряз-
нения [7].
Основными загрязнителями атмосферы на теплоэнергостанциях являются
оксиды серы и азота, соединения фтора и частицы угольной золы и несгоревшеготоплива [8]. С выбросом в атмосферу оксидов серы и азота связывают развитие
таких негативных глобальных экологических явлений, как ≪кислотные дожди≫.
Последние 50 лет проблема влияния вредных веществ на окружающую среду
приобрела важное значение [9].
На третьей конференции об изменении климата в 1997 году в г. Киото
(древняя столица Японии) был принят заключительный протокол, который
предусматривает общее сокращение выбросов ≪парниковых≫ газов в атмосфе-
ру на 5,2 %. В соответствии с Киотским протоколом были установлены уровни
выбросов вредных веществ в атмосферу для всех промышленно развитых го-
сударств. За превышение выбросов сверх разрешенных уровней установлены
санкции. Практически все участники климатической конференции СОР 21
(Париж, 2015 г.) были едины в признании необходимости перехода к будущей
энергетике с низким содержанием углеводорода [10].
Развитие современной экономики основывается на опережающем развитии
энергетики. Эта тенденция сохраняется независимо от состояния первичных
энергетических ресурсов. В связи с этим мировому сообществу нужно решить
проблему активно растущего мирового энергопотребления. Казалось, что эту
проблему можно решить за счет увеличения добычи нефти и газа, так как сей-
час в мировой структуре энергопотребления углеводороды занимают ведущее
место. Однако все чаще возможности нефти рассматриваются как уже достиг-
шие либо приближающиеся к уровню максимальной годовой добычи. Такая же
перспектива ожидает природный газ, но несколько позже. Не стоит забывать,
что беспокойство относительно выбросов загрязняющих атмосферу оксидовсеры, азота и других вредных соединений требует сокращения использования
углеводородных источников энергии.
Выход возможен при быстром развитии возобновляемых источников энер-
гии за счет использования энергии солнца, ветра, гидроресурсов, энергии
приливов и биомассы, но быстрое развитие технологии возобновляемых ис-
точников энергии требует значительных капиталовложений, что затрудняет
достижение требуемых темпов развития. Переход от традиционных источни-
ков к возобновляемым сейчас является одним из приоритетных направлений
во многих странах.
По данным [11], в области электроэнергетики половина новых мощностей,
вводимых в действие в мире до 2035 года для удовлетворения растущего спроса,
будет приходиться на возобновляемые источники энергии, главным образом
ветроэнергетику. Однако следует иметь в виду нестабильность возобновляемых
источников энергии. Согласно [7] в настоящее время в качестве энергетической
альтернативы может быть предложена только ядерная энергетика. Все другие
энергоисточники, которые могут быть привлечены к решению глобальной энер-
гетической проблемы, непригодны и по масштабному фактору, и по экономиче-
ским ограничениям. Стоимость возобновляемой энергетики сейчас примерно
в 3–4 раза выше по сравнению с существующей атомной энергетикой. Междуна-
родное энергетическое агентство (IEA) в 2015 г. представило доклад о развитии
ядерной энергетики в течение ближайших 20 лет [10]. В докладе отмечается, что
без решительных действий в отношении эмиссии углекислого газа его выбросы
в окружающую среду почти удвоятся к 2050 г. На перспективу развития ядерной
энергетики в значительной мере повлияла авария на АЭС ≪Фукусима≫. Тем не
менее в настоящее время (на конец 2014 г.) в стадии строительства находятся 72
реактора и многие страны не намерены сокращать свои планы относительно
развития ядерной энергетики.
С точки зрения масштабов энергопотребления и необходимости снижения
выбросов ≪парниковых≫ газов, ограниченности запасов углеродных энергети-
ческих ресурсов и необходимости перехода на безуглеродную энергетику ис-
пользование атомной энергетики не вызывает сомнения [10]. Сегодня ядерная
энергия используется для производства электроэнергии, однако производство
тепла для промышленного применения представляет собой еще один огром-
ный энергетический рынок. На этом энергетическом рынке в настоящее время
доминирует ископаемое топливо, являющееся источником выброса в окружаю-
щую среду огромного количества CO2.
Уже в настоящее время действующие российские атомные электростан-
ции ежегодно предотвращают выброс в атмосферу примерно 210 млн тонн
СО2, а в целом атомные станции мира позволяют предотвратить выброс
до 3,4 млрд тонн углекислого газа, который считается основным фактором
1.2. Ядерная энергетика
Одним из величайших достижений ХХ столетия явилось овладение ядерной
энергией деления атомов урана при взаимодействии их с нейтронами. При де-
лении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается примерно 22500 кВт・ч,
что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Такое
высокое энерговыделение и определяет огромную теплотворную способность
ядерного топлива, превышающую теплотворную способность органического
топлива в миллион раз.
Овладение энергией атома стало возможно после создания ядерного реакто-
ра устройства, в котором обеспечиваются условия самоподдерживающейся цеп-
ной реакции деления изотопов урана или плутония. Энергия, выделяющаяся
в процессе деления, является источником тепловой энергии, которую можно
преобразовать в нужную форму.
В промышленно развитых странах (Франция, Бельгия, Словакия и др.)
атомная энергетика давно стала одним из важнейших источников энергообе-
спечения. Все большее количество стран, развитых и развивающихся, приходитк необходимости освоения на своей территории технологий мирного использо-
вания атомной энергии. В настоящее время, по данным МАГАТЭ, коммерче-
скую ядерную энергетику имеют около 30 стран, свыше 60 новых стран прояв-
ляют большой интерес к ядерной энергетике.
Согласно базе данных по энергетическим реакторам (PRIS), на 31 июля
2016 г. в мире эксплуатируется 447 ядерных энергоблоков общей установленной
мощностью 389051 МВт эл. С начала 2016 г. произошли энергозапуски шести
ядерных энергоблоков (Китай, США, Индия) [13].
В мире доля ядерной энергетики достигла 14 % общего объема вырабатывае-
мой электроэнергии. Перешагнули порог 50 % доли атомной электроэнергетики
в общей выработке электричества Франция, Словакия и Бельгия (рис. 1.5). Из 13 стран, где доля ядерной электроэнергетики превысила 1/3, кроме Юж-
ной Кореи, все находятся в Европе. Из приведенных данных (рис. 1.5) видно, что
мировая ядерная энергетика находится в странах и регионах с высоким спросом
на электроэнергию, развитой экономикой, высоким уровнем технологического
развития и небольшими запасами нефти.
Интерес к ядерной энергетике вызван еще и тем, что она может обеспечить
потребителя необходимыми видами энергии: электричеством и теплом. Вне-
дрение атомной энергетики в неэлектрические сферы потребления энергети-
ческих ресурсов позволяет использовать энергию мирного атома в промышлен-
ности, на транспорте, в коммунальном секторе [15]. Важно и то обстоятельство,
что атомная энергетика доступна для всех, в том числе для малодоступных ре-
гионов мира, и технически подготовлена для масштабного развития. Этот вид
энергии практически экологически чистый.
Основное использование энергии деления атомов в настоящее время осу-
ществляется в реакторах на тепловых нейтронах, которые еще в сороковых годах
прошлого века были освоены для производства оружейных материалов — плу-
тония и трития. Основой современной ядерной энергетики в мире являются так
называемые легководные реакторы (LWR). Легководные реакторы применяют-
ся более чем на 80 % эксплуатируемых в мире АЭС, использующих открытый
топливный цикл [16].
В настоящее время основным топливом в ядерной энергетике является
уран-235, запасы которого при крайне неэффективном его использовании не-
велики. Необходимо иметь в виду, что в естественном уране содержание U-235
не превышает 0,714 % масс. Глобальные запасы урана в земной коре оценивают-
ся в ~1014 тонн, однако добыча урана в настоящее время экономически выгодна
только в тех местах, где концентрация урана в руде более 0,1 % [17]. Основным
фактором, ограничивающим масштабное развитие ядерной энергетики, явля-
ется ограниченность доступных запасов урана-235. По своему энергетическому
потенциалу его запасы не намного превышают запасы нефти [18].
Сейчас в эксплуатации находится 359 реакторов типа LWR: 271 реактор с во-
дой под давлением (PWR), включая российские реакторы ВВЭР, и 88 реакторов
с кипящей водой (BWR). Ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтро-
нах, осваивающая не более 1,5 % природного урана, в принципе не может обе-
спечить создание крупной мировой энергетики.
Реализация возможностей ядерной энергии, по данным работы [7], дости-
жима лишь на основе освоения замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ)
с вводом реакторов, обеспечивающих простое или расширенное воспроизвод-
ство ядерного топлива. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют не просто
≪сжигать≫ природный уран-235, а вырабатывать при этом новое топливо [15].
В этом случае атомная энергетика обладает практически неограниченнымиресурсами топлива. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах способны вос-
производить новое топливо из U-238 или Th-232, запасы которых во много раз
превышают ресурс U-235, используемого в настоящее время в легководных
атомных реакторах.
Замыкание топливного цикла, разработка быстрых реакторов с расширен-
ным воспроизводством топлива и высокотемпературных реакторов с газовым
охлаждением, по мнению большинства специалистов, могут рассматриваться
в качестве ключевого направления инновационного развития атомной энерге-
тики [7, 17, 18, 19].
Развертывание крупномасштабной ядерной энергетики для производства
электроэнергии, тепла для промышленных целей и отопления для энергоснаб-
жения металлургической и химической промышленности позволит экономить
нефть и газ для тех целей, где их сложнее всего заменить [19].
При многих преимуществах мирного атома есть очевидные недостатки.
Это потенциальная опасность для людей и окружающей среды и огромные кап-
затраты на строительство. Аварии на Three Miles Island (США), Чернобыльской
АЭС (СССР), ≪Фукусима≫ (Япония) получили широкое международное отра-
жение в средствах массовой информации. Авария 11 марта 2011 года на Япон-
ской АЭС ≪Фукусима-2≫ изменила отношение к ядерной энергетике во многих
странах. В ряде стран Европы наблюдается рост антиядерных настроений. Гер-
мания ввела мораторий на продление сроков действующих АЭС. В европейских
странах с богатой экономикой и с развитым рынком электроэнергии, а именно:
Австрии, Германии, Бельгии, Италии, Швейцарии, в настоящее время не рас-
сматривают возможность строительства новых реакторов. В Японии в 2012 году
из 54 ядерных реакторов работали лишь четыре. Для других АЭС местные вла-
сти не дают разрешения на дальнейшую эксплуатацию. Страхи, порожденные
риском облучения, в широких слоях общественности могут задержать любые
планы нового ядерного строительства.
Отношение ряда стран к использованию ядерной энергетики характеризу-
ют данные табл. 1.1.
Китай (эксплуатируется 35 реакторов) и Индия (более 20 реакторов) сохра-
няют программу строительства атомных электростанций в прежнем объеме
[10]. Правительство Китая планирует увеличить к 2020 г. мощности АЭС до 58
ГВТ эл., а Индия планирует к 2050 году довести выработку электроэнергии
на АЭС до 25 % [11,13]. Первым ядерным энергоблоком, вступившим в строй
в 2016 г., стал южно-корейский Shin-Kori-3. Два китайских энергоблока Ningle-4
и Hangyange-4 вступили в строй 23.03.2016 и 01.04.2016 соответственно [13].
Большинство стран, развивающих атомную энергетику (Финляндия, Сло-
вакия, Тайвань, Южная Корея, Бразилия, Аргентина, Великобритания, в том
числе РФ), подтвердили планы на строительство новых энергоблоков. Такие
страны, как Турция, Вьетнам, Бангладеш, также не отказываются от плановсооружения АЭС [18]. По оценке МАГАТЭ, минимальный рост ядерной энер-
гетики в мире составит 25 % к 2035 году, максимальный — приведет к удвоению
мощностей АЭС [10]. Наибольший рост будет в дальневосточном регионе.
Согласно [20] установленная электрическая мощность АЭС в мире должна
возрасти с 370 ГВт в 2009 году до 2000 ГВт к 2050 году, то есть мощности АЭС
должны возрасти в 5–6 раз по сравнению с нынешними [15]. По состоянию
на 1 апреля 2010 года во всем мире строились 52 ядерных реактора, 144 реакто-
ра находились в стадии проектирования; рассматривались также предложения
по строительству еще 344 реакторов [14].
Атомная энергия, особенно при условии эффективного замыкания ядер-
ного топливного цикла, в общей энергетической стратегии объективно пред-
ставляет собой не альтернативу углеродной или возобновляемой энергетике,
а является практически единственным гарантом обеспечения энергетической
безопасности государств мира на долгую перспективу [18]. По приведенной
стоимости ядерная энергия уже сейчас способна конкурировать с ископаемым
топливом [19, 21, 22]. Однако высокие капитальные затраты на строительство
новых АЭС и долгий срок их окупаемости затрудняют выход ядерной энергии
на коммерческий рынок.
Одним из немногих типов ядерных реакторов, способных обеспечить по-
требности промышленности как в технологическом тепле, так и в электро-
энергии, является высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор
(HTGR). Первые разработки газоохлаждаемых реакторов проводились в 1956–
1958 гг. в США и Германии. К этому же периоду относятся и первые успехи
в создании газоохлажаемого реактора в Великобритании. Эксплуатация экс-
периментальных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (HTGR):
Dragon (Англия), Peach Bottom (США) и AVR (Германия), позволили получитьинформацию по теплофизике реакторов, поведению топлива, характеристи-
кам отдельных узлов активной зоны, ядерной безопасности, надежности в ава-
рийных ситуациях и т. д. Накопленный при эксплуатации экспериментальных
HTGR опыт позволил приступить к проектированию и строительству реакто-
ров прототипов Fort St. Vrain (США) и THTR (Германия).
Как показывают результаты многолетних исследований и опыт эксплуа-
тации первых высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов HTGR, они
имеют ряд преимуществ по сравнению с другими типами реакторов [23, 24]:
высокий уровень температуры теплоносителя н • а выходе из активной
зоны,
• более высокий коэффициент полезного действия при производстве
электроэнергии,
• лучшее использование ресурсов урана и тория,
• высокую степень ядерной безопасности,
• меньшее тепловое загрязнение окружающей среды,
• возможность дальнейшего повышения температуры газа на выходе из ак-
тивной зоны.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы HTGR являются наибо-
лее удачными из газоохлаждаемых реакторов. Конструкция реактора позволяет
получать низкое среднее значение плотности мощности в активной зоне, что
обуславливает высокую работоспособность топлива и возможность эксплуата-
ции при высоких температурах. Одним из перспективных направлений разви-
тия реакторов HTGR, реализующих основные преимущества высокотемпера-
турных газоохлаждаемых реакторов, является разработка реакторов с прямым
газотурбинным циклом для получения технического тепла наряду с электро-
энергией. Работы в этом направлении проводились в США, Германии, Японии,
Франции, Великобритании, Швейцарии и ряде других стран. Однако к концу
1975 года разработки АЭС с реакторами HTGR в США были приостановлены.
Это было вызвано, в основном, более высоким (на 10–15 %) по сравнению с лег-
ководяными реакторами уровнем первоначальных капитальных затрат. Одной
из главных проблем является недостаточная проработка топливного цикла,
включая создание производства для изготовления твэлов, а также переработка
облученного топлива [25]. В настоящее время развивает направление HTR Ки-
тай, который строит первый опытно-промышленный блок HTR-PM.
1.3. Современное состояние мировой энергетики
Использования ядерной энергии для производства электроэнергии добились
ряд стран (США, СССР, Франция, Великобритания) в начале 20-го века (1950–
1965 гг.) [26].
Наибольшее распространение в мире получили тепловые водо-водяные ре-
акторы, которые в основном и работают сейчас на атомных электростанциях.
Это реакторы корпусного типа с водой под давлением (PWR — Pressurized Water
Reactor). Некоторые типы этих реакторов — это прототипы энергетических ре-
акторов, существующих в настоящее время. По международной квалификации
эти реакторы относятся к поколению I.
Следующие реакторы (поколение II) — коммерческие реакторы, которые
появились примерно в 30 странах (1970–2000 гг.). Более усовершенствованные
легководные реакторы (LWR — Light Water Reactor) с теплоносителем под давле-
нием (PWR) и с кипящим теплоносителем (BWR) работают и в настоящее время
(табл. 1.2).
К реакторам поколения II относятся и реакторы CANDU (Canadian
Deuterium-Uranium Reactor), и РБМК (реактор большой мощности канальный,
СССР). Реакторы поколения II работают по принципу открытого топливного
цикла. В мире построено к настоящему времени более 550 ядерных энергети-
ческих реакторов, 110 самых старых из них уже остановлены. Более 30 лет экс-
плуатируются 134 реактора. Из них 9 реакторов проработали не менее 40 лет.
Реакторы поколения II за время эксплуатации продемонстрировали их вполне
удовлетворительную работоспособность, надежность и рентабельность [27, 28].
Современные реакторы — поколение III (1995–2010 гг.). Это реакторы с во-
дяным охлаждением и тепловым КПД 30–36 %, охлаждаемые диоксидом угле-
рода (КПД до 42 %) и охлаждаемые жидким натрием — КПД до 40 %.
К поколению III+ (2010–2025 гг.) относятся реакторы с улучшенными пара-
метрами, в том числе реакторы с водяным охлаждением и КПД до 38 %.
Во всем мире примерно три четверти реакторов атомных станций использу-
ют в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя обычную воду. Как от-
мечалось выше, такие реакторы называются водо-водяными (ВВЭР) или в меж-
дународной классификации — PWR. На рис. 1.6 представлена схема устройства
AЭС с водо-водяным реактором.
Несмотря на то что при строительстве AЭС начальные капиталовложения
достаточно велики, себестоимость выработки 1 МВт・ч электричества более
низка, чем при использовании органического топлива, особенно в связи с на-
логом на выброс вредных веществ (рис. 1.7) [27, 29].
Надо иметь в виду, что при использовании ядерной энергии не выбрасыва-
ются в атмосферу вредные вещества.
Вместе с тем эксплуатация ядерных реакторов выявила ряд проблем. Сла-
бым местом современных ядерно-энергетических технологий является ограни-
ченное использование энергетического потенциала уранового топлива. С этой
проблемой тесно связан вопрос о дальнейшей судьбе облученного топлива по-
сле его выгрузки из реактора. В Европе к 2008 году количество такого топлива
составляло не менее 55000 тонн, а к 2060 г. потребуется хранилищ для 1,5 млн
тонн облученного топлива [27]. Наличие отработанного ядерного топлива вы-
зывает необходимость решать задачу переработки и окончательного безопасно-
го захоронения отходов.
Все эксплуатируемые реакторы, в том числе и поколения III+, не совсем
конкурентоспособны с точки зрения их теплового КПД. Разность тепловогоКПД тепловых и ядерных электростанций может достигать 20–30 % [30]. Наи-
более высокий КПД имеют теплоэлектрические станции (ТЭС), работающие
на газе (табл. 1.3).
1.4. Реакторы поколения IV
В ходе эксплуатации реакторов поколения II и последующих поколений III
и III+ проводились исследования, направленные на поиск новых технологий
и способов модернизации действующих АЭС.
В начале 2000 годов группа стран, включающая Канаду, страны Европейско-
го Союза, Японию, Россию, США и другие, инициировала международное со-
трудничество в области разработки ядерных реакторов следующего поколения.
Международный форум (Generation IV International Forum-GIF, 2001) по этому
вопросу состоялся в 2001 году. На GIF была принята программа, направленная
на инициирование НИОКР по разработке реакторов поколения IV.
В результате оценки, выполненной группой, состоящей из 100 экспертов —
ведущих специалистов по атомной энергетике, было выбрано шесть базовых
концепций реакторов поколения IV, разработка которых призвана решить сле-
дующие основные задачи:
длительная бесперебойная работа АЭС, • которая должна обеспечить
оптимальное использование ядерного топлива, надежность энергоснаб-
жения и обращения с отходами, их минимизацию и защиту окружающей
среды,
• конкурентоспособность ядерной энергетики,
• безопасность и надежность АЭС,
• обеспечение гарантий нераспространения делящихся материалов.
Международный форум GFR предложил к разработке следующие концеп-
ции реакторов поколения IV:
• быстрый реактор с газовым охлаждением (GIF) или высокотемператур-
ный реактор (HTR),
• реактор с очень высокой температурой (VHTR),
• быстрый реактор с натриевым теплоносителем (SFR),
• быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR),
• реактор на расплаве солей или жидкосолевой реактор (MSR),
• реактор, охлаждаемый сверхкритической водой (SCWR).
GIF — быстрый реактор с газовым охлаждением или (HTR), высокотемпе-
ратурный реактор с быстрым нейтронным спектром, который может использо-
ваться для совместного производства электричества и водорода [29, 31].
VHTR — высокотемпературный реактор с тепловым спектром нейтронов
и газовым охлаждением. Основная цель этого реактора — производство водо-
рода наряду с усовершенствованным производством электричества и высоко-
температурной технологической тепловой энергией [29, 32].
SFR — реактор с быстрым спектром нейтронов с теплоносителем из Na,
основными целями которого являются управление радиоактивными отходами
высокого уровня активности и производство электроэнергии [29].
LFR — реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносите-
лем (свинцовым как основным или свинцово-висмутовым в качестве резервно-
го). Этот реактор может работать как бридер с ториевой матрицей [29, 33].
MSR — жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах [29]. Жидкосолевой
реактор может работать на основе ториевого топливного цикла с воспроизвод-
ством 233U из 232Th. В связи с предлагаемым применением ториевого топлива
следует отметить, что в этом случае в отработанном топливе отсутствуют высо-
коактивные вещества [25].
SCWR — водо-водяной реактор предполагается разрабатывать в двух основ-
ных концепциях: Европейский высокоэффективный легководный реактор
(HPLWR) и Канадский тяжеловодный реактор (CANDU) [34–36].
В рамках программы GIF в 2002 году была подготовлена технологическая
дорожная карта, являющаяся планом разработки и внедрения новых техноло-
гий, которые должны составить основу атомной энергетики 21-го века [36, 37].
В табл. 1.4 представлены десять активных членов GIF, разрабатывающих кон-
кретные концепции перспективных ядерно-энергетических установок на осно-
ве реакторов поколения IV.
В табл. 1.5 приведены некоторые ключевые параметры реакторов поколе-
ния IV.
По состоянию на 2014 г. в рамках программы GIF реализуется 10 проектов:
SFR — четыре, VHTR — три, GFR — один, SCWR — четыре [38]. На рис. 1.8 и 1.9
показаны схемы реакторов VHTR и SCWR.
Реактор SFR представляет единственную концепцию выбранных энерге-
тических реакторов, осуществленную в промышленном масштабе в России
и Японии.
Технологическая дорожная карта разработки реакторов поколения IV пред-
полагает уделять значительное внимание материаловедческим исследованиям
ядерного топлива и материалов, используемых для оболочек твэлов и внутри-
корпусных устройств. Согласно данным работы [38] предполагаемые затраты
на эти исследования для реактора SCWR составляют более 57 % всех затрат
(рис. 1.10).
Это связано с тем, что основной частью активной зоны реактора является те-
пловыделяющий элемент (твэл), представляющий собой ядерное топливо в том
или ином виде, загерметизированное в оболочке. Наиболее распространенной
формой твэла является цилиндрический стержень разной длины (рис. 1.11).
В зависимости от назначений реактора используются и другие виды топливных
элементов (табл. 1.5).