В САЩ разработват иновационен атомен реактор на бързи неутрони

Специалисти в САЩ разработват иновационен атомен реактор на бързи неутрони, който ще се отличава със своята икономичност, безопасност и лекота. Подобни системи могат да направят революция в атомната енергетика. Въпреки спомените от Чернобил и Фукушима, появата на много по-ефективни и безопасни атомни реактори на бързи неутрони може да се превърне в разумна алтернатива на сегашната атомна енергетика. Допълнително предимство на тези реактори, че те могат да използват в качеството на гориво голяма част от отработеното гориво в традиционните АЕЦ, решавайки по този начин проблема с утилизацията на горивото.

По някои изчисления, на всеки терават енергия, получен от въглища и нефт, се падат средно съответно 24,6 и 18,6 преждевременни смъртни случаи, докато този показател за атомната енергетика е 0,07. Тези цифри не включват вредата върху здравето на хората, което нанася глобалното затопляне, предизвикано от емисиите от въглероден диоксид, чиито голям емитент се явяват енергийните мощности, работещи на изкопаеми горива. По този начин, ако се намери ефективно решение за утилизиране на обработеното ядрено гориво, атомната енергетика може да се превърне в екологична алтернатива на традиционната енергетика.

Именно такова решение трябва да дадат реакторите на бързи неутрони от ново поколение. Трябва да се отбележи, че тази технология не е съвсем нова. В момента в Русия работят два промишлени реактора на бързи неутрони БН-600 и БН-800, които се намират в Белоярската АЕЦ. Първият такъв реактор е създаден и пуснат в експлоатация през 1973 година във Франция под името „Феникс“ с мощност от 250 МВт (спрян през 2009 г.), който е последван от реактора „Суперфеникс“ с мощност 1200 Мвт, който работи от 1985 до 1998 година . Съгласно програмата ASTRID, на базата опита от тези програми, се планира през това десетилетие да бъдат построени нови реактори на бързи неутрони от четвърто поколение.

Руският реактор БН-600 е въведен в експлоатация през 1979 година. Поради редица технологични проблеми и относително високите разходи на единица мощност програмата за развитието на реактори на бързи неутрони след него не намира бързо развитие. През октомври 2016 година нов реактор на бързи неутрони БН-800 е въведен в редовна експлоатация след провеждането на едногодишни тестове. Реакторът БН-800 е опитно-промишлен реактор на бързи неутрони с течнометален топлоносител натрий и мощност 880 мегавата.

Наричат реакторите на бързи неутрони „реактори на бъдещето“, защото от една страна изгарят плутоний, което позволява усвояване на натрупаните вече и намаляване на бъдещите високоактивни радиокативни отпадъци, генерирани при преработката на отработено ураново ядрено гориво, както и от военния комплекс. От друга страна реакторите на бързи неутрони намаляват необходимостта от използване на свеж природен уран с до 30%. И не на последно място затвореният горивен ядрен цикъл с използване на МОКС-гориво (от английски mixed-oxide fuel) повишава ефективността на изгарянето и намалява количеството на ядреното гориво в обръщение до 100 пъти.

Сега в САЩ компанията на Бил Гейтс Terra Power в сътрудничество с компанията GE Hitachi Nuclear Energy с подкрепата на Министерството на енергетиката на САЩ е започнала разработването на проекта Natrium за реактори на бързи неутрони от ново поколение.

Планира се новият реактор да е с мощност 345 Мвт. При добри резултати на Natrium след това се планира разработването на по-мощни реактори. Името на проекта не е избрано случайно. В традиционните системи като топлоносител в активната зона се използва вода, която циркулира под голямо налягане в реактора. Но водата забавя неутроните и в реакторите на бързи неутрони тя не може да бъде използвана. По тази причина, аналогично на всички други предшественици на Natrium, в него в качеството на топлоносител ще се използва течен натрий.

Течният натрий притежава редица преимущества, Първо, той остава в течно състояние в голям температурен диапазон – 785⁰С. Ако не се налага повишаване на налягането, няма риск тръбите да се скъсат.

Второ, натрият за разлика от водата, не встъпва в реакция с циркония (който се явява незаменим материал при производството на ядрени реактори), която да е съпроводена с отделянето на водород. Така че не съществува опасност от взрив, предизвикан от водород, както се е случило във Фукушима.

Освен тези преимущества, натрият не предизвиква корозия на метала.

В плана за безопасност на Natrium има и други преимущества пред традиционните реактори. Даже при изключване на захранването, верижната реакция ще може да бъде спряна. Заглушаващите реактора поглъщащи пръти сами ще паднат в активната зона под въздействие на собствената си тежест. Освен това, естествената циркулация на въздуха ще осигури аварийно охлаждане.

Конструкцията на Natrium позволява да не се изразходва огромно количество висококачествен бетон, а реакторът просто ще бъде скрит под земята.

Друго ноу-хау в новия проект е системата за съхраняване на енергията. Тя ще представлява резервоар с разтопена сол, където ще се отправя топлината, изработена от реактора. След това тази топлина ще се използва за изработването на пара в турбините. Голямата маса на разтопената сол ще позволява тя дълго време да не изстива.

Подобен резерв ще позволи на системата да реагира бързо и ефективно на денонощните колебания в търсенето на електроенергия. Когато потреблението е ниско (например, късно през нощта) излишъкът от топлина ще се изразходва за разтопяването на солите. В пиковите часове тази съхранена топлина ще може да бъде използвана за изработването на пара, повишавайки мощността на блока 1,5 пъти до 500 МВт и поддържайки този режим в продължение на 5,5 часа.

Отчитайки всички подобрения, проектантите на Natrium се надяват че новият реактор ще бъде четири пъти по-икономичен от традиционните ядрени реактори, без да се отчита факта, че той ще бъде много по-безопасен и по-екологичен.

Планира се първоначалният пуск на реактора да бъде осъществен във втората половина на това десетилетие.