Жидкосолевой стартап
Есть такая компания Transatomic Power, стартап, основанный выходцами из MIT и продвигающий идею реактора на расплаве ураносодержащего фторида. Как я писал - реакторы на расплаве солей - эдакий атомный грааль, идеальная машина имеющая кучу преимуществ перед современными рабочими лошадками - ВВЭР/PWR.
Проектная фантазия Transatomic power
Так вот, Трансатомик выпустили недавно что-то вроде научной статьи, написанной в соавторстве с учеными из ORNL (одной из 5 национальных ядерных лабораторий США), в анонсе были даже обещаны данные по нейтронным расчетам. Я не поленился почитать, и к сожалению увидел классический активно рекламируемый "академический" реактор (и никаких нейтронных расчетов), о которых в свое время остроумно написал адмирал Риковер
«Академические» реакторы или станции почти всегда имеют следующие основные характеристики: их конструкция проста; … они дешевы; … их можно построить очень быстро; они практически не требуют НИОКР и используют в основном уже имеющиеся «на складе» компоненты; … сейчас они не строятся. С другой стороны, «реальные» реакторы можно отличить по следующим характеристикам: они строятся сейчас; их строительство отстает от графика; они требуют огромного объема НИОКР в областях, казалось бы, тривиальных - в частности, одной из проблем здесь является коррозия; они очень дороги; их постройка занимает очень много времени из-за инженерных проблем; … их конструкция сложна…».
Увы, самые сложные темы для подобных реакторов - в частности коррозионная стойкость, очистка теплоносителя от продуктов деления, термогидравлика жидкого ядерного топлива и т.п. обойдены если не глухим молчанием, то фразами типа "продукты деления будут отводиться из теплоносителя путем фильтрации". Но, как вы отведете из фторидной среды галий или цинк путем фильтрации? Как, Карл?
Но если на секунду забыть о серьезном мире с лицензированием ядерных установок, расчетно-экспериментальными обоснованиями, Investor Return Rate'ом и прочим, то жидкосолевой реактор TAP MSR имеет несколько интересностей.
Сперва стоит посмотреть на его характеристики (бумажные)
Энергоблок подразумевается среднего размера - мощностью 520 мегаватт электрических (1250 тепловых), три контура (соль-соль-вода), имеет примерно схожую с ВВЭР/PWR удельную мощность (82 мегаватта/м3), очень высокую температуру на выходе активной зоны - 650 С, превышающую все отечественные проекты быстрых реакторов. Следующая фишка уже поинтереснее реактор имеет спектральное регулирование т.е. возможность переходить от режима быстрого реактора в начале кампании для наработки плутония к тепловому реактору, что бы работать при заметном шлаковании (т.е. накоплении хорошо поглощающих нейтроны элементов) зоны. Поясню, что это происходит за счет того, что сечение деления тепловым нейтроном плутония и урана 235 в сотни раз выше, чем быстрым, поэтому при той же концентрации делящихся материалов на тепловых нейтронах мы можем допустить гораздо большее содержание нейтронных поглотителей. Теоретически, кстати, это позволяет подпитывать реактор отработанным ядерным топливом, которое имеет в США отрицательную стоимость (если вы как-то утилизируете, государство вам заплатит 440$ за килограмм).
Спектральное регулирование осуществляется путем вдвигания замедляющих стержней из гидрида циркония внутрь активной зоны... С получением вот таких нейтронных спектров для крайних рабочих точек
Жирным обозначен спектр в начале рабочего цикла, когда есть большой запас реактивности и реактор работает бридером, а пунктиром нарисован режим в конце цикла, когда есть заметное отравление зоны, запас реактивности минимальный и тепловой спектр позволяет экономить нейтроны.
Надо заметить, что такие вещи очень непросты в расчете, и добавляют еще одно измерение сложности при разработке реакторов, но Transatomic Power пока это все по зубам, пока не дошло до счетов за НИОКР (как это случилось с mPower, Terra Power, Hyperion Power и разными другими стартапами, которые попытались двинуться дальше и получить более реалистичный проект).
Другой интересной особенностью TAP является использование смеси LiF + U(Pu, Np, Am, Cm)F4 - в отличии от традиционной тройной литий-берилий-урановой соли FliBe ураноемкость двойной выше и позволяет уйти от проблематичных сегодня рабочих обогащений урана 30-60% (TAP утверждает, что минимальное обогащение 1.2% - чуть ниже среднего рабочего для ВВЭР/PWR). Обратная сторона этого - 650 градусов рабочей температуры (соль замерзает уже при 580 С) и как результат... отсутсвие материалов активной зоны! На сегодня известны только не доведенные до конца ДУО-стали, которые способны выдержать большие повреждающие дозы и высокие рабочие температуры (напомню, что у меня есть небольшая статейка про ядерное материаловедение). Авторы говорят о неких "никелевых сплавах", которые выдержат данные условия, но не называют их.
Важной фишкой всех реакторов на расплаве соли является устойчивость к потере теплоотвода, заметно большая, чем для PWR/ВВЭР. Везде в таких проектах есть затычка из замерзшей соли, которая охлаждается отдельным теплоотводом. В случае чего, эта затычка просто проплавляется и соль стекает в подреакторную емкость, где теряет критичность, и пассивно охлаждается тем или иным способом. В случае восстановления работоспособности систем, соль откачивается обратно в реактор, намораживается новая затычка и блок продолжает работу.
Вспоминая еще раз разочаровавший меня документ, хочется отметить интересный ответ на вопрос " почему не торий, а уран". Как известно, одним из важных преимуществ тория называется отсутствие в ОЯТ плутония, америция, кюрия - это хорошо не только с точки зрения радиотоксичности ОЯТ (ториевое быстрее становится безобидным), но и с точки зрения нераспространения компонентов ядерного оружия (того же плутония). Однако, в случае ториевых реакторов часто предусмотрено отвод протоактиния 233 из активной зоны для распада, сто ставит крест на затее. Протоактиний - это мостик от неделящегося Тория 232 (который лишь стартовый материал) к реальному топливу ториевого цикла - Урану 233. К сожалению, период распада протоактиния 27 дней, и при этом он отличный нейтронный яд. Значит его неплохо бы отвести радиохимическим методом из активной зоны, и во всех проектах жидкосолевых реакторов на тории это есть, а U233 потом возвращается в активную зону... Однако при правильном угле рассмотрения мы увидим, что такая система есть завод по производству делящегося материала (U233) для ядерных бомб в готовом виде.
Подводя итог, можно сказать, что дьявол MSR в деталях. Некоторые из проблем этого типа решены в проекте TAP довольно необычно и красиво, но многие важные оставлены за кадром, что позволяет резюмировать - проект Transatomic Power пока остается наибумажнейшим, насколько возможно.
Проектная фантазия Transatomic power
Так вот, Трансатомик выпустили недавно что-то вроде научной статьи, написанной в соавторстве с учеными из ORNL (одной из 5 национальных ядерных лабораторий США), в анонсе были даже обещаны данные по нейтронным расчетам. Я не поленился почитать, и к сожалению увидел классический активно рекламируемый "академический" реактор (и никаких нейтронных расчетов), о которых в свое время остроумно написал адмирал Риковер
«Академические» реакторы или станции почти всегда имеют следующие основные характеристики: их конструкция проста; … они дешевы; … их можно построить очень быстро; они практически не требуют НИОКР и используют в основном уже имеющиеся «на складе» компоненты; … сейчас они не строятся. С другой стороны, «реальные» реакторы можно отличить по следующим характеристикам: они строятся сейчас; их строительство отстает от графика; они требуют огромного объема НИОКР в областях, казалось бы, тривиальных - в частности, одной из проблем здесь является коррозия; они очень дороги; их постройка занимает очень много времени из-за инженерных проблем; … их конструкция сложна…».
Увы, самые сложные темы для подобных реакторов - в частности коррозионная стойкость, очистка теплоносителя от продуктов деления, термогидравлика жидкого ядерного топлива и т.п. обойдены если не глухим молчанием, то фразами типа "продукты деления будут отводиться из теплоносителя путем фильтрации". Но, как вы отведете из фторидной среды галий или цинк путем фильтрации? Как, Карл?
Но если на секунду забыть о серьезном мире с лицензированием ядерных установок, расчетно-экспериментальными обоснованиями, Investor Return Rate'ом и прочим, то жидкосолевой реактор TAP MSR имеет несколько интересностей.
Сперва стоит посмотреть на его характеристики (бумажные)
Энергоблок подразумевается среднего размера - мощностью 520 мегаватт электрических (1250 тепловых), три контура (соль-соль-вода), имеет примерно схожую с ВВЭР/PWR удельную мощность (82 мегаватта/м3), очень высокую температуру на выходе активной зоны - 650 С, превышающую все отечественные проекты быстрых реакторов. Следующая фишка уже поинтереснее реактор имеет спектральное регулирование т.е. возможность переходить от режима быстрого реактора в начале кампании для наработки плутония к тепловому реактору, что бы работать при заметном шлаковании (т.е. накоплении хорошо поглощающих нейтроны элементов) зоны. Поясню, что это происходит за счет того, что сечение деления тепловым нейтроном плутония и урана 235 в сотни раз выше, чем быстрым, поэтому при той же концентрации делящихся материалов на тепловых нейтронах мы можем допустить гораздо большее содержание нейтронных поглотителей. Теоретически, кстати, это позволяет подпитывать реактор отработанным ядерным топливом, которое имеет в США отрицательную стоимость (если вы как-то утилизируете, государство вам заплатит 440$ за килограмм).
Спектральное регулирование осуществляется путем вдвигания замедляющих стержней из гидрида циркония внутрь активной зоны... С получением вот таких нейтронных спектров для крайних рабочих точек
Жирным обозначен спектр в начале рабочего цикла, когда есть большой запас реактивности и реактор работает бридером, а пунктиром нарисован режим в конце цикла, когда есть заметное отравление зоны, запас реактивности минимальный и тепловой спектр позволяет экономить нейтроны.
Надо заметить, что такие вещи очень непросты в расчете, и добавляют еще одно измерение сложности при разработке реакторов, но Transatomic Power пока это все по зубам, пока не дошло до счетов за НИОКР (как это случилось с mPower, Terra Power, Hyperion Power и разными другими стартапами, которые попытались двинуться дальше и получить более реалистичный проект).
Другой интересной особенностью TAP является использование смеси LiF + U(Pu, Np, Am, Cm)F4 - в отличии от традиционной тройной литий-берилий-урановой соли FliBe ураноемкость двойной выше и позволяет уйти от проблематичных сегодня рабочих обогащений урана 30-60% (TAP утверждает, что минимальное обогащение 1.2% - чуть ниже среднего рабочего для ВВЭР/PWR). Обратная сторона этого - 650 градусов рабочей температуры (соль замерзает уже при 580 С) и как результат... отсутсвие материалов активной зоны! На сегодня известны только не доведенные до конца ДУО-стали, которые способны выдержать большие повреждающие дозы и высокие рабочие температуры (напомню, что у меня есть небольшая статейка про ядерное материаловедение). Авторы говорят о неких "никелевых сплавах", которые выдержат данные условия, но не называют их.
Важной фишкой всех реакторов на расплаве соли является устойчивость к потере теплоотвода, заметно большая, чем для PWR/ВВЭР. Везде в таких проектах есть затычка из замерзшей соли, которая охлаждается отдельным теплоотводом. В случае чего, эта затычка просто проплавляется и соль стекает в подреакторную емкость, где теряет критичность, и пассивно охлаждается тем или иным способом. В случае восстановления работоспособности систем, соль откачивается обратно в реактор, намораживается новая затычка и блок продолжает работу.
Вспоминая еще раз разочаровавший меня документ, хочется отметить интересный ответ на вопрос " почему не торий, а уран". Как известно, одним из важных преимуществ тория называется отсутствие в ОЯТ плутония, америция, кюрия - это хорошо не только с точки зрения радиотоксичности ОЯТ (ториевое быстрее становится безобидным), но и с точки зрения нераспространения компонентов ядерного оружия (того же плутония). Однако, в случае ториевых реакторов часто предусмотрено отвод протоактиния 233 из активной зоны для распада, сто ставит крест на затее. Протоактиний - это мостик от неделящегося Тория 232 (который лишь стартовый материал) к реальному топливу ториевого цикла - Урану 233. К сожалению, период распада протоактиния 27 дней, и при этом он отличный нейтронный яд. Значит его неплохо бы отвести радиохимическим методом из активной зоны, и во всех проектах жидкосолевых реакторов на тории это есть, а U233 потом возвращается в активную зону... Однако при правильном угле рассмотрения мы увидим, что такая система есть завод по производству делящегося материала (U233) для ядерных бомб в готовом виде.
Подводя итог, можно сказать, что дьявол MSR в деталях. Некоторые из проблем этого типа решены в проекте TAP довольно необычно и красиво, но многие важные оставлены за кадром, что позволяет резюмировать - проект Transatomic Power пока остается наибумажнейшим, насколько возможно.