Новинки в области тепловыделяющих элементов расширяют возможности атомных реакторов: теперь они могут функционировать без перегрузки топлива десятилетиями. Такое решение особенно важно для АЭС малой мощности, расположенных на Крайнем Севере или отдаленных территориях, не подключенных к единым энергосистемам, включая тропические острова.
Множество разрозненных энергосистем Земли вынуждены полагаться на дизель-генераторы как основной источник электроэнергии. Электричество от них стоит десятки рублей за киловатт-час даже в тропиках. На российском Крайнем Севере, где доставка солярки возможна только часть года, положение еще труднее. Из-за изолированности малых энергосистем ветровых и солнечных электростанций не могут удовлетворить потребности. В безветренную ночь (в том числе длинную полярную) все равно приходится пользоваться дорогими и выбрасывающими много опасных микрочастиц дизель-генераторами.
Для решения поставленной задачи «Росатом» уже давно разрабатывает реакторы на базе ледокольных — малой мощности, но компактные. Такая конструкция подходит для небольших энергосистем, где избыток электроэнергии нежелателен. В них используется топливо с повышенным содержанием урана-235 (до 18,6%), что значительно выше чем в обычных АЭС (менее 5%).
У таких систем всё же есть ограничения. Например, на плавучей атомной электростанции «Академик Ломоносов» с реактором КЛТ-40С необходимо менять топливо каждые 3-4 годаВынужденная замена топлива в реакторе — сложный и затратный процесс, требующий громоздкой установки и площадей для хранения извлеченных стержней с топливом. Для малых реакторов это финансово невыгодно. Перегрузка также влечет за собой необходимость дублирующей теплоэлектроцентрали, замещающей временно остановленную атомную электростанцию.
Проблему можно было бы решить, заменив его резервной плавучей станцией, но тогда целесообразно увеличить срок работы малой АЭС до перегрузки. Это сократит количество «подменных» плавучих станций и снизит расходы. К сожалению, в случае реактора на медленных нейтронах сделать это достаточно сложно: параметры традиционного топлива на основе оксида урана не позволяют эксплуатировать стержни с таким топливом много лет подряд.
Учёные Томского политехнического университета предложили необычный способ решения проблемы. Рассчитали, насколько реально заменить обычное ядерное топливо — смесь оксида урана-238 и оксида урана-235 — на смесь оксида тория-232 и урана-233. опубликовали в Annals of Nuclear Energy.
На Земле тория в несколько раз больше, чем урана, однако сам по себе, как и уран-238, он не делится (как и все четные изотопы). Для использования его в АЭС необходимо сначала облучить нейтронами торий-232. Часть атомов тогда захватет по нейтрону и станет ураном-233 (пройдя через цепочку трансмутаций: торий-232+нейтрон – торий-233 — протоактиний-233 — уран-233), который уже энергично делится. Однако ториевый цикл существенно меняет теплофизические свойства реактора, а полное перепроектирование малых реакторов — достаточно затратный проект.
В Томске провели расчеты, как модифицировать реактор КЛТ-40С для плавучей АЭС под ториевый цикл. Результаты показали, что необходимо лишь несколько увеличить диаметры ТВЭЛ — тепловыделяющих элементов реактора. Такое увеличение не приведет к росту тепловой напряженности на поверхности ТВЭЛ. Это позволит перейти на новые виды топлива без ущерба безопасности и при помощи тех же материалов ТВЭЛ и реактора. При этом время между его перегрузками увеличится на 75%.
Владимир Нестеров, автор работы, описал ее содержание.
Увеличение диаметра ТВЭЛ дает хорошие теплофизические показатели за счет уменьшения плотности теплового потока с его поверхности.
Работа демонстрирует возможность создания малых водо-водяных реакторов для Крайнего Севера с длительным сроком службы, но неясно, будет ли реализован именно такой подход авторов.
Причина: переход на ториевый цикл необходим. В России и мировой ядерной энергетике таких реакторов нет.
Не совсем понятно, нужно ли переходить к этой технологии. Действительно, торий в четыре раза богаче урана, но, как указывает Naked Science, при использовании реакторов на быстрых нейтронах дефицит урана не ощущается. говорить не приходится.
Сейчас малые реакторы для Крайнего Севера активно переходят с плавучих платформ на сушу: в Якутии строят сухопутный РИТМ, который является развитием КЛТ-40С. Сухопутный реактор никуда не буксировать. Поэтому там всё равно создадут систему перегрузки отработавшего топлива и его хранения в бассейне.
В теоретическом плане эти проблемы были разрешимы с помощью проектов такого типа. БН-ГТ-50Реакторы мощностью 50 мегаватт электрической мощности вовсе не требуют перегрузки за весь срок службы в 40 лет. Такой результат достигается за счет работы на быстрых нейтронах и извлечения энергетического плутония из урана-238, что исключает необходимость добавления нового топлива на длительный период.
Руководство «Росатома» предпочитает консервативные решения, поэтому проект БН-ГТ, отличающийся от современных реакторов, вряд ли получит одобрения. Кроме того, у госкорпорации недостаточно сильных сторонников внутри отрасли, что сводит шансы на реализацию проекта практически к нулю, несмотря на его значительные технико-экономические преимущества.