核技术：当未来来敲门
紧凑型核电站：潜力巨大
大功率反应堆（例如 VVER-1200）不太可能部署在小国家或消费者负载不足的地区。 功率较低的VVER反应堆每单位功率的成本较高。 紧凑、低功率的反应堆具有良好的经济性能，并且可以快速、轻松地建造（例如大规模生产），因此市场需求旺盛。
根据（IAEA）的定义，小型反应堆是指功率不超过300兆瓦、由在工厂制造然后交付并现场安装的模块组成的反应堆。 其中包括小型模块化反应堆（SMR）。
目前世界上已有70多个各种类型和设计的紧凑型多用途反应堆项目。 据英国国家核实验室估计，到 2035 年，全球 SMR 市场容量可能达到 65-85 吉瓦，价值估计为 250-400 亿英镑（300-500 亿美元）。
建造中小型反应堆可以为发展中国家的偏远地区、远北地区和沙漠供电。 在它们的基础上可以建造工厂、石油平台、军事基地和补给矿井。
浮动核电站——“浮动”核电站
在这里，Rosatom 拥有前景广阔的发展成果——浮动核热电厂 (FNPP)。 第一座此类核电站“罗蒙诺索夫院士号”于 2020 年在佩韦克港（楚科奇自治区恰恩斯基区）启动，未来将取代比利比诺核电站。 该电站由一个浮动动力装置（FPU）、一个带有建筑物的陆上站点以及确保 FPU 在水域安全停放的水工建筑物组成。
该项目自2007年起实施。 在标称模式下，Akademik Lomonosov 向海岸提供 60 MW 电力和 50 Gcal/h 热量。 浮动核电站的另一个功能是海水淡化——每天淡化40至240万立方米淡水。
节奏200
RITM-200是俄罗斯OKBM im开发的压水核反应堆。 Afrikantov，根据双电路方案制造。 设计用于安装在核破冰船、ZiO-Podolsk 生产的浮动核电站和低功率核电站上。 22220 年，为 60 项目第一艘核破冰船“Arktika”（LK-2016Ya）建造的第一座拥有两个反应堆的发电厂已交付。 该破冰船于2020年投入使用。
节奏200
美国事态发展
NuScale 模块化反应器
美国核管理委员会（NRC）宣布完成了由私营公司 NuScale 开发的第一座核反应堆的认证过程。 反应器是模块化的，允许您用它们组装块。 生产是在工厂使用传送带方法进行的，从工厂将完全准备好运行的反应器交付给运行现场的客户。
已经创建了两个版本的模块化微型反应堆，容量分别为 50 MW 和 60 MW。 两个装置的钢体长 23 米，宽 4,5 米。 第一个版本正在接受 12 个模块配置的认证，总共提供约 600 MW 的电力。 这样的模块每天能够从水中生产近 50 吨氢燃料。
NuScale 模块化反应器
eVinci微反应器
另一个项目是西屋公司的 eVinci 微反应器。
eVinci 功率范围在 200 kW 至 15 MW 之间。 他们计划使用浓缩铀达到19,75%的球团作为燃料。 燃料周期持续10年，然后反应堆被送往制造商重新装载。
西屋电气预计将于 2024 年建造第一台 eVinci。
中国
ACP-100反应堆（龙星）是中国核工业集团公司正在开发的一个项目。
整体模块化压水堆采用非能动安全系统，基于现有压水堆技术而设计。 电力约100兆瓦，使用寿命60年，每两年进行部分换装。
阿根廷
其他处于建设最后阶段的 SMR 项目包括阿根廷的 30 MW(e) CAREM 反应堆。
CAREM-25 反应堆（Central Argentina de Elementos Modulares）是一种低功率模块化示范反应堆。 CAREM反应堆容器直径3,2米，高11米，由阿根廷IMPSA公司制造。 它装有 12 台立式蒸汽发生器，可产生过热蒸汽。
燃油活动 – 510 eff. 百分之五十核心超载的天数。
微型核电站 (MP)
根据国际原子能机构的说法，MP代表超紧凑型核电站，可以立即在工厂组装并通过一辆卡车运送到现场。
此类车站必须具有不需要大量维护人员的自调节被动安全系统。 它们不能与电网相连，可以从一个地方运输到另一个地方并在不同的条件下使用。
电力 - 约 10 MW (e)，最小燃料装载期为 10 年或更长，以全天候和连续模式为 5 多个家庭提供电力。
目前，世界各国的私营公司和研究小组正在开发十多个MR项目。
俄罗斯：微反应器项目
项目“货架-M”
Rosatom 计划到 10 年在楚科奇建造世界上第一个 2030 兆瓦 Shelf-M 微反应器。 Shelf 正在由 NIKIET 开发。
SVET-M项目
“Gidropress”正在开发用于低功率核电站（LNP）的第四代反应堆“SVE-M”（具有自然冷却剂循环的铅铋反应堆 - 模块化）。
Gidropress 部门负责人 Sergei Lyakishev 表示，正在开发各种电力的选项：从 1 到 50 MW。 最成熟的设计为 10 MW。
反应器的高度约为5 m，这使得反应器可以通过任何类型的运输方式进行运输。 冷却剂是铅和铋的共晶合金。 主体是一个整体，核心和蒸汽发生器都位于其中。 水进入外壳，过热蒸汽排出。 反应堆采用自然循环运行；主回路中没有泵。 外壳不承受压力，并对核心进行被动冷却。
铅铋合金位于大气压下的反应堆容器中；它不与大气或水发生化学相互作用。
SVET-M属于第四代安全反应堆。
极光反应堆（美国）
即将完工的项目之一是 Oklo 正在开发的 1,5 MW(e) Aurora 快谱反应堆。
该反应堆的设计主要基于自然物理过程的功能和自我调节原则，这意味着在其中使用极少量的移动元件 - 以提高安全性。 它将使用高含量低浓缩铀（HALEU）的后处理燃料，核电站将能够运行数十年而不需要补充燃料。
AE还有另一个特定领域——军事需求。 这个方向反映在 VO 的材料中：“军队的选择：低功率核电站。”
常规（开放式）核燃料循环的问题：铀235短缺
目前大多数核电站以热（或慢）中子运行，使用水作为冷却剂。
使用的燃料是铀235，它在自然界中较为稀有（低于1%），在热中子的影响下会发生裂变。 更常见的铀238无法支持链式反应，因为当它裂变时，每一代中出现的中子都比过去少：反应将会消失。
典型的开式核循环示意图如下图所示：
目前世界上开采的铀短缺。 根据《红皮书2020》（Red Book，核能机构-NEA-和IAEA的出版物），截至1年2019月90日，铀矿开采提供了世界2021%的核能需求。 48,3年，铀矿开采量为62,4万吨，而运行核电站的需求量为77,4万吨（XNUMX%）。
赤字由国家和公司储备的铀通过乏核燃料的后处理来弥补； 通过稀释高浓缩铀产生的低浓缩铀，以及来自再浓缩浓缩尾矿的铀。 铀尾矿——贫化六氟化铀——是将六氟化铀加工成浓缩铀的副产品。
与现代气体离心机技术相比，以前使用的气体扩散技术分离铀 235 的效率较低。 因此，多达一半的自然体积保留在铀尾部中。
国际原子能机构估计，到2040年，根据核能发展速度，全球铀需求可能从低需求情况下的每年56吨铀到高需求情况下的每年640吨铀。
截至1年2019月8日，全球铀探明储量达070万吨。 结论：在可预见的未来，世界铀储量将足以满足全球核能的发展。
与此同时，核能的复兴如今却遇到了局部铀短缺的问题。 2023 年，铀价上涨 30%，达到每磅 62 美元左右，使铀成为一种有吸引力的资产。 正如 profinance.ru 所写：
“全球范围内都出现了铀短缺，但在西方国家尤其明显，”
“现在市场再次需要增加产量，但这不会很快或容易完成。”
废物处理和混合铀钚燃料（MOX燃料）
乏核燃料（SNF）在特殊储存设施中积累了数十年，并且仅进行了部分再处理。
世界上只有少数国家以工业规模对乏燃料（RAW）进行后处理——俄罗斯、法国、英国、印度和许多国家掌握了这些技术。
Mayak SNF 后处理厂（俄罗斯）
核能的主要任务是在燃料循环中利用铀238（占天然铀的99%以上），并从中生产钚。
快中子反应堆就是为此而设计的，除了铀235之外，还可以使用铀238，铀XNUMX在裂变时会变成钚裂变同位素，适合作为热反应堆和快反应堆的燃料。 但世界上这样的反应堆很少（见下文）。
由铀 239 生成钚 238 的方案
另一种使用铀238的方法是MOX燃料（混合氧化物燃料），它不再使用稀缺的铀235。 它由几种易裂变材料的氧化物的混合物组成，主要是钚和天然铀、浓缩铀或贫化铀的氧化物的混合物——(U，Pu)O2。 PuO2 含量可以从 1,5 wt. % 高达 25–30 重量% %取决于核反应堆的类型。
生产 MOX 燃料芯块的原材料是在乏核燃料（辐照核燃料）加工过程中获得的二氧化钚，以及从浓缩生产的二次“尾料”中产生的铀 238 氧化物。
MOX可用作传统轻水热中子反应堆的附加燃料，但其在快中子反应堆（BN）中的使用更为有效，而俄罗斯在这方面拥有无可争议的领先地位。
MOX确保钚和乏燃料废物的“燃烧”、核废物的利用和燃料基地的扩大（节省铀矿石）。
2022 年 4 月，Rosatom 在别洛亚尔斯克核电站 800 号机组的 BN-100 反应堆上测试了创新的 MOX 燃料，产能达到 XNUMX%。
2022 年底，带有 BN-600 型燃料棒的 BN-1200 反应堆实验燃料组件在谢韦尔斯克西伯利亚化学联合公司 (JSC SCC) 制造并验收。 TVEL 包含混合致密氮化物铀钚燃料（SNUP 燃料），计划于 2023 年在别洛亚尔斯克核电站的 BN-600 反应堆进行测试。
法国为了限制废物的积累，采用乏燃料再处理并生产 MOX 燃料组件，但这种燃料比浓缩天然铀制成的燃料贵得多。
法国 SNF 后处理厂
压水堆技术的开发：VVER-S和VVER-SKD（Rosatom）
核电站的缺点之一是效率较低。 对于VVER-1200项目，效率为36%（NPP-2006项目）。 同时，法国EPR-1600（欧洲加压反应堆）效率为37%，中国第四代石岛湾反应堆（见下图）效率为4%。
正如原子专家所写：
“通过改用具有超临界参数的水冷却剂，或者在一次回路中使用钠、铅铋、铅、气体冷却剂，并在二次回路中将水加热到超临界参数，现代核设施的效率可以提高到 45% ...水相对于其他冷却剂的优点是众所周知的，因此，开发水反应堆的前景很诱人。”
Rosatom 正在开发新的 VVER 项目：
1.“VVER-S”-具有光谱调节功能的反应器（由OKB“Gidropress”开发）。 水中的中子损失很大程度上取决于水所占体积与铀所占体积之比，称为水铀比。 频谱调节（SR）是放弃液态硼对反应堆的调节和控制，通过在燃料活动期间引入和去除置换剂来改变堆芯中的水铀比。
SR 可以在活动开始时创建更硬的中子谱，并将传统 VVER 中吸收的中子用于生产新的裂变材料。 在VVER-S中，多余的中子不是被硼酸吸收，而是被铀238吸收，产生钚，用作新燃料，这是朝着创建“闭循环”迈出的一步。 当核心烧毁时，置换器被移除并被水取代。 在加油期结束时，VVER-S 的运行方式与常规 VVER 类似。
VVER-S 可以在开式和闭式燃料循环中运行。 目前，在轻水堆中，堆芯中装载的MOX燃料不超过50%。 CP允许轻水反应堆装载完全由MOX燃料组成的堆芯。
到2035年，世界上第一座VVER-S将在北极圈外的俄罗斯建成，距离现有的科拉核电站不远。这项技术可以将核电站建设成本降低15%，燃料消耗降低30%。 反应堆可以满载MOX燃料。
2. 一个同样雄心勃勃的项目是在主回路中创建具有超临界冷却剂压力参数的 VVER - 这些是 VVER-SKD，被归类为第四代反应堆。
优点包括：燃耗系数更高，优化天然铀消耗； 效率提高高达 44−45%； 堆芯温度从 280°C 增加到 540°C，因此冷却剂流量减少； 减少建设发电机组的特定资本成本。
主要问题是找到合适的材料和技术解决方案。 反应堆还可以满载 MOX 燃料。 计划建造一座低功率SKD反应堆。 由于篇幅限制，俄罗斯核计划的回顾以单独的材料进行。
闭式核燃料循环双组件核电（CNFC）
根据Rosatom的概念，双组件核电与闭式核燃料循环（CNFC）相结合，将为两个主要核能问题提供根本解决方案：处理乏核燃料、放射性废物（RAW）和提高核能效率。使用天然铀。
为了解决这个问题，Rosatom计划创建一个由两种类型的反应堆组成的能源综合体：具有光谱控制的水冷反应堆（VVER-S）和快中子反应堆（BN）：试点示范（BREST-OD-300）和动力（正在开发两种选择：带钠冷却剂的 BN-1200M 和带铅冷却剂的 BR-1200）。
VVER-S的使用将确保核电站运行期间节省天然铀，而BN反应堆将使有效利用乏燃料、对其进行后处理并生产新燃料（MOX、SNUP）成为可能。
创建 CNFC 的任务是通过我们在别洛亚尔斯克核电站的快中子反应堆项目和突破项目来解决的，该项目将两种类型的热中子反应堆和快中子反应堆（BN）连接在一个能源综合体中。
“突破”项目
在西伯利亚化学联合体的基础上，正在建设一个实验示范能源综合体，其中将建造一个燃料制造和加工厂以及一个采用铅冷却剂 BREST-OD-300 的独特创新快中子反应堆。 BN-1200钠快中子反应堆也在开发中。
但所有这些项目都需要开发新的、极其复杂的技术和设计解决方案。
闭式燃料循环——CNFC（理想与现实）
CNFC 中核燃料的再生只能在快中子反应堆中组织，其中可以使用铀 238。
如果将钚239装入反应堆堆芯并被铀238的增殖区包围，那么当从堆芯飞出的中子被捕获时，铀238就会变成“新的”钚239。
在 BN 反应堆中从铀 239 再生钚 238 的方案，来源：proatom.ru
但这里的一切都不是那么简单。
在传统反应堆中用作冷却剂的水在这里不合适，因为它会减慢中子速度，并且需要快速粒子。
在反应堆现有温度下呈液态且不会吸收或缓和中子的物质可能是液态钠，它通常在氮化硼反应堆中用作冷却剂。 但钠的使用使技术变得更加复杂，建设成本更高，并且出现了核扩散问题。 武器 由于钚的生产。
为了完成这个循环，需要从高放射性乏燃料组件加工和制造新燃料组件的过程，这是相当昂贵和复杂的（需要远程、自动化和专门的处理）。
据多位专家（I. N. Ostretsov 教授、S. V. Korovkin、JSC Atomenergoproekt 等）的说法，该方案存在许多困难。 为了获得钚，在初始组装时也需要大量钚，并且新钚的“生成”率相当低。 因此，钚的生产受到其储量的限制，而钚的储量可以通过乏核燃料的后处理或武器库存获得。
由于困难，几乎所有建造增殖反应堆（增殖反应堆）的地方都被关闭或没有建造。
俄罗斯是世界上唯一同时运行两座使用钠冷却剂的工业快中子反应堆的国家 - 它们是别洛亚尔斯克核电站的 BN-600 和 BN-800 反应堆。 然而，由于上述技术困难，这些站的运营远非简单。
此外，正在开发一种采用铅冷却剂的创新快中子反应堆 BREST-OD-300。
那么为什么这一切呢？
俄罗斯可以通过发展创新技术并领先于许多国家来制造这样的反应堆，但它能够广泛普及并不是事实。
然而，中国也在走同样的“发展创新”之路。
霞浦核电站
霞浦核电站是一座位于中国福建省霞浦县长标岛的核电站，是中国实现闭式核燃料循环计划的一部分。 这是中国核工业集团公司第四代反应堆示范项目。
该核电站的反应堆名称也称为CFR-600（中国快堆600）。“中国快堆600”是一个池式BN核反应堆，采用钠冷却剂。 该反应堆的建设于2017年底开始。 该反应堆的热功率为 1 MW，电功率为 500 MW。 根据 600 年签署的协议，燃料将由 Rosatom 子公司 TVEL 提供。
在同一地点，一座 2020 兆瓦 CFR-600 反应堆于 600 年 4 月开始建设，并拟建造四座 1000 兆瓦 CAP1 反应堆。
石岛湾核电站——创新型第四代反应堆
石岛湾核电站是中国核电站的最新发展，应该成为世界上第一个第四代核电站。 2021年，首台石岛湾机组并网发电。 该装置运行两个独特的反应堆和一台涡轮机。 这里使用的是气冷反应堆HTR-PM（在我们的分类中HTGR——高温气冷反应堆），世界上首次使用氦气作为冷却剂，并使用石墨作为慢化剂。
燃料 - 装载245个球 - 直径为000厘米的球形燃料棒，由石墨制成，散布陶瓷铀燃料，含有6克浓缩至7%的燃料。该燃料能够在高达8,5°C的温度下储存放射性内容物，高于紧急值。
这是一个实验装置，为两个反应堆提供动力的涡轮机的总功率很小 - 210 MW。 该技术的主要优点是冷却液温度高，约为750度，这使得动力单元获得更高的效率（约44%）成为可能。 该装置可用作城市供暖、海水淡化或制氢的热源。
2021年2022月，中国宣布完成石岛湾电厂第二号反应堆链式反应试验，并于240年XNUMX月两座反应堆满载XNUMX兆瓦功率。
正如华能核研究院院长陆华宽所说：
“高温气冷堆反应堆具有所有可用反应堆类型中最高的工作温度，也是唯一可以产生非常高温的工艺热的反应堆。 在不久的将来，高温气冷堆可以作为新一代先进反应堆，补充中国核电产业的中小型模块化核电机组。”
他认为，这些反应堆对于淡水短缺的国家和地区以及当地电力系统不适合1兆瓦以上核电站的国家具有良好的出口潜力。
除了 HTR-PM 之外，中国还提供了更大的版本 HTR-PM600，配备一台 650 MW 涡轮机，由六个小型反应堆提供动力。
原子专家表示，高温气冷堆的缺点包括乏燃料体积比轻水堆大一个数量级，而乏燃料的后处理也很困难：将慢化剂与堆芯分离并提取的工业技术裂变材料尚未经过测试。 反应堆内含有大量辐照石墨，处理方法相当复杂。
VO 的文章“福岛和切尔诺贝利，风力涡轮机和太阳能电池板？”对世界核能现状及其前景进行了总体概述。 忘记：世界正在等待核能复兴。”
VO《清洁能源》作为地缘战略的文章讨论了电力行业的总体状况以及发展可再生能源（RES）的问题：风力涡轮机和太阳能电池板能否拯救气候。
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