Что такое малые модульные реакторы (ММР)?
Что есть что в ядерной сфере
03.12.2021
Джоанн Лю, Бюро общественной информации и коммуникации МАГАТЭ
Малые модульные реакторы (ММР) имеют мощность до 300 МВт (эл.) на энергоблок. Многие ММР, которые могут быть собраны на заводе и доставлены на площадку для установки, предназначены для промышленных применений или для работы в удаленных районах, где мощность энергосети ограничена. (Изображение: А. Варгас/МАГАТЭ)
Малые модульные реакторы (ММР) — это современные ядерные реакторы мощностью до 300 МВт (эл.) на энергоблок, что составляет примерно одну треть от генерирующей мощности традиционных ядерных энергетических реакторов. ММР, которые могут производить большое количество низкоуглеродной электроэнергии, являются:
- малыми — они в несколько раз меньше традиционных ядерных энергетических реакторов;
- модульными — это позволяет собирать системы и компоненты на заводе и перевозить их единым блоком на место установки;
- реакторами — в них используется ядерное деление для выделения тепла с целью получения энергии.
Узнайте больше о ядерном делении и ядерной энергии.
Преимущества ММР
Многие из преимуществ ММР связаны с их конструкцией: они небольшие и модульные. Учитывая их малую площадь, ММР можно размещать в местах, не подходящих для более крупных атомных электростанций. Сборные блоки ММР можно изготовить заранее, а затем привезти и установить на площадке, что делает их строительство более доступным по сравнению с реакторами большой мощности, которые часто проектируются специально для конкретного места, что иногда приводит к задержкам в строительстве. ММР позволяют сэкономить затраты и время строительства, и их можно развертывать постепенно, чтобы соответствовать растущему спросу на энергию.
Одним из препятствий для расширения доступа к энергии является инфраструктура — ограниченный охват сельских районов энергосетями — и стоимость подключения к сетям для электрификации этих районов. На одну электростанцию должно приходиться не более 10% от общей установленной мощности энергосети.
В районах, где нет достаточного количества линий электропередач и сетевых мощностей, ММР могут быть подключены к существующей энергосети или работать автономно (вне ее) благодаря их меньшей мощности, генерируя низкоуглеродную энергию для промышленности и населения. Это особенно актуально для микрореакторов, являющихся разновидностью ММР, предназначенных для выработки электроэнергии мощностью, как правило, до 10 МВт (эл.). Микрореакторы занимают меньшую площадь, чем другие ММР, и лучше подходят для районов, в которых экологически чистая, надежная и недорогая энергия недоступна. Кроме того, микрореакторы могут служить в качестве резервного источника питания в чрезвычайных ситуациях или использоваться вместо электрогенераторов, которые часто работают на дизельном топливе, например в сельских населенных пунктах или на удаленных предприятиях.
По сравнению с действующими реакторами предлагаемые конструкции ММР являются в целом более простыми, а концепция безопасности для ММР часто в большей степени опирается на пассивные системы и такие присущие этим реакторам внутренние характеристики безопасности, как малая мощность и низкое рабочее давление.
Это означает, что для отключения систем не требуется вмешательства человека или внешней энергии или силы, поскольку пассивные системы полагаются на физические явления, такие как естественная циркуляция, конвекция, гравитация и создание повышенного давления. Благодаря этому в некоторых случаях устраняется или значительно снижается вероятность опасных радиоактивных выбросов в окружающую среду и контакта с ними населения в случае аварии.
ММР имеют сниженные требования к топливу. На электростанциях на основе ММР можно реже осуществлять перегрузку топлива: каждые 3–7 лет, в то время как на традиционных станциях она требуется каждые 1–2 года. Некоторые ММР спроектированы таким образом, что могут работать без перегрузки до 30 лет.
Каково положение дел с ММР?
В деятельности, направленной на внедрение технологии ММР до конца этого десятилетия, активно участвуют как государственные, так и частные организации. На российской АЭС «Академик Ломоносов», первой в мире плавучей атомной электростанции, промышленная эксплуатация которой началась в мае 2020 года, энергия генерируется на двух ММР мощностью 35 МВт (эл).
Другие ММР находятся на этапе строительства или лицензирования в Аргентине, Канаде, Китае, России, Соединенных Штатах Америки и Южной Корее.
Проекты более 70 коммерческих ММР, разрабатываемых по всему миру, рассчитаны на различную производительность и разные области применения, такие как электроэнергетика, гибридные энергетические системы, отопление, опреснение воды и парогенерация для промышленных применений. ММР имеют меньшие капитальные затраты на единицу продукции, однако их экономическую конкурентоспособность еще предстоит доказать на практике, когда будет начата их эксплуатация.
Ознакомьтесь с тем, как международное сотрудничество будет способствовать созданию ММР, включая микрореакторы.
ММР и устойчивое развитие
ММР и атомные электростанции обладают уникальными характеристиками с точки зрения эффективности, экономичности и гибкости. В то время как ядерные реакторы представляют собой поддающиеся диспетчерскому управлению источники энергии (они могут регулировать выработку электроэнергии в зависимости от спроса на нее), некоторые возобновляемые источники энергии, такие как ветер и солнце, являются источниками энергии переменной мощности, которые зависят от погоды и времени суток.
ММР могут быть использованы в паре с возобновляемыми источниками энергии и повышать их эффективность в рамках гибридной энергетической системы. Благодаря этим характеристикам ММР играют ключевую роль в переходе к экологически чистой энергетике, а также помогают странам в достижении целей в области устойчивого развития (ЦУР).
Благодаря усилиям по достижению цели всеобщего доступа к энергии, ЦУР 7, удалось добиться заметного прогресса, однако проблемы все еще сохраняются, в основном в отдаленных и сельских районах. Поскольку глобальные усилия направлены на внедрение экологически чистых и инновационных решений, более активное использование возобновляемых источников энергии в сочетании с ММР может помочь решить эти проблемы.
Узнайте, как ядерная энергетика может заменить уголь в рамках перехода к экологически чистой энергии.
Какую роль играет МАГАТЭ?
- МАГАТЭ создало Платформу по ММР и их применению — предназначенный для стран единый центр координации помощи по всем аспектам разработки, развертывания, мониторинга и применения ММР в электрической и неэлектрической сфере, например в системах централизованного теплоснабжения и опреснения воды.
- МАГАТЭ оценивает степень, в которой существующие нормы безопасности МАГАТЭ могут быть применены к инновационным технологиям. В 2022 году МАГАТЭ планирует опубликовать доклад по безопасности, посвященный применимости норм безопасности МАГАТЭ к технологиям ММР.
- Техническая рабочая группа по реакторам малой и средней мощности и модульным реакторам (ТРГ-РМСМ/ММР) МАГАТЭ и Форум регулирующих органов по ММР служат площадкой, на которой эксперты могут вместе обсудить трудности и поделиться опытом, имеющим отношение к разработке и будущему развертыванию ММР.
- МАГАТЭ содействует устойчивому развитию ядерной энергетики. МАГАТЭ проводит технические совещания, выпускает научно-технические публикации и содействует реализации проектов координированных исследований.
Ресурсы по теме
03.12.2021
Российские атомщики открывают новую эпоху атомной энергетики
Идея замкнутого ядерного топливного цикла примерно такая же, как у переработки пластика.
Вместо того чтобы делать новые полимеры из нефти и газа, можно и нужно собирать и перерабатывать старые.
Замкнув цикл, можно избавиться от ядерных ракет времён холодной войны. Можно пустить в дело обеднённый уран, который в виде едкого, ядовитого и горючего соединения хранится сейчас в стальных бочках. В 2020 году в России было больше миллиона тонн этого неприятного и мало на что годного вещества. А главное, отработавшее ядерное топливо можно использовать повторно.
Но как вторичный пластик годится не для всякой цели – из него, например, сложно делать упаковку для еды, – так и вторичное ядерное топливо требует особых приспособлений. Обычные атомные реакторы с этой задачей не справятся.
Урановая кухня: небезотходное производство
Современная атомная промышленность начинается с добычи урана. В природных минералах его немного: на тысячу тонн руды – всего семь килограммов с нужным веществом. Всё остальное идёт в отвал. Из этих семи килограммов 99,3% составляет уран-238.
В большинстве современных атомных реакторов этот изотоп – не самая нужная часть топлива. Большую часть энергии мы получаем от деления ядер второго, редкого изотопа – урана-235.
Семи десятых процента 235U слишком мало для обычного атомного реактора, поэтому прежде, чем использовать уран как топливо, его обогащают. Дело это долгое, энергозатратное и сложное. Заводы по обогащению урана – это длинные ряды центрифуг, в которых газообразный фторид урана раскручивают со скоростью в 10 раз выше скорости вращения турбины самолёта.
При перегрузке в сотню G молекулы распределяются в центрифуге немного неравномерно: в центре урана-235 оказывается чуть-чуть больше, чем по краям. Газ из центральной части забирают и отправляют в следующую установку, и так много раз. Даже сотням центрифуг едва удаётся поднять содержание 235U до 3-4%. Впрочем, для работы в тепловом реакторе этого достаточно.
Но и в обогащённом уране далеко не весь изотоп 235 делится и даёт энергию. В современных реакторах сжигается около четырёх пятых урана-235, а одна пятая остаётся в отработавшем топливе – и с ней уже ничего не поделать: приходится обрабатывать и хранить вместе с продуктами деления.
Получается, что уран в тепловых реакторах используется очень неэффективно: только 1% уранового топлива выделяет тепло в активной зоне реактора. Если с такой эффективностью чистить овощи, то на кастрюлю супа понадобится целый грузовик картошки и моркови. Но есть технология, которая позволяет использовать весь природный уран. Её преимущества были понятны уже первым строителям атомных электростанций, но всерьёз за неё берутся только сейчас.
На стройплощадке реактора БРЕСТ-300 Фото: РИА Новости
Замкнутый круг
Почему, собственно, не использовать в ядерных реакторах весь уран-238? Дело в том, что он, в отличие от урана-235, не делится при бомбардировке тепловыми нейтронами. Ядра 238U склонны просто захватывать нейтрон, летящий слишком медленно. А изотоп, который не делится, не выделяет тепло – не очень-то такой и нужен.
Зато уран-238 умеет превращаться в другой изотоп – 239Pu, который делится даже лучше 235U.
Это превращение происходит и в тепловых реакторах, но плутония в них получается слишком мало. Больше плутония можно наработать, если бомбардировать уран-238 быстрыми нейтронами.
Быстрые vs. тепловые: два типа нейтронов
Разговоры о типах реакторов могут показаться странными: одни работают на тепловых нейтронах, другие – на быстрых. Как в анекдоте про крокодилов: один зелёный, другой налево. На самом деле всё логично, просто для ядерных физиков нет разницы между температурой и скоростью частицы. Нейтрон, который летит быстро, можно назвать горячим: у него большая энергия. Летящий медленнее нейтрон называется тепловым: у него энергия меньше.
Нейтроны, которые образуются при делении ядра, обладают большой энергией. Чтобы сделать их более пригодными для деления урана-235, в тепловых реакторах есть замедлитель – вещество, пролетая через которое нейтроны теряют энергию и на выходе становятся тепловыми. Замедлителем может быть графит, тяжёлая или обычная вода.
Кроме энергии нейтронов и замедлителя, реакторы различаются по теплоносителю – веществу, которое омывает топливо и уносит с собой его тепло, чтобы получить пар для выработки электричества. В тепловых реакторах теплоносителем является обычная или тяжёлая вода. Иногда она же играет роль замедлителя; такие реакторы называются водо-водяными – по двойному назначению воды. В реакторах на быстрых нейтронах теплоносители – жидкие металлы или расплавы солей.
В России сейчас работают энергетические реакторы трёх типов: тепловые РБМК (реактор большой мощности канальный) и ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и быстрые БН (реактор на быстрых нейтронах).
Итак, при бомбардировке медленными нейтронами уран-238 не делится. Значит, построив реактор, в котором нейтроны не замедляются, можно использовать распространённый в природе уран-238 по полной. Он эффективно превращается в плутоний-239, который делится и может работать как топливо для теплового реактора. Получается, что мы загружаем в котёл неделящийся уран-238, а на выходе получаем делящийся плутоний.
Поэтому быстрые реакторы называют “бридерами”, или наработчиками. Их часто сравнивают с печками, которые выдают больше дров, чем в них положили. А ещё в быстром реакторе можно до конца использовать недожжённый в тепловом реакторе уран-235 (ту самую пятую часть) и дожигать самые вредные изотопы, которые образуются при работе топлива. Получается безотходное производство.
Казалось бы, выгода очевидна, почему тогда в мире сейчас работает больше сотни АЭС с тепловыми реакторами и всего одна – с быстрыми? Потому, что быстрые реакторы очень сложны в обращении.
Проблема теплоносителя
Если мы хотим, чтобы нейтроны в реакторе не замедлялись, в качестве теплоносителя нужно использовать более экзотические вещества – например, жидкие металлы. На эту роль в разное время пробовали ртуть и жидкий натрий, смесь свинца и висмута.
Эти материалы довольно капризны и требуют большой осторожности. Ртуть ядовита, а натрий горит на воздухе и взрывается в воде. Несмотря на это, эксперименты с ними ставили в разных странах: в США и СССР даже строили атомные реакторы для подводных лодок с жидкометаллическими теплоносителями.
На японской АЭС Мондзю реактор на быстрых нейтронах построили и запустили, но в 1995 году уронили в жидкий натрий трёхтонную трубу, что положило конец эксперименту. Во Франции опыты с жидким металлом пришлись на середину 1980-х и были свёрнуты под давлением общественности, напуганной Чернобылем.
В результате энергетические реакторы на быстрых нейтронах прижились только в России. Это БН-350 в Шевченко (ныне Актау, Казахстан; выведен из эксплуатации), БН 600 и БН-800 на Белоярской АЭС, все с жидким натрием, омывающим активную зону. Собираются строить и новый, более мощный натриевый реактор. Но это уже отработанная технология. На очереди новый тип реактора – с жидким свинцом. Первым должен стать БРЕСТ.
Так будет выглядеть опытно-демонстрационный энергетический комплекс – с реактором БРЕСТ, заводом переработки облучённого топлива и модулем фабрикации тепловыделяющих элементов Фото: rosatom.ru
Операция Pb
У свинцового теплоносителя много преимуществ.
Первое – он почти не замедляет нейтроны. Второе – свинец превращается в газ при огромной температуре, 1749 °C. Для сравнения: температура в активной зоне реактора – около тысячи градусов. Атомщики в целом благосклонно относятся к идее теплоносителя, который сложно вскипятить и из которого можно выделить водород: в 2011 году водород из воды, вскипев, взорвал реактор на Фукусимской АЭС.
Но главный плюс свинца – способность бороться с большинством видов радиации. Помните свинцовый фартук в рентгеновском кабинете? В случае аварии свинец как раз и послужит таким фартуком – или пробкой, которая застынет и навсегда похоронит радиоактивный материал.
Однако реакторов с жидким свинцом до сих пор не строили. Вероятно, сыграла роль его коррозионная активность: мало какие материалы могут долго соседствовать со свинцом. Строители нового реактора БРЕСТ заявляют, что решили эту проблему – научились контролировать содержание кислорода в свинцовом расплаве. Кислород создаёт на поверхности стали оксидную плёнку, устойчивую к действию свинца даже при высоких температурах, поэтому тот, кто управляет кислородом, управляет всеми материалами внутри активной зоны.
Перед тем как запустить БРЕСТ, в него зальют 10 тыс. тонн свинца (960 м3). В отсутствие ядерного топлива его будут подогревать специальные батареи. Свинец останется в активной зоне навсегда – ну, или до конца жизни реактора; его только будут периодически чистить от радиоактивных примесей.
Скептики и энтузиасты
Построив БРЕСТ и предприятия по переработке топлива вокруг него, российские атомщики собираются продемонстрировать замкнутый ядерный топливный цикл. Из отработавшего топлива быстрого реактора будут делать новое топливо. В этом круговороте можно будет полностью использовать отработавшее ядерное топливо, запасы обеднённого урана, плутониевые боеголовки – всё, что сейчас лежит без дела.
Звучит здорово, но у проекта есть критики. Они указывают на то, как дорого стоят быстрые реакторы и технологии ресайклинга. Разработчики отвечают им своими доводами – получается такой пинг-понг из аргументов и возражений.
За.
Тепловые реакторы требуют обогащённого урана, а обогащение – это очень дорого.
В замкнутом цикле потребуется меньше урана-235, а однажды от него и вовсе можно будет отказаться.
Против.
Выделять плутоний из отработавшего топлива очень сложно. Если свежие тепловыделяющие сборки можно трогать руками в перчатках, то с топливом из активной зоны нужно обращаться с помощью роботов-манипуляторов – за метровой толщины стеклом. Это может свести на нет все экономические выгоды!
Тепловыделяющая сборка – это пучок тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). Каждый ТВЭЛ представляет собой стержень, собранный из топливных таблеток – маленьких блоков ядерного топлива – и упакованный в металлическую оболочку.
За.
Радиохимический завод специально строят рядом с БРЕСТом: всё будет на одной площадке, извлечённое из реактора топливо не придётся никуда везти. К тому же в БРЕСТе будут дожигать опасные изотопы, а значит, можно будет сэкономить на защищённых хранилищах опасных радиоактивных отходов.
Мирные превращения
В реакторах на быстрых нейтронах уран-238 эффективно превращается в плутоний.
Изотоп 239Pu используется в атомных бомбах, поэтому рядом с названием этого элемента мы привыкли видеть слово “оружейный”. В натриевых БН-реакторах на Белоярской АЭС плутоний – действительно оружейного качества – нарабатывается во внешнем слое активной зоны (так называемом бланкете). Цепная реакция в этом слое не идёт – только превращение урана в плутоний.
Эта встроенная функция не делает быстрым реакторам рекламы, даже наоборот: из-за возможности наработки оружейного плутония в бланкете МАГАТЭ не может одобрить экспорт таких реакторов. Виноват во всём натрий: именно из-за него БН-реакторам нужны бланкеты. А вот свинец действует на нейтроны иначе, поэтому в таком реакторе бланкетов нет – плутоний и так замечательно нарабатывается, но не в том виде, который могут использовать военные.
Реактор, который не умеет делать начинку для бомб, – это хорошо. Сейчас в мире действует множество международных соглашений, задача которых – обеспечить режим нераспространения ядерного оружия, чтобы те страны, у которых такого оружия нет, продолжали в том же духе.
Свинцовый реактор на быстрых нейтронах поддерживает режим нераспространения сразу с двух сторон: он и не нарабатывает плутоний, и снижает необходимость в обогащении урана, который при желании тоже можно использовать не в мирных целях.
На стройплощадке БРЕСТа пока залит лишь бетонный “стакан” для будущей активной зоны, но реактор давно существует в виртуальной реальности. Инженеры Росатома создали компьютерную модель со всеми полутора сотнями топливных сборок, в каждой по сотне-другой тепловыделяющих элементов, в каждом по сотне топливных таблеток. Компьютер позволяет моделировать ядерные реакции и другие процессы, идущие в сердце реактора.
Эта модель – одно из главных доказательств надёжности будущего БРЕСТа. Она позволяет жонглировать параметрами и режимами, проводить виртуальные испытания. Настоящие начнутся с пуском реактора в 2026 году. Ещё через два года топливо из активной зоны можно будет направить на переработку. Оболочки топливных стержней растворят, остатки урана-238 отделят от плутония, и последний пойдёт на новое топливо.
Ну как новое? Ядерное топливо second hand.
Что нужно знать о различных типах ядерных реакторов | Duke Energy
Примечание редактора. Эта статья была впервые опубликована 27 марта 2012 года. Она была исправлена, обновлена и переиздана.
На долю ядерной энергии приходится почти 50% электроэнергии Каролины с нулевым выбросом углерода. Благодаря процессу деления наши высококвалифицированные работники производят чистую энергию, необходимую для обеспечения вашей повседневной жизни.
Давайте рассмотрим основы реакторов с водой под давлением и кипящей водой:
Реакторы электростанций
За исключением солнечных, ветряных и гидроэлектростанций, большинство электростанций представляют собой парогенераторы, использующие различные системы для производства пара. Атомная электростанция использует урановое топливо для производства ядерного деления, которое нагревает воду до состояния пара, приводящего в действие турбины, которые в конечном итоге производят электричество.
Существует множество различных типов реакторов, используемых на атомных электростанциях по всему миру для выработки ядерной энергии. Двумя наиболее распространенными реакторами являются реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR), оба из которых являются легководными реакторами (LWR). В легководных реакторах для охлаждения и нагрева ядерного топлива используется обычная вода. LWR исторически были наиболее экономичным и распространенным типом реакторов.
Водо-водяные реакторы (PRW)
Видео с любезного разрешения Nuclear Matters.
Ядерное деление производит тепло внутри реактора. Это тепло передается воде, циркулирующей вокруг уранового топлива в первой из трех отдельных водяных систем, где вода нагревается до чрезвычайно высоких температур, но не кипит, потому что вода находится под давлением. Вода в системе первого контура проходит через активную зону реактора, действуя как замедлитель и теплоноситель, но не поступает в турбину.
Он находится в контуре трубопровода под давлением. Горячая вода под давлением проходит через ряд труб внутри парогенератора.
Эти трубы окружены другой водяной системой, называемой вторичной или парогенерирующей системой. Тепло, а не вода, от первого теплоносителя передается вторичной системе, которая затем превращается в пар.
Первичная и вторичная системы являются закрытыми системами. Это означает, что вода, протекающая через реактор, остается отдельной и не смешивается с водой из других систем.
Пар перекачивается из защитной оболочки в машинное отделение, толкая гигантские лопасти турбины. Турбина соединена с электрическим генератором.
После вращения турбин пар охлаждается, проходя по трубам, по которым проходит третья водяная система, называемая охлаждающей жидкостью конденсатора. Когда пар охлаждается, он снова конденсируется в воду и возвращается в парогенератор для повторного использования.
Реакторы с кипящей водой (BWR)
youtube.com/embed/dOJgD_0jQtQ”> Видео с любезного разрешения Nuclear Matters.
В отличие от PWR, внутри кипящего реактора система первичной воды поглощает достаточно тепла от процесса деления, чтобы вскипятить воду. В отличие от PWR, BWR использует только две отдельные водяные системы, поскольку не имеет отдельной системы парогенератора. Эта пароводяная смесь поднимается наверх реактора и проходит две стадии влагоотделения. Затем капли воды удаляются, и пар поступает в паропровод. Пар направляется на турбину. Турбина начинает вращаться внутри генератора, и вырабатывается электричество.
После включения турбин оставшийся пар охлаждается в системе охлаждения конденсатора. Это замкнутая система водоснабжения. Тепло от пара поглощается холодной водой посредством теплопередачи. Вода в двух системах не смешивается. Пройдя через систему конденсатора, вода возвращается обратно в реактор, чтобы снова начать процесс.
Дополнительные ресурсы:
Принцип работы реактора, Институт ядерной энергии
Ядерные реакторы/производство энергии, Комиссия по ядерному регулированию
Усовершенствованные малые модульные реакторы (SMR)
Здание энергетического реактора NuScale
Энергетические реакторы NuScale.
© NuScale Power, LLC, Все права защищены
Эти усовершенствованные реакторы, мощность которых, как предполагается, варьируется от десятков мегаватт до сотен мегаватт, могут использоваться для производства электроэнергии, технологического тепла, опреснения воды или других промышленных целей.
Усовершенствованные малые модульные реакторы (ММР) являются ключевой частью цели Департамента по разработке безопасных, экологически чистых и доступных вариантов ядерной энергетики. Усовершенствованные ММР, разрабатываемые в настоящее время в Соединенных Штатах, представляют различные размеры, технологические варианты, возможности и сценарии развертывания. Эти усовершенствованные реакторы, мощность которых, как предполагается, варьируется от десятков мегаватт до сотен мегаватт, могут использоваться для производства электроэнергии, технологического тепла, опреснения или других промышленных целей. В конструкциях SMR может использоваться легкая вода в качестве хладагента или другие нелегкие хладагенты, такие как газ, жидкий металл или расплавленная соль.
Усовершенствованные ММР предлагают множество преимуществ, таких как относительно небольшие физические размеры, снижение капитальных вложений, возможность размещения в местах, недоступных для более крупных атомных электростанций, и возможность поэтапного увеличения мощности. ММР также предлагают определенные преимущества в плане защиты, безопасности и нераспространения.
Департамент уже давно осознал трансформационную ценность, которую передовые ММР могут обеспечить для экономики, энергетической безопасности и экологии страны. Соответственно, Департамент оказал существенную поддержку разработке легких ММР с водяным охлаждением, которые находятся на рассмотрении лицензии Комиссии по ядерному регулированию (NRC) и, вероятно, будут развернуты в конце 2020-х – начале 2030-х годов. Департамент также заинтересован в разработке ММР, в которых используются нетрадиционные хладагенты, такие как жидкие металлы, соли и газы, из-за потенциальной безопасности, эксплуатационных и экономических преимуществ, которые они предлагают.
Расширенная программа исследований и разработок SMR
Основываясь на успехах программы технической поддержки лицензирования SMR (LTS), в 2019 финансовом году была запущена программа Advanced SMR R&D, которая поддерживает исследования, разработки и развертывание для ускорения доступности SMR в США. технологии на внутреннем и международном рынках. При выводе на рынок передовых конструкций ММР сохраняются значительные риски, связанные с развитием технологий и лицензированием, и требуется государственная поддержка для развертывания ММР внутри страны к концу 2020-х или началу 2030-х годов. В рамках этой программы Департамент сотрудничает с NuScale Power и Utah Associated Municipal Power Systems (UAMPS), чтобы продемонстрировать первую в своем роде реакторную технологию в Национальной лаборатории Айдахо в этом десятилетии. Благодаря этим усилиям Департамент предоставит широкие преимущества другим отечественным разработчикам реакторов, решив многие технические и лицензионные вопросы, характерные для технологий ММР, в то же время продвигая энергетическую независимость США, энергетическое превосходство и устойчивость электросетей, а также гарантируя будущее.
поставка чистого, надежного питания базовой нагрузки.
Возможности промышленности США для развития передовых ядерных технологий
В 2018 году Департамент выпустил многолетнюю возможность совместного финансирования ( Возможности промышленности США для развития передовых ядерных технологий , DE-FOA-0001817) для поддержки инновационных отечественных ядерных технологий. отраслевые концепции, обладающие высоким потенциалом для улучшения общих экономических перспектив ядерной энергетики в Соединенных Штатах. Эта возможность финансирования позволит разработать конструкции существующих, новых и реакторов следующего поколения, включая технологии ММР.
Возможности финансирования очень широки и предполагают деятельность, связанную с доработкой наиболее зрелых проектов ММР; разработка производственных мощностей и методов для повышения стоимости и эффективности ядерных конструкций; разработка заводских структур, систем, компонентов и систем управления; решение нормативных вопросов; и другие технические потребности, определенные отраслью.