Глобальный перехват ядерной инициативы.
Часть II. Реактор-выжигатель.

Американская инициатива о глобальном ядерном партнёрстве в области ядерной энергии (GNEP) может стать мощным инструментом, способным позволить Соединённым Штатам Америки перехватить инициативу в самых высокотехнологических сферах атомной энергетики - замыкании топливного цикла и строительстве реакторов на быстрых нейтронах.

Целям и критериям GNEP, сформулированным американской стороной, была посвящена первая статья цикла"Глобальный перехват ядерной инициативы". Во второй статье мы перейдём к рассмотрению технологической составляющей GNEP - опять же, как она видится из Вашингтона.

Структура ядерного топливного цикла США, предлагаемая в рамках инициативы GNEP, представлена на рисунке ниже по тексту (щёлкните мышью для открытия рисунка в новом окне).

В ЯТЦ GNEP входят следующие этапы:

• добыча урана;
• обогащение урана;
• фабрикация UO₂-топлива;
• выгорание UO₂-топлива в легководных реакторах (LWR);
• транспортировка ОЯТ LWR на завод по химпереработке;
• отделение от ОЯТ:
  • стронция, цезия и урана для дальнейшей транспортировки во временное хранилище и последующей передачи в хранилище низкоактивных отходов или на рециклирование (только для урана);
  • других продуктов деления для передачи их (вместе с технологическими потерями) в долговременное геологическое хранилище высокоактивных отходов;
  • трансурановых элементов (TRU);
• передача TRU на завод по фабрикации топлива из смеси плутония и младших актинидов (МА);
• выгорание топлива из TRU в реакторе-выжигателе ABR;
• транспортировка ОЯТ ABR на завод по химпереработке;
• отделение от ОЯТ:
  • TRU и урана для возврата на завод фабрикации трансуранового топлива;
  • продуктов деления для передачи их (вместе с технологическими потерями) в долговременное геологическое хранилище высокоактивных отходов.

Одним из ключевых элементов ЯТЦ GNEP становится трансмутация плутония и МА в реакторе на быстрых нейтронах ABR. Выбор быстрого направления для целей трансмутации обусловлен необходимостью иметь возможность возврата в активную зону трансурановых элементов, сохранившихся в ОЯТ ABR, так как рециклирование плутония и МА в тепловых реакторах представляется затруднительным.

Для демонстрации трансмутационных технологий можно использовать большое количество различных видов быстрых реакторов. Однако по реакторам с быстрым натриевым теплоносителем накоплен большой практический опыт, в то время как для реакторов со свинцовым или газовым теплоносителями, а также для ускорительных систем потребуется выполнение значительного объёма НИОКР, что может затянуть или сорвать успешную демонстрацию трансмутации плутония и МА. Следовательно, за основу для реактора ABR выбрана технология натриевого теплоносителя.

В ходе проектирования реактора ABR и трансуранового топлива потребуется решить следующие задачи:

• продемонстрировать возможность трансмутации TRU;
• продемонстрировать возможность снижения стоимости блока с быстрым реактором;
• продемонстрировать безопасность быстрых реакторов;
• продемонстрировать работоспособность трансуранового топлива;
• продемонстрировать способность ABR соответствовать современным системам гарантий и организовать должную физзащиту ядерных материалов.

Демонстрация возможности трансмутации TRU

Трансурановые элементы в ОЯТ LWR - в первую очередь, плутоний, нептуний, америций и кюрий - дают определяющий вклад в параметры долговременных хранилищ ядерных отходов (тепловыделение, пиковые значения доз и радиотоксичность). Кроме этого, TRU представляют собой главную угрозу с точки зрения распространения. В рамках GNEP предполагается отказ от выделения чистого плутония. Напротив, все TRU должны выделяться из ОЯТ в виде единой группы. При трансмутации в активной зоне ABR атомы TRU будут постепенно переводиться в осколки деления, и при этом будет выделяться дополнительная энергия.

В рамках GNEP потребуется провести опытное облучение топлива, содержащего TRU из ОЯТ LWR, в быстром реакторе. Образовавшееся ОЯТ ABR должно быть также переработано для экспериментального определения выгорания плутония и МА, после чего вновь возвращено в активную зону ABR для продолжения трансмутации.

Демонстрация возможности снижения стоимости блока с быстрым реактором

Несмотря на относительную развитость технологии быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, опыт реализации предыдущих проектов показывает, что капитальные затраты на строительство таких установок достаточно велики. По современным оценкам, сооружение блока с быстрым натриевым реактором будет обходиться на 25% дороже, чем блока с легководным реактором. Цена строительства является ключевым параметром при сравнении экономических показателей открытого ЯТЦ и ЯТЦ GNEP.

Следует отметить, что быстрые реакторы никогда ранее не использовались в коммерческих целях, и поэтому у них отсутствовала возможность накопления опыта, позволяющего упростить проекты и ввести в них инновационные черты. НИОКР по быстрым реакторам в последние годы ведётся на низком уровне, и большинство имеющихся предложений по снижению капзатрат остаются лишь на бумаге без экспериментального подтверждения.

Инициатива GNEP, по мнению американцев, должна помочь вывести технологии быстрых натриевых реакторов на коммерческий уровень, так, чтобы в будущем быстрые реакторы могли бы строиться на рыночной основе. Для этих целей потребуется введение инновационных решений - упрощение проекта (уменьшение количества петель, модернизация гермооболочки и т.п.), использование новых материалов для повышения выгорания топлива и роста температур, применение более эффективных термодинамических циклов наподобие сверхкритического цикла Брайтона на CO₂ и другие подобные решения. Не исключено, что потребуется также пересмотр в сторону уменьшения избыточных запасов, заложенных в проекты быстрых натриевых реакторов на заре их развития из-за нехватки опыта и знаний.

По итогам выполнения инициативы GNEP, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем должны стать конкурентоспособными по сравнению с иными широко использующимися типами электростанций.

Демонстрация безопасности быстрых реакторов

На территории Соединённых Штатов последний по времени реактор на быстрых нейтронах FFTF был спроектирован и построен в 70-ые годы, иными словами, до принятия современных принципов безопасности ядерных установок. Реактору ABR надлежит доказать, что быстрые реакторы безопасны.

Для этого в концепции ABR будут использованы как традиционные методы, так и подход внутренне-присущей безопасности и пассивных средств защиты. В этой связи выбор на роль выжигателя быстрого реактора представляется верным, так как физика быстрых установок - например, коэффициенты реактивности - позволяет обеспечивать внутренне-присущую безопасность наилучшим образом.

Ранее в экспериментах на реакторах EBR-II и FFTF была показана принципиальная возможность реализовать внутренне-присущую безопасность на быстрых реакторах. В ходе работ по GNEP, Соединённые Штаты планируют выполнить обоснование безопасности будущих коммерческих реакторов-выжигателей, используя для этих целей реактор ABR.

Демонстрация работоспособности трансуранового топлива

До настоящего времени в быстрых реакторах использовалось топливо на основе обогащённого урана или плутония. Для целей GNEP, необходимо показать возможность создания работоспособного топлива, содержащего смесь различных TRU.

Необходимо добиться также максимально возможного выгорания для трансуранового топлива, а также подобрать соответствующие конструкционные материалы. Это важно для решения задачи по снижению стоимости быстрых реакторов. Потребуется также проведение большого количества экспериментов для изучения поведения трансуранового топлива в условиях облучения потоками нейтронов и другими образующимися в реакторе частицами.

Демонстрация способности ABR соответствовать современным системам гарантий и организовать должную физзащиту ядерных материалов

При разработке технологий трансмутации TRU нужно учесть последние требования в области гарантий и физзащиты, как указано в соответствующих документах МАГАТЭ. В проекте ABR следует предусмотреть должные меры по борьбе с внешними и внутренними террористическими угрозами, такими как воровство и диверсии.

Список сокращений

ABR - реактор-выжигатель;

GNEP - инициатива США о глобальном ядерном партнёрстве в области ядерной энергии;

LWR - легководный реактор;

МА - младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий и др.);

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо;

TRU - трансурановые элементы (плутоний и МА);

ЯТЦ - ядерный топливный цикл.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 03.10.2007

Темы: ЯТЦ, БН, США, GNEP