Американская инициатива GNEP предусматривает возвращение Соединённых Штатов к использованию реакторов на быстрых нейтронах при одновременном сохранении в структуре атомной энергетики легководных реакторов. По замыслу архитекторов GNEP, новые быстрые реакторы станут выжигателями, а не бридерами. Такая система должна позволить сократить нагрузку на долгосрочное хранилище ОЯТ в горе Юкка.
Но идеальных технологий замыкания топливного цикла в природе не существует. При любом методе переработки ОЯТ, в отходы, предназначенные для захоронения в горе Юкка, будет попадать определённая часть урана и трансурановых элементов. Р.Ваджеланд из национальной лаборатории Айдахо и группа его коллег из Аргонна попытались сравнить, как отличаются между собой отходы переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов.
Опираясь на достижимую по современным реалиям величину 99,9% очистки ОЯТ от актинидов, стронция и цезия, американские атомщики установили, что остаточное тепловыделение отходов от переработки ОЯТ быстрых реакторов будет на протяжении практически всего периода хранения выше, чем тепловыделение отходов от переработки ОЯТ тепловых реакторов. Обратная картина будет наблюдаться только в первые 30-35 лет. Виной тому станет повышенное содержание в ОЯТ быстрых реакторов трансурановых элементов.
Рис.1. Зависимость от времени остаточного тепловыделения отходов от переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов.
Энерговыделение приводится в единицах Вт/(ГВт×сут).
PWR - кривая для отходов переработки ОЯТ реакторов PWR.
FR-CR 0.25 - кривая для отходов переработки ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,25.
FR-CR 0.50 - кривая для отходов переработки ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,5.
Для всех случаев предполагается, что ОЯТ охлаждалось до переработки на протяжении 5 лет.
КВ определяется по всем трансурановым элементам, а не только по делящимся.
Рис.2. Зависимость от времени остаточного тепловыделения актинидов в составе отходов от переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов.
Все обозначения и условия как для Рис.1.
Главным следствием более высокого остаточного тепловыделения станет то обстоятельство, что в один рукав (туннель) долгосрочного хранилища удастся загрузить меньшее количество отходов переработки ОЯТ быстрых реакторов, чем для случая тепловых реакторов. Понять, насколько сложнее станет работать с отходами ОЯТ быстрых реакторов, можно из Рис.3-5.
На Рис.3 предполагается, что ОЯТ легководных реакторов с выгоранием 50 ГВт×сут/т в количестве, позволившем произвести 55 ГВт×сут энергии (т.е., 1,1 тонны), может при отсутствии переработки занять в рукаве высоту 1 метр. В том же случае, если ОЯТ будет переработано, и из его состава будет удалено 99,9% актинидов, цезия и стронция, то на том же метровом отрезке удастся разместить отходы от топлива, произведшего 12375 ГВт×сут энергии. Иными словами, переработка ОЯТ с такой степенью очистки позволит увеличить ёмкость хранилища в горе Юкка в 225 раз.
Рис.3. Загрузка ОЯТ легководных реакторов на отрезок высотой 1 метр в рукаве хранилища в горе Юкка.
По высоте отложена максимально допустимая загрузка хранилища, ГВт×сут/м.
По левой оси отложена доля цезия и стронция в ОЯТ, в абс.единицах.
По правой оси отложена доля актинидов в ОЯТ, в абс.единицах ("1" означает отсутствие переработки ОЯТ).
Цветом обозначен критерий выбора максимально допустимой загрузки:
жёлтый - по максимальной температуре 96°C пространства между рукавами через 1000 лет;
фиолетовый - по максимальной температуре 200°C стенок рукавов на момент закрытия хранилища (отключения воздушного охлаждения);
синий - по максимальной температуре 200°C стенок рукавов на момент размещения отходов в хранилище.
На Рис.4 показано, как изменится картина для случая помещения в хранилище ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,18 (КВ по делящимся элементам = 0,44). Если такое ОЯТ не перерабатывать, то на 1 метре высоты удастся уложить отходы от производства всего лишь 2,7 ГВт×сут энергии, или в 20 раз меньше, чем для непереработанного ОЯТ тепловых реакторов! А при 99,9% извлечении актинидов, цезия и стронция эта величина составит 2606 ГВт×сут, или в 4,7 раза меньше, чем для переработанного с такой же эффективностью ОЯТ тепловых реакторов.
Рис.4. Загрузка ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,18 на отрезок высотой 1 метр в рукаве хранилища в горе Юкка.
Все обозначения и условия как для Рис.3.
Повышение КВ быстрого реактора до 0,8 (КВ по делящимся элементам = 1,04) позволит достичь существенного выигрыша в требуемых объёмах хранилища по сравнению с быстрыми реакторами с низким КВ. Хотя переработка ОЯТ для таких установок по-прежнему остаётся необходимым условием, результаты, достигаемые при уровне очистки 99,9% от актинидов, цезия и стронция, внушают большой оптимизм - на 1 погонный метр удастся загрузить топливо с энерговыработкой 8647 ГВт×сут, т.е. всего лишь в 1,7 раза меньше, чем для случая тепловых реакторов.
Рис.5. Загрузка ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,8 на отрезок высотой 1 метр в рукаве хранилища в горе Юкка.
Все обозначения и условия как для Рис.3.
Однако, делая индивидуальные расчёты для тепловых и быстрых реакторов, нельзя забывать, что инициатива GNEP предполагает совместную работу реакторных установок двух типов. Следовательно, одновременному размещению в долгосрочном хранилище будут подлежать отходы, получающиеся при переработке ОЯТ обоих типов реакторов.
Ваджеланд и его коллеги рассмотрели температурные режимы в хранилище для случая двух различных систем будущей атомной энергетики США:
В первой из рассматриваемых систем доля быстрых реакторов будет невысока - 27% генерации будут обеспечивать быстрые реакторы, и 73% - тепловые. В этом случае, как показали расчёты, при условии 99,9% выделения из ОЯТ актинидов, цезия и стронция после 25-летней выдержки на 1 погонный метр хранилища станет возможным уложить отходы, соответствующие энерговыработке 13094 ГВт×сут.
Температуры в контрольных точках (контейнеры, рукав, стенки рукава и пространство между рукавами) показаны на Рис.6. Ограничивающим фактором является температура стенки рукава, достигающая в момент загрузки отходов в хранилище предельно допустимого значения 200°C. Ответственность за это лежит, в основном, на короткоживущих осколках деления.
Рис.6. Зависимость от времени температур в хранилище для предельной загрузки ОЯТ в первой системе.
Красная линия - температура в контейнере.
Чёрная линия - температура на стенке рукава.
Синяя линия - температура в рукаве.
Прерывистая линия - температура между рукавами.
Airflow turned off - момент "закрытия" хранилища и отключения теплосъёма путём воздушного охлаждения.
Во второй системе доля быстрых реакторов должна быть увеличена по сравнению с первой. Следует напомнить, что по идеологии GNEP роль реакторов на быстрых нейтронах сводится к выжиганию трансурановых элементов, а не к расширенному воспроизводству ядерного топлива. При КВ=0,5, доля быстрых реакторов в общем балансе атомной энергетики составит 37%.
Увеличение количества быстрых реакторов приводит к снижению вместительности хранилища из-за большего остаточного тепловыделения в их ОЯТ. С другой стороны, рост КВ благотворно сказывается на характеристиках ОЯТ (ср. Рис.4 и Рис.5). В результате, как показывают расчёты, предельная загрузка ОЯТ реакторов второй системы в хранилище составит 12947 ГВт×сут, что практически равно величине предельной загрузки для первой системы.
Рис.7. Зависимость от времени температур в хранилище для предельной загрузки ОЯТ во второй системе.
Все обозначения и условия как для Рис.6.
Полученный результат имеет для американской стратегии развития атомной энергетики принципиальное значение. Повышение КВ быстрых реакторов, работающих в одной системе с тепловыми реакторами, не будет негативно влиять на такой параметр, как объёмы долгосрочного хранилища ядерных отходов. А это означает, что в будущем американские атомщики смогут задуматься о возвращении от концепции выжигателей к концепции "самодостаточных" быстрых реакторов или даже реакторов-бридеров.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 18.04.2008
