Интегральный быстрый реактор ( IFR ), первоначально усовершенствованный жидкометаллический реактор ( ALMR ), представляет собой конструкцию ядерного реактора, использующего быстрые нейтроны и не имеющего замедлителя нейтронов ( «быстрый» реактор ). IFR могут производить больше топлива и отличаются ядерным топливным циклом , который использует переработку посредством электрорафинирования на месте реактора.
Министерство энергетики США (DOE) начало проектирование IFR в 1984 году и построило прототип, Experimental Breeder Reactor II . 3 апреля 1986 года два испытания продемонстрировали безопасность концепции IFR. Эти испытания имитировали аварии, связанные с потерей потока охлаждающей жидкости . Даже при отключенных обычных устройствах отключения реактор безопасно отключился без перегрева в какой-либо части системы. Проект IFR был отменен Конгрессом США в 1994 году, за три года до завершения. [1]
Предложенный натриевый быстрый реактор (SFR) поколения IV является наиболее сохранившимся проектом быстрого реактора-размножителя . Другие страны также проектировали и эксплуатировали быстрые реакторы .
S-PRISM (от SuperPRISM), также называемый PRISM (энергетический реактор — инновационный малый модуль), — название проекта атомной электростанции GE Hitachi Nuclear Energy на основе IFR. [2] В 2022 году GE Hitachi Nuclear Energy и TerraPower начали изучать возможность размещения пяти атомных электростанций на основе Natrium SFR в Кеммерере, штат Вайоминг ; проект включает реактор PRISM и конструкцию Traveling Wave компании TerraPower с системой хранения расплавленной соли. [3] [4]
Исследования реакторов IFR начались в 1984 году в Аргоннской национальной лаборатории в Аргонне, штат Иллинойс, как часть национальной лабораторной системы Министерства энергетики США и в настоящее время проводятся по контракту с Чикагским университетом .
Ранее в Аргонне был филиал под названием «Аргонн-Уэст» в Айдахо-Фолс, штат Айдахо , который теперь является частью Национальной лаборатории Айдахо . В прошлом в филиале физики из Аргонна-Уэста построили то, что было известно как Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR-II). Тем временем физики в Аргонне разработали концепцию IFR, и было решено, что EBR-II будет преобразован в IFR. Чарльз Тилл, канадский физик из Аргонна, был руководителем проекта IFR, а Юн Чанг был заместителем руководителя. Тилл был размещен в Айдахо, а Чанг — в Иллинойсе.
С избранием президента Билла Клинтона в 1992 году и назначением Хейзел О'Лири на пост министра энергетики , сверху возникло давление с целью отмены IFR. [5] Сенатор Джон Керри (демократ от Массачусетса) и О'Лири возглавили оппозицию реактору, утверждая, что он будет представлять угрозу усилиям по нераспространению и что это будет продолжением проекта реактора-размножителя Клинч-Ривер , который был отменен Конгрессом. [6]
Одновременно в 1994 году министр энергетики О'Лири наградил ведущего ученого в области IFR премией в размере 10 000 долларов США и золотой медалью, в которой говорилось, что его работа по разработке технологии IFR обеспечила «повышение безопасности, более эффективное использование топлива и сокращение радиоактивных отходов ». [7]
Противники IFR также представили отчет [8] Управления ядерной безопасности DOE относительно утверждений бывшего сотрудника Argonne о том, что Argonne отомстила ему за то, что он поднял вопрос безопасности, а также о качестве исследований, проведенных по программе IFR. Отчет привлек международное внимание, с заметным отличием в освещении, которое он получил от крупных научных изданий. Британский журнал Nature озаглавил свою статью «Report backs whistleblower» («Отчет поддерживает осведомителя»), а также отметил конфликты интересов со стороны комиссии DOE, которая оценивала исследования IFR. [9] Напротив, статья, появившаяся в Science, была озаглавлена «Was Argonne Whistleblower Really Blowing Smoke?» («Действительно ли осведомитель Argonne пускал дым?»). [10]
Несмотря на поддержку реактора тогдашним представителем Диком Дурбином (демократ от Иллинойса) и сенаторами США Кэрол Мосли Браун (демократ от Иллинойса) и Полом Саймоном (демократ от Иллинойса), финансирование реактора было урезано, и в конечном итоге он был отменен в 1994 году, что обошлось дороже, чем его завершение. Когда это довели до сведения президента Клинтона, он сказал: «Я знаю; это символ». [ необходима цитата ]
В 2001 году в рамках дорожной карты Generation IV DOE поручило группе из 242 ученых из DOE, UC Berkeley , Massachusetts Institute of Technology (MIT), Stanford, ANL, Lawrence Livermore National Laboratory , Toshiba , Westinghouse , Duke , EPRI и других учреждений оценить 19 лучших проектов реакторов по 27 различным критериям. IFR занял первое место в их исследовании, опубликованном 9 апреля 2002 года. [11]
В настоящее время в коммерческой эксплуатации нет ни одного интегрального быстрого реактора. Однако реактор БН-800 , очень похожий быстрый реактор, работающий в качестве сжигателя запасов плутония , был введен в коммерческую эксплуатацию в 2014 году. [ необходима цитата ]
IFR охлаждается жидким натрием и работает на сплаве урана и плутония . Топливо содержится в стальной оболочке , а жидкий натрий заполняет пространство между топливом и оболочкой. Полость над топливом позволяет безопасно собирать гелий и радиоактивный ксенон [ требуется цитата ] без значительного увеличения давления внутри топливного элемента, [ требуется цитата ] а также позволяет топливу расширяться без нарушения оболочки, что делает практичным металлическое, а не оксидное топливо. [ требуется цитата ] Преимущества жидкого натриевого теплоносителя по сравнению с жидкометаллическим свинцом заключаются в том, что жидкий натрий гораздо менее плотный и гораздо менее вязкий (снижаются затраты на прокачку), не вызывает коррозии (из-за растворения) обычных сталей и по существу не создает побочных продуктов активации радиоактивных нейтронов. Недостатком натриевого теплоносителя по сравнению со свинцовым теплоносителем является то, что натрий химически активен, особенно с водой или воздухом. Свинец может заменить эвтектический сплав свинца и висмута , который использовался в качестве охлаждающей жидкости реактора на советских подводных лодках класса «Альфа» .
Металлическое топливо с заполненной натрием пустотой внутри оболочки, позволяющей топливу расширяться, было продемонстрировано в EBR-II. Металлическое топливо делает пиропереработку предпочтительной технологией переработки. [ необходима цитата ]
Изготовление металлического топлива проще и дешевле, чем керамического (оксидного) топлива, особенно в условиях удаленного обращения. [12]
Металлическое топливо имеет лучшую теплопроводность и меньшую теплоемкость , чем оксидное, что имеет преимущества с точки зрения безопасности. [12]
Использование жидкометаллического теплоносителя устраняет необходимость в сосуде высокого давления вокруг реактора. Натрий имеет превосходные ядерные характеристики, высокую теплоемкость и теплопередающую способность, низкую плотность, низкую вязкость , достаточно низкую температуру плавления и высокую температуру кипения, а также отличную совместимость с другими материалами, включая конструкционные материалы и топливо. [ необходима цитата ] Высокая теплоемкость теплоносителя и устранение воды из активной зоны реактора повышают внутреннюю безопасность активной зоны. [12]
Размещение всего первичного теплоносителя в бассейне обеспечивает ряд преимуществ в плане безопасности и надежности. [12]
Переработка необходима для достижения большинства преимуществ быстрого реактора, улучшения использования топлива и сокращения радиоактивных отходов на несколько порядков. [12]
Обработка на месте — это то, что делает IFR «цельным». Это и использование пирообработки снижают риск распространения. [12] [13]
Пирообработка (с использованием электрорафинера) была продемонстрирована на EBR-II как практичная в требуемом масштабе. По сравнению с водным процессом PUREX , она экономична по капитальным затратам и не подходит для производства оружейного материала, опять же в отличие от PUREX, который был разработан для оружейных программ. [ необходима цитата ]
Пирообработка делает металлическое топливо топливом выбора. Эти два решения являются взаимодополняющими. [12]
Четыре основных решения: металлическое топливо, натриевый теплоноситель, проект бассейна и переработка на месте электроочисткой , являются взаимодополняющими и создают топливный цикл, устойчивый к распространению и эффективный в использовании топлива, а также реактор с высоким уровнем внутренней безопасности, при этом минимизируя производство высокоактивных отходов. Практичность этих решений была продемонстрирована за многие годы эксплуатации EBR-II. [12]
Реакторы-размножители (такие как IFR) в принципе могли бы извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории , уменьшая потребность в топливе почти на два порядка по сравнению с традиционными прямоточными реакторами, которые извлекают менее 0,65% энергии из добываемого урана и менее 5% обогащенного урана, которым они заправляются. Это могло бы значительно ослабить беспокойство по поводу поставок топлива или энергии, используемой в горнодобывающей промышленности .
Сегодня важнее то, почему быстрые реакторы являются топливосберегающими: потому что быстрые нейтроны могут расщеплять или «сжигать» все компоненты трансурановых отходов . Трансурановые отходы состоят из актинидов — реакторного плутония и младших актинидов — многие из которых сохраняются десятки тысяч лет или дольше и делают традиционную утилизацию ядерных отходов такой проблематичной. Большинство радиоактивных продуктов деления, производимых ИБР, имеют гораздо более короткие периоды полураспада : они чрезвычайно радиоактивны в краткосрочной перспективе, но быстро распадаются. В течение многих циклов ИБР в конечном итоге заставляет 99,9% урановых и трансурановых элементов подвергаться делению и вырабатывать энергию; поэтому его единственными отходами являются продукты ядерного деления . Они имеют гораздо более короткие периоды полураспада; через 300 лет их радиоактивность упадет ниже, чем у исходной урановой руды. [14] [15] [ ненадежный источник? ] [16] [ необходим лучший источник ] Тот факт, что реакторы 4-го поколения проектируются для использования отходов с заводов 3-го поколения, может кардинально изменить ядерную историю — потенциально сделав комбинацию заводов 3-го и 4-го поколений более привлекательным энергетическим вариантом, чем было бы 3-е поколение само по себе, как с точки зрения управления отходами, так и энергетической безопасности.
«Интегральный» относится к переработке на месте путем электрохимической пирообработки . Этот процесс разделяет отработанное топливо на 3 фракции: уран, изотопы плутония и другие трансурановые элементы , а также продукты ядерного деления. Урановые и трансурановые элементы перерабатываются в новые топливные стержни , а продукты деления в конечном итоге преобразуются в стеклянные и металлические блоки для более безопасной утилизации. Поскольку объединенные трансурановые элементы и продукты деления являются высокорадиоактивными, для операций по передаче и переработке топливных стержней используется роботизированное или дистанционно управляемое оборудование. Дополнительным заявленным преимуществом этого является то, что, поскольку расщепляющийся материал никогда не покидает объект (и был бы смертельным в обращении, если бы это произошло), это значительно снижает потенциал распространения возможного отклонения расщепляющегося материала.
В традиционных легководных реакторах (LWR) активная зона должна поддерживаться под высоким давлением, чтобы поддерживать воду в жидком состоянии при высоких температурах. Напротив, поскольку IFR является реактором с жидкометаллическим охлаждением , активная зона может работать при давлении, близком к давлению окружающей среды , что значительно снижает опасность аварии с потерей охлаждающей жидкости . Вся активная зона реактора, теплообменники и основные охлаждающие насосы погружены в бассейн с жидким натрием или свинцом, что делает потерю основного охлаждающего вещества крайне маловероятной. Контуры охлаждающей жидкости спроектированы так, чтобы обеспечить охлаждение посредством естественной конвекции , что означает, что в случае потери мощности или неожиданного отключения реактора тепла от активной зоны реактора будет достаточно для поддержания циркуляции охлаждающей жидкости, даже если основные охлаждающие насосы выйдут из строя.
IFR также имеет преимущества пассивной безопасности по сравнению с обычными LWR. Топливо и оболочка спроектированы таким образом, что при их расширении из-за повышенных температур больше нейтронов смогут покинуть активную зону, тем самым снижая скорость цепной реакции деления. Другими словами, увеличение температуры активной зоны действует как механизм обратной связи, который снижает мощность активной зоны. Этот атрибут известен как отрицательный температурный коэффициент реактивности . Большинство LWR также имеют отрицательные коэффициенты реактивности; однако в IFR этот эффект достаточно силен, чтобы не дать реактору достичь повреждения активной зоны без внешнего воздействия со стороны операторов или систем безопасности. Это было продемонстрировано в серии испытаний безопасности на прототипе. Пит Планшон, инженер, проводивший испытания для международной аудитории, пошутил: «В 1986 году мы фактически дали небольшому [20 МВт] прототипу усовершенствованного быстрого реактора пару шансов расплавиться. Он вежливо отказался оба раза». [17]
Жидкий натрий представляет проблемы безопасности, поскольку он самопроизвольно воспламеняется при контакте с воздухом и может вызвать взрывы при контакте с водой. Так было на АЭС Мондзю во время аварии и пожара в 1995 году. Чтобы снизить риск взрывов после утечки воды из паровых турбин , конструкция IFR (как и других быстрых реакторов с натриевым охлаждением ) включает промежуточный контур жидкометаллического теплоносителя между реактором и паровыми турбинами. Цель этого контура — гарантировать, что любой взрыв после случайного смешивания натрия и турбинной воды будет ограничен вторичным теплообменником и не будет представлять риска для самого реактора. Альтернативные конструкции используют свинец вместо натрия в качестве первичного теплоносителя. Недостатками свинца являются его более высокая плотность и вязкость, что увеличивает затраты на прокачку, а также радиоактивные продукты активации, возникающие в результате поглощения нейтронов. Эвтектат свинца-висмута , используемый в некоторых российских реакторах подводных лодок, имеет более низкую вязкость и плотность, но могут возникнуть те же проблемы с продуктами активации.
Целями проекта IFR были повышение эффективности использования урана путем воспроизводства плутония и устранение необходимости в том, чтобы трансурановые изотопы когда-либо покидали площадку. Реактор был без замедлителя, работающим на быстрых нейтронах , разработанным для того, чтобы позволить потреблять любой трансурановый изотоп (и в некоторых случаях использовать его в качестве топлива).
По сравнению с нынешними легководными реакторами с однократным топливным циклом, который вызывает деление (и извлекает энергию) из менее чем 1% урана, встречающегося в природе, реактор-размножитель, такой как IFR, имеет очень эффективный топливный цикл (99,5% урана подвергается делению [ необходима ссылка ] ). [15] Базовая схема использует пироэлектрическое разделение, распространенный метод в других металлургических процессах, для удаления трансурановых элементов и актинидов из отходов и их концентрирования. Затем это концентрированное топливо преобразуется на месте в новые топливные элементы.
Доступные топливные металлы никогда не отделяются от изотопов плутония и от всех продуктов деления, [13] [ нужен лучший источник ] и поэтому их относительно трудно использовать в ядерном оружии. Кроме того, поскольку плутоний никогда не покидает место, он гораздо менее открыт для несанкционированного использования. [18]
Другим важным преимуществом удаления трансурановых элементов с длительным периодом полураспада из цикла отходов является то, что оставшиеся отходы становятся гораздо более краткосрочной опасностью. После того, как актиниды ( переработанный уран , плутоний и младшие актиниды ) перерабатываются, оставшиеся радиоактивные отходы представляют собой продукты деления — с периодом полураспада 90 лет ( Sm-151 ) и менее, или 211 100 лет ( Tc-99 ) и более — плюс любые продукты активации из нетопливных компонентов реактора.
Интегральные быстрые реакторы (ИБР) могут производить гораздо меньше отходов, чем легководные реакторы (ЛВР), и даже могут использовать другие отходы в качестве топлива.
Основным аргументом в пользу использования технологии типа IFR сегодня является то, что она обеспечивает наилучшее решение существующей проблемы ядерных отходов, поскольку быстрые реакторы могут работать как на отходах существующих реакторов, так и на плутонии, используемом в оружии, как это происходит в действующем реакторе БН-800 . Отходы обедненного урана также могут использоваться в качестве топлива в быстрых реакторах.
Отходы реакторов IFR имеют либо короткий период полураспада, что означает, что они быстро распадаются и становятся относительно безопасными, либо длительный период полураспада, что означает, что они лишь слегка радиоактивны. Ни одна из двух форм отходов IFR не содержит плутоний или другие актиниды . Из-за пирообработки общий объем истинных отходов/ продуктов деления составляет 1/20 объема отработанного топлива, произведенного легководной установкой той же мощности, и часто считается, что все они непригодны для использования. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Технеций-99 и йод-129 , которые составляют 6% продуктов деления, имеют очень долгие периоды полураспада, но могут быть преобразованы в изотопы с очень короткими периодами полураспада (15,46 секунд и 12,36 часов) путем поглощения нейтронов в реакторе, эффективно уничтожая их (см. подробнее: долгоживущие продукты деления ). Цирконий-93 , еще 5% продуктов деления, в принципе может быть переработан в оболочку твэлов, где не имеет значения, что он радиоактивен. За исключением вклада трансурановых отходов (TRU) – которые являются изотопами, образующимися, когда уран-238 захватывает медленный тепловой нейтрон в LWR, но не делится – все высокоактивные отходы /продукты деления, остающиеся после переработки топлива TRU, менее радиотоксичны (в зивертах ), чем природный уран (в сравнении грамм на грамм) в течение 200–400 лет, и продолжают снижаться впоследствии. [20] [21] [15] [ ненадежный источник? ] [16] [ нужен лучший источник ]
Переработка топлива на месте означает, что объем высокоактивных ядерных отходов, покидающих завод, ничтожен по сравнению с отработанным топливом LWR. [примечание 1] Фактически, в США большая часть отработанного топлива LWR остается на хранении на площадке реактора вместо того, чтобы транспортироваться для переработки или размещения в геологическом хранилище . Меньшие объемы высокоактивных отходов от переработки могут оставаться на площадках реакторов в течение некоторого времени, но они сильно радиоактивны из-за среднеживущих продуктов деления (MLFP) и должны храниться надежно, например, в контейнерах для хранения в сухих контейнерах . В первые несколько десятилетий использования, до того как MLFP распадутся до более низких уровней тепловыделения, вместимость геологического хранилища ограничена не объемом, а тепловыделением. Это ограничивает раннее размещение хранилища. Тепловыделение MLFP от IFR примерно такое же на единицу мощности, как и от любого типа реактора деления.
Потенциальное полное удаление плутония из потока отходов реактора снижает опасения, которые сейчас существуют в отношении отработанного ядерного топлива из большинства других реакторов, а именно, что хранилище отработанного топлива может быть использовано в качестве плутониевой шахты в будущем. [22] Кроме того, несмотря на миллионное снижение радиотоксичности, предлагаемое этой схемой, [примечание 2] остаются опасения относительно радиоактивной долговечности:
[Некоторые полагают], что удаление актинидов даст мало, если вообще даст, существенных преимуществ для захоронения в геологическом хранилище, потому что некоторые из продуктов деления [sic] нуклидов, вызывающих наибольшую озабоченность в таких сценариях, как выщелачивание грунтовых вод , на самом деле имеют более длительный период полураспада, чем радиоактивные актиниды. Беспокойство об отходах не может закончиться через сотни лет, даже если все актиниды будут удалены, когда оставшиеся отходы содержат радиоактивные продукты деления, такие как технеций-99, йод-129 и цезий-135 с периодом полураспада от 213 000 до 15,7 миллионов лет. [22]
Однако эти опасения не рассматривают план хранения таких материалов в нерастворимом Synroc и не измеряют опасности пропорционально тем, которые исходят от природных источников, таких как медицинские рентгеновские лучи , космические лучи или естественно радиоактивные породы (например, гранит ). [ требуется ссылка ] Кроме того, некоторые из радиоактивных продуктов деления направляются на трансмутацию , что сводит на нет даже эти сравнительно низкие опасения. Например, положительный коэффициент пустотности IFR может быть снижен до приемлемого уровня путем добавления технеция в ядро, что поможет уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 путем ядерной трансмутации в процессе. [23]
Реакторы на быстром уране используют практически всю энергию, содержащуюся в урановом топливе, тогда как традиционный легководный реактор использует менее 0,65% энергии из добытого урана и менее 5% энергии из обогащенного урана .
Как реакторы на быстрых нейтронах, так и реакторы на легком водном топливе не выбрасывают CO2 во время работы, хотя строительство и переработка топлива приводят к выбросам CO2 ( если они производятся с использованием источников энергии, не являющихся углеродно-нейтральными, таких как ископаемое топливо), а в процессе строительства используются цементы, выделяющие CO2 .
В обзоре Йельского университета 2012 года, посвященном анализу выбросов CO2 в результате оценки жизненного цикла (LCA) атомной энергетики , установлено, что: [24]
В коллективной литературе по анализу жизненного цикла указывается, что выбросы парниковых газов ( ПГ ) в течение жизненного цикла атомной энергетики составляют лишь часть выбросов традиционных ископаемых источников и сопоставимы с выбросами технологий возобновляемой энергетики.
Хотя в статье в основном рассматривались данные по реакторам поколения II и не анализировались выбросы CO2 к 2050 году реакторами поколения III, которые в настоящее время находятся в стадии строительства, в ней были обобщены результаты анализа жизненного цикла разрабатываемых реакторных технологий:
Теоретические FBR [ быстрые реакторы-размножители ] были оценены в литературе LCA. Ограниченная литература, которая оценивает эту потенциальную будущую технологию, сообщает о медианном жизненном цикле выбросов парниковых газов... аналогичном или ниже, чем у LWR [ легководных реакторов ], и подразумевает, что они потребляют мало или вообще не потребляют урановую руду .
Топливо для быстрых реакторов должно быть по крайней мере на 20% расщепляемым, что больше, чем низкообогащенный уран, используемый в LWR. Расщепляющийся материал может изначально включать высокообогащенный уран или плутоний из отработанного топлива LWR , выведенного из эксплуатации ядерного оружия или других источников. Во время работы реактор производит больше расщепляемого материала из воспроизводящего материала — максимум на 5% больше из урана и на 1% больше из тория .
Воспроизводящий материал в топливе быстрого реактора может быть обедненным ураном (в основном ураном-238 ), природным ураном , торием или переработанным ураном из отработанного топлива традиционных LWR, [15] и даже включать неделящиеся изотопы плутония и второстепенные изотопы актинидов. Предполагая отсутствие утечки актинидов в поток отходов во время переработки, реактор типа IFR мощностью 1 ГВт будет потреблять около 1 тонны воспроизводящего материала в год и производить около 1 тонны продуктов деления .
Переработка топливного цикла IFR путем пирообработки (в данном случае электроочистки ) не требует производства чистого плутония, свободного от радиоактивности продуктов деления, как это задумано в процессе PUREX . Целью переработки в топливном цикле IFR является простое снижение уровня тех продуктов деления, которые являются нейтронными ядами ; даже их не нужно полностью удалять. Электроочищенное отработанное топливо высокорадиоактивно, но поскольку новое топливо не нужно точно изготавливать, как топливные таблетки LWR, а можно просто отливать, можно использовать дистанционное изготовление, что снижает воздействие на рабочих.
Как и любой быстрый реактор, за счет изменения материала, используемого в бланкетах, IFR может работать в диапазоне от бридера до самодостаточного и сжигателя. В режиме бридера (с использованием бланкетов U-238) реактор производит больше расщепляющегося материала, чем потребляет. Это полезно для обеспечения расщепляющегося материала для запуска других установок. Используя стальные отражатели вместо бланкетов U-238, реактор работает в чистом режиме сжигателя и не является чистым создателем расщепляющегося материала; в итоге он будет потреблять расщепляющийся и воспроизводящий материал и, предполагая безпотерьную переработку, не будет выводить актинидов , а только продукты деления и продукты активации . Количество необходимого расщепляющегося материала может стать ограничивающим фактором для очень широкого развертывания быстрых реакторов, если запасы избыточного оружейного плутония и отработанного плутония LWR недостаточны. Чтобы максимизировать скорость, с которой могут быть развернуты быстрые реакторы, они могут работать в максимальном режиме воспроизводства.
Поскольку текущая стоимость обогащенного урана низкая по сравнению с ожидаемой стоимостью крупномасштабного пирообрабатывающего и электроочистительного оборудования и стоимостью строительства вторичного контура охлаждения, более высокие затраты на топливо теплового реактора в течение ожидаемого срока службы завода компенсируются возросшими капитальными затратами . (В настоящее время в Соединенных Штатах коммунальные службы платят фиксированную ставку в размере 1/10 цента за киловатт-час правительству за утилизацию высокоактивных радиоактивных отходов в соответствии с законом о политике в отношении ядерных отходов . Если бы эта плата основывалась на долговечности отходов, замкнутые топливные циклы могли бы стать более финансово конкурентоспособными. Поскольку запланированное геологическое хранилище в виде горы Юкка не будет реализовано, этот фонд собирался в течение многих лет, и в настоящее время 25 миллиардов долларов скопились на пороге правительства за то, что они не выполнили, а именно за снижение опасности, представляемой отходами. [30] )
Переработка ядерного топлива с использованием пиропереработки и электрорафинирования пока не была продемонстрирована в коммерческих масштабах, поэтому инвестирование в крупный завод типа IFR может быть сопряжено с более высоким финансовым риском, чем в традиционный LWR.
IFR использует металлическое сплавное топливо (уран, плутоний и/или цирконий), которое является хорошим проводником тепла, в отличие от оксида урана, используемого в LWR (и даже в некоторых быстрых реакторах-размножителях), который является плохим проводником тепла и достигает высоких температур в центре топливных таблеток. IFR также имеет меньший объем топлива, поскольку расщепляемый материал разбавляется воспроизводящим материалом в соотношении 5 или менее, по сравнению с примерно 30 для топлива LWR. Активная зона IFR требует большего отвода тепла на объем активной зоны во время работы, чем активная зона LWR; но с другой стороны, после отключения остается гораздо меньше захваченного тепла, которое все еще рассеивается и должно быть удалено. Однако выделение остаточного тепла от короткоживущих продуктов деления и актинидов сопоставимо в обоих случаях, начиная с высокого уровня и уменьшаясь со временем, прошедшим после отключения. Большой объем жидкого натриевого первичного теплоносителя в конфигурации бассейна предназначен для поглощения остаточного тепла без достижения температуры плавления топлива. Первичные натриевые насосы спроектированы с маховиками , поэтому они будут медленно останавливаться (90 секунд) при отключении питания. Этот выбег дополнительно способствует охлаждению активной зоны после выключения. Если первичный контур охлаждения каким-то образом внезапно останавливается или если стержни управления внезапно удаляются, металлическое топливо может расплавиться, как это случайно было продемонстрировано в EBR-I; однако затем расплавленное топливо выдавливается вверх по стальным трубкам оболочки топлива и из активной зоны, что приводит к постоянному отключению реактора и отсутствию дальнейшего выделения тепла деления или расплавления топлива. [32] При использовании металлического топлива оболочка не нарушается, и радиоактивность не выделяется даже при экстремальных переходных процессах с превышением мощности.
Саморегулирование уровня мощности IFR зависит в основном от теплового расширения топлива, что позволяет большему количеству нейтронов выходить, подавляя цепную реакцию . LWR имеют меньший эффект от теплового расширения топлива (поскольку большая часть активной зоны является замедлителем нейтронов ), но имеют сильную отрицательную обратную связь от доплеровского уширения (которое действует на тепловые и эпитепловые нейтроны, а не на быстрые нейтроны) и отрицательный коэффициент пустотности от кипения замедлителя/охладителя воды; менее плотный пар возвращает меньше и менее термализованных нейтронов в топливо, которые с большей вероятностью будут захвачены U-238, чем вызовут деление. Однако положительный коэффициент пустотности IFR можно снизить до приемлемого уровня, добавив технеций в активную зону, что поможет уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 путем ядерной трансмутации в процессе. [23]
IFR способны выдерживать как потерю потока без SCRAM , так и потерю теплоотвода без SCRAM. В дополнение к пассивному отключению реактора, конвекционный поток, генерируемый в первичной системе охлаждения, предотвратит повреждение топлива (расплавление активной зоны). Эти возможности были продемонстрированы в EBR-II . [1] Конечная цель заключается в том, чтобы никакая радиоактивность не высвобождалась ни при каких обстоятельствах.
Воспламеняемость натрия представляет опасность для операторов. Натрий легко горит на воздухе и самопроизвольно воспламеняется при контакте с водой. Использование промежуточного контура охлаждения между реактором и турбинами сводит к минимуму риск возгорания натрия в активной зоне реактора.
При бомбардировке нейтронами образуется натрий-24 . Он очень радиоактивен, испуская энергичный гамма-луч 2,7 МэВ с последующим бета-распадом с образованием магния-24 . Период полураспада составляет всего 15 часов, поэтому этот изотоп не представляет долгосрочной опасности. Тем не менее, присутствие натрия-24 дополнительно требует использования промежуточного контура охлаждения между реактором и турбинами.
IFR и легководные реакторы (LWR) производят реакторный плутоний , который даже при высоких уровнях выгорания остается пригодным для использования в оружии [33] , но топливный цикл IFR имеет некоторые конструктивные особенности, которые затрудняют распространение, чем текущая переработка PUREX отработанного топлива LWR. Во-первых, он может работать при более высоких уровнях выгорания и, следовательно, увеличивать относительное содержание нерасщепляющихся, но воспроизводящих изотопов плутония-238 , плутония-240 и плутония-242 . [34]
В отличие от переработки PUREX, электролитическая переработка отработанного топлива IFR не отделяет чистый плутоний. Вместо этого он остается смешанным с второстепенными актинидами и некоторыми продуктами деления редкоземельных элементов, что делает теоретическую возможность создания бомбы непосредственно из него весьма сомнительной. [13] [ требуется лучший источник ] Вместо того, чтобы транспортироваться с большого централизованного завода по переработке на реакторы в других местах — как это сейчас принято во Франции, от Ла-Аг до ее рассредоточенного ядерного парка LWR — пирообработанное топливо IFR будет гораздо более устойчивым к несанкционированному перенаправлению. [18] [ требуется лучший источник ] Материал со смесью изотопов плутония в IFR останется на месте реактора и затем будет сожжен практически на месте ; [18] [ требуется лучший источник ] в качестве альтернативы, если он будет работать как реактор-размножитель, часть пирообработанного топлива может быть потреблена реактором (или другими реакторами, расположенными в другом месте). Однако, как и в случае с обычной водной переработкой, останется возможность химически извлечь все изотопы плутония из пиропереработанного топлива. Фактически, это будет гораздо проще сделать из переработанного продукта, чем из исходного отработанного топлива. Однако сделать это все равно будет сложнее по сравнению с другим обычным переработанным ядерным топливом, МОКС , поскольку переработанное топливо IFR содержит больше продуктов деления и, из-за более высокой степени выгорания , более устойчивый к распространению Pu-240, чем МОКС.
Преимуществом удаления и сжигания актинидов (включая плутоний) из отработанного топлива IFR является устранение опасений по поводу оставления отработанного топлива (или, по сути, обычного — и, следовательно, сравнительно более низкого выгорания — отработанного топлива, которое может содержать концентрации изотопа плутония, пригодного для создания оружия) в геологическом хранилище или сухом контейнерном хранилище , которое в будущем может быть добыто с целью изготовления оружия. [22]
Поскольку реакторный плутоний содержит изотопы плутония с высокой скоростью спонтанного деления , а соотношение этих проблемных изотопов (с точки зрения производства оружия) только увеличивается [ необходимо разъяснение ] по мере того, как топливо сжигается все дольше и дольше, производить ядерное оружие деления значительной мощности из сильно выгоревшего отработавшего топлива значительно сложнее, чем из (обычного) умеренно выгоревшего отработавшего топлива LWR.
Таким образом, риски распространения значительно снижаются с системой IFR по многим показателям, но не полностью устраняются. Плутоний из переработанного топлива усовершенствованного жидкометаллического реактора (ALMR) будет иметь изотопный состав, аналогичный тому, который получают из других источников сильно выгоревшего отработанного ядерного топлива . Хотя это делает материал менее привлекательным для производства оружия, тем не менее, его можно использовать в менее сложном оружии или с усилением термоядерного синтеза .
В 1962 году правительство США взорвало ядерное устройство, используя тогда определенный « плутоний реакторного качества », хотя в более поздних классификациях он вместо этого рассматривался как топливный плутоний , типичный для того, который производится реакторами Магнокс с низким выгоранием . [35] [36]
Плутоний, произведенный в топливе реактора-размножителя, обычно имеет более высокую долю изотопа плутония-240, чем тот, который произведен в других реакторах, что делает его менее привлекательным для использования в оружии, особенно в конструкциях ядерного оружия первого поколения, подобных Fat Man . Это обеспечивает внутреннюю степень устойчивости к распространению. Однако, если для окружения активной зоны во время воспроизводства используется урановый бланкет, плутоний, произведенный в бланкете, обычно имеет высокое качество Pu-239 , содержащий очень мало Pu-240, что делает его весьма привлекательным для использования в оружии. [37]
Если реактор IFR будет работать как бридер, а не как сжигатель, то у него появится потенциал для распространения:
Хотя некоторые недавние предложения относительно будущего концепции ALMR/IFR больше фокусировались на ее способности преобразовывать и необратимо использовать плутоний, такие как концептуальный PRISM (реактор) и действующий (2014) реактор BN-800 в России, разработчики IFR признают, что «неоспоримо, что IFR может быть сконфигурирован как чистый производитель плутония». [38] Если бы вместо переработки отработанного топлива система ALMR использовалась для переработки облученного воспроизводящего (размножающегося) материала [то есть, если бы использовался бланкет воспроизводящего U-238] в электрорафинере, полученный плутоний был бы превосходным материалом с почти идеальным изотопным составом для производства ядерного оружия. [39]
Коммерческая версия IFR, S-PRISM , может быть построена на заводе и доставлена на место. Эта небольшая модульная конструкция (модули 311 МВт) снижает затраты и позволяет экономически эффективно строить атомные электростанции различных размеров (311 МВт и любые кратные).
Оценки затрат, учитывающие полный жизненный цикл, показывают, что быстрые реакторы не могут быть дороже водо-водяных реакторов, которые в настоящее время являются наиболее широко используемыми реакторами в мире. [40]
В отличие от реакторов, которые используют относительно медленные низкоэнергетические (тепловые) нейтроны, реакторы на быстрых нейтронах нуждаются в ядерном реакторном теплоносителе , который не замедляет и не блокирует нейтроны (как вода в LWR), чтобы у них было достаточно энергии для деления актинидных изотопов, которые являются делящимися , но не делящимися . Активная зона также должна быть компактной и содержать как можно меньше материала, замедляющего нейтроны. Металлический натриевый теплоноситель во многих отношениях имеет наиболее привлекательную комбинацию свойств для этой цели. Помимо того, что он не является замедлителем нейтронов, желательные физические характеристики включают:
Дополнительные преимущества использования жидкого натрия включают в себя:
Существенными недостатками использования натрия являются его чрезвычайная пожароопасность в присутствии значительных количеств воздуха (кислорода) и его самовозгорание с водой, что делает утечки натрия и затопления опасными. Так было на АЭС Мондзю во время аварии и пожара в 1995 году. Реакции с водой производят водород, который может быть взрывоопасным. Продукт активации натрия (изотоп) 24 Na выделяет опасные энергетические фотоны при распаде (хотя и имеет только короткий период полураспада 15 часов). Конструкция реактора удерживает 24 Na в бассейне реактора и отводит тепло для производства электроэнергии с помощью вторичного натриевого контура, но это увеличивает затраты на строительство и обслуживание. [41]
