Потенциал быстрых нейтронных реакторов для сокращения запасов ядерных отходов

Растущая проблема ядерных отходов

Накопление отработанного ядерного топлива за десятилетия коммерческой генерации энергии представляет собой одну из самых стойких экологических проблем и проблем безопасности атомного века. Большинство стран в настоящее время хранят эти высокоуровневые отходы в инженерных сооружениях, планируя окончательное удаление в глубоких геологических хранилищах - решение, которое требует сдерживания в течение сотен тысяч лет. Долгоживущие изотопы, особенно трансурановые элементы, такие как плутоний, америций, кюриум и нептуний, несут ответственность за основную часть этой расширенной радиоактивности. Эти элементы, часто называемые незначительными актинидами, имеют период полураспада от сотен до миллионов лет, требующий хранения далеко за пределами любой институциональной памяти человека. Между тем, объем отработанного топлива продолжает расти со скоростью примерно 10 000 метрических тонн в год во всем мире. Традиционные термонейтронные реакторы, которые доминируют в текущем флоте, сжигают только около 1% энергетического потенциала в природном уране, оставляя остальную часть в качестве отходов. Эта неэффективность вызвала интерес к передовым технологиям реакторов, которые могут извлекать больше энергии из топлива, одновременно уменьш

Что такое быстрые нейтронные реакторы?

Реакторы быстрых нейтронов представляют собой отдельный класс ядерных реакторов деления, предназначенных для поддержания цепной реакции с использованием высокоэнергетических нейтронов, в отличие от термических (медленных) нейтронов, используемых в реакторах легкой воды (LWR) и других обычных конструкциях.Определяющей характеристикой FNR является отсутствие нейтронного модератора - материала, такого как вода или графит, который замедляет нейтроны до тепловых энергий. Без умеренности нейтроны деления, которые рождаются со средней энергией около 2 МэВ, остаются в быстром спектре (выше примерно 100 кэВ). Эта высокоэнергетическая нейтронная популяция позволяет принципиально разные ядерные реакции.

Физика быстрых реакторов имеет решающее значение для их потенциала сокращения отходов. В быстром спектре вероятность деления для некоторых тяжелых изотопов, в частности плутония-239 и малых актинидов, значительно выше по сравнению с реакциями захвата, которые создают изотопы более высокой массы. Кроме того, быстрые нейтроны могут эффективно преобразовывать плодородные материалы, такие как уран-238 (который составляет более 99% природного урана) непосредственно в расщепляющийся плутоний-239 через захват нейтронов с последующим бета-распадом. Этот процесс преобразования, известный как размножение, позволяет быстрым реакторам производить больше расщепляющегося топлива, чем они потребляют, открывая дверь к устойчивому топливному циклу, который использует по существу весь добытый уран - фактор от 50 до 100 больше энергии на тонну по сравнению с однократным тепловым реактором.

Исторически, быстрая разработка реактора началась в 1940-х и 1950-х, с первым экспериментальным быстрым реактором, Клементином, достигающим критического состояния в Соединенных Штатах в 1946. Советский Союз позже привел мир в эксплуатационных быстрых реакторах, с реакторами BN-350 (1973) и BN-600 (1980), последний все еще работающий сегодня. Франция управляла реактором 250 MWe Phénix с 1973 до 2009 и 1200 MWe Superphénix с 1985 до 1998. Эти ранние проекты в первую очередь сосредоточены на разведении плутония для программ вооружения или самообеспечения топлива, но современные программы быстрого реактора все больше подчеркивают преобразование отходов как основную миссию наряду с производством энергии.

Основные дизайн и холодный выбор

Поскольку быстрые нейтроны требуют плотного ядра с высоким запасом расщепляющегося материала и эффективным удалением тепла, быстрые реакторы полагаются на охлаждающие жидкости с отличными свойствами теплопередачи и низкой модерацией нейтронов. Были разработаны и проверены в масштабе три основные технологии охлаждающей жидкости: жидкий натрий, свинец (или эвтектический свинец-висмут) и газ гелия. Каждый из них предлагает различные компромиссы.

• Жидкий натрий:] Наиболее широко используемая быстродействующая теплоноситель реактора, с многолетним опытом эксплуатации в России (BN-600/BN-800), Франции (Phénix, Superphénix), Японии (Joyo, Monju) и Индии (FBTR). Натрий обладает высокой температурой кипения (883°C), отличной теплопроводностью и не сильно умеряет нейтроны. Однако он реагирует экзотермически с водой и воздухом, требуя промежуточных контуров теплоносителя и строгих систем безопасности для предотвращения реакций натрия-воды. Непрозрачность натрия также представляет проблемы технического обслуживания, так как визуальный осмотр первичных компонентов невозможен без слива теплоносителя.
• Свинцовые или свинцово-бисмутные эвтектические (LBE): Свинцовые охлаждающие жидкости обеспечивают преимущества безопасности по сравнению с натрием, поскольку они химически инертны в воздухе и воде, устраняя риск энергетических реакций. LBE используется в российских подводных реакторах (класса Alfa) и является основой для нескольких конструкций следующего поколения, таких как BREST-OD-300. Высокая плотность свинца (около 10,6 г / см3) и относительно высокая температура плавления (327 ° C для чистого свинца) накладывают ограничения на конструкцию насоса и требуют тщательного выбора материалов, чтобы избежать коррозии при высоких температурах.
• Гелиевые газы:] В качестве охлаждающей жидкости в быстро охлаждаемых реакторах с газовым охлаждением (GFR) используется гелий при высоком давлении, что позволяет работать в режиме прямого цикла при температурах выше 850°C, что обеспечивает высокую термодинамическую эффективность и потенциальное применение технологического тепла. Технология GFR менее зрелая, чем натрий или свинец, пока не построен полномасштабный прототип. Альянс перспективных энергетических решений и Международный форум поколения IV рассматривают GFR как долгосрочный вариант, требующий значительных материалов и разработки топлива.

Во всех конструкциях FNR топливные сборки должны выдерживать высокий поток нейтронов и температуры. Варианты топлива включают смешанный оксид (MOX, смесь оксидов урана и плутония), металлические сплавы (обычно уран-плутоний-цирконий) и карбидное или нитридное топливо. Металлические топлива продемонстрировали отличное удержание продукта деления и высокий уровень выгорания в испытательном реакторе EBR-II в США, в то время как оксидное топливо является предпочтительным во многих коммерческих проектах из-за их хорошо понимаемого поведения и более низких скоростей набухания.

Как быстро нейтронные реакторы сокращают количество ядерных отходов

Способность быстрых реакторов к сокращению отходов обусловлена их способностью трансмутировать долгоживущие трансурановые элементы, которые доминируют в радиоактивности отработанного ядерного топлива. При переработке отработанного топлива из теплового реактора примерно 96% массы составляет уран (в основном U-238), 1% - плутоний, 2-3% - продукты деления (например, цезий-137 и стронций-90), и около 0,1% - незначительные актиниды (америций, кюрий, нептуний). Продукты деления, в то время как высокорадиоактивные, распадаются до безвредных уровней в течение нескольких сотен лет. Уран, если его оставить неразделенным, разбавляет отходы, но не вносит значительного вклада в долгосрочную опасность. Реальной проблемой является трансураника, которая отвечает за радиотоксичность более чем за 300 лет.

В спектре быстрых нейтронов эти трансурановые вещества могут эффективно делиться, превращая их в смесь продуктов деления с более коротким сроком службы. Например, деление одного атома плутония-239 высвобождает около 200 МэВ энергии и производит два меньших ядра, которые обычно имеют период полураспада в десятилетия или меньше. Путем непрерывного подачи этих изотопов обратно в реактор общий запас долгоживущих актиноидов может быть уменьшен в 10-100 раз по сравнению с прямым удалением отработанного топлива. Этот процесс иногда называют «актинидным сжиганием» или «трансмутацией».

Закрытие ядерного топливного цикла

Закрытый топливный цикл, в котором отработанное топливо перерабатывается для извлечения плутония и других трансурановых веществ для повторного использования в быстрых реакторах, является ключом как к сокращению отходов, так и к эффективности использования ресурсов.

Технологии переработки, такие как процесс PUREX, могут отделять плутоний и уран от продуктов деления. Однако для достижения значительного сокращения отходов требуются передовые методы разделения (например, GANEX, SANEX) для извлечения всех трансурановых веществ вместе без изоляции плутония в одиночку - это предотвращает проблемы распространения оружия и питает схему многократной переработки. После разделения трансурановый поток изготавливается в новые топливные сборки и загружается в быстрый реактор, где они расщепляются. Полученные продукты деления затем витрифицируются в стабильную стеклянную или керамическую матрицу для окончательного удаления. Поскольку эти продукты деления имеют гораздо более короткие периоды полураспада, требуемое время геологической изоляции падает с сотен тысячелетий до нескольких веков, резко уменьшая нагрузку на конструкцию хранилища и мониторинг.

Количественное воздействие на объемы отходов

Согласно исследованиям Международного агентства по атомной энергии и национальных лабораторий, парк быстрых реакторов, работающих в замкнутом цикле, может уменьшить массу высокоуровневых отходов, требующих постоянной утилизации более чем на 90% по сравнению с циклом один раз. Объем остекленных высокоуровневых отходов из замкнутого топливного цикла с FNRs будет примерно на одну десятую от непосредственной утилизации отработавших топливных элементов. Кроме того, остаточная теплоотдача отходов, которая регулирует плотность размещения хранилища, падает до незначительных уровней в течение примерно столетия, позволяя более эффективно использовать пространство хранилища. В таких странах, как Франция, которая управляет крупномасштабной перерабатывающей станцией в Ла-Хааге, существуют планы использовать будущие быстрые реакторы (проект ASTRID, теперь приостановлен) в качестве заключительного шага в комплексной стратегии управления отходами. Хотя ASTRID был прекращен в 2019 году, Франция продолжает исследования по быстрой трансмутации реакторов в качестве долгосрочного варианта.

Преимущества быстрых нейтронных реакторов для управления отходами

Основные преимущества НОФ выходят за рамки сокращения отходов. Их способность извлекать почти всю энергию из урановых и ториевых ресурсов делает их краеугольным камнем устойчивой ядерной энергии. Ниже приведены ключевые преимущества.

• Трансурановое сжигание:] При оптимизированном быстром облучении нейтронами один FNR может сжигать более 30 кг трансурановых элементов на тонну переработанного отработанного топлива. В FNR мощностью 1000 МВт это примерно 50-100 кг в год малых актинид, разрушенных в зависимости от конструкции ядра и состава топлива.
• Сокращение добычи и выращивания:] При повторном использовании переработанного топлива и преобразовании U-238 в новый расщепляющийся материал быстрые реакторы уменьшают потребность в новой добыче урана в 50-100 раз по сравнению с однократными реакторами. Это сводит к минимуму воздействие на окружающую среду добычи, переработки и управления хвостохранилищами на шахтах.
• Сниженные требования к долгосрочному хранению: С падением радиоактивности отходов до уровня естественной урановой руды в течение 200-500 лет вместо 200 000-1 000 000 лет нагрузка на геологическое хранилище значительно снижается. Это означает, что требуется меньше хранилищ, и они могут быть спроектированы с более простыми, более пассивными функциями безопасности.
• Гибкость в топливном составе: быстрые реакторы могут быть запущены на обогащенном уране, MOX или даже чистом плутониевом топливе и могут быть постепенно переведены на топливо, содержащее все большее количество малых актиноидов. Эта гибкость позволяет поэтапное введение по мере развития инфраструктуры переработки.
• Потенциал для утилизации плутония класса оружия:] Быстрые реакторы могут служить безопасным и продуктивным средством для потребления излишков оружейного плутония, превращая его в энергию, делая его недоступным для использования оружия. США и Россия оба исследовали этот вариант в рамках соглашений о нераспространении, хотя политические проблемы остаются.

Проблемы и препятствия для быстрого развертывания нейтронов

Несмотря на эти неоспоримые преимущества, ни одна страна еще не развернула коммерческий реактор на быстрых нейтронах, работающий в основном для преобразования отходов.

Технические вызовы

• Деградация материалов: Высокоэнергетический поток нейтронов в быстрых реакторах примерно в 10 раз более повреждает конструкционные материалы, чем в тепловых реакторах. Нержавеющие стали и сплавы на основе никеля испытывают отек, хрупкость и ползучесть при повышенных температурах. Разрабатываются современные материалы, такие как оксидно-дисперсионно-укрепленные стали и огнеупорные сплавы, но еще не квалифицированы для долгосрочного обслуживания реактора.
• Обработка и безопасность натрия:] В то время как охлаждающая жидкость натрия обеспечивает превосходное удаление тепла, ее химическая реактивность требует сложных инженерных решений: промежуточные петли натрия для изоляции турбины, инертные покрывающие газы и системы для обнаружения и подавления пожаров натрия. Японский реактор Монжу был закрыт более десяти лет после утечки натрия в 1995 году, что подчеркивает сложность обслуживания.
• Сложность изготовления топлива: Производство топлива, содержащего америций и куриум, представляет собой уникальные проблемы. Эти материалы высокорадиоактивны и требуют удаленной обработки в защищенных горячих клетках. Am-241, в частности, излучает сильные гамма-лучи, что затрудняет его включение в топливные гранулы. Исследования продолжаются в передовых технологиях изготовления, таких как гранулы, прессующиеся под инертной атмосферой, шар-пак и виброкомпактные виды топлива.
• Быстрые реакторы имеют меньшую быструю нейтронную фракцию и положительный коэффициент натрия в некоторых конструкциях, что означает, что потеря охлаждающей жидкости может увеличить реактивность. Современные конструкции включают пассивные функции безопасности, такие как модули расширения газа, линии привода стержня с падением силы тяжести и встроенные механизмы обратной связи для обеспечения отключения реактора без действий оператора в сценариях аварии.