Потенциал быстрых реакторов для обеспечения работы замкнутого топливного цикла

Как быстро реакторы позволяют разводить

Быстрые нейтроны эффективно захватываются ураном-238, превращая его в плутоний-239 через захват нейтронов и два бета-распада. Быстрый реактор может быть разработан для производства большего количества расщепляющегося плутония, чем он потребляет - соотношение «размножитель» больше 1,0. Эта способность размножения позволяет реактору извлекать до 70 процентов энергетического содержания природного урана (по сравнению с <1 % в LWR) и расширяет глобальные запасы урана на протяжении веков даже при нынешних темпах потребления. Кроме того, быстрые реакторы могут «сжигать» долгоживущие незначительные актиниды (нептуний, америций, кюрий), которые доминируют в долгосрочной радиотоксичности ядерных отходов, превращая их в более короткие продукты деления.

Концепт замкнутого топливного цикла

Закрытый топливный цикл включает в себя переработку отработанного ядерного топлива для извлечения урана и плутония, а затем изготовление этих материалов в новые топливные элементы. Остальные высокоактивные отходы - в первую очередь продукты деления и незначительные актиниды - остеклены для геологической утилизации. Быстрые реакторы необходимы, потому что они могут эффективно потреблять плутоний и незначительные актиниды, извлеченные из переработки, поддерживая несколько циклов повторного использования без накопления продуктов деления нейтронного отравления.

Технологии переработки

• ПУРЕКС Процесс: Текущий промышленный стандарт отделяет плутоний и уран от отработанного топлива с использованием экстракции растворителя. Он производит смешанный продукт оксида плутония-урания (MOX), который может использоваться как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Для быстрореакторных замкнутых циклов процесс PUREX может быть адаптирован для включения незначительного рекуперации актинида, хотя это добавляет химическую сложность и стоимость.
• Передовая переработка:] Для быстродействующих реакторов на металлическом топливе разрабатывается пиропереработка (электрохимическое разделение с использованием расплавленных солей. Пиропереработка более компактна, более устойчива к радиационному повреждению и по своей сути более устойчива к пролиферации, поскольку она не производит чистый плутоний. Она непосредственно поддерживает быстрые реакторы с использованием металлических сплавов, таких как уран-плутоний-цирконий.

Изготовление топлива для быстрых реакторов

Топливо с быстрореакторным реактором должно выдерживать высокий уровень выгорания, высокие температуры и интенсивный поток нейтронов.

• Смешанный оксид (MOX): Смесь диоксида плутония и диоксида урана, используемая в быстродействующих реакторах с натриевым охлаждением, таких как BN-800. MOX похож на LWR MOX, но с более высоким содержанием плутония (20-30%).
• Металлический сплав: Сплавы уран-плутоний-цирконий обеспечивают более высокую теплопроводность и более легкую переработку с помощью пирообработки. Они используются в экспериментальном реакторе-размножителе США II (EBR-II) и предлагаются для усовершенствованных СФР.
• Нитридное топливо: Смешанный нитрид уран-плутония изучается для реакторов с свинцовым охлаждением из-за его высокой температуры плавления и совместимости с инертными матрицами.

Преимущества быстрых реакторов в замкнутом топливном цикле

Эффективность использования ресурсов

Быстрые реакторы могут извлекать в 50-70 раз больше энергии на тонну добытого урана по сравнению с LWR в открытом цикле. При коэффициенте размножения до 1,2-1,4 они могут производить столько же или больше расщепляющегося материала, чем потребляют, превращая обедненный уран (оставленный от обогащения) в топливо. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) оценивает, что глобальные урановые ресурсы могут поддерживать флот на основе быстродействующих реакторов в течение тысяч лет.

Сокращение и трансмутация отходов

Быстрые реакторы могут деления мелких актиноидов, которые в противном случае доминировали бы над долгосрочной радиоактивностью отработанного топлива. Исследования показывают, что многократная переработка всех актиноидов в быстром реакторе может уменьшить объем высокоуровневых отходов, требующих геологической утилизации, на 80-90 % и сократить необходимое время изоляции с сотен тысяч лет до нескольких сотен лет. Это значительно облегчает нагрузку на будущие поколения.

Энергетическая безопасность и независимость

Страны без собственных запасов урана могут стать энергонезависимыми, перерабатывая отработанное топливо из реакторов на жидком топливе и используя быстрые реакторы для производства нового топлива из запасов обедненного урана. Франция и Япония инвестировали в стратегии замкнутого цикла, чтобы уменьшить зависимость от импортного урана. Россия эксплуатирует быстрый реактор BN-800 и планирует закрыть топливный цикл для своего реактора с свинцовым охлаждением BREST-300.

Сопротивление распространению

Хорошо спроектированный замкнутый топливный цикл с передовой переработкой (например, пирообработка) не производит чистый плутоний; вместо этого он производит смесь, которая включает в себя высокорадиоактивные незначительные актиниды, что делает кражу или отвлечение гораздо более трудным. Кроме того, быстрые реакторы могут потреблять запасы плутония из демонтированного оружия или топлива LWR, превращая чувствительный к распространению материал в энергию.

Проблемы, связанные с быстрым развертыванием реактора

Технические и инженерные проблемы

• Обработка охлаждающих веществ: Натрий требует инертного покрытия газом и аргонной атмосферой; утечки вызывают пожары, которые трудно потушить. Свинцовые охлаждающие жидкости требуют постоянного контроля кислорода для предотвращения коррозии и эрозии.
• Деградация материалов: Высокоэнергетическая нейтронная бомбардировка вытесняет атомы в конструкционных сталях, вызывая отек, хрупкость и ползучесть. Облицовочные материалы должны выдерживать температуры выше 600 °C. Проводятся испытания усовершенствованных сплавов и оксид-дисперсионно-укрепленных (ODS) сталей, но долгосрочные данные о производительности остаются ограниченными.
• Интеграция процессов переработки и топливного цикла:] Для закрытия топливного цикла требуются промышленные предприятия по переработке, способные перерабатывать высокорадиоактивное отработанное топливо с быстрым реактором. Необходимая инфраструктура является дорогостоящей и в настоящее время существует только в нескольких странах (Франция, Россия, Япония в меньшем масштабе).

Экономическая жизнеспособность

Быстрые реакторы имеют более высокие капитальные затраты, чем LWR из-за сложных систем охлаждающей жидкости, промежуточных схем и передовых функций безопасности. Стоимость строительства большого SFR (например, 800 МВт) исторически была в 1,5-2 раза выше, чем сопоставимого LWR. Тем не менее, экономика улучшается, когда быстрые реакторы развернуты в парке, который умножает преимущества топливного цикла: чистая стоимость электроэнергии из интегрированной системы замкнутого цикла может быть конкурентоспособной, если цены на уран растут или если учитываются затраты на удаление отходов LWR. Демонстрационные программы (например, США Fast Flux Test Facility и EBR-II) предоставили ценные данные, но ни один коммерческий быстрый реактор еще не был построен без правительственной субсидии.

Безопасность и регулирование

Быстрые реакторы должны быть спроектированы так, чтобы избежать реакций натрия-воды (в СФР) или реакций свинца-воздуха (в СФР). Им также необходимо управлять положительным коэффициентом пустоты - если охлаждающая жидкость кипит или теряется, реактивность может увеличиться. Современные конструкции включают пассивные функции безопасности (например, удаление тепла при естественном разрушении циркуляции, обратная связь отрицательной реактивности от расширения топлива), которые предотвращают повреждение ядра даже в худших сценариях. Лицензирующие рамки для быстрых реакторов все еще развиваются; регуляторы часто не имеют опыта работы с системами без водяного охлаждения, продлевая время обзора.

Глобальные разработки в технологии быстрых реакторов

Россия: мировой лидер в операциях СФР

Россия эксплуатирует БН-600 (600 МВт/560 МВт, с 1980 года) и БН-800 (800 МВт, коммерческая эксплуатация с 2016 года) на Белоярском заводе. Оба являются реакторами типа бассейна с натриевым охлаждением. БН-800 является крупнейшим быстрым реактором в эксплуатации и используется для тестирования MOX топлива и незначительной трансмутации актинида. Следующим шагом России является BREST-OD-300, быстрый реактор с свинцовым охлаждением, который будет связан с переработкой на месте и изготовлением топлива - полностью интегрированный замкнутый цикл.

Франция: Phénix, Superphénix и ASTRID

Франция построила и эксплуатировала реакторы с натриевым охлаждением Phénix (250 МВт, 1974–2009) и Superphénix (1 240 МВт, 1985–1998). Superphénix был крупнейшим быстрым реактором, когда-либо построенным, но страдал от технических проблем, перерасхода средств и политической оппозиции. Уроки вывода из эксплуатации этой программы информировали проект ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), проект мощностью 600 МВт. Однако в 2019 году Франция приостановила программу ASTRID, сославшись на бюджетные ограничения и переход к небольшим модульным реакторам и передовым LWR. Ноу-хау сохраняется для возможного будущего возрождения.

Индия: прототип реактора быстрого разведения (PFBR)

Индия строит 500 МВт PFBR в Калпаккаме, быстром реакторе с натриевым охлаждением, который, как ожидается, скоро достигнет критичности. Он использует уран-плутониевое MOX топливо и является краеугольным камнем Индии для замкнутого топливного цикла, который использует свои обильные запасы тория. В рамках трехступенчатой ядерной программы Индии предусматривается быстрое селекционирование для преобразования тория в расщепляющийся уран-233 для использования в современных реакторах. За PFBR последуют еще два коммерческих селекционера.

Китай: быстрое расширение исследований быстрых реакторов

Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах (CEFR, 65 МВт/20 МВт) достиг критичности в 2010 году и использовался для испытаний материалов и обучения операторов. Страна строит демонстрационный реактор на быстрых нейтронах CFR-600 (600 МВт), строительство которого планируется завершить в середине 2020-х годов. Китай планирует развернуть парк быстрых реакторов в рамках своей долгосрочной энергетической стратегии по снижению угольной зависимости и управлению отработанным топливом LWR.

Япония и Соединенные Штаты

Японский Monju (280 МВт) работал с перерывами с 1994 по 2010 год и был навсегда закрыт после утечки натрия. Япония продолжает исследования по разработке и технологии переработки японского реактора с натриевым охлаждением (JSFR). США закрыли свои программы быстрого реактора - экспериментальный реактор-заводчик II (EBR-II) и испытательный центр быстрого потока (FFTF) - в 1990-х годах, но продолжали исследования в Аргоннской национальной лаборатории и Национальной лаборатории Айдахо. Проект Универсального испытательного реактора (VTR), быстрый реактор с натриевым охлаждением мощностью 300 МВт, был предложен для обеспечения возможности быстрого нейтронного облучения для передовых видов топлива и материалов, но финансирование было неопределенным.

Будущий прогноз и новые проекты

Маленькие модульные быстрые реакторы

Несколько компаний разрабатывают небольшие модульные быстрые реакторы (SMFR) с выходной мощностью от 50 до 300 МВт. Эти конструкции направлены на снижение капитальных затрат за счет заводского производства, более простых случаев безопасности (например, полностью пассивное удаление тепла распада) и гибкости для удаленных или автономных применений.

• ARC-100 (Advanced Reactor Concepts, US): быстрый реактор с натриевым охлаждением мощностью 100 МВт на основе технологии EBR-II, с металлическим топливным сердечником и 20-летним интервалом заправки.
• SEALER (LeadCold, Швеция): быстродействующий реактор с свинцовым охлаждением, предназначенный для удаленных районов Канады, с использованием топлива из нитрида урана и компактного ядра.
• SMR-160 (Holtec, США/Великобритания): Хотя это не быстрый реактор, он использует передовую технологию PWR; многие SMR быстрого типа все еще концептуальны.

Международный форум поколения IV (GIF)

GIF выбрала шесть технологий реакторов для долгосрочного развития, в том числе три типа быстрых реакторов: быстродействующие реакторы с натриевым охлаждением, свинцовым охлаждением и газовым охлаждением. Страны-члены сотрудничают в области исследований, стандартов безопасности и интеграции топливного цикла. Системы быстрых реакторов GIF нацелены на достижение коммерческого развертывания к 2035-2050 годам в зависимости от региональных приоритетов.

Экономика замкнутого топливного цикла в масштабе

Для того чтобы замкнутый топливный цикл был экономически жизнеспособным, предлагается создать «симбиотический» флот: LWR обеспечивают начальный плутоний для запуска реакторов быстрого реагирования, а затем быстроразводят дополнительное топливо для себя и обеспечивают утилизацию малых актиноидов. Уровнированная стоимость электроэнергии для такого флота может быть на 10-20% выше, чем первоначально, но долгосрочная экономия от сокращения утилизации отходов и добычи урана может компенсировать. Налоговые кредиты, цены на углерод или сборы за удаление отходов могут ускорить развертывание.

Заключение

Быстрые реакторы представляют собой трансформационный шаг в ядерной энергетике, позволяющий замкнутый топливный цикл, который максимизирует использование ресурсов, минимизирует отходы и усиливает нераспространение. Экспериментальные и демонстрационные реакторы во всем мире доказали базовую физику и инженерную осуществимость, но коммерческое внедрение отстает из-за высоких затрат, технологической сложности и медленных темпов ядерного лицензирования. Путь вперед лежит в продолжении международного сотрудничества - обмен данными от BN-800, CEFR, PFBR и прошлых прототипов - и в разработке модульных конструкций, снижающих затраты. При правильной поддержке политики и устойчивых инвестициях быстрые реакторы могут стать основой устойчивой ядерной экономики замкнутого цикла, которая служит глобальным целям чистой энергии на протяжении веков.

Далее читать: IV Международный форум поколения: Системы быстрых реакторов; База данных быстрых реакторов МАГАТЭ