Реакторы быстрого разведения и их влияние на мировую цепочку ядерных поставок

Потенциал тория.] ФБР также могут быть разработаны для использования тория-232, который в три-четыре раза более распространен в земной коре, чем уран. Когда торий поглощает быстрый нейтрон, он превращается в уран-233 — расщепляющийся изотоп, который может быть переработан. ФБР на торийном топливе производят гораздо меньше плутония и незначительных актинидов, упрощая управление отходами и снижая риски распространения. Однако технология переработки тория менее зрелая, и на сегодняшний день не построен коммерческий ФБР на основе тория.

Энергетическая безопасность. Для стран, которые уже обладают значительными запасами обедненного урана (например, США, Россия, Франция и Великобритания) или переработанного плутония, FBRs предлагают способ монетизации этих «отходов» в ценное топливо. Только в США содержится около 700 000 метрических тонн гексафторида обедненного урана, что эквивалентно энергии нескольких десятилетий общего производства электроэнергии в США, если использовать его в быстроразводных предприятиях. Россия была самой агрессивной в этом направлении, с реактором BN-800 на Белоярской атомной электростанции, работающей коммерчески с 2015 года, используя MOX топливо, изготовленное из оружейного плутония и обедненного урана.

Преимущества быстрых реакторов

Топливная эффективность и расширение ресурсов

Наиболее известным преимуществом является впечатляющий рост использования ресурсов. В то время как реактор на легкой воде извлекает около 50 ГВт-дней на тонну добытого урана, FBR в замкнутом топливном цикле может превышать 1000 ГВт-дней на тонну. Эта эффективность означает, что даже низкосортные урановые руды становятся экономически жизнеспособными, а стоимость топлива становится незначительной долей от общей стоимости производства электроэнергии. Более длительный ресурсный ресурс также изолирует ядерную энергию от скачков цен или перебоев в поставках.

Сокращение ядерных отходов

Быстрые заводчики могут быть спроектированы как «горючие» долгоживущих трансурановых изотопов, особенно плутония, америция и нептуния. При повторной переработке этих элементов в конечном потоке отходов преобладают продукты деления с периодом полураспада в несколько сотен лет, а не десятки тысяч. Радиотоксичность может быть уменьшена в 10-100 раз по сравнению с циклом термальных реакторов. Это значительно облегчает нагрузку на геологические хранилища и общественное принятие утилизации отходов.

Устойчивая энергетическая независимость

Для стран, которые планируют в значительной степени полагаться на ядерную энергию в течение десятилетий, FBRs предлагают путь к устойчивости без внешней топливной зависимости. Индия с ее скромными запасами урана, но обильным торием, предусматривает вторую стадию быстроразводящих заводов, работающих на плутонии из своих реакторов на тяжелой воде, за которой следует третья стадия реакторов на основе тория. Аналогичным образом, Япония и Южная Корея исследовали технологию быстрого размножения, чтобы уменьшить зависимость от импортного урана.

Сопротивление распространению (с оговорками)

В то время как разведение плутония вызывает опасения по поводу распространения, материал, производимый в FBR, менее привлекателен для оружия, чем плутоний, выведенный в тепловых реакторах. В FBR-образном плутонии обычно содержится более высокая доля изотопов Pu-238, Pu-240 и Pu-242, которые генерируют интенсивное тепло, спонтанные нейтроны и гамма-излучение, что делает сборку оружия сложной и опасной. Кроме того, замкнутый топливный цикл может работать под международными гарантиями, если объекты переработки интегрированы и контролируются.

Проблемы и озабоченности

Высокие капитальные затраты и сложность

FBR значительно дороже в строительстве, чем легководные реакторы. Им требуются экзотические материалы для охлаждающей жидкости и основных компонентов, передовые теплообменники и сильно экранированные системы подачи топлива. Промежуточная петля натрия (термообменник натрия-натрия) добавляет несколько сотен миллионов долларов к типичной установке. В результате стоимость нового FBR может быть в два-три раза выше, чем у сопоставимого реактора с водой под давлением. Например, предполагаемая стоимость российского BN-800 составляла около 5,5 миллиардов долларов за 880 МВт; современный PWR аналогичного размера может стоить 3-4 миллиарда долларов.

Риски безопасности: пожары натрия и водные реакции

Жидкий натрий спонтанно горит в воздухе и взрывается при контакте с водой. Несколько аварий с FBR были вызваны утечками натрия: японский реактор Monju (1995) испытал пожар натрия, который привел к его выводу из эксплуатации; французский Superphénix (1990) пострадал от повторяющихся утечек натрия и структурных проблем, прежде чем быть закрытым. Для смягчения этих рисков FBR имеют инертные газовые оболочки и сложные системы обнаружения утечки, но неотъемлемая химическая опасность остается препятствием для регулирования и общественного признания.

Риски распространения от разведения плутония

Несмотря на изотопную смесь, которая препятствует вепонизации, существование больших запасов разделенного плутония в перерабатывающих установках является проблемой распространения. Любая страна, эксплуатирующая FBR и переработку, может потенциально отвлечь плутоний для оружия. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) требует строгих гарантий, и несколько государств (включая США в соответствии с политикой президента Картера) остановили коммерческую переработку, чтобы избежать создания прецедента. Это застопорило развертывание FBR в Соединенных Штатах, хотя исследования продолжаются в Национальной лаборатории Айдахо.

Технологическая незрелость и операционные проблемы

Ни один FBR еще не продемонстрировал долгосрочную, надежную коммерческую эксплуатацию. Самый успешный прототип - французский Phénix (254 МВт) - работал с 1973 по 2009 год, но с частыми отключениями. Российский BN-600 (1980) был более надежным, с коэффициентом мощности выше 80% в последние годы, но он использует высокообогащенное урановое топливо, а не MOX замкнутого цикла, предназначенный для будущих заводчиков. Деградация материалов (набухание, хрупкость) при интенсивной бомбардировке быстронейтронными бомбами сокращает срок службы топлива и требует частой заправки. Передовые материалы для топливной облицовки (например, оксидная дисперсия - укрепленные стали) все еще разрабатываются и тестируются.

Проблемы отходов и переработки

Закрытый цикл, делающий ФБР эффективными, также требует наличия крупных перерабатывающих заводов. Эти объекты капиталоемки и производят собственные жидкие радиоактивные отходы. Отделение малых актиноидов от плутония и урана технически сложно и пока не продемонстрировано в промышленных масштабах. Кроме того, перевозка свежеотделенных плутониевых и топливных сборок вызывает вопросы безопасности и логистики.

Глобальные события и перспективы на будущее

Россия

Россия лидирует в мире по разработке реакторов на быстрых селекционерах. В Белоярске с 1980 года работает БН-600 (600 МВт, натриевое охлаждение). Более крупный БН-800 (880 МВт) начал коммерческую эксплуатацию в 2015 году и является первым быстрым реактором, использующим МОХ-топливо в замкнутом цикле. Росатом разрабатывает БН-1200М, нацеленный на эталонную конструкцию, которая может быть экспортирована. Россия также эксплуатирует ФБР петлевого типа БОР-60 для испытаний материалов и разрабатывает БРЕСТ-300, быстрый реактор с свинцовым охлаждением, который обещает большую внутреннюю безопасность. Эти проекты являются частью российской программы «Прорыв» (Прорыв) для закрытия ядерного топливного цикла к 2030 году.

Индия

В центре трехступенчатой ядерной программы Индии находится реактор на быстрых селекционных установках (ПФБР), реактор на петлевом типе с натриевым охлаждением мощностью 500 МВт в Калпаккаме, который близится к вводу в эксплуатацию после десятилетий задержки. Он будет использовать смешанное карбидное топливо из урана и плутония. После того, как будет доказано, Индия планирует построить парк ФБР (ФБР-1 и ФБР-2), чтобы генерировать достаточное количество плутония для в конечном итоге топлива для реакторов на основе тория. Параллельно Центр ядерных исследований Индиры Ганди разрабатывает свои собственные конструкции ФБР на металлическом топливе для более высоких коэффициентов размножения.

Китай

Китай агрессивно вошел в месторождение быстросъемных реакторов. Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах (CEFR, 65 МВт) достиг критичности в 2010 году. Китайский реактор на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт (CFR-600), установка с натриевым охлаждением мощностью 600 МВт, строится в Сяпу в провинции Фуцзянь, причем первая критичность ожидается в конце 2020-х годов. Китай стремится развернуть серию FBR для закрытия своего топливного цикла и снижения зависимости от импортируемого урана. Он также сотрудничает с Россией в области технологии BN-800 для некоторых испытаний топлива.

Франция

Франция исторически управляла 250 MWe Phénix и 1200 MWe Superphénix, последний является крупнейшим FBR когда-либо построенным. Оба были закрыты; Superphénix страдал от технических проблем и общественной оппозиции. Однако Франция продолжает исследования и разработки в области быстрореакторных исследований и разработок, сосредоточившись на проекте ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), хотя финансирование было сокращено в последние годы. Французский опыт переработки MOX в Ла-Хааге сохраняет страну в хорошем положении, если FBR достигнут экономической жизнеспособности.

Япония

Япония эксплуатировала 280 МВт Monju с 1994 года до тех пор, пока утечка натрия в 1995 году не привела к длительному отключению. Она была окончательно выведена из эксплуатации в 2016 году. Японская программа быстрого реактора в настоящее время сосредоточена на экспериментальном реакторе Joyo (100 МВт) и исследованиях концепций свинцово-вязкого и гелиевого охлаждения через Японское агентство по атомной энергии (JAEA). Авария на Фукусиме ослабила политическую поддержку передовых реакторов, но Япония по-прежнему участвует в международном сотрудничестве поколения IV.

Соединенные Штаты Америки

США не построили коммерческий FBR с тех пор, как проект реактора-размножителя реки Клинч был отменен в 1983 году. Однако экспериментальный реактор-размножитель II (EBR-II) в Национальной лаборатории Айдахо работал с 1964 по 1994 год и продемонстрировал присущие ему функции безопасности, такие как пассивное отключение во время испытаний на потерю потока. Сегодня усилия США сосредоточены на Универсальном испытательном реакторе (VTR), установке для быстрого нейтронного облучения, предлагаемой для строительства в Национальной лаборатории Айдахо. VTR будет поддерживать испытания топлива и материалов для будущих быстрых реакторов, в том числе от частных компаний, таких как TerraPower (которая разрабатывает быстрый реактор с натриевым натрием с системой хранения энергии расплавленной соли).

Международное сотрудничество: поколение IV

Международный форум поколения IV (GIF) включает в себя системы быстрореакторных установок в качестве двух из шести выбранных проектов: быстрореактор с газовым охлаждением (GFR), быстрореактор с свинцовым охлаждением (LFR) и быстрореактор с натриевым охлаждением (SFR). SFR является наиболее зрелым, в то время как LFR (например, российский BREST-300, бельгийская MYRRHA) прогрессирует. GFR использует гелиевую охлаждающую жидкость и высокотемпературную работу для повышения эффективности, но требует передовых материалов. Форум направлен на разделение затрат на НИОКР и решение проблем безопасности, устойчивости к распространению и экономической жизнеспособности. Поколение IV Международный форум

Заключение

Реакторы быстрого размножения обладают потенциалом для преобразования мировой цепочки поставок ядерного топлива из конечной ресурсной отрасли в почти устойчивое предприятие. Разблокировав энергетическое содержание урана-238 и тория, они могут увеличить запасы топлива на тысячи лет, уменьшить объем и радиотоксичность высокоактивных отходов и предложить энергетическую независимость странам без внутреннего урана. Такие страны, как Россия, Индия и Китай, уже продвигаются вперед с эксплуатационными или почти эксплуатационными FBR, в то время как другие остаются осторожными из-за высоких затрат, проблем безопасности и рисков распространения.

Будущее FBR будет зависеть от продолжающихся технологических улучшений, особенно в материаловедении, технологиях переработки и системах пассивной безопасности, а также от международных нормативных рамок, которые гарантируют нераспространение. МАГАТЭ активно продвигает технологию быстрого реактора и предоставляет базы данных по быстрым реакторам во всем мире. Если проблемы стоимости и общественного признания могут быть преодолены, быстроразводчики могут стать краеугольным камнем низкоуглеродной, ресурсоэффективной глобальной энергетической системы, дополняющей возобновляемые источники энергии и тепловые реакторы в диверсифицированном портфеле. Грядущее десятилетие, отмеченное вводом в эксплуатацию PFBR в Индии, CFR-600 в Китае и возможных испытательных реакторов США, будет иметь решающее значение для определения того, станет ли мечта об устойчивой ядерной энергии посредством селекции практической реальностью.

Далее читать: Подробный обзор технологии быстрореакторных реакторов и национальных программ см. на странице Всемирной ядерной ассоциации по реакторам на быстрых нейтронах . Для детального исторического анализа и технических спецификаций прошлых и настоящих FBR, Информационная система передовых реакторов МАГАТЭ (ARIS) предоставляет надежные данные.